Radioprotección

páginas1

capítulo 1FUENTES DE RADIACIÓN IONIZANTE

1FENÓMENO DE LA RADIACTIVIDAD

1Tipos de radiaciones

3Ley de decaimiento

4Actividad

4Tabla de nucleidos

9FUENTES NATURALES

9Radiación cósmica

9Radiación terrestre

10FUENTES ARTIFICIALES

11APLICACIONES DE LAS RADIACIONES

11Conservación de alimentos

11Investigación agrícola

11Control de plagas

12Medicina

14Industria

14Arqueología y paleontología

15Hidrología

15Investigación biológica

15Producción de energía eléctrica

16DOSIS MEDIA ANUAL

19capítulo 2MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS

20MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS BÁSICAS

21Energía impartida

22Exposición

22Factor de calidad de la radiación, Q

23MAGNITUDES UTILIZADAS EN PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

23Dosis absorbida en un órgano, DT

23Factores de ponderación de la radiación, wR

24Dosis equivalente en un órgano o tejido, HT

24Factor de ponderación de los tejidos u órganos, wT

25Dosis efectiva, E

25Dosis equivalente comprometida en un órgano o tejido, HT(�)

Tabla de contenido i

Tablade contenido

26Dosis efectiva comprometida, E(�)

26Magnitudes para grupos de individuos expuestos

29capítulo 3DOSIMETRÍA EN RADIOPROTECCIÓN

29IRRADIACIÓN EXTERNA

30Estimación de la dosis efectiva a partir del kerma en aire

33Estimación de la dosis efectiva a partir de magnitudes operacionales

37CONTAMINACIÓN INTERNA

37Vías de entrada

38Modelos metabólicos

39Cálculo de la dosis equivalente en un órgano

41Límite anual de incorporación (ALI)

45capítulo 4EFECTOS BIOLÓGICOS DE LAS RADIACIONES

46CLASIFICACIÓN DE LOS EFECTOS BIOLÓGICOS

46Efectos estocásticos

47Efectos deterministas

48EFECTOS DETERMINISTAS DE LAS RADIACIONES IONIZANTES

48Efectos deterministas por sobreexposición de todo el cuerpo

51Efectos deterministas localizados

55CARCINOGÉNESIS RADIOINDUCIDA

56Estudios radioepidemiológicos

57Modelos de proyección de riesgo

57Estimaciones de riesgo de cáncer radioinducido

58EFECTOS HEREDITARIOS

59Estimación de la probabilidad de trastornos hereditarios

59EFECTOS PRENATALES

63capítulo 5FUNDAMENTOS DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

64CRITERIOS BÁSICOS DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

64Justificación de la práctica

65Optimización de la protección radiológica

65Límites y restricciones de dosis

ii Tabla de contenido

68RESIDUOS RADIACTIVOS

70TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO

73EXPOSICIONES POTENCIALES

74INTERVENCIÓN EN EMERGENCIAS

77capítulo 6MONITORAJE DE LA EXPOSICIÓN OCUPACIONAL

77Clasificación de áreas

78Señalización

80MONITORAJE AMBIENTAL

80Monitoraje de los campos de radiación ambiental

81Monitoraje de la contaminación del aire

81Medición de la contaminación en superficies

82MONITORAJE INDIVIDUAL DE LA IRRADIACIÓN EXTERNA

82Dosímetros de emulsión fotográfica

83Dosímetros termoluminiscentes

84Dosímetros de cámara de bolsillo

84Dosímetros de alarma y advertencia

84MONITORAJE INDIVIDUAL DE LA CONTAMINACIÓN INTERNA

85Medición directa de la actividad del cuerpo

86Medición indirecta de la actividad del cuerpo

89capítulo 7SISTEMAS DE PROTECCIÓN CONTRA LA RADIACIÓN

89TÉCNICAS BÁSICAS DE PROTECCIÓN

89Reducción del tiempo de exposición

90Reducción de la actividad de la fuente

90Aumento de la distancia fuente-punto de interés

91Blindaje entre las personas y la fuente de radiación

96CÁLCULO DE BLINDAJES PARA RAYOS X

97Blindaje para la radiacion directa

99Blindaje para la radiación dispersa

100Blindaje para la radiación de fuga del tubo

105capítulo 8RADIODIAGNÓSTICO MÉDICO

106GENERACIÓN DE RAYOS X

108EQUIPOS GENERADORES DE RAYOS X

108Tubo de rayos x

Tabla de contenido iii

110Fuente de alta tensión

110Sistema de control de emisión

112SEGURIDAD RADIOLÓGICA DE LAS INSTALACIONES Y EQUIPOS

113EXPOSICIÓN OCUPACIONAL

114Clasificación del área de trabajo

114Dosimetría personal

114Dispositivos de protección radiológica

114Calibración de instrumentos

114EXÁMENES ESPECÍFICOS: Aspectos de radioprotección

115Radioscopía

115Exámenes con equipos móviles de rayos x

115Radiología pediátrica

116Mamografía

116Exámenes dentales

116Exámenes con rayos x durante el embarazo

116Exámenes con rayos x en mujeres con capacidad para gestar

117Radiografía obstétrica

117Otros exámenes con rayos x durante el embarazo

117EXPOSICIÓN MÉDICA

117Cómo evitar dosis innecesarias

122NIVELES DE DOSIS REFERENCIA

124CRITERIOS DE ACEPTABILIDAD DE INSTALACIONES DE RADIODIAGNÓSTICO

124Instalaciones radiográficas de diagnóstico general

126Revelado de placas, propiedades de los receptores de imágenes y condiciones de visualización

128Radioscopía

129Tomografía convencional y computarizada

131Radiografía dental

131Mamografía

137capítulo 9MEDICINA NUCLEAR

138EQUIPAMIENTO EN MEDICINA NUCLEAR

138Calibradores de actividad o activímetros

139Sistemas de detección para mediciones “in vitro”

140Sistemas para mediciones de radiación � ”in vivo”

140Brazo de captación

141Centellógrafo

143Sistema de tomografía por emisión de fotón único (SPECT)

144Tomógrafo por emisión de positrones (PET)

146SEGURIDAD RADIOLÓGICA DE LAS INSTALACIONES

146Blindajes

147Ventilación

147Piletas

147Acabado de superficies

iv Tabla de contenido

148Requisitos mínimos para un laboratorio de medicina nuclear

149Requisitos mínimos para un laboratorio de radioinmunoanálisis


150Control sobre el material radiactivo

151Monitoraje personal y de área

153Acciones en caso de una contaminación superficial

154Gestión de residuos radiactivos

155Registros

156Control del equipamiento


157Niveles de referencia

165capítulo 10RADIOTERAPIA

166EQUIPAMIENTO EN RADIOTERAPIA

165Equipos de cobaltoterapia

173Equipos aceleradores lineales de electrones

178Equipos de rayos x de baja y media energía

178EQUIPAMIENTO DE BRAQUITERAPIA

180SEGURIDAD RADIOLÓGICA EN TELETERAPIA

180Seguridad radiológica en el diseño de instalaciones para teleterapia

181Seguridad radiológica en equipos de cobaltoterapia

184Seguridad radiológica en equipos aceleradores lineales

185SEGURIDAD RADIOLÓGICA EN BRAQUITERAPIA

185Braquiterapia manual

186Braquiterapia remota

187Carga o recambio de las fuentes radiactivas

188Aspectos ocupacionales en la práctica de la braquiterapia


189Clasificación del área de trabajo

189Monitoraje individual

189Controles periódicos al equipo

189Sistema de registros

190Procedimientos de emergencia

190Recambio de fuentes radiactivas

190Transporte de material radiactivo

190Sistema de calidad


190Justificación

190Optimización

191Calibración del haz de radiación

191Participación de intercomparaciones dosimétricas

191Dosimetría clínica

Tabla de contenido v

191PROGRAMA DE GARANTÍA DE CALIDAD

192Garantía de calidad en radioterapia externa

199Garantía de calidad de equipos y fuentes de braquiterapia

205capítulo 11ACCIDENTES EN LA PRÁCTICA MÉDICA

206ACCIDENTES EN RADIOTERAPIA: “EXPOSICIONES POTENCIALES Y PREVENCIÓN DE ACCIDENTES EN LA PRÁCTICA MÉDICA”

217ACCIDENTES EN MEDICINA NUCLEAR

218SISTEMA DE INTERVENCIÓN EN EMERGENCIAS DE LA ARN

223anexoMARCO REGULATORIO

223RADIODIAGNÓSTICO

223Ley Nº 17.557

224Requisitos para instalación y utilización de equipos generadores de rayos x

225Normas básicas de seguridad radiosanitaria

229Norma para prestadores del servicio de dosimetría personal

230Estudios mamográficos

230Equipos para control de equipajes

231MEDICINA NUCLEAR Y RADIOTERAPIA

231Ley nacional de la actividad nuclear: ley Nº 24.804

232Normas regulatorias AR

232

234

234

234

234

234

234

234

Norma básica de seguridad radiológica

Uso de fuentes selladas en braquiterapia

Operación de aceleradores lineales de electrones para uso médico

Operación de equipos de cobaltoterapia

Protección radiológica en medicina nuclear

Permisos individuales para el empleo de material radiactivo y radiaciones ionizantes

en seres humanos

Gestión de residuos radiactivos

Transporte de materiales radiactivos

234Documentos regulatorios en las aplicaciones nucleares a las actividades médicas

235Régimen de Sanciones por Incumplimiento de las Normas de Seguridad Radiológica

en las Aplicaciones de la Energía Nuclear a la Medicina, al Agro, a la Industria y

a la Investigación y Docencia

235Normas para el uso de radioisótopos en medicina

236Normas para proceder a la autorización de responsables como asesores físicos

en servicios de radioterapia

236Uso de fuentes selladas de Ra226

236Instalaciones médicas consideradas relevantes que requieren Autorización de Operación

237Pautas generales a las que deben ajustarse los titulares de autorización de operación y

los poseedores de permisos individuales

237Régimen de Tasas por Licenciamiento e Inspección

237Requisitos para obtener permiso individual para el uso de Sm153 en el tratamiento

de las metástasis óseas

vi Tabla de contenido

238Procedimiento para la Aplicación de Sanciones por incumplimiento de las Normas

de Seguridad Radiológica en las Aplicaciones de la Energía Nuclear a la Medicina, al Agro,

a la Industria y a la Investigación y Docencia

239Requisitos para obtener autorizaciones de operación y permisos invididuales

240Diagnóstico y tratamiento en medicina nuclear

Teleterapia, braquiterapia, radiocoloides y aplicadores beta

Tabla de contenido vii

A mediados de 1999 representantes de la Cámara de Instituciones de Diagnóstico Médico

(CADIME) solicitaron a las autoridades de la Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN) y de la

Comisión Nacional de Energia Atómica (CNEA) la revisión del Manual de Radioprotección,

editado por dicha Cámara en 1996. La ARN propuso ampliar su contenido técnico incorpo-

rándole el análisis de otras prácticas médicas con radiaciones ionizantes, tales como la ra-

dioterapia y la medicina nuclear. Se elaboró un programa temático y, con la participación

de diferentes especialistas de las tres instituciones, comenzó a redactarse esta Guía en Ra-

dioprotección, dirigida a profesionales y técnicos que trabajan en las aplicaciones médicas

de las radiaciones ionizantes con el objetivo de proporcionarles los principales elementos

de protección radiológica.

Al cabo de algo más que un año de trabajo, se edita el presente libro estructurado en 11 ca-

pítulos y un anexo. Los primeros cuatro capítulos, de carácter introductorio, están dedica-

dos a las magnitudes y técnicas dosimétricas empleadas en radioprotección, tanto para la

irradiación externa como para la contaminación interna, y a describir los efectos biológicos

de las radiaciones. Los fundamentos de la radioprotección, las técnicas de monitoraje indi-

vidual y los sistemas de protección contra la radiación se desarrollan posteriormente a lo

largo de los tres capítulos siguientes.

La segunda mitad del libro está íntegramente dedicada a las prácticas médicas con radia-

ciones ionizantes. Esto es, se tratan los principales aspectos de radioprotección en:

¤ Radiodiagnóstico

¤ Medicina Nuclear

¤ Radioterapia

En cada una de estas áreas se ha tratado de seguir un desarrollo común que consiste en la

descripción del equipamiento básico, en el tratamiento de los principales temas de seguri-

dad radiológica de las instalaciones y equipos asociados a cada una de las prácticas y en los

aspectos referidos a la exposición ocupacional y a la exposición médica correspondiente a

cada caso. Se incluyen los niveles de dosis de referencia para los estudios radiodiagnósti-

cos, las actividades recomendadas en la administración de radiofármacos en estudios de

medicina nuclear, los criterios de aceptabilidad de instalaciones de radiodiagnóstico y los

procedimientos de garantía de calidad en radioterapia.

El capítulo final está dedicado a accidentes ocurridos a nivel internacional en el campo de

las aplicaciones médicas de las radiaciones ionizantes.

El Anexo, de carácter regulatorio, compendia el conjunto de normas, leyes, decretos y de-

más reglamentaciones vigentes en materia de seguridad radiológica referidas al radiodiag-

nóstico, a la medicina nuclear y a la radioterapia.

Prólogo

Silvia Alvarez

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Como ya fue expresado, este libro es resultado del trabajo en común de tres instituciones:

la Autoridad Regulatoria Nuclear, la Comisión Nacional de Energía Atómica y la Cámara de

Instituciones de Diagnóstico Médico.

Los especialistas de la ARN que colaboraron activamente en la redacción y/o revisión de los

diferentes capítulos fueron: la Lic. Ana M. Bomben, la Lic. Inés Gomez Parada, la Lic. Ana M.

Larcher, la Dra. María del R. Perez, el Ing. César Arias, el Ing. Daniel Hernandez, el Ing. José

M. Kay, el Ing. Pedro Sajaroff y el Dr. Francisco Spano.

La Dra. Diana Feld y la Lic. Margarita Saraví, ambas pertenecientes a la CNEA, efectuaron

un importante aporte en el capítulo 10 dedicado a la radioterapia. Por otra parte, los co-

mentarios realizados por el Ing. Ricardo Moll a dicho capítulo, quien además efectuara una

revisión integral del mismo, enriquecieron su contenido.

Personal especializado de CADIME realizó la revisión del contenido del Anexo en los aspec-

tos regulatorios referidos al radiodiagnóstico.

El Diseño gráfico y corrección de estilo del texto fueron realizados íntegramente en la ARN

por Carina M. Olivelli y Silvia G. Alvarez.

Esperando que el presente libro, referido a la seguridad radiológica en las aplicaciones mé-

dicas de las radiaciones ionizantes, sea de utilidad a los técnicos y profesionales de dicha

área, agradecemos profundamente el aporte de cada uno de los especialistas que colabo-

raron en su redacción.

Finalmente, cabe señalar que es intención de la ARN continuar con esta linea editorial du-

rante los años venideros. En particular, en continuidad con el presente texto la próxima

entrega abarcará solo los aspectos prácticos de radioprotección con el que deben enfren-

tarse médicos y técnicos en su trabajo diario con las radiaciones ionizantes. La ARN asume

este compromiso y proyecta editar junto con CADIME un Manual práctico a fines del año

entrante.

Lic. Esteban Thomasz

Compilador

Sector Información Técnica de la ARN

Buenos Aires, 1º de noviembre de 2000

Silvia Alvarez

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FUENTES DE RADIACIÓN IONIZANTE

La mayor parte de la radiación recibida por la población del mundo proviene de fuentes na-turales, siendo inevitable la exposición a la mayoría de ellas. Durante las ultimas décadas, elhombre ha producido artificialmente radionucleidos y ha aprendido a utilizar la energía nu-clear con diferentes propósitos, tales como la aplicación con fines médicos, la generaciónde energía eléctrica, la prospección de minerales, etc. Estas fuentes, denominadas artificia-les, aumentan la dosis de radiación recibida por los individuos y por la sociedad en su con-junto.

Antes de analizar las diferentes variedades de fuentes naturales y artificiales existentes,veamos algunas nociones básicas sobre radiactividad.

FENÓMENO DE LA RADIACTIVIDAD

En la naturaleza hay ciertos elementos inestables en el sentido que pueden emitir espontá-neamente partículas o radiación modificando la naturaleza o el estado de los núcleos de susátomos. Este proceso de emisión se llama desintegración radiactiva y el fenómeno radiacti-vidad.

La desintegración radiactiva responde a las leyes estadísticas y sus propiedades son inde-pendientes de cualquier influencia del entorno, tales como, presión, temperatura, camposeléctricos o magnéticos y reacciones químicas. Para precisar más, es una propiedad carac-terística de cada nucleido en particular. Se suele denominar nucleido, al núcleo estudiado,sin hacer referencia al átomo del que forma parte.

Considerando una muestra formada por átomos de un elemento radiactivo, en instantes detiempo estadísticamente al azar se producirán desintegraciones radiactivas.

Esto ocurrirá con una probabilidad, que es propia del nucleido considerado. Se define enton-ces una constante de desintegración, que es la probabilidad de que un núcleo se desintegre enla unidad de tiempo. Se la denota con la letra � y su unidad es la inversa de tiempo, porejemplo: segundo-1, minuto-1, año-1.

TIPOS DE RADIACIONES

Los trabajos de P. Becquerel, M. Curie y E. Rutherford entre 1896 y 1907, demostraron nosólo la existencia de la transformación espontánea llamada desintegración, sino tambiénque había radiaciones que tenían distinto poder de penetración.

Fuentes de radiación ionizante - Capítulo 1 página 1

capítulo

1

Silvia Alvarez

Volver

A las radiaciones menos penetrantes, que son absorbidas por una hoja de papel o una del-gada lámina metálica, se las denominó rayos � y a otras, más penetrantes, rayos �� Secomprobó que estos rayos, que podían ser desviados por un campo magnético, son de na-turaleza corpuscular. Más tarde se reconoció que las partículas � son núcleos de helio y laspartículas �, electrones.

Otro tipo de radiación, a la que se denominó rayos �� que no se desvía en presencia de uncampo magnético, fue identificada con la emisión de radiación electromagnética o fotones.También se detectaron partículas con propiedades idénticas a las � pero cuya desviaciónen un campo magnético indicaba que tenían carga positiva. A éstas se las llamó �+, y a lasanteriores, para diferenciarlas, ��. En la Tabla 1 se muestran algunas propiedades generalesde los tipos de radiación emitida por núcleos radiactivos y en la Figura 1 un esquema repre-sentativo de la penetración de la radiación.

Interesa la penetración de la radiación en la materia fundamentalmente por dos motivos,primero, porque cuando la radiación es frenada se produce una conversión de la energía dela radiación en energía térmica y, segundo, porque la radiación es dañina para los sistemasbiológicos y es necesario conocer cómo protegerlos de las fuentes de radiación.

Tabla 1. Naturaleza y penetración de la radiación

Radiación Naturaleza Carga Penetración en aire Penetración en sólidos

� núcleo de helio (2 protones y 2 neutrones) +2e � centímetros � micrómetros

� electrón -1e � metros � milímetros

� Radiación electromagnética 0 � 100 metros � centímetros/metros

Figura 1. Penetración de la radiación

página 2 Capítulo 1 - Fuentes de radiación ionizante

Papel

Fuente �

Fuente �

Fuente �

Fuente �

Fuente �

Fuente �

Fuente �

Fuente �

Fuente �

5 mm de Aluminio

1 cm de Plomo

Detector

Detector

Detector

LEY DE DECAIMIENTO

En una muestra de materiales radiactivos compuesta por N0 núcleos en un instante t0, seproducirán desintegraciones radiactivas de modo que en un instante t posterior ya no setendrá N0 núcleos de la sustancia original, sino un nú-mero menor dado por la siguiente expresión conocidacomo ley general de la desintegración radiactiva:

Esta expresión permite calcular el número de núcleosde una sustancia activa presentes al tiempo t, conociendo cuántos había en el instante t0.La constante � es una propiedad de cada nucleido que lo identifica inequívocamente, inde-pendiente de cualquier factor exterior. En consecuencia, si se conoce una sustancia es po-sible identificar su � y si se mide el � de una sustancia incógnita, se puede revelar sunaturaleza.

Es cómodo definir otra magnitud asociada a la velocidad con que una sustancia radiactivase desintegra, llamada indistintamente semiperíodo de desintegración, período de semide-sintegración, o simplemente período.

El período T es el tiempo que debe transcurrir para queel número de núcleos de una sustancia radiactiva enuna muestra se reduzca a la mitad de su valor inicial, esdecir:

Si se reemplaza en la ley general de la desintegración,se hallará la relación entre T y �:

El período se mide en unidades tiempo. Su valor puede variar desde el orden de los 10-10 se-gundos hasta 1015 años. En la Tabla 2 se presentan algunos valores indicativos.

Tabla 2. Valores indicativos del período de semidesintegración

Nucleido Radiactivo Período T Constante de Desintegración �

23892

4,5 . 109 años 4,9 . 10-18 s-1

8626

1620 años 1,3 . 10-11 s-1

13153

8,05 días 10 . 10-7 s-1

3376

26,5 horas 7,3 . 10-6 s-1

21884

3,05 minutos 3,78 . 10-3 s-1

21885

3,05 minutos 0,4 seg-1

21484

1,64 . 10-4 segundos 4,23 . 10-3 s-1


U

Ra

I

As

Po

At

Po

N t N e t( ) �0

�

N TN

( ) 0

2

TIn

2 0 693

� �,

ACTIVIDAD

En una muestra dada de material radiactivo se desintegran dN núcleos en el tiempo dt. En-

tonces el cociente �

��

��

dN

dtes el número de núcleos que se desintegran en la unidad de

tiempo. Esta magnitud, que puede entenderse comouna velocidad de desintegración, se llama actividad, yse la denota con la letra A:

A partir de la expresión anterior es posible expresar laactividad como función del tiempo:

Se observa que la actividad sigue también una ley exponencial. La actividad se puede pre-sentar medida en unidades inversas de tiempo, por ejemplo, como “desintegraciones/se-gundo”.

La Comisión Internacional de Unidades y Medidas de Radiación (ICRU), en su PublicaciónNº 33, recomienda el uso del Becquerel (Bq) como uni-dad de actividad. Se define el Becquerel como una de-sintegración por segundo:

Dado que 1 Bq es una cantidad muy pequeña de actividad es muy frecuente el uso de losmúltiplos del mismo, por ejemplo, MBq, GBq, TBq, etc.

Durante mucho tiempo se utilizó otra unidad de actividad llamada Curio o Curie. El Curie,cuya abreviación es Ci, es una unidad de actividad defi-nida como la cantidad de cualquier nucleido radiactivoque produce 3,7.1010 desintegraciones por segundo.Se puede escribir entonces:

Si se desconoce el período T de una sustancia, para la que se pudo graficar A(t) en cierto in-tervalo de tiempo mayor que dicho período, se puede hacer una determinación gráfica delmismo en forma muy sencilla como se aprecia en la Figura 2.

ACTIVIDAD ESPECÍFICA

La actividad específica de una muestra de sustanciaradiactiva es la actividad de dicha muestra por unidadde masa y se expresa en Bq/g.

TABLA DE NUCLEIDOS

Todos los isótopos existentes, estables e inestables, pueden mostrarse en una tabla comola indicada en la Figura 3.


1 3 7 1010Ci Bq , .

1 1 1Bq s �

AdN

dt �

A t A eOt( ) ��

AA

me

Figura 2. Determinación gráfica del período

Figura 3. Tabla de nucleidos: vista parcial


MINUTOS

2000 des/min

104

103

102

101

0 10 20 30 40 50 60 70

ACTI

VIDA

D(d

es/m

in)

T

T

1000 des/min=A

500 des/min=A2

4

4

2

6 8

10

Be9,01218

Li6,941

Li 792,5

He4,00260

H1,0079

H 199,985

H 20,015

n 110,6 m

H 312,323 a

Li 5

He 5 He 7

Be 6

He 499,999862

He 30,000135

Li 67,5

Li 8842 ms

Be 753,29 d

Be 10

1,8 - 10 a5

Be 1224,4 ms

Be 14Be 1113,8 s

Li 118,7 ms

Li 10

He 9

Li 9178,3 ms

He 8122 ms

Bo 9100

Be 8

He 6808,1 ms

0,0092�

70,7� � 0,037

< 0,05� abs

0,332� 0,332� 0,00053�

��0,8

��0,02

��3,5

p

n n

2p

0,00006�� n,p 5327

0,028�� n,� 940

�-

1,25� � �2 1,6

478��

480000� n,p

0,6��

no �11,7� ��

n

n

0,77�� 2125; 6791 ....�11,5� ��

2n 3n� � � � ��

3368; 320; ....�2590 ...; n;�

18; 20, 4� � ��

��n 0,7�13,6��

n�981�~ 10 ...��

0,0092�2�

3

2

1

En este tipo de clasificación, originalmente propuesta por E. Segre, se representan los nu-cleidos conocidos (emisores artificiales, naturales o núcleos estables) en un sistema deejes en el cual Z, número atómico, corresponde a las ordenadas y N = A - Z, número deneutrones, a las abscisas.

Los isótopos son nucleidos con el mismo número de protones y se encuentran ubicados hori-zontalmente uno al lado del otro.

Los isótonos son nucleidos con el mismo número de neutrones y se encuentran ubicadosverticalmente uno encima del otro.

Los isóbaros son nucleidos con el mismo número de nucleones, A = N + Z, y se encuentranubicados sobre una diagonal de pendiente negativa.

En la Figura 4 se muestran esquemáticamente los aspectos mencionados.

Figura 4. Esquema de la tabla de nucleidos

Cada nucleido ocupa un cuadrado cuyo color identifica sus propiedades. Para cada nucleidose indica el símbolo, el número másico y la abundancia del mismo, si fuese estable. Tam-bién figuran, el período de semidesintegración, el tipo o tipos de decaimiento radiactivo y laenergía de la radiación emitida. Los elementos estables ocupan una estrecha franja indica-da habitualmente con un grisado característico.

En las Figuras 5 y 6 se pueden observar algunos detalles más específicos de la tabla de nu-cleidos.


Z

N

ISÓBAROS

ISÓTONOS

ISÓTOPOS

49

48

47

45

44

43

74

60 62 64 66 68 70

72

Figura 5. Tipos de desintegración: colores y símbolos


� sf p��+ �-

l�

sf

Nucleidos estables

Radionucleidos primordiales, esto es, los producidos durantela formación de la materia terrestre y presentes en ella hastael presente.

Los datos de la columna izquierda se refieren al estadometaestable y los de la derecha al estado fundamental.l�: indica fotones � emitidos en la transición al estadofundamental.

Indica que la asignación de datos de desintegración alestado metaestable o al estado fundamental es dudosa.

Los isómeros de períodos cortos que se desintegranexclusivamente por fisión espontánea, se indican medianteun rectángulo vertical verde.

�+ : Desintegración �+

� : Captura electrónica�- : Desintegración �-

� : Desintegración �Sf : Fisión espontánea

: Desintegración pp

Figura 6. Clasificación de los símbolos y datos


Cd112,41

� 2450

Te 12618,95

� 0,135 + 0,90

Se 77

� 42

7,617,5s

I � 162

Tm 170128,6 d

�� 1,0...�� 84...e ,

_ � 92

Sr 8567,7m 64,9d

151......

I � 232 ...�;�+

�

5,378...

g

sf�� 988; 889...

12C=12

ELEMENTOS

Símbolo del elemento

Peso atómico estándar basado en

Sección eficaz de absorción para neutrones térmicos (b)

NUCLEIDOS ESTABLES

Símbolo del elemento y número de nucleones

Abundancia isotópica en el elemento natural expresada en por ciento atómico

Secciones eficaces de los procesos (n, ) para la formación del�127m Te y del Te con neutrones térmicos (b)127g

Símbolos del elemento y números de nucleonesLado izquierdo: período de semidesintegración del estado metaestable energía

del fotón emitido durante la transición isométrica en keV�

Lado derecho: abundancia isotópica en el elemento natural en por ciento atómico;sección eficaz (n, ) para neutrones térmicos (b)�


Períodos

Ambos estados se desintegran por captura electrónica, pero el estado metaestable

también pasa parcialmente al estado fundamental

5%<I <95%�


Lado izquierdo: isómero que se desintegra espontáneamente por fisión

Lado derecho: datos sobre la desintegración del estado fundamental.

“g” indica que el hijo Pu se forma en por lo menos 95% y el Pu hasta 5%.240g 240m


Período de semidesintegración

Formas de desintegración; energía máxima de la radiación MeV, energía del fotón en keV

Electrones de conversión y sección eficaz (b) del proceso (n, ) para neutrones térmicos

en� �

�

NUCLEIDOS INESTABLES

Am 24050,8 h

FUENTES NATURALES

La humanidad ha evolucionado en un ambiente naturalmente radiactivo. La Tierra es bom-bardeada por rayos cósmicos del espacio y toda la materia contiene algunos rastros de sus-tancias radiactivas.

Las personas están expuestas a la radiación externa, suma de la radiación cósmica y de laradiación emitida por los radionucleidos naturales existentes en la corteza terrrestre, y a lairradiación interna, debida a aquellos radionucleidos naturales incorporados a los alimentos,a las bebidas y presentes en el aire inhalado.

La dosis media anual debida a todas estas fuentes combinadas es alrededor de 2,4 mSv1,con grandes variaciones alrededor de ese valor.

RADIACIÓN CÓSMICA

La radiación cósmica que llega a las capas superiores de la atmósfera de la Tierra provienede más allá del sistema solar e incluso de más allá de nuestra galaxia; solo una fracción pe-queña proviene del sol.

Consiste, principalmente en: protones, partículas alfa, núcleos pesados, electrones y radia-ción gamma, con un amplio rango de distribución energética.

La radiación cósmica primaria es alterada sustancialmente en su pasaje a través de la at-mósfera, donde la mayor parte de la misma es absorbida antes de que llegue a nivel delmar. Consecuentemente, la altura sobre nivel del mar es el factor principal que influye enlas dosis recibidas en las personas por radiación cósmica.

La dosis media que reciben las personas, a nivel del mar, por radiación cósmica, es aproxi-madamente 0,4 mSv1 en un año.

RADIACIÓN TERRESTRE

El hombre está expuesto a irradiación externa proveniente de radionucleidos naturales con-tenidos en suelos y rocas, principalmente potasio 40, rubidio 87 y dos series de elementosradiactivos provenientes de la desintegración del uranio 238 y del torio 232. Los niveles deradiación terrestre dependen de la geología local, del contenido de humedad y de otras con-diciones atmosféricas.

La dosis media que las personas reciben por radiación terrestre es aproximadamente 0,5 mSv1

en un año, pero, hay grandes variaciones alrededor de este promedio; muchas personas re-ciben diez veces más, y algunas personas que, viviendo en zonas con ciertos tipos de are-nas, reciben hasta cien veces el valor promedio.


1 Vease definición de dosis equivalente en el capítulo 2.

Debido a las fuentes radiactivas naturales que se encuentran en el aire que respiramos, enel agua que bebemos y en los alimentos que ingerimos, el hombre es irradiado internamen-te. Esta dosis interna proviene, casi totalmente, del potasio 40 y del radón 222 y 220 y desus productos de decaimiento.

El potasio es un componente esencial de todas las células. Un hombre adulto tiene en sucuerpo alrededor de 100 gramos de potasio, de los que aproximadamente 16 miligramoscorresponden al potasio 40. La dosis promedio recibida por esta fuente de radiación esaproximadamente 0,2 mSv al año, y varía poco de persona a persona.

El radón 222 y sus productos de decaimiento, así como en menor magnitud el radón 220 ysus productos de decaimiento, son las fuentes más importantes de exposición a la radia-ción para la mayoría de las personas. Provienen del decaimiento del uranio y del torio en lacorteza terrestre. Estos gases son emanados de la tierra, a una tasa que depende de dife-rentes factores tales como: la geología y la condición del suelo, la cobertura vegetal, etc. Alaire libre, se dispersan rápidamente y sus concentraciones, y las dosis resultantes cuandose inhalan, son bajas. Sin embargo, cuando ellos penetran en un edificio, por ejemplo filtrán-dose a través del suelo, por antiguas cañerías de agua y desagüe, o son emitidos por los ra-dionucleidos naturales contenidos en los materiales de construcción de pisos y paredes, lasconcentraciones suben, a menos que el edificio esté muy bien ventilado. Los radones sonquímicamente inertes y sólo ligeramente radiactivos, dando dosis directas muy pequeñas.Sin embargo, sus productos de decaimiento radiactivos (principalmente el polonio, bismutoe isótopos del plomo) son radiactivos, y se pegan a las partículas de polvo y gotas de agua.Éstas pueden inhalarse y depositarse en la superficie del pulmón el cual, por consiguiente,es irradiado. Un espectro muy amplio de dosis derivan de esta fuente, dependiendo de lageología local, los materiales y métodos de construcción, y de la ventilación de los edificios.La dosis promedio recibida debido a esta fuente de radiación es 1,3 mSv2 en un año, perolas exposiciones pueden llegar hasta cien veces el valor promedio, y en algunos casos rarosy extremos, como por ejemplo, algunas casas construidas en terrenos de escombreras deantiguas minas de uranio, la dosis recibida puede ser más de mil veces el valor promedio.

FUENTES ARTIFICIALES

Los usos de la radiación y de los materiales radiactivos se han extendido enormemente, enparticular desde el descubrimiento y desarrollo de la fisión nuclear y la disponibilidad de unaextensa variedad de radionucleidos artificiales. Muchas personas se han beneficiado deuna u otra manera, con las aplicaciones de las fuentes artificiales de radiación, como porejemplo, con los usos médicos, la producción de energía eléctrica, la industria manufactu-rera, el control en la agricultura. Pero todas estas aplicaciones producen exposiciones a laradiación.


2 Véase definición de dosis equivalente en el capítulo 2.

APLICACIONES DE LAS RADIACIONES

CONSERVACIÓN DE ALIMENTOS

Irradiando papas y cebollas con radiación gamma, que generalmente proviene de una fuen-te de cobalto 60, se inhibe la formación de brotes durante su almacenamiento. El brote seproduce a expensas de los nutrientes en los tubérculos y los bulbos, causando una progresi-va disminución de peso y calidad hasta hacerlas ineptas para el consumo.

La irradiación de bulbos y tubérculos comestibles con radiación gamma evita el brote

El tratamiento con dosis de 80 a 130 Gy de radiación gamma llega a inhibir total y definitiva-mente el brote, ya que las células germinales pierden su capacidad de reproducción debidoa que la radiación perturba el metabolismo de los ácidos nucleicos.

INVESTIGACIÓN AGRÍCOLA

Mediante la técnica de autorradiografiado es posible estudiar la forma en que se distribuyenlos fertilizantes en las plantas. Se emplean fertilizantes que poseen en su composición unradionucleido como, por ejemplo, fosfatos conteniendo fósforo 32 (emisor de radiaciónbeta).

CONTROL DE PLAGAS

Si se irradian semillas antes de ser sembradas se pueden inducir mutaciones, algunas delas cuales son de interés agrícola por poseer un gran rendimiento y alta resistencia a los in-sectos nocivos.

Existe una técnica para la eliminación de insectos nocivos que se denomina método de lasuelta de machos estériles. Primero se crían en el laboratorio grandes cantidades de mos-cas y se los expone a una dosis no letal de radiación que es suficiente para volver estériles alos machos. Luego se sueltan en el campo, donde su apareamiento con los insectos silves-tres resulta improductivo. Cuando se extingue la generación procreadora, sólo quedan losdescendientes de las copulaciones entre insectos silvestres.


papa normal papa irradiada

Si se repite la suelta en masa de machos estériles, llegará un momento en que los insectossilvestres serán tan escasos que no podrán encontrar parejas fecundas. De esta forma, sepuede eliminar de una zona la plaga en cuestión. El éxito de este procedimiento se debe aque las hembras son copuladas una sola vez.

Esta técnica se empleó para combatir a las larvas que viven en las llagas y heridas de losanimales de sangre caliente (como el ganado vacuno). También se combaten en esta formaa la mosca de la fruta del Mediterráneo y a la polilla de la manzana.

La irradiación de granos, como el trigo y el arroz, con radiación gamma, permite eliminarinsectos de los mismos. La dosis de radiación empleada está comprendida entre 100 y1000 Gy.

Irradiando alimentos se logra el control de insectos, como los gorgojos, y de parásitos encarnes y verduras. Con dosis muy elevadas se consigue la eliminación de bacterias, descar-tándose de esta forma el peligro de intoxicación debido a la contaminación bacteriana.

MEDICINA

Empleando radiación gamma se esterilizan gasas, jeringas y material quirúrgico. Las dosisempleadas son elevadísimas y están comprendidas entre 25 000 y 32 000 Gy. En general,cuanto más primitivo es el organismo a eliminar con el empleo de radiación, mayor es la do-sis que se necesita.

DIAGNÓSTICO DE ENFERMEDADES

La glándula tiroides absorbe el yodo que se ingiere con los alimentos. Para el estudio deesta glándula se administra al paciente uno de los isótopos radiactivos del yodo. La radia-ción que emite, una vez fijado en la glándula tiroides, es detectada por un equipo que repro-duce la imagen de la misma. Esta técnica se denomina centellografía y la imagen obtenida,centellograma. Empleando otros radionucleidos es posible detectar lesiones y tumores endistintos órganos.

Centellograma(relación pulmón/corazón)


Centellograma de todo el cuerpo

TRATAMIENTO

También se emplea radiación para destruir células cancerosas, ya sea insertando agujas deun material radiactivo en la zona afectada o bien irradiando con radiación x ó gamma prove-niente de aceleradores de partículas o fuentes de cobalto 60.

Equipo deradioterapia


INDUSTRIA

La capacidad que posee la radiación gamma de atravesar metales se aprovecha para obte-ner radiografías de los mismos, que reciben el nombre de gammagrafías. De esta forma sepueden detectar imperfecciones en piezas metálicas, principalmente en las soldaduras.

Los equipos de gammagrafía tienen ciertas ventajas sobre los equipos de rayos x conven-cionales, ya que son portátiles y no necesitan una fuente exterior de energía.

El espesor de productos que se fabrican en películas o láminas en forma continua puede sermedido empleando radiación. El equipo consiste en una fuente emisora que se coloca porencima del material cuyo espesor se quiere controlar. Un detector situado debajo indica laintensidad de la radiación que atraviesa el material, que decrece si aumenta el espesor.

Se puede controlar el nivel del líquido contenido en un tanque o un equipo empleando radia-ción gamma, de forma tal que cuando llega a la altura a que está colocada la fuente se pro-duce una fuerte disminución de la intensidad de la radiación en el otro extremo delrecipiente.

Muchas reacciones químicas se producen en presencia de radiación. Un ejemplo es la reac-ción por la cual se endurece la resina poliéster con la que se impregnan maderas blandas, alas que se les confieren mejores características como ser resistencia al agua y a la abra-sión. En la polimerización del polietileno se obtiene un producto de mayor resistencia mecá-nica a altas temperaturas cuando se realiza en presencia de radiación.

En la industria textil y en las que se fabrican películas plásticas, se emplean radionucleidosque emiten radiación alfa, como el polonio 210, para neutralizar la electricidad estática queadquieren por rozamiento. De esta forma se evitan riesgos de incendios originados por chis-pas producidas entre el material cargado eléctricamente y las partes metálicas de la maqui-naria.

Se pueden realizar estudios de la lubricación y desgaste de las partes móviles de maquina-rias empleando un isótopo radiactivo de un metal, como el hierro 59. Al desgastarse la piezacon el uso pasa parte del material radiactivo al lubricante, donde es detectado. Por esta téc-nica se puede estudiar el desgaste de un pistón en un motor.

ARQUEOLOGÍA Y PALEONTOLOGÍA

Todos los seres vivos, ya sean animales o plantas, contienen carbono. Un porcentaje muypequeño de ese carbono es radiactivo (carbono 14).

El carbono 14 se genera continuamente en la alta atmósfera por reacción de los núcleos denitrógeno 14 con neutrones provenientes de los rayos cósmicos.


El carbono 14 se transforma luego en dióxido de carbono radiactivo y en esta forma es asi-milado por los vegetales que contienen clorofila mediante la fotosíntesis. Al alimentarse losanimales herbívoros incorporan carbono 14 proveniente de las plantas.

Cuando el animal o la planta mueren, dejan de incorporar CO2; el contenido de carbono 14disminuye con el tiempo, ya que al emitir una radiación beta negativa se convierte en nitró-geno 14, que es estable.

Algo similar ocurre con la argamasa ya que cuando termina de fraguar deja de incorporarCO2.

Cada 5730 años, el contenido de carbono 14 se reduce a la mitad del valor inicial ya que esees su período de semidesintegración. Por lo tanto, midiendo la actividad del carbono 14 pre-sente en los restos de animales, plantas u objetos confeccionados por el hombre hace mi-les de años, es posible conocer su contenido, que, comparado con el total de carbono,permite determinar su antigüedad.

Por este método es posible determinar edades de hasta 50 000 años. Otros métodos basa-dos en relaciones isotópicas permiten estimar edades de hasta centenares de millones deaños.

HIDROLOGÍA

El movimiento de las corrientes de aguas subterráneas se puede rastrear agregando a lasmismas un radionucleido. Esto permite descubrir depósitos subterráneos de agua que pue-den utilizarse en el riego.

Otra aplicación la constituye el estudio del movimiento de los sedimentos en los lechos delos ríos y en las costas marinas. Determinaciones de este tipo se han hecho en el Río de laPlata y en el puerto de Mar del Plata, en relación con los trabajos de dragado.

INVESTIGACIÓN BIOLÓGICA

Como se mencionó al tratar las aplicaciones en alimentos, los radionucleidos permiten es-tudiar la velocidad de absorción y distribución de sustancias nutrientes en las plantas.

Una de las aplicaciones más importantes en esta ciencia permitió estudiar en 1948 el me-canismo de la fotosíntesis, empleando dióxido de carbono conteniendo carbono 14.

También se estudian con radionucleidos los ciclos vitales, migración y hábitos alimentariosde insectos, peces y otros animales.


PRODUCCIÓN DE ENERGÍA ELÉCTRICA

La producción de energía eléctrica a partir de combustible nuclear en una central nuclear esuna importante aplicación de las radiaciones ionizantes. Existen en la Argentina dos centra-les nucleares en funcionamiento denominadas central nuclear Atucha I (CNA I), en la locali-dad de Lima, provincia de Buenos Aires y la central nuclear Embalse (CNE), sita en Embalse,provincia de Córdoba. Una tercera central, vecina a la CNA I, se halla actualmente en etapade construcción.

La generación de electricidad en centrales nucleares es una de las etapas del ciclo de com-bustible nuclear. Este ciclo comprende la minería y procesado del uranio, la fabricación deelementos combustibles para reactores, la operación misma de las centrales eléctricas, yel transporte, tratamiento y la gestion de los productos de residuos radiactivos.

DOSIS MEDIA ANUAL

En la Figura 7 pueden observarse las diferentes contribuciones a la dosis efectiva mediaanual debida a fuentes naturales y artificiales de radiación.

Figura 7. Dosis efectiva media anual (mSv)

BIBLIOGRAFÍA

ATTIX, F.H. Introduction to Radiological Physics and Radiation Dosimetry. New York, J. Wi-ley, 1986.

CEMBER, H. Introduction to Health Physics. 3. ed. New York, McGraw Hill, 1996.

NATIONAL RADIOLOGICAL PROTECTION BOARD. Living with Radiation. 5.ed. London,NRPB, 1999.


Fuentes naturales

Precipitación radiactiva

Aplicaciones médicas

Generación nucleoeléctrica

2,4

0,01

0,4

0,001

SOCIEDAD ARGENTINA DE RADIOPROTECCIÓN. Radiación. Dosis, Efectos, Riesgos. Bole-tín de la Sociedad Argentina de Radioprotección. No. Extraordinario. Buenos Aires, SAR,1989.

UNITED NATIONS SCIENTIFIC COMMITTEE ON THE EFFECTS OF ATOMIC RADIATION.UNSCEAR 1988 Report to the General Assembly, with annexes. Sources, Effects and Risksof Ionizing Radiation. New York, United Nations, 1988.

UNITED NATIONS SCIENTIFIC COMMITTEE ON THE EFFECTS OF ATOMIC RADIATION.UNSCEAR 1993 Report to the General Assembly with Scientific Annexes. Sources andEffects of Ionizing Radiation. New York, United Nations, 1993.


Silvia Alvarez

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MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS

La definición precisa de conceptos y magnitudes utilizadas para cuantificar la exposición a las

radiaciones ionizantes es esencial para evaluar los efectos de dicha exposición.

Por esta razón, durante la realización del primer Congreso Internacional de Radiología (Lon-

dres 1925) se creó la ahora denominada Comisión Internacional de Mediciones y Unidades

de Radiación (ICRU, sigla en inglés) cuya función ha sido definir unidades y magnitudes de

radiación. Sus primeras recomendaciones datan del año 1927, oportunidad en que define

una unidad para la “cantidad de rayos x” basada en la ionización del aire, el roentgen.

Para la radioprotección, otro organismo internacional conocido actualmente como la Comi-

sión Internacional de Protección Radiológica (ICRP, sigla en inglés) y creada en ocasión del

segundo Congreso Internacional de Radiología (Estocolmo 1928) trabaja en estrecha rela-

ción con el ICRU.

El contenido de este capítulo y el siguiente se basa en las recomendaciones de ambas co-

misiones (ICRU e ICRP).

A continuación se especifican algunos términos que serán utilizados en las definiciones de

las magnitudes dosimétricas básicas.

IONIZACIÓN

Proceso mediante el cual uno o más electrones son liberados de átomos, moléculas o cual-

quier otro estado ligado en que se encuentren. Si la energía impartida al electrón no es sufi-

ciente para arrancarlo del átomo, pero alcanza para que adquiera un estado de mayor

energía, se dice que se ha producido un proceso de excitación.

RADIACIÓN IONIZANTE

Partículas, con o sin carga eléctrica, capaces de causar ionización y excitación en los áto-

mos de cualquier medio que atraviesan.

RADIACIÓN DIRECTAMENTE IONIZANTE

Está constituida por partículas cargadas eléctricamente tales como electrones, protones,

deuterones y partículas alfa.

RADIACIÓN INDIRECTAMENTE IONIZANTE

Está constituida por partículas sin carga eléctrica, típicamente fotones y neutrones.

Magnitudes dosimétricas - Capítulo 2 página 19

capítulo

2

Silvia Alvarez

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INTERACCIÓN

Proceso en el cual la energía o la dirección de la trayectoria de la partícula incidente, es alte-

rada. La interacción puede ser seguida de la emisión de una o varias partículas secundarias.

EVENTO DE DEPOSICIÓN DE ENERGÍA

Evento en el cual una partícula ionizante o el grupo de partículas ionizantes asociadas (se-

cundarias a ella), imparten energía en un volumen dado de materia.

PUNTO DE INTERÉS

Es el volumen elemental de material expuesto a la radiación en el que se mide una dada

magnitud.

MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS BÁSICAS

En la tabla siguiente se describen las magnitudes físicas que caracterizan un campo de

radiación:

Definición Símbolo Unidad Expresión

Flujo de partículasEs el cociente de dN por dt, donde dN es el incremento delnúmero de partículas en el intervalo de tiempo dt.

N�

s-1 NdN

dt

��

Fluencia de partículasEs el cociente dN por da, donde dN es el número de

partículas incidentes sobre una esfera cuya sección

transversal tiene un área elemental da.*

� m-2 � �dN

da

Tasa de fluencia de partículasEs el cociente de d� por dt, donde d� es el incremento de

partículas en un intervalo de tiempo dt.

� m-2 . s-1 ��

� �d

dt

d N

da dt

2

.

Flujo de energíaEs el cociente de dR por dt, donde dR es el incremento de la

energía radiante en un tiempo dt.R�

J.s-1 = W RdR

dt

��

Fluencia de energíaEs el cociente de dR por da, donde dR es el incremento de la

energía radiante incidente sobre una esfera cuya sección

transversal tiene un área elemental da.

� J.m-2 ��dR

da

Tasa de fluencia de energíaEs el cociente de d� por dt, donde d� es el incremento de

la fluencia de energía en el intervalo de tiempo dt.��

J.m-2. s-1 = W.m-2 ��

� �d

dt

d R

da dt

2

.

*Nota: El área da debe ser perpendicular a cada dirección de la radiación; para asegurar esta condición se considera que la radia-

ción incide sobre una esfera de volumen elemental cuya sección transversal es da, la que puede adoptar cualquier orientación.

página 20 Capítulo 2 - Magnitudes dosimétricas

ENERGÍA IMPARTIDA

Los eventos de deposición de energía son de carácter discreto y su ocurrencia en un puntode la materia irradiada responde a una descripción probabilística para los diferentes modosposibles de interacción. La correlación entre la energía de radiación que es recibida por lamateria expuesta y el efecto observado se obtiene como un balance entre la energía trans-portada por las partículas que ingresan y las que egresan de esa masa incluyendo los cam-bios producidos en la masa en reposo.

La energía impartida por la radiación ionizante a la materia contenida en un volumen dado

se define como:

Unidad: joule (J)

donde,

� in� , es la suma de las energías, excluyendo energías de masas en reposo, de todas las

partículas directa o indirectamente ionizantes que hayan entrado al volumen considerado.

� out� , es la suma de las energías, excluyendo energías de masas en reposo, de todas las par-

tículas directa o indirectamente ionizantes que hayan abandonado el volumen considerado.

Q� , es la suma de las energías equivalentes a las masas en reposo generadas o destrui-

das durante las transformaciones de núcleos y de partículas elementales que hayan ocurri-

do dentro del volumen considerado.

Las magnitudes asociadas con la deposición de energía que las radiaciones ionizantes en-

tregan al atravesar un medio material, se describen en la siguiente tabla:


Energía impartida específicaSe define como el cociente entre la energía impartida y la

masa irradiada, contenida en el volumen considerado.

z J.kg-1 zm

��

Dosis absorbidaEs el cociente entre d� y dm, donde d� es la energía

impartida media por la radiación ionizante a una masa dm de

materia.

D J.kg-1 ó gray (Gy) Dd

dm�

�

Tasa de dosis absorbidaLa tasa de dosis es el cociente entre dD y dt, donde dD es el

incremento de la dosis absorbida en el intervalo de tiempo dt.D�

J.kg-1.s-1 o Gy.s-1 DdD

dt

��

KermaEs el cociente entre dEtr y dm, donde dEtr es la suma de las

energías cinéticas iniciales de todas las partículas ionizantes

cargadas, liberadas por partículas ionizantes sin carga en la

masa dm.

K J.kg-1 KdE

dm

tr�

Tasa de kermaEs el cociente entre dK y dt, donde dK es el incremento de

kerma producido en el intervalo dt.K��

J.kg-1.s-1 o Gy. s-1 KdK

dt

��


� � �� in out Q


Transferencia lineal de energíaLa transferencia lineal de energía L�, también llamada poder

frenador lineal restringido, de un material para partículas

cargadas es el cociente entre dE y dl, donde dE es la energía

perdida por la partícula cargada al atravesar una distancia dl,

debido a todas las colisiones con electrones cuya pérdida de

energía es menor o igual que �.

Cuando no se pone restricción al intervalo de energía se

habla de transferencia lineal de energía no restringida. En ese

caso, se tiene L L� � �.

L� J.m -1 o keV m. 1 LdE

dl��

��

��

EXPOSICIÓN

La magnitud exposición X, se define como el cociente:

Unidad: C.kg-1

donde dQ es el valor absoluto de la carga total de los iones de un signo producidos en airecuando todos los electrones liberados por fotones, en un volumen elemental de aire cuyamasa es dm, son completamente frenados en aire. La carga se mide en coulomb (C).

La unidad práctica adoptada originalmente para esta magnitud, posee el nombre especialde roentgen (R), con una equivalencia: 1 R = 2,58 10-4 C.kg-1. En la actualidad se recomien-da abandonar el uso la magnitud exposición empleando, en su lugar, la magnitud kerma enaire y su correspondiente unidad, el Gy.

FACTOR DE CALIDAD DE LA RADIACIÓN, Q

El factor de calidad Q es un coeficiente adimensional definido en función de la transferencialineal de energía no restringida L� en agua. La relación funcional Q(L) propuesta por la publi-

cación 60 del ICRP, se muestra en la Tabla 1.

Las radiaciones �� x y � se consideran radiaciones de baja L (en la práctica suele decirse de

baja LET). Por su parte, las partículas �, los núcleos atómicos y los neutrones son radiacio-nes de alta L o, equivalentemente, de alta LET.

Tabla 1. Relación funcional Q(L)

L (keV/�m) en agua Q(L)

< 10 1

10 a 100 0,32L - 2,2

> 100 300/ L

La dosis absorbida multiplicada por dicho factor se denomina equivalente de dosis, confor-me a la publicación 60 del ICRP y se utiliza solamente con fines de calibración.


XdQ

dm�

MAGNITUDES UTILIZADAS EN PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

Antes de introducir los conceptos de dosis equivalente y dosis efectiva veamos brevemen-

te que tipos de efectos biológicos producen las radiaciones.

La radiación puede afectar al organismo humano dañando o destruyendo células. Dosis

grandes de radiación pueden destruir muchas células produciendo irritación superficial,

quemaduras, otros daños serios o aun, la muerte. Estos efectos, conocidos como determi-

nistas, no se manifiestan, en general, a dosis menores de 1Gy.

Si la radiación daña al ADN de una célula, es posible que durante la reproducción de la mis-

ma se manifiesten anomalías que puedan iniciar el desarrollo de un cáncer. Los efectos de-

bidos al daño causado a las células de ovarios o testículos sólo se pondrían de manifiesto en

la progenie del individuo expuesto. A mayor dosis, es más probable que el daño pueda origi-

nar un cáncer o un defecto genético. Estos efectos se denominan estocásticos ya que la

probabilidad del daño, no su gravedad, aumenta con la dosis.

Estos conceptos aplicarán en algunas de las magnitudes definidas a continuación.

DOSIS ABSORBIDA EN UN ÓRGANO, DT

La dosis absorbida está definida de forma tal que se puede especificar en un punto determi-

nado del cuerpo. Sin embargo, con fines de protección

radiológica, resulta conveniente definir la dosis media

en un órgano o tejido a través del cociente,

donde �T es la energía total impartida a un tejido u ór-

gano de masa mT . La masa mT puede variar desde me-

nos de 10 g como en el caso de ovarios hasta más de 70 kg para todo el cuerpo.

Unidad: J.kg-1 = Gy

FACTORES DE PONDERACIÓN DE LA RADIACIÓN, WR

Con el fin de evaluar los efectos biológicos de una determinada radiación, la dosis absorbida

en un órgano resulta insuficiente debido, principalmente, a que no tiene en cuenta la distri-

bución de energía en el órgano considerado. Diferentes factores han sido utilizados históri-

camente para cuantificar dicho fenómeno, en particular la eficiencia biológica relativa y el

factor de calidad de la radiación.

En este mismo sentido, desde 1990 se utilizan con fines de protección radiólogica, los fac-

tores de ponderación de la radiación wR. Estos factores dependen del tipo y energía del

campo de radiación incidente sobre la persona expuesta o del radioisótopo depositado in-

ternamente.

En la Tabla 2 se muestran los valores para los factores de ponderación de la radiación wR

para distintos tipos de radiaciones, recomendados en la publicación ICRP 60.


DmT

T

T�

�

Tabla 2. Factores de ponderación de la radiación, wR

Tipo de radiación wR

Fotones de todas las energías 1

Electrones y muones, todas las energías 1

Neutrones con energías,<10 keV10 keV a 100 keV>100 keV a 2 MeV>2 MeV a 20 MeV>20 MeV

51020105

Protones, salvo los de retroceso, de energías mayores que 2 MeV 5

Partículas alfa, fragmentos de fisión y núcleos pesados 20

DOSIS EQUIVALENTE EN UN ÓRGANO O TEJIDO, HT

En protección radiológica interesa ponderar la dosis absorbida en un órgano mediante la ca-

lidad de la radiación incidente. A tal efecto se define la dosis equivalente media en un órga-

no o tejido T como el producto entre la dosis absorbida media en el órgano o tejido T y el

factor de ponderación de la radiación,

Unidad: J.kg-1

La unidad de la magnitud dosis equivalente recibe el

nombre de sievert (Sv).

Para el caso de campos de radiación compuestos por diferentes tipos de partículas y ener-

gías, la expresión más general de la dosis equivalente

en un órgano HT es,

FACTOR DE PONDERACIÓN DE LOS TEJIDOS U ÓRGANOS, wT

Se ha observado que la relación existente entre la probabilidad de aparición de efectos

estocásticos y la dosis equivalente depende también del órgano o tejido irradiado. Resul-

ta por tanto apropiado definir otra magnitud, derivada de la dosis equivalente, para expre-

sar el efecto estocástico total debido a una combinación arbitraria de las dosis recibidas

en los diferentes óganos y tejidos del cuerpo. El factor utilizado para ponderar la dosis

equivalente en un tejido u órgano se denomina factor de ponderación del tejido, wT. Los

valores de wT, indicados en la Tabla 3, se han elegido de tal forma que una dosis equivalen-

te uniforme en todo el cuerpo dé lugar a una dosis efectiva numéricamente igual a dicha

dosis uniforme. La suma de los factores de ponderación de las distintos tejidos es, enton-

ces, igual a la unidad.


H w DT R T R� . ,

H w DT RR

T R� � ,

Tabla 3. Factores de ponderación de los tejidos, wT

Tejido u órgano wT

GonadasMédula ósea (roja)

ColonPulmón

EstómagoVejiga

MamasHígadoEsófagoTiroides

PielSuperficie ósea

Resto

0,200,120,120,120,120,050,050,050,050,050,010,010,05

El resto está compuesto, a los efectos del cálculo, de los tejidos u órganos adicionales si-guientes: glándulas suprarrenales, cerebro, intestino grueso superior, intestino delgado, ri-ñones, músculo, páncreas, bazo, timo y útero.

DOSIS EFECTIVA, E

La dosis efectiva, E, es la suma de las dosis equivalen-tes ponderadas en todos los órganos y tejidos delcuerpo. Está dada por la siguiente expresión:

Unidad: J.kg-1 = Sv

donde HT es la dosis equivalente en el tejido u órgano T y wT es el factor de ponderación para

el tejido T.

Notar que expresando HT en función de la dosis absor-

bida en el órgano T resulta:

En la expresión obtenida puede observarse la dependencia que presenta la dosis efectiva,tanto de los factores de ponderación de la radiación como de los factores de ponderaciónde cada órgano T.

DOSIS EQUIVALENTE COMPROMETIDA EN UN ÓRGANO O TEJIDO, HT(�)

La exposición a un campo externo de radiación tiene como resultado inmediato una deposi-ción de energía en cada órgano o tejido. Sin embargo, la irradiación interna de un tejido cau-sada por la incorporación de un dado radionucleido se extiende en el tiempo, produciéndoseel depósito de energía a medida que el nucleido decae en el interior del organismo. Para te-ner en cuenta este comportamiento se recomienda el uso de la dosis equivalente compro-metida, definida como la integral, en un dado período de tiempo, de la tasa de dosisequivalente en un determinado tejido que será recibida por un individuo tras una incorpora-ción de material radiactivo.


E w HTT

T� � .

E w w DTT

RR

T R� � �. . ,

La dosis equivalente comprometida se define, enton-

ces, mediante la siguiente expresión:

Unidad: J.kg-1 = Sv

La integral corresponde a una sola incorporación al

tiempo to y donde, H T

�es la tasa de dosis equivalente en un tejido u órgano T, al tiempo t,y �

es el período de tiempo sobre el cual se efectúa la integración.

Cuando � no está especificado, se toma igual a 50 años para adultos y en el caso de niños,

se integra hasta la edad de 70 años.

En la Figura 1 se esquematiza la relación entre la dosis absorbida, la dosis equivalente y la do-

sis efectiva.

Figura 1. Relación entre las dosis en el cuerpo humano

DOSIS EFECTIVA COMPROMETIDA, E(�)

Si las dosis equivalentes comprometidas en cada tejido u órgano debidas a una dada incor-poración se multiplican por los correspondientes fac-tores de ponderación wT, y se suman dichosproductos, se obtiene la dosis efectiva comprometida,

Unidad: J.kg-1 = Sv

MAGNITUDES PARA GRUPOS DE INDIVIDUOS EXPUESTOS

DOSIS EQUIVALENTE COLECTIVA, ST

Esta magnitud expresa la exposición total a la radia-ción de un órgano determinado T, en un grupo de indi-viduos y se define mediante la integral siguiente,

donde, (dN/dHT)dHT es el número de individuos que re-

ciben una dosis equivalente comprendida en el intervalo HT y HT + dHT.


� �H H tT Tto

to( ).

��

�

� dt

� �E w HTT

T( ) .� ��

S HdN

dHdHT T

TT�

�� 0

ÓRGANOSDosis

equivalente[Sv]

CUERPO ENTERODosis efectiva

[Sv]

Factores deponderación

de la radiaciónWR

Factores deponderaciónde los tejidos

WT

FUENTEExterna oInterna

ÓRGANOSDosis

absorbida[Gy]

Emisión

DT HT E

La forma discretizada de expresar esta magnitud es

mediante la sumatoria siguiente,

donde, Ni es el número de individuos en el subgrupo i-

ésimo de la población, que reciben una dosis equiva-

lente media en el órgano T igual a H T i, .

Unidad: Sv.hombre

DOSIS EFECTIVA COLECTIVA, S

Si se desea dar una medida de la exposición a la radia-

ción en una población, se puede calcular la dosis efec-

tiva colectiva, mediante la siguiente expresión:

donde ahora (dN/dE)dE indica el número de individuos

expuestos por intervalo diferencial de dosis efectiva.

BIBLIOGRAFÍA


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S EdN

dEdE�

�

�0

S H NT T ii

i� � , .

Silvia Alvarez

Volver

DOSIMETRÍA EN RADIOPROTECCIÓN

Durante el desarrollo de una práctica con radiaciones ionizantes existen dos formas de ex-

posición:

¤ Irradiación externa.

¤ Contaminación interna.

La irradiación externa es característica en el trabajo con fuentes encapsuladas y se dá, porejemplo, en prácticas tales como el radiodiagnóstico y la radioterapia.

La contaminación interna es característica en las prácticas que utilizan fuentes abiertas.Esta contaminación con material radiactivo en el organismo puede tener lugar por distintasvías de entrada, tales como, la ingestión, la inhalación o directamente a través de la piel.Los trabajadores pertenecientes a la medicina nuclear están expuestos a este tipo de ries-go y a la irradiación externa.

Tanto la dosimetría de la irradiación externa como la dosimetría de la contaminación inter-na, con fines de protección radiológica, tienen por objetivo final la determinación de las do-sis equivalentes en diferentes órganos y tejidos del cuerpo humano y, principalmente, de ladosis efectiva.

Teniendo en cuenta que en la contaminación interna deben considerarse mecanismos es-pecíficos de incorporación de radionucleidos al organismo, los procedimientos para evaluarlas dosis en el cuerpo, son diferentes a los empleados en la irradiación externa. Por lo tanto,en las secciones siguientes se desarrollan, por separado, los métodos dosimétricos em-pleados en cada una de las dos formas de exposición mencionadas.

IRRADIACIÓN EXTERNA

Desde un punto de vista dosimétrico resulta necesario poder estimar, con fines de protec-ción 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 dosisequivalente media en varios órganos y/o tejidos del cuerpo. Dado que estas magnitudesson difíciles de conocer e imposibles de medir durante las prácticas con radiaciones, es ne-cesario disponer de métodos alternativos para su estimación.

El problema de evaluar adecuadamente la dosis efectiva, E, tiene dos posibles soluciones:

¤ A partir de magnitudes físicas, tales como kerma en aire (Ka) o fluencia de energía (�).

Dosimetría de la contaminación interna - Capítulo 3 página 29

capítulo

3

Silvia Alvarez

Volver

¤ A partir de magnitudes operacionales de uso práctico en protección radiológica de la

irradiación externa (la dosis equivalente ambiental, H*(d) y la dosis equivalente personal,

Hp(d)), definidas en la publicación ICRU 39.

Veamos a continuación cada uno de estos métodos.

ESTIMACIÓN DE LA DOSIS EFECTIVA A PARTIR DEL KERMA EN AIRE

Existen métodos de cálculo dosimétrico que permiten obtener las distribuciones de dosis

equivalente y la dosis efectiva en campos externos de rayos x y �, para diferentes energías y

geometrías de irradiación.

En las publicaciones ICRP 51 e ICRP 74 es posible encontrar los resultados de dichos cálcu-

los expresados como factores de conversión dosimétricos para irradiación externa. Como

ejemplo, en la Figura 1 se puede observar el factor que expresa la relación entre la dosis

efectiva y el kerma en aire libre de receptor en campos externos de radiación x y �, para dis-

tintas geometrías de irradiación.

Figura 1. Relación entre la dosis efectiva, E, y kerma en aire, en función de la energía de los fotones, para distintas geometríasde irradiación

Las geometrías de irradiación estudiadas son:

¤ A/P: el campo de irradiación incide perpendicular al eje longitudinal del cuerpo, desde la

parte anterior hacia la posterior.

¤ P/A: incidencia desde la parte posterior hacia la parte anterior del cuerpo.

¤ LAT: el campo de radiación incide lateralmente, en forma perpendicular al eje longitudi-

nal del cuerpo. Cuando es necesario, se especifica si es desde la derecha a la izquierda

página 30 Capítulo 3 - Dosimetría de la contaminación interna

0.01 0.1 10.0

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0

1.2

1.4

1.6

1.8

2.0AP

PA

ILAT

ROT

ISO

E/Ka

(Sv/

Gy)

Energía de fotones (MeV)

(DLAT) o desde la izquierda a la derecha (ILAT); en caso de no existir diferencias signifi-

cativas entre las dosis absorbidas para ambas geometrías, se trabaja con el promedio.

¤ ROT: se define al rotar el cuerpo a una velocidad constante, en un haz unidireccional, per-

pendicular al eje longitudinal.

¤ ISO: se define como un campo de radiación en el que el número de partículas por unidad

de ángulo sólido es independiente de la dirección.

Figura 2. Geometrías de irradiación

Las geometrías de irradiación

definidas son idealizaciones de

las situaciones prácticas. Por

ejemplo, las geometrías A/P,

P/A y LAT son consideradas

como aproximaciones del cam-

po de radiación producido por

fuentes únicas alejadas del tra-

bajador. La geometría ROT, es

una aproximación de un caso

de irradiación proveniente de

una fuente plana ampliamente

dispersada, mientras que la

geometría ISO es una aproxi-

mación para el caso de un

cuerpo inmerso en una nube

radiactiva. La Figura 2 esquema-

tiza las geometrías de irradia-

ción enumeradas.

Utilizando al factor de conver-sión representado en la Figura1 es posible a partir de una me-

dición en aire libre y conociendo las características del campo de radiación (energía y condi-ción geométrica) estimar la dosis efectiva.

Ejemplos:

Supongamos que en un campo externo de radiación proveniente de una fuente de cobalto60 se midió en un punto un valor de kerma en aire libre de 2 mGy.

a) ¿Cuál es la dosis efectiva recibida por una persona en ese lugar?

Suponiendo geometría A/P y energía de 1,2 MeV, entrando en la Figura 1, resulta un factorde conversión:

E

K

mSv

mGy� 1


Por lo tanto, E = 2 mSv

Repitamos la evaluación pero ahora suponiendo un campo de rayos x monoenergético de

100 keV y geometría A/P.

El factor de conversión obtenido de la Figura 1 resultaE

K

mSv

mGy� 14,

Por lo tanto, E = 2,8 mSv.

b) Veamos ahora cómo determinar la dosis equivalente en tiroides en los mismos campos de radiación anteriores.

El factor de conversión entre kerma en aire libre y dosis equivalente en tiroides se muestra

en la Figura 3.

Figura 3. Relación entre la dosis equivalente en tiroides y el kerma en aire en función de la energía de los fotones, para distintasgeometrías de irradiación

Para E = 1,2 MeV

geometría A/P �H

K

mSv

mGyH mSvT

atiroides� � �125 2 50, ,

Ka = 2 mSv

Para E = 100 keV

geometría A/P �H

K

mSv

mGyH mSvT

atiroides� � �190 3 80, ,

Ka = 2 mSv


0.01 0.1 1

0.0

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0

1.2

1.4

1.6

1.8

2.0AP

PA

ILAT

ROT

ISO

H/K

(Sv/

Gy)

Ta


Tiroides

Notar que para una misma medición de kerma en aire libre, la dosis efectiva y la dosis equi-

valente en tiroides para energía de rayos x de 100 keV son casi un 50% mayores que para

radiación � de cobalto 60. Se observa, además, que la dosis en aire sola no es indicativa de

la dosis en el cuerpo.

Se muestran, complementariamente, en la Figura 4 los factores de conversión que permiten

transformar la medición en aire libre (kerma) en la dosis equivalente en diferenes tejidos ra-

diosensibles tales como piel, mamas, médula ósea roja, colon, pulmones y cristalino para

irradiación A/P como función de la energía de la radiación x ó � incidente.

Figura 4. Dosis equivalente en diferentes órganos en función de la energía para geometría A/P

ESTIMACIÓN DE LA DOSIS EFECTIVA A PARTIR DE MAGNITUDES OPERACIONALES

Con el objeto de simplificar la metodología anterior, y no porque necesariamente haya que

abandonarla, se han introducido magnitudes operacionales para la irradiación externa que

permiten una estimación rápida de las dosis en el cuerpo humano.

Las principales magnitudes de aplicación introducidas en la publicación 39 de ICRU y adop-

tadas en la norma AR 10.1.1. son la dosis equivalente ambiental y la dosis equivalente indi-

vidual.

Las magnitudes operacionales para dosimetría de área o ambiental fueron definidas, para

radiación x y �, en un fantoma esférico tejido equivalente indicado en la Figura 5.


0.01 0.10 1.00 10.00

0.0

0.5

1.0

1.5

2.0

E/Ka

(Sv/

Gy)


PIEL

MAMA

MÉDULA ÓSEA ROJA

COLON

PULMÓN

CRISTALINO

Figura 5. Composición de la esfera ICRU

Las magnitudes operacionales se definen en campos expandidos y alineados esquematiza-

dos en la Figura 6.

¤ Campo expandido: los campos de radiación en el punto de medición se expanden con-

servando la fluencia y distribución espectral y angular.

¤ Campo alineado: los campos de radiación en el punto de medición son llevados a coinci-

dir en una determinada dirección, conservando la fluencia y la distribución espectral.

Figura 6. Campos expandidos y alineados


11,1%C

2,6%N

10,1%H

76,2%O

30 cm

EXPANDIDO Y ALINEADO

EXPANDIDO ALINEADO

Monitoraje de área

En el monitoraje de área se define la siguiente magnitud:

Dosis equivalente ambiental, H*(d)

Es la dosis equivalente que será producida por el correspondiente campo alineado y expan-dido, a una profundidad d en el radio de la esfera ICRU. Esta magnitud es apropiada para ra-diación fuertemente penetrante.

Figura 7. Relación entre la dosis efectiva, E, y la dosis equivalente ambiental, H*(10), para fotones en distintas geometrías deirradiación

Se observa que la dosis equivalente ambiental H*(10) es mayor que la dosis efectiva en to-das las geometrías de irradiación presentadas en la Figura 7. Por lo tanto, si disponemos deun detector calibrado en unidades de dosis equivalente ambiental y lo empleamos en uncampo externo de radiación x ó �, el valor medido por dicho instrumento es un indicador(conservativo) de la dosis efectiva que recibiría una persona en ese lugar.

El resultado anterior es un hecho importante e idealizado en el monitoraje de la irradiaciónexterna: “tener un instrumento cuya sola medición aproxime el valor de la dosis efectiva enese lugar”.

Dado que muy pocos laboratorios disponen de instrumentos calibrados en unidades de do-sis equivalente ambiental H*(10), está, por lo tanto, vigente la metodología descrita en lasección anterior: medir kerma en aire libre con instrumentos tradicionales y evaluar poste-riormente la dosis efectiva utilizando factores de conversión (véase Figura 1 y los ejemplosasociados a dicha figura).

Monitoraje individual

Para aplicación en el monitoraje individual de la irradiación externa del personal, se define lasiguiente magnitud:


0.01 0.1 10.0

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0

AP

PA

ILAT

ROT

ISO

E/

H*(

10)

(Sv/

Gy)


Dosis equivalente individual, Hp(d)

Es la dosis equivalente en tejido muscular, a la profundidad apropiada d, bajo un punto es-pecificado en la superficie del cuerpo.

En todos los casos de aplicación de las magnitudes de dosis equivalente ambiental e indivi-dual, se debe indicar la profundidad d en milímetros a que se la refiere. Para la piel y órganossuperficiales se recomienda d = 0,07 mm, para el cristalino d = 3 mm, mientras que paraórganos y tejidos profundos y estimación de la dosis efectiva, se adopta d = 10 mm.

En la Figura 8 se puede observar la relación entre la dosis efectiva en un dado lugar y la dosis

equivalente personal en ese mismo sitio, para radiación x y �, en diferentes geometrías deirradiación.

Figura 8. Relación entre la dosis efectiva, E, y la dosis equivalente personal, Hp(10), para fotones en distintas geometrías deirradiación

Se observa que la dosis equivalente individual Hp(10) aproxima, en forma conservativa, a la

dosis efectiva que recibe una persona en el lugar, para radiación x y � en las geometrías de

irradiación presentadas en la Figura 8. Por lo tanto, calibrando adecuadamente dosímetros

individuales en unidades de Hp(10) se dispone de un detector cuya medición nos permite

estimar dosis efectiva en los campos radiación estudiados.

No obstante, se debe tener cuidado en no generalizar esta afirmación a cualquier campo de

radiación existente en la práctica. Por ejemplo, para una exposición inhomogénea la expre-

sión anterior no es válida. En estos casos debe efectuarse un análisis del lugar de trabajo y

determinar factores dosimétricos específicos para dicha práctica. Sin embargo muchas si-

tuaciones reales pueden aproximarse por alguna de las situaciones presentadas en la Figu-

ra 8. Para esos casos resulta aplicable que la dosis equivalente individual Hp(10) es un buen

estimador de la dosis efectiva que recibe una persona en el lugar de trabajo.


0.01 0.1 10.0

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0

AP

PA

ILAT

ROT

ISO

E/

Hp(

10)

(Sv/

Sv)


CONTAMINACIÓN INTERNA

Durante el desarrollo de prácticas en las que se trabaja con material radiactivo en forma defuentes abiertas, el personal involucrado está expuesto a posibles incorporaciones, esto es,a contaminarse internamente. El radionucleido incorporado se deposita en órganos y teji-dos, que se comportan como fuentes de irradiación. La energía se entrega en el mismo ór-gano de depósito, en el caso de radiación alfa y beta, y también en el resto del cuerpo en elcaso de radiación gamma.

Por las características mismas del proceso, la estimación de las dosis debidas a la incorpo-ración de material radiactivo, tiene una metodología propia diferente de la utilizada en elcaso de irradiación externa. La diferencia reside en el hecho de que la fuente, al estar incor-porada al organismo, seguirá irradiando los tejidos hasta que decaiga o sea eliminada delorganismo. Esto conduce al concepto de dosis integrada debida a contaminación interna.Conceptualmente, este término indica la dosis total que se recibe durante un tiempo esta-blecido debida a una o varias incorporaciones de material radiactivo.

Una contaminación interna comprende las sucesivas etapas que se detallan a continuación:

¤ Depósito a nivel de la vía de entrada.

¤ Transferencia del material incorporado hacia la sangre (absorción).

¤ Distribución de la actividad incorporada en todo el organismo, en forma uniforme o lo-

calizada en ciertos órganos o tejidos.

¤ Retención en órganos o tejidos.

¤ Excreción.

VÍAS DE ENTRADA

Las posibles vías de entrada de un contaminante al organismo son:

INHALACIÓN

El material radiactivo incorporado por inhalación se deposita, inicialmente, en los distintos

tramos del tracto respiratorio, donde se depura por transferencia a la sangre y hacia los

ganglios linfáticos y también, por pasaje al tracto gastrointestinal.

Para describir el comportamiento del material radiactivo inhalado en el tracto respiratorio, la

Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP) propuso un modelo pulmonar, pre-


Vías de entrada

Inhalación Ingestión Absorción a través de la piel

sentado en la publicación 30 de la ICRP, que se mantuvo vigente hasta el año 1994. En ese

año, fue reemplazado por otro modelo del tracto respiratorio, presentado en la publicación

66 de la ICRP.

INGESTIÓN

Parte del material radiactivo incorporado por ingestión se transfiere hacia los líquidos extra-

celulares, particularmente, a nivel del intestino delgado. El resto es excretado por heces.

El pasaje por el tracto digestivo del material radiactivo incorporado está descripto en el mo-

delo para el tracto gastrointestinal de la publicación 30 de la ICRP. Este modelo sigue aún

vigente, y los cambios producidos últimamente se refieren a la fracción del material que,

desde el tracto digestivo, pasa a la sangre.

INCORPORACIÓN POR PIEL

La piel es, en general, una buena barrera para la incorporación de material radiactivo. Sin

embargo deja de serlo cuando ha sufrido una lesión (herida o quemadura).

El material que ha atravesado la barrera cutánea puede ser transferido directamente a los lí-

quidos extracelulares o bien ser retenido en los tejidos subcutáneos y muscular y en los

ganglios linfáticos locales.

MODELOS METABÓLICOS

Una vez que los radionucleidos han entrado al organismo por cualquiera de las posibles vías,

se distribuyen de acuerdo a las características físico-químicas de los compuestos y a sus

vías de entrada.

Para hallar la dependencia en el tiempo de la distribución de los radionucleidos incorpora-

dos, esto es, encontrar las ecuaciones de retención de los radionucleidos, se plantean mo-

delos biomatemáticos que describen, en forma aproximada, los procesos reales. A causa

de la variabilidad biológica, una descripción matemática de la distribución del material ra-

diactivo en el organismo necesita la definición del llamado “hombre de referencia”. Esto sig-

nifica fijar parámetros biológicos que, si bien pueden no coincidir exactamente con los

reales de cada caso particular, sirven para los fines de protección radiólogica y de referen-

cia para la evaluación de casos individuales.

En general, los modelos metabólicos planteados son del tipo compartimental con coeficien-

tes de transferencia constantes entre los diferentes compartimientos. Estos modelos me-

tabólicos dan lugar a sistemas de ecuaciones diferenciales de primer orden con

coeficientes constantes, de cuya resolución surgen las ecuaciones de retención y de excre-

ción. Las ecuaciones de excreción tienen particular importancia pues permiten estimar, en

algunos casos, la actividad incorporada de un determinado radionucleido a partir de medi-

ciones realizadas sobre excretas.

Para fines normativos, se usan los parámetros ya estimados para el hombre de referencia.

En evaluaciones dosimétricas particulares, puede ser necesario, según sea la exactitud de-

seada en la evaluación, fijar los parámetros para cada caso.


Los modelos propuestos para las vías de entrada pulmonar y a través del tracto gastrointes-

tinal pueden ser utilizados para todos los radionucleidos. Luego de que el material radiactivo

pasa a sangre, lo que se denomina incorporación sistémica, su distribución y retención en el

organismo se describe por modelos metabólicos específicos para cada elemento incorpo-

rado.

En la Figura 9 se muestran las posibles vías de entrada y caminos metabólicos a considerar

en el análisis de la contaminación interna.

Figura 9. Vías de entrada y caminos metabólicos

CÁLCULO DE LA DOSIS EQUIVALENTE EN UN ÓRGANO

Una incorporación de material radiactivo lleva a que éste se deposite en órganos o tejidos.

Cada uno de estos órganos o tejidos se comporta como una fuente de irradiación para los

órganos o tejidos circundantes, y también para sí mismos.

El órgano que irradia se denomina órgano fuente S, y cada uno de los órganos o tejidos irra-

diados se denominan blanco T.


Remoción Extrínseca

Herida

Piel

Piel

Orina

Nódulos Linfáticos Tracto Respiratorio

Compartimiento deTransferencia

Inhalación Exhalación

Hígado

Tracto

Gastr

oInt

estin

al

Ingestión

HecesRiñón

VejigaUrinaria

OtrosÓrganos

TejidoSubcutáneo

AbsorciónSudor

Para cada tipo de radiación (i), de un determinado radionucleido (j), localizado en un órgano

fuente S, la dosis equivalente integrada en 50 años HT(50) en un órgano blanco depende de

dos factores: la actividad integrada y la energía específica efectiva.

ACTIVIDAD INTEGRADA

La actividad integrada US es el número total de desintegraciones del nucleido j en el órganofuente S durante un intervalo de tiempo prefijado posterior a la incorporación.

La actividad presente en un órgano o tejido desaparece del mismo por el decaimiento físico

del radionucleido y por su eliminación biológica (pasaje a otro órgano o tejido o excreción).

La combinación de estos dos procesos dá por resulta-

do una función de la actividad, generalmente decre-

ciente en el tiempo y que se denomina función de

retención. Estas funciones son en general del tipo ex-

ponencial o suma de exponenciales:

En la expresión de la derecha:

R(t) es la actividad retenida en un determinado órgano o tejido o en cuerpo entero en un de-

terminado tiempo t, y

ai es la fracción de la actividad incorporada que se elimina con una constante �ef,i

� ef,i es la constante de decaimiento efectiva

Esta constante de decaimiento efectiva puede expre-

sarse como la suma de dos términos:

donde:

� bbT

�ln2

Tb : período de decaimiento biológico

TT

ff

�ln2

Tf : período de decaimiento físico

La integral en el tiempo de la función de retención se denomina actividad integrada US y ex-

presa el número de desintegraciones en el intervalo de tiempo de interés. En el control ocu-

pacional la integración se lleva a cabo por un espacio de tiempo equivalente a 50 años. Se

contempla así la situación más desfavorable, esto es, una incorporación de material radiac-

tivo producida en el comienzo de la vida laboral. En casos particulares, el intervalo de inte-

gración será el período de tiempo que se considere de interés para calcular la dosis (dosis

en un día, en un año, etc.).


R t a eii

ef i t( ) ,� � �

� � �ef f b�

ENERGÍA ESPECÍFICA EFECTIVA

La energía específica efectiva (SEE) es la energía absorbida por unidad de masa en el órga-

no blanco T. Sus unidades son MeV/g desintegración.

Los valores de SEE se encuentran tabulados en la publicación 30 de la ICRP para diferentes

radionucleidos y para diferentes combinaciones de órganos fuente y blanco, por lo que no

es necesario calcularlos en una estimación dosimétrica. Puede ser de interés modificarlos

en los casos particulares en que la masa de los órganos blanco considerados se alejan sig-

nificativamente de los datos del hombre de referencia.

DOSIS EQUIVALENTE COMPROMETIDA EN UN ÓRGANO O TEJIDO, HT(�)

Teniendo en cuenta las expresiones obtenidas anteriormente la dosis equivalente inte-

grada a 50 años, o dosis equivalente com-

prometida en un órgano blanco T, debida a

las desintegraciones producidas en un ór-

gano fuente S, es:

Un factor numérico transforma, en la expre-

sión anterior, las unidades de modo que la dosis resultante se exprese en Sv.

La dosis equivalente comprometida absorbida por un órgano blanco se obtiene sumando el

aporte de todos los órganos fuente que lo irradian y de todos los tipos de emisiones corres-

pondientes a los radionucleidos presentes en los órganos fuente. En el caso de que una per-

sona haya incorporado más de un radionucleido deben tenerse encuenta el aporte de cada

uno de ellos.

LÍMITE ANUAL DE INCORPORACIÓN (ALI)

En el control ocupacional de la contaminación interna, se define un límite secundario de uti-

lidad práctica para el diseño de instalaciones y para el control de las condiciones de trabajo.

Este límite es conocido como el límite anual de incorporación (ALI, sigla en inglés).

Se denomina ALI a la actividad de un radionucleido que, incorporada anualmente, implica

una dosis efectiva integrada en 50 años igual al límite anual propuesto para la dosis efecti-

va, esto es 20 mSv.

Para determinar el valor del ALI, para un dado compuesto radiactivo, se calcula la incorpora-

ción única que resulta en una dosis efectiva integrada a 50 años de 20 mSv.

De esta manera, el ALI para cada radionucleido puede

ser obtenido dividiendo el límite anual de dosis efectiva

(0,02 Sv) por el coeficiente de dosis - e(50) - correspon-

diente a las características de la incorporación. Esto es:


H T S U SEE T S SvT s( ) , ( )� � �1610 10

ALIe

Bq�0 02

50

,

( )

Los coeficientes de dosis e(50) se expresan en Sv/Bq y representan la dosis efectiva com-

prometida que resulta de una incorporación de 1 Bq. Estos coeficientes se conocen y pue-

den ser obtenidos en el anexo de la norma AR 10.1.1.

Un límite derivado de uso corriente es el límite derivado de concentración en aire (DAC, si-

gla en inglés). Este límite se define como la concentra-

ción de radionucleido en el aire de un ambiente de

trabajo, en el que si un trabajador permanece 2000 ho-

ras al año, incorporaría un ALI. El DAC se puede expresar

numéricamente como:

En el control ocupacional de la contaminación interna el objetivo es estimar la cantidad de ma-

terial radiactivo incorporado por un trabajador, para luego, usando los coeficientes de dosis,

evaluar la dosis debida a esa incorporación. La incorporación y la correspondiente dosis, se

comparan con los límites establecidos. Por su parte la cantidad de material radiactivo incorpo-

rado se determina mediante mediciones directas sobre el cuerpo del trabajador o a través del

análisis de excretas. Para mayor información, véase capítulo 6.

BIBLIOGRAFÍA

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takes of Radionuclides by Workers. ICRP Publication 68, Annals of the ICRP v.24 Nº 4,1995.

Oxford, Pergamon, 1995.

INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION. Conversion Coefficients

for use in Radiological Protection against External Radiation. ICRP Publication 74, Annals of

the ICRP v. 26 Nº 3/4, 1996. Oxford, Pergamon 1996.

INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION. Individual Monitoring for

internal exposure of Workers. ICRP Publication 78, Annals of the ICRP v. 27 Nº 3/4, 1988�Oxford, Pergamon, 1998.


Silvia Alvarez

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EFECTOS BIOLÓGICOS DE LAS RADIACIONES

El núcleo es la estructura celular más sensible a las radiaciones. En él se almacena la infor-mación genética dentro de la molécula de ADN. Sin embargo, fuera del núcleo, también hayestructuras celulares sensibles a los efectos radioinducidos. Tal es el caso de las organelasvinculadas con el metabolismo aerobio, así como el sistema de endomembranas y la mem-brana celular.

Cuando un sistema biológico es irradiado, se produce excitación o ionización al nivel de mo-léculas críticas que lo componen. La modificación de ese sistema se produce en este casopor acción directa de la energía entregada (efecto directo). Pero hay que considerar tam-bién que, los sistemas biológicos son esencialmente acuosos, de modo que la energía ab-sorbida en ese volumen de agua generará moléculas intermediarias con gran reactividadquímica (radicales libres), dando lugar a los mecanismos secundarios de daño (efectos indi-rectos). En las exposiciones a radiación de baja transferencia lineal de energía ó baja LET(véase página 22) predominan los efectos indirectos, mientras que en las exposiciones aradiación de alta LET, predominan los efectos debidos a mecanismos directos de daño.

Una irradiación puede producir distintos tipos de lesiones en la molécula de ADN:

¤ Rupturas de cadenas (simples o dobles).

¤ Alteración de las bases nitrogenadas.

¤ Oxidación de azúcares.

¤ Formación de dímeros entre dos bases.

¤ Formación de puentes entre las dos cadenas del ADN (cross links).

Cuando se produce una irradiación, el tiempo entre dos eventos ionizantes es importanteporque es el intervalo en el cual la célula puede poner en marcha mecanismos de repara-ción o de adaptación a la injuria. Esto es, a mayor tiempo entre dos eventos subletales ma-yor es la probabilidad de recuperación del daño.

En la célula existen mecanismos de reparación muy eficaces que implican la participaciónde numerosas enzimas: endonucleasas, ADN polimerasas y ligasas, entre otras. Las ruptu-ras dobles presentan más dificultades para los mecanismos reparadores que las rupturassimples pues en las primeras la cadena contralateral, que podría servir como modelo parainiciar la reparación, también está dañada.

Efectos biológicos de las radiaciones - Capítulo 4 página 45

capítulo

4

Silvia Alvarez

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Los dos mecanismos principales de reparación son: escisión y resíntesis que permite la re-paración de rupturas simples, y las recombinaciones homólogas o heterólogas, reparadorasde las rupturas dobles.

En un dado sistema biológico, la proporción de células sobrevivientes disminuye cuando ladosis aumenta. La tasa de supervivencia dependerá de la dosis, del sistema celular estudia-do y de las condiciones de estudio. Existen varios factores que pueden modificar la respues-ta biológica, entre los cuales pueden mencionarse:

– Concentración de oxígeno

– Tasa de dosis

– Fraccionamiento de la dosis

– Calidad de la radiación

CLASIFICACIÓN DE LOS EFECTOS BIOLÓGICOS

El proceso de ionización producido por las radiaciones lleva a cambios, a veces en formatransitoria, que pueden dañar a las células. Si se producen daños celulares y no se reparanadecuadamente, puede ocurrir que las células afectadas mueran o se vea impedida su re-producción, o bien que se origine una célula viable, pero modificada. Ambos extremos tie-nen implicancias profundamente distintas para el organismo.

Si el número de células que murieron es lo suficientemente elevado se producirá un dañosusceptible de ser observado, que será el reflejo de una pérdida de funcionalidad del tejido.La probabilidad de que se produzcan tales daños será cero a dosis pequeñas, pero por encimade un determinado nivel de dosis (umbral) aumentará rápidamente hasta la unidad (100%).Por encima del umbral aumentará asimismo la gravedad del daño con la dosis. Este tipo deefectos, conocidos anteriormente como no estocásticos, se denominan ahora deterministas.

El resultado será muy diferente si en vez de producirse la muerte de la célula irradiada, éstasobrevive con una alteración en su genoma. Este tipo de efectos se denominan estocásticos,es decir de naturaleza aleatoria o estadística. Si la transformación se produce en una célulacuya función es transmitir información genética a generaciones posteriores (célula germi-nal en gónadas) el efecto de variado tipo y gravedad se expresará en la descendencia de lapersona expuesta. Este tipo de efecto estocástico se denomina hereditario. Si en cambio latransformación ocurre en una célula somática podría dar lugar, luego de un largo período delatencia, a la inducción de un cáncer (carcinogénesis).

EFECTOS ESTOCÁSTICOS

Los efectos estocásticos son aquellos en los cuales la probabilidad de que se produzca elefecto es función de la dosis, mientras que la severidad del mismo es independiente de ladosis, y no tienen umbral (Figura 1). Los efectos estocásticos se producen como consecuen-cia del daño sobre una célula o un pequeño número de células. Ejemplos de efectos esto-cásticos son los efectos carcinogénicos y los efectos hereditarios de las radiacionesionizantes.

página 46 Capítulo 4 - Efectos biológicos de las radiaciones

Figura 1.Efectosestocásticosen funciónde la dosis

EFECTOS DETERMINISTAS

Los efectos deterministas son aquellos en los que la gravedad del efecto y su frecuencia va-rían en función de la dosis. La relación dosis-efecto tiene umbral (Figura 2). El 100% de fre-cuencia de un efecto determinista se logra con una dosis suficiente como para alcanzar elumbral de severidad en toda la población. La dosis umbral es la dosis necesaria para provo-car el efecto en por lo menos el 1 - 5% de los individuos expuestos.

Figura 2.Efectosdeterministasen funciónde la dosis


Frecuencia Severidad

DOSIS DOSIS

100

50

0

Frec

uenc

ia(%

)Se

verid

ad

DOSIS

DOSIS

VARIACIÓN DE LASENSIBILIDAD ENTRE

INDIVIDUOS EXPUESTOS

UMBRAL PARASITUACIONESPATOLÓGICAS

(a)(b)

(c)

EFECTOS DETERMINISTAS DE LAS RADIACIONES IONIZANTES

Los efectos deterministas son la consecuencia de la sobreexposición externa o interna, ins-tantánea o prolongada sobre todo o parte del cuerpo, provocando la muerte de una canti-dad de células tal, que no pueda ser compensada por la proliferación de células viables. Lapérdida resultante de células puede causar deterioros severos de la función de un órgano otejido, clínicamente detectables.

El estudio de los efectos deterministas se basa en el análisis de la distribución espacial ytemporal de la dosis sobre el cuerpo.

EFECTOS DETERMINISTAS POR SOBREEXPOSICIÓN DE TODO EL CUERPO

Los efectos letales de la radiación expresan la insuficiencia de determinados órganos vita-les para el organismo. Estas insuficiencias se evidencian luego de distintos períodos detiempo de acuerdo a la cinética celular de los tejidos afectados. La secuencia de eventos secaracteriza por una combinación de signos observados y síntomas manifestados, es decirsíndromes. Diferentes órganos expresan insuficiencia en distintos rangos de dosis. Deacuerdo a la dosis recibida en todo el cuerpo, se pueden distinguir las siguientes formas delSíndrome Agudo de Radiación (SAR):

¤ Hemopoyética

¤ Gastrointestinal

¤ Neurológica

La severidad de las manifestaciones clínicas depende de la dosis, y se pueden agrupar de lasiguiente forma:

No hay manifestaciones clínicas.Se puede detectar un aumento en la frecuencia de aberraciones cromo-sómicas en linfocitos.

Sin síntomas o solo náuseas transitorias.En sangre hay disminución de los linfocitos, a veces leve reducción delnúmero de plaquetas. Se detectan aberraciones cromosómicas en linfo-citos.En algunos pacientes se registran cambios en el electroencefalograma.

Grado leve de la forma hemopoyética.En un porcentaje de los sobreexpuestos se presentan náuseas y vómi-tos en las primeras horas.Entre las 6 - 8 semanas luego de la irradiación disminuye el número degranulocitos neutrófilos y plaquetas, pero esta reducción no es suficien-te para producir infección y hemorragia.Se debe realizar seguimiento hematológico.La mayoría de los pacientes se recupera sin tratamiento.


0 - 0,25 Gy

0,25 - 1 Gy

1 - 2 Gy

Grado moderado de la forma hemopoyética.La mayoría de las personas sobreexpuestas presentan náuseas y vómi-tos luego de 1 - 2 horas de la irradiación.Los niveles más bajos en el número de neutrófilos y plaquetas se alcan-zan en 3 - 4 semanas luego de la irradiación, acompañados de fiebre yhemorragia.Con las condiciones terapéuticas actuales todos los pacientes se pue-den recuperar.

Grado severo de la forma hemopoyética.Las náuseas y vómitos aparecen luego de 0,5 - 1 hora post- irradiación.Hay fiebre y eritema en piel y mucosas.Los valores más bajos en el recuento de neutrófilos y plaquetas ocurrenentre la 2 - 3 semana luego de la irradiación, y persisten durante dos se-manas.Sin tratamiento, la mayoría de los pacientes muere como consecuenciade hemorragias e infecciones.Sin embargo, si se aplican tratamientos de sostén, la mayoría de laspersonas sobreexpuestas tienen posibilidades de recuperación.

Grado extremadamente severo de la forma hemopoyética.Las náuseas y los vómitos aparecen dentro de los 30 minutos posterio-res a la sobreexposición.Un alto porcentaje de personas sobreexpuestas presentan diarrea en1- 2 horas.Los niveles más bajos de neutrófilos y plaquetas se detectan a los 10 - 14días luego de la irradiación.Sin el tratamiento correspondiente la mortalidad alcanza el 100%.Si la terapia es la apropiada, y se aplica tempranamente, una fracción delas personas sobreexpuestas se puede recuperar.La mortalidad en estos casos está dada por la asociación entre la graveinsuficiencia hemopoyética y las lesiones en otros órganos, tales comoel tracto gastrointestinal y el pulmón.

Se desarrollan las formas gastrointestinal, cardiovascular y neurológica.Cualquiera fuese el tratamiento aplicado la letalidad es del 100%.

A continuación se describirán las tres formas en que evoluciona el síndrome agudo de ra-diación:

Síndrome hematopoyético

El síndrome hematopoyético se produce con dosis de 1 - 10 Gy en todo el cuerpo.

La muerte por falla de la médula ósea está asociada a la linfopenia, granulocitopenia y pla-quetopenia. El recuento de linfocitos es uno de los indicadores sanguíneos más sensiblesde injuria por radiación, debido a que para la misma dosis los niveles más bajos son alcanza-dos más temprano que otros tipos celulares. La muerte de los linfocitos en interfase, con


2 - 4 Gy

4 - 6 Gy

6 - 10 Gy

� 10 Gy

dosis de 1 - 2 Gy, hacen que su número decline hasta un 50% de su valor normal en 48horas. Se alcanza una meseta la cuál es dosis dependiente, con una duración de casi 45días y luego sigue una lenta recuperación de varios meses.

Luego de una irradiación con dosis mayores de 1-2 Gy los granulocitos neutrófilos muestranun incremento inicial durante los primeros días, después de la irradiación. Este “primer as-censo abortivo” es mayor después de irradiaciones con altas dosis. En la forma neurológicael aumento de neutrófilos es muy pronunciado y persiste hasta la muerte. Esta fase inicialde granulocitosis es seguida de un descenso en el número de neutrófilos, siendo su tasa yduración dependiente de la dosis.

Diez días después de una irradiación con dosis de 2 - 5 Gy, comienza un “segundo ascensoabortivo”, probablemente debido a la división celular de una población dañada genética-mente que no puede continuar su proliferación. Este ascenso se extiende por casi 15 días.La ausencia de este “segundo ascenso abortivo” es un signo desfavorable, ya que no se ob-serva si las dosis son mayores de 5 Gy. Esta etapa es seguida de un segundo descenso decasi 25 días de duración.

Con dosis de aproximadamente 6 Gy, el nivel de granulocitos puede ser reducido al 10%, de5000 células/�l se pasa a 500 células/�l (nivel crítico), en 12 - 14 días. Con dosis de 2 - 5 Gyel período comprendido entre los días 20 y 30 es crítico por los riesgos de fiebre e infeccio-nes. Cuando el paciente sobrevive a la caída de neutrófilos, le sigue una espontánea recu-peración, que comienza alrededor de la quinta semana.

El comportamiento de las plaquetas es similar al de los granulocitos, pero las plaquetas nomuestran un segundo ascenso abortivo.

Las plaquetas muestran un aumento durante los primeros 2 - 3 días posteriores a la irradia-ción, seguido de una acelerada disminución, con casi 100 000 plaquetas/�l a los 30 díascon dosis de 1 Gy. Con dosis de 6 Gy, un nivel mínimo de 10 000 plaquetas/�l es observadoa los 10 - 15 días. Cuando el número de plaquetas alcanza valores por debajo de 30 000/�lpuede haber hemorragias, lo que requiere tratamiento mediante transfusión de plaquetas.

Síndrome gastrointestinal

El síndrome gastrointestinal corresponde a la forma del síndrome agudo de radiación queaparece con dosis de 10 a 50 Gy.

Los signos y síntomas de esta forma siguen a aquellos de la fase prodromal. Algunos de lossignos y síntomas del síndrome gastrointestinal son: anorexia, letargia, diarrea, disminu-ción de los fluidos y electrolitos corporales, pérdida de peso, etc.

El contaje de leucocitos cae dramáticamente, puede haber hemorragias y bacteriemia,agravando la injuria y contribuyendo a la muerte.

Pueden observarse úlceras gástricas y colónicas. La enteritis severa ocurre alrededor de 4días después de una irradiación con dosis de 10 Gy.


Síndrome neurológico

El síndrome neurológico se presenta con dosis superiores a los 50 Gy en todo el cuerpo.

El síndrome del sistema nervioso central se caracteriza por los signos y síntomas de la faseprodromal, pero agravados, y es seguido por un período de depresión transitoria, hasta unatotal incapacidad y muerte.

Con estas dosis, se producen en el sistema nervioso central cambios patológicos, talescomo un aumento de la permeabilidad vascular y la producción de edema y hemorragia.

EFECTOS DETERMINISTAS LOCALIZADOS

La gravedad del daño que puede ser tolerado en un tejido u órgano depende de varios facto-res: nivel de depleción o pérdida celular que produce disfunciones en los tejidos; momentode manifestación del daño; capacidad de reparación y recuperación del tejido; volumen irra-diado, entre otros.

PIEL

Los efectos de las radiaciones sobre la piel son dependientes de la dosis y de la profundidady del área de la piel irradiada.

La escala de severidad de los síntomas es la misma que para las quemaduras comunes: eri-tema, edema, ampollas, úlceras, necrosis y esclerosis.

Las dosis umbral para efectos deterministas después de una dosis aguda en un campo de3 cm de diámetro, se encuentra en los siguientes rangos:

Depilación temporaria

Depilación permanente

Eritema

Radiodermitis seca

Radiodermitis exudativa

Necrosis

3 - 5 Gy

> 7 Gy

3 - 10 Gy

10 - 15 Gy

15 - 25 Gy

> 25 Gy

Estos valores aumentan cuando disminuye el tamaño de la zona irradiada. Las dosis umbralpara efectos deterministas por irradiación fraccionada son más altas:

Depilación permanente

Eritema

50 - 60 Gy

> 30 Gy


APARATO DIGESTIVO

Los daños en el tubo digestivo provocan síntomas agudos y crónicos, que van desde la dia-rrea y la dispepsia hasta la úlcera, la estenosis y las obstrucciones.

Hay una variada radiosensibilidad de las diferentes partes del tubo digestivo, siendo la partemás sensible el intestino delgado. Recto, colon y estómago siguen en orden decreciente desensibilidad. Estos efectos producen un síndrome gastrointestinal mortal cuando gran partedel intestino es expuesto en forma aguda a una dosis mayor de 10 Gy.

Las complicaciones tardías debido a lesiones localizadas en el aparato digestivo se mani-fiestan meses o años posteriores a la exposición, y aparecen en forma de obstrucciones,constricciones y adherencias, resultantes de la fibrosis, pudiendo aparecer perforaciones yfístulas.

APARATO RESPIRATORIO

El pulmón es el órgano del tórax más sensible a la radiación. La neumonitis por irradiaciónpuede sobrevenir en forma precoz y semanas o meses después, producirse una radiofibro-sis. Cuando todo el volumen o la mayor parte de ambos pulmones es irradiada se puedeproducir una neumonitis mortal. La fibrosis puede manifestarse después de la irradiación decampos grandes. Sin embargo, dosis altas administradas en campos reducidos puedentambién, conducir a la fibrosis.

La DL50 por irradiación aguda es de 8 - 10 Gy y de 20 - 30 Gy para exposiciones fraccionadasen 6 - 8 semanas.

SISTEMA CARDIOVASCULAR

El corazón no es considerado un órgano altamente radiosensible. Sin embargo, una dosis de40 Gy fraccionada puede causar algún grado de degeneración miocárdica. Una dosis mayorde 60 Gy para todo el corazón puede llevar a la muerte por derrame pericárdico y pericardi-tis constrictiva.

Los vasos sanguíneos en todos los órganos muestran cambios después de recibir de dosisde 40 - 60 Gy. En general la permeabilidad vascular y flujo sanguíneo tienden a incrementar-se en las primeras fases de la respuesta a la radiación. Luego de varios meses se producedegeneración de las células endoteliales, engrosamiento de la membrana basal, y esclero-sis gradual. Los cambios tardíos en los vasos sanguíneos incluyen generalmente la prolife-ración endotelial focal, engrosamiento de la pared, estrechamiento de la luz y reducción delflujo sanguíneo.

SISTEMA URINARIO

El riñón es el elemento más radiosensible del sistema urinario, mientras que la vejiga tieneuna sensibilidad intermedia y los uréteres son los más resistentes, aunque pocas veces sonirradiados en toda su longitud.


Con dosis fraccionadas de 20 Gy en 3 - 4 semanas se puede observar una reducción en lafunción renal. Con dosis más altas se produce nefritis aguda en un plazo de 6 - 12 meses,que puede ser letal o conducir a la nefritis crónica.

La nefritis crónica se caracteriza por esclerosis y fibrosis. Generalmente estos cambios vanacompañados de hipertensión arterial.

SISTEMA NERVIOSO CENTRAL

Tradicionalmente se consideraba que los tejidos del sistema nervioso central eran radiorre-sistentes. Sin embargo, el tejido nervioso posee muy poca capacidad de repoblación, lo quesumado a datos obtenidos de la experiencia radioterapéutica, es motivo suficiente para noconsiderarlo radiorresistente.

Se considera que la dosis de tolerancia para todo el cerebro es de alrededor de 55 Gy frac-cionados en 5 - 6 semanas. Para la médula espinal las dosis de tolerancia son más bajasque para el cerebro. Las estimaciones de una dosis segura para la médula cervical, torácicay lumbar varían entre 35 Gy en 4 semanas y 50 Gy en 5 semanas. La lesión radioinducida enla médula espinal es inversamente proporcional a la longitud de la médula irradiada.

TEJIDO HEMATOPOYÉTICO

El sistema hemopoyético es uno de los tejidos más radiosensibles del cuerpo. Se puedenadvertir respuestas a la radiación luego de una dosis de 0,5 - 1 Gy, ya sea que se adminis-tren en exposición única o en una serie de fracciones pequeñas.

Después de la exposición aguda accidental, la DL50 en el hombre está comprendida entre3 - 5 Gy, si bien, el uso de cámaras estériles, antibióticos y una cuidadosa atención médicacon transfusiones y trasplantes de médula ósea, han hecho posible que las víctimas de ac-cidentes radiológicos sobrevivan a dosis más altas.

La dosis umbral para detectar depresión en la hemopoyesis, durante la exposición ocupa-cional se ha estimado en un valor mayor a 0,4 Sv/año y la dosis umbral que induce a aplasiamedular mortal probablemente es mayor a 1 Sv/año.

La irradiación de la médula ósea se traduce también en cambios a largo plazo. Se hallaroncasos de reducción del número de células de la serie blanca hasta 7 años después de la ra-dioterapia de las glándulas mamarias y tejidos adyacentes con dosis mayores de 50 Gy ad-ministrados durante 1 - 3 meses.

EFECTOS A NIVEL OCULAR

Entre los tejidos de la región del ojo (glándulas lagrimales, conjuntiva, córnea, retina) el crista-lino es el más sensible a la radiación. La producción de opacidades es la consecuencia deldaño sobre las células del epitelio anterior del cristalino. El cristalino es particularmente sensi-ble a la irradiación uniforme y responde a dosis de aproximadamente 1 Gy en tratamiento úni-co ó 4 Gy en forma fraccionada, con la formación de cataratas. Opacidades estacionariasmínimas se observaron después de dosis únicas de 1 - 2 Gy, y con más de 5 Gy se producen


cataratas progresivas graves. Con 7,5 Gy en forma aguda y 14 Gy fraccionados, la opacifica-ción del cristalino con dificultad de la visión alcanza al 100% de las personas expuestas.

ÓRGANOS DE LA REPRODUCCIÓN

OVARIO

El ovario es un órgano sumamente radiosensible. Dosis únicas de 2 - 6 Gy producen esterili-dad temporal, siendo necesarias dosis mayores cuando se administran fraccionadas paraigual efecto. Las mujeres mayores son más susceptibles, probablemente debido a un de-creciente número de folículos que se produce con la edad. La dosis umbral para esterilidadpermanente disminuye con la edad.

TESTÍCULO

El testículo es también un órgano radiosensible. Dosis de 0,1 - 0,15 Gy producen esterilidadtemporal. La dosis que induce esterilidad permanente en el 100% de los hombres expues-tos es mayor a los 6 Gy.

HUESO Y CARTÍLAGO

El hueso y el cartílago en desarrollo son mucho más sensibles a la radiación que esos mis-mos tejidos en el adulto. La radiación puede producir retardo o incluso la detención del cre-cimiento. Con dosis superiores a 20 Gy se producen escoliosis, cifosis, deslizamientos delas epífisis femorales, hipoplasia, retraso del crecimiento, problemas dentales, etc.

El cartílago maduro es mucho más resistente al daño por radiación y las dosis para producirnecrosis son altas. En general el hueso adulto es considerado radiorresistente a pesar quedespués de la irradiación se vuelve susceptible al trauma y a la infección, y posee escasacapacidad de regeneración.

SISTEMA ENDÓCRINO

La disfunción tiroidea puede ser debida a la irradiación de la glándula tiroides o del eje hipo-tálamo-hipofisario.

La glándula tiroides se considera como un órgano radiorresistente desde el punto de vistade la destrucción y de la deficiencia funcional. Se requiere un mínimo de 300 Gy para produ-cir la ablación total en un corto período, por ejemplo, 2 semanas. El hipotiroidismo es el másfrecuente de los efectos deterministas tardíos que afectan a la glándula tiroides después dela irradiación. El daño clínico puede manifestarse varios meses o años después.

El daño directo a la glándula tiroides debido a la radiación ionizante puede causar hipotiroi-dismo primario, mientras que la irradiación del eje hipotálamo-hipofisario produce hipotiroi-dismo secundario.


CARCINOGÉNESIS RADIOINDUCIDA

Se denomina carcinogénesis a la sucesión de eventos que llevan a la aparición de un cán-cer. Se incluye bajo esta denominación a un conjunto de enfermedades que pueden afectardistintos órganos, que tienen como elemento común el crecimiento celular ilimitado, invasi-vo y potencialmente letal. El sustrato fisiopatológico del cáncer es una afectación severadel comportamiento celular como consecuencia de anomalías genéticas que se traducenen alteraciones en la producción y la función de numerosas proteínas. La manifestación clí-nica de un cáncer es el resultado final de una serie de cambios celulares producidos a lo lar-go de un tiempo muy prolongado (años), denominado período de latencia. Es un procesocomplejo, de etapas múltiples, que tiene su origen en mutaciones relativamente simples anivel del ADN.

En la actualidad se acepta la teoría monoclonal del origen del cáncer. Se entiende por clon auna “familia” de células que se originaron inicialmente en una única célula “madre” que diopor resultado dos células “hijas” las que a su vez se duplicaron y dieron origen a cuatro célu-las, y así sucesivamente dando como resultado un clon.

Los agentes capaces de inducir este tipo de cambios en las células se llaman carcinógenos.Existen numerosos agentes carcinógenos:

¤ Agentes químicos: hidrocarburos policíclicos aromáticos, benzopirenos, asbestos, dioxina,aflatoxina, metales pesados, anilinas, nitrosaminas, cloruro de vinilo, drogas antineoplá-sicas, etc.

¤ Agentes físicos: radiaciones ionizantes, radiación ultravioleta.

¤ Agentes biológicos: virus oncogénicos (SV40, HPV, adenovirus).

Las estimaciones de los riesgos de las exposiciones a bajas dosis de radiación tienenimportancia fundamental en el ámbito de la radioprotección. Estas estimaciones se ba-san fundamentalmente en la interpretación de datos epidemiológicos y de estudios experi-mentales. También se sustentan en el conocimiento creciente del proceso decarcinogénesis y de los mecanismos moleculares de la respuesta de la célula a la injuria porradiación.

Desde el punto de vista biológico, el cáncer radioinducido no presenta diferencias respectodel cáncer que aparece espontáneamente en una población dada. Es decir que, hasta elmomento no existe ningún indicador que permita demostrar con certeza que un cáncer de-terminado ha sido o no inducido por la radiación. Es por eso que la cuantificación del riesgode cáncer radioinducido en humanos se basa fundamentalmente en los denominados estu-dios epidemiológicos que comparan riesgos entre poblaciones expuestas y no expuestas.

Existe siempre un tiempo mínimo entre la irradiación y la aparición de cáncer radioinduci-do en una población expuesta. Este período se denomina período mínimo de latencia y suduración varía con la edad y con el tipo de tumor. Para el caso de las leucemias y ciertos tu-mores óseos (osteosarcoma inducido por Radium) puede ser de 2 años mientras que parala mayor parte de los tumores sólidos se considera de 10 años. Asimismo existe un tiempodurante el cual se continua observando un exceso de casos de cáncer atribuible a la radia-ción. Es el denominado tiempo de expresión del riesgo que, en el caso de la leucemia, es delalrededor de 25 años y para los tumores sólidos puede alcanzar toda la vida. También eneste caso hay variabilidad debida a la edad en el momento de la exposición.


La información existente al respecto permite inferir que la inducción de cáncer por radiaciónse ve influida por factores de naturaleza física (ligados a la radiación) y factores de naturale-za biológica (ligados a los individuos expuestos).

Factores físicos: dosis, tasa de dosis, fraccionamiento, calidad de la radiación (alta LET -baja LET).

Factores biológicos: edad en el momento de la exposición, sexo, edad alcanzada (tiempotranscurrido desde la exposición), predisposición individual (hábitos, carga genética, facto-res raciales).

ESTUDIOS RADIOEPIDEMIOLÓGICOS

Numerosos estudios epidemiológicos han sido llevados a cabo en este terreno. Solo hare-mos referencia al estudio de cohorte en los sobrevivientes de las aplicaciones atómicas deHiroshima y Nagasaki, por tratarse del estudio más importante sobre cuyos resultados sesustentan las actuales estimaciones de riesgo de cáncer radioinducido.

COHORTE DE HIROSHIMA Y NAGASAKI

La Fundación para la Investigación sobre los Efectos de la Radiación (RERF, sigla en inglés)de Japón ha llevado a cabo desde 1950 un estudio de cohorte en los sobrevivientes de lasexplosiones atómicas de Hiroshima y Nagasaki, conocido como Life Span Study (LSS). Losdatos resultantes de los análisis periódicos de la mortalidad de esa cohorte han servidocomo base de sustentación para muchos de los cálculos de coeficientes de riesgo de cán-cer radioinducido. Este estudio reviste un interés excepcional puesto que se trata de unapoblación numerosa, de ambos sexos y todas las edades. Es un estudio prospectivo. Desdesu comienzo la población expuesta ha sido seguida de manera muy rigurosa y constituye sinduda la principal fuente de información cuantitativa acerca de radiocarcinogénesis humana.

Hacia fines de 1990 el 56% de los miembros de la cohorte aún estaban vivos, particular-mente aquellos que fueron expuestos en edades muy tempranas. Esto implica que sólo seha podido completar el seguimiento en toda la vida en algo más de la mitad de los integran-tes. Los datos obtenidos han permitido evaluar la naturaleza y magnitud de los riesgos aso-ciados a la exposición a las radiaciones ionizantes y la influencia de factores tales comosexo, edad en el momento de la exposición y tiempo transcurrido desde la exposición. Alrespecto pueden señalarse los siguientes hallazgos:

¤ El exceso de muertes por leucemia se observó dos años después de la explosión.

¤ El exceso de mortalidad por tumores sólidos se hizo evidente 10 años después de la ex-plosión.

Los resultados del estudio LSS fueron significativos para leucemia (con excepción de la leu-cemia linfática crónica) y todos los cánceres sólidos considerados en conjunto, (esófago,estómago, colon, pulmón, mama, ovario, tracto urinario y mieloma múltiple).

Para los individuos expuestos “in utero” se confirmó un aumento significativo de la inciden-cia de cáncer en la infancia correlacionable con la dosis.


OTROS ESTUDIOS EPIDEMIOLÓGICOS

Numerosos estudios de exposiciones médicas, tanto diagnósticas como terapéuticas, hanconfirmado la información aportada por el estudio LSS respecto de los sitios de cáncer yamencionados. Además se han observado excesos de riesgo atribuible a la radiación paralos siguientes órganos: glándulas salivales, recto, sistema nervioso central, riñón, cuerpode útero y tejido conectivo. En ausencia de información adicional no sería correcto presupo-ner que para los otros órganos no exista posibilidad de asociación causal: simplemente nose ha podido poner en evidencia. Una excepción a esto es el caso de la leucemia linfáticacrónica. Los datos existentes permiten inferir que este tipo de leucemia no se correlacionacon la exposición a la radiación.

MODELOS DE PROYECCIÓN DE RIESGO

Los datos del LSS han sido usados por muchas organizaciones internacionales (ICRP, BEIR,NIH, UNSCEAR) para realizar estimaciones sobre los coeficientes de riesgo de cáncer porunidad de dosis. Dado que aún no se ha completado el período de seguimiento de la cohortede sobrevivientes de Hiroshima y Nagasaki, se han tenido que hacer consideraciones paraproyectar el riesgo de cáncer radioinducido a toda la vida de las personas expuestas, par-tiendo de los datos que se obtuvieron hasta la fecha. Esto se llevó a cabo mediante la apli-cación de diferentes modelos de proyección de riesgo.

Básicamente existen dos tipos de modelos para proyectar el riesgo de cáncer radioinducidoen el tiempo: aditivo y multiplicativo.

¤ Modelo aditivo: postula que luego de un cierto período de latencia, la radiación induce unnúmero constante de casos adicionales de cáncer por encima de la tasa espontánea.

¤ Modelo multiplicativo: plantea que pasado el período de latencia, la radiación aumenta demanera multiplicativa la tasa espontánea de cáncer, como si se multiplicara la línea debase por un dado factor.

ESTIMACIONES DE RIESGO DE CÁNCER RADIOINDUCIDO

En el año 1990, la ICRP propuso recomendaciones basadas en la revisión de los resultadosdel estudio radioepidemiológico en los sobrevivientes de las explosiones atómicas de Hi-roshima y Nagasaki. Surgieron así los nuevos coeficientes de riesgo por unidad de dosis ylos factores de ponderación de órganos y tejidos actualmente vigentes.

Para el cálculo de los nuevos coeficientes de riesgo de cáncer fatal en toda la vida por uni-dad de dosis, la ICRP 60 tomó los datos del estudio mencionado para los siguientes órga-nos: esófago, estómago, colon, pulmón, mama, ovario, vejiga, médula ósea (leucemia),resto del cuerpo y tumores sólidos en conjunto.

Tomando como hipótesis una exposición instantánea a 1 Sv de radiación de baja LET utilizótres modelos de proyección de riesgo:


¤ Modelo aditivo simple.

¤ Modelo multiplicativo simple.

¤ Modelo NIH (National Institute of Health de los EE. UU.).

Los tres modelos se aplicaron a las tablas de vida de 5 poblaciones diferentes, con el objetode minimizar las variaciones debidas a las diferencias en los datos demográficos entre países:EE. UU., Reino Unido, Puerto Rico, China y Japón. Se analizaron separadamente ambos sexospara distintos intervalos de edad en el momento de la exposición. Se promediaron los valorespara las 5 poblaciones, ambos sexos y edades comprendidas entre 0 y 90 años, para los mo-delos de proyección aplicados. Se estableció así el valor del coeficiente de riesgo para una po-blación nominal. Finalmente se calculó un promedio de los valores obtenidos para esas 5poblaciones al que se le aplicó el factor de corrección (DDREF = 2) para su aplicación en elrango de dosis y tasas de dosis bajas obteniéndose el nuevo de coeficiente de riesgo actual-mente recomendado.

Coeficientes de riesgo de cáncer radioinducido

Público

Trabajadores

5 x 10-2 Sv-1 (0-90 años)

4 x 10-2 Sv-1 (18-65 años)

La diferencia del valor entre el valor propuesto para el público y para los trabajadores se fun-da en la dependencia del riesgo de cáncer respecto de la edad.

EFECTOS HEREDITARIOS

Los efectos hereditarios son condiciones patológicas que surgen como consecuencia de undaño genético, transmitidas de una generación humana a la siguiente. Los daños genéticosocurren debido a alteraciones (mutaciones) en la estructura o en la regulación de los genesen las células germinativas.

Convencionalmente, estos trastornos se clasifican en tres grupos:

¤ Mendelianos: son aquellos trastornos debidos a mutaciones en genes simples, y que si-guen las leyes mendelianas de la herencia. Estos incluyen: los trastornos autosómicosdominantes, los autosómicos recesivos y los ligados al cromosoma X.

¤ Aberraciones cromosómicas: son trastornos debidos a cualquiera de las anomalías cromosó-micas numéricas o estructurales.

¤ Multifactoriales: son trastornos resultantes de la acción unificada de múltiples factores ge-néticos y ambientales.

Es un hecho conocido desde hace más de 50 años que la radiación ionizante puede inducirmutaciones. Los principales hallazgos en este tema son:

¤ En términos de sus efectos, las mutaciones inducidas son similares a las espontáneas,de manera que no es posible asegurar sobre cualquier mutación en particular, si es indu-cida o espontánea.


¤ No hay un umbral por debajo del cual no haya inducción de mutaciones.

¤ El rendimiento de mutaciones frecuentemente depende de la tasa de dosis y por lo tantodel período de tiempo durante el cual las células germinales son irradiadas.

¤ La inducción de mutaciones depende de la calidad de la radiación, siendo de mayor efec-tividad las de alto LET.

ESTIMACIÓN DE LA PROBABILIDAD DE TRASTORNOS HEREDITARIOS

Los datos provenientes del estudio radioepidemiológico de los sobrevivientes de Hiroshimay Nagasaki no han permitido observar efectos sobre la salud de las generaciones subsi-guientes (hijos y nietos).

La estimación del riesgo acarrea considerables incertezas y aproximaciones, debido princi-palmente a la falta de evidencia directa en el hombre, por lo cual, los datos en animales, es-pecialmente los estudios en ratón, proveen la base para la estimación del riesgo genéticoen humanos.

Los coeficientes de riesgo para daño mendeliano, cromosómico y multifactorial en el equili-brio, estimado en la publiación 60 de la ICRP son:

Coeficiente de riesgo hereditario para la población total, en el equilibrio:

1 x 10-2 Sv-1

Coeficiente de riesgo hereditario para trabajadores:

0,6 x 10-2 Sv-1

EFECTOS PRENATALES

Los efectos prenatales son consecuencia de irradiaciones durante la vida intrauterina. Lossistemas en desarrollo son cualitativamente diferentes de los sistemas “adultos”. En primerlugar, son, durante buena parte del desarrollo, sistemas muy indiferenciados, con un índicemitótico alto y una alta capacidad de proliferación. Nos encontramos, por lo tanto, frente aun sistema cuya capacidad intrínseca de respuesta frente a la radiación es diferente.

La gestación humana se completa entre 37 y 42 semanas de edad gestacional. Caracteri-zaremos muy brevemente y explicaremos los riesgos debidos a radiación durante cada unode los períodos de la edad gestacional.

PERÍODO PREIMPLANTACIONAL

Tiene como rasgo fundamental el de generar el esbozo de las hojas embrionarias que daránorígen a los distintos sistemas tisulares. En este momento se verifica una multiplicación ex-ponencial de las células, y hasta el momento conocido como “mórula” de 16 dias, la capaci-dad del sistema es totipotencial. La implantación del huevo en la mucosa uterina aconteceaproximadamente el día 7 de edad gestacional.


Durante este período el principal efecto de la radiación es la muerte del huevo, dependiendode momentos de máxima sensibilidad. El riesgo máximo en modelos animales podría estaren el orden de 1% ó 2% de muerte en primeros estadíos despues de una dosis de 0,1 Gy.

PERÍODO EMBRIONARIO

Aquí se verifican fenómenos muy complejos de plegamiento dorsoventral del embrión, asícomo segmentación de las hojas embrionarias primitivas. Todo converge a que en la 5 se-mana de edad gestacional puedan observarse todos los sistemas finalmente esbozados. Aesta etapa seguirá un momento de crecimiento, desplazamiento y diferenciación histológi-ca de los órganos.

La incidencia de malformaciones radioinducidas parece diferir entre especies y aún entrediferentes lotes dentro de la misma especie usadas en modelos experimentales, utilizadospara establecer umbrales de dosis.

Algunos datos existentes permitirían afirmar que las dosis umbrales se encontrarían entre0,5 y 1 Gy. Más allá de los modelos experimentales, los datos epidemiológicos de malfor-maciones supuestamente radioinducidas son tan escasos que no permiten establecer rela-ciones causales inequívocas.

PERÍODO FETAL

Se extiende entre la 8 y la 37 semanas de edad gestacional. La diferenciación de los siste-mas tisulares, como podemos imaginar son procesos extremadamente complejos. Dentrode este período debemos recordar muy especialmente el desarrollo del sistema nerviosocentral que se constituye en el sistema más vulnerable. Sin duda, el Retraso Mental Severo(RMS) es el efecto más importante durante este período. El sistema nervioso en desarrolloresulta un blanco particularmente sensible.

Los momentos críticos para la generación de retraso mental severo en el humano se en-cuentran comprendidos entre la 8 y 15 semana de edad gestacional y la 16-25 semanas deedad gestacional con un riesgo asociado de 40.10-2 Sv -1 y 10.10-2 Sv-1 respectivamente.

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Silvia Alvarez

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FUNDAMENTOS DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

El desarrollo científico y tecnológico ha sido fuente de inestimables beneficios para la sa-lud y el bienestar de la sociedad. Pero, a la vez, ha dado lugar a nuevos factores de riesgopara la salud de las personas. La necesidad de no dejar de aprovechar los beneficios y, almismo tiempo, evitar o reducir los posibles perjuicios asociados ha conducido al desarro-llo de la protección del medio ambiente y del medio laboral. La protección radiológica seinscribe en ese conjunto como una disciplina orientada a promover la protección de laspersonas contra los riesgos derivados del empleo de fuentes de radiaciones ionizantes.

El marco básico de la protección radiológica tiene necesariamente que incluir valoracionestanto de tipo social como científico, porque la finalidad principal de la protección radiológicaes proporcionar un nivel adecuado de protección para el hombre, sin limitar indebidamentelas prácticas beneficiosas provenientes de la exposición a la radiación. Dado que existenumbrales para los efectos deterministas, es posible evitar dichos efectos restringiendo lasdosis recibidas por las personas. No es posible, sin embargo, evitar del todo los efectos es-tocásticos debido a que no es posible fijar un umbral para ellos. La finalidad del marco bási-co de la protección radiológica es evitar la aparición de efectos deterministas manteniendolas dosis por debajo de los umbrales aplicables, y asegurar que se toman las acciones razo-nables para reducir la inducción de efectos estocásticos.

Las exposiciones a las radiaciones ionizantes se clasifican, según la relación entre la fuentey las personas, en tres tipos diferentes, comocidos como ocupacional, médica y de público.

¤ Exposición ocupacional: es la recibida en el lugar de trabajo y principalmente como con-secuencia del trabajo.

¤ Exposición médica: consiste principalmente en la exposición de las personas como partede su diagnóstico o tratamiento.

¤ Exposición del público: incluye todas las demás exposiciones.

Prácticas e intervenciones

Se han desarrollado criterios aplicables a dos tipos de circunstancias totalmente diferentesdesde el punto de vista de la posibilidad de controlar las causas que originan las exposicio-nes de las personas. Éstas son:

¤ Prácticas

Se entiende por práctica a toda tarea con fuentes de radiación que produzca un incrementoreal o potencial de la exposición de personas a radiaciones ionizantes, o de la cantidad depersonas expuestas.

Fundamentos de la protección radiológica - Capítulo 5 página 63

capítulo

5

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¤ Intervenciones

Esta expresión se aplica al conjunto de acciones que corresponde adoptar cuando las per-sonas reciben, o pueden recibir, dosis de radiación que se originan en causas no controla-bles, preexistentes al momento de decidir la acción. Es el caso de accidentes yadesencadenados y ciertas situaciones de exposición natural. Estas acciones pueden contri-buir a disminuir las dosis de radiación que habrán de recibir las personas a partir del mo-mento en que se decide la intervención.

Esta distinción entre prácticas e intervenciones es muy importante debido a que los crite-rios a aplicar en cada caso son distintos.

La radiología diagnóstica y la producción de radioisótopos son ejemplos de prácticas. Modi-ficaciones en las viviendas existentes con el objeto de reducir la concentración de radón esun ejemplo de intervención.

CRITERIOS BÁSICOS DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

Los criterios básicos en que se apoya la seguridad radiológica establecen que las prácticasque utilicen radiaciones ionizantes deben estar justificadas, que la protección radiológicadebe ser optimizada, que deben respetarse los límites y restricciones de dosis establecidosy que la probabilidad de accidentes -exposiciones potenciales- debe ser mínima.

JUSTIFICACIÓN DE LA PRÁCTICA

Ninguna práctica con radiaciones ionizantes debe ser autorizada si no existen evidencias deque la misma producirá, para los individuos o la sociedad, beneficios que compensen el po-sible detrimento que puedan generar.

Se trata de un principio que evalúa el beneficio y el detrimento colectivos asociados con lapráctica y su aplicación conduce a impedir la utilización de fuentes de radiación con finessuperfluos.

En la consideración del detrimento posible debe tenerse en cuenta no solamente el detri-mento asociado con la operación normal de las instalaciones sino también el que pueda de-rivarse de posibles accidentes.

página 64 Fundamentos de la protección radiológica - Capítulo 5

Justificación Optimización Límites de dosis

OPTIMIZACIÓN DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

Una vez que una práctica ha sido justificada y adoptada, es necesario considerar cómoutilizar mejor los recursos disponibles para reducir el riesgo de las radiaciones para los in-dividuos y la población. El objetivo principal debería ser asegurar que tanto la magnitud delas dosis individuales tales como el número de personas expuestas y la probabilidad derecibir exposiciones, cuando no haya una certeza de ser recibida, se mantengan tan bajascomo razonablemente sea alcanzable, teniendo en cuenta factores económicos y socia-les. Habrá que considerar las interacciones que pudiera haber entre estas diferentesmagnitudes.

Si la reducción del detrimento en un dado paso se puede conseguir sólo mediante un desplie-gue de recursos desproporcionados respecto a la reducción de dosis a conseguir, dicho pasono será de interés para la sociedad, siempre y cuando se haya asegurado la protección ade-cuada de los individuos. En este caso, la protección se podrá considerar como optimizada.

Este procedimiento también se debería aplicar a la hora de revisar prácticas ya existentes.

LÍMITES Y RESTRICCIONES DE DOSIS

La exposición de los individuos que resulte de la combinación de todas las prácticas debeestar sujeta a límites de dosis o a algún mecanismo de control del riesgo a la salud, en elcaso de las exposiciones potenciales. La finalidad de tales controles es asegurar que ningúnindividuo esté expuesto a riesgos de irradiación considerados inaceptables, en circunstan-cias normales. Esto asegura que los efectos deterministas serán evitados y que la probabili-dad de sufrir efectos estocásticos será suficientemente baja.

Límites y restricciones de dosis para los trabajadores

Los límites de dosis para la exposición ocupacional son los siguientes:

¤ El límite de dosis efectiva es 20 milisievert en un año. Este valor debe ser consideradocomo el promedio en 5 años consecutivos (100 milisievert en 5 años), no pudiendo exce-derse 50 milisievert en un único año.

¤ El límite de dosis equivalente es 150 milisievert en un año para el cristalino del ojo y 500 mi-lisievert en un año para la piel.

Para verificar el cumplimiento de los límites de dosis citados se suma la dosis equivalenteefectiva anual debida a la exposición externa y la dosis equivalente efectiva comprometidadebida a la incorporación de material radiactivo en el cuerpo, durante ese año.

La Autoridad Regulatoria puede establecer en la autorización o licencia de operación, res-tricciones de dosis para la exposición ocupacional, las cuales actúan restringiendo el proce-so de optimización.


Los límites de dosis establecidos se cumplen si se verifican las siguientes relaciones:

donde:

Hp (0,07) es la dosis equivalente individual a una pro-fundidad de la piel de 0,07 mm, integrada en un año.

Hp (10) es la dosis equivalente individual a una profun-didad de 10 mm desde la superficie de la piel, integra-da en un año y expresada en mSv.

LD,T es el límite de dosis equivalente en piel o cristalino.

Ij la incorporación del radionucleido j en un año.

IL,j el límite anual de incorporación para el radionucleido j, resultante de dividir 20 mSv por elfactor dosimétrico de dosis efectiva comprometida, para trabajadores, por unidad de incor-poración de dicho radionucleido.

Menores de edad

No se admite la exposición ocupacional de menores de 18 años, excepto para estudiantesde 16 a 18 años, que en sus estudios requieran el uso de fuentes radiactivas. En este casola norma AR 10.1.1. establece un límite anual de dosis efectiva de 6 mSv y un límite anualde dosis equivalente de 50 mSv para el cristalino y 150 mSv para la piel.

Embarazadas

No se recomienda ningún límite de exposición ocupacional especial para la mujer, exceptoen el caso de mujeres embarazadas. Requisitos especiales se deben cumplir para protegeral embrión, una vez declarado el estado de gravidez. La trabajadora tan pronto conoce queestá grávida debe notificarlo inmediatamente al responsable de la instalación o práctica.

El objetivo es que el feto no exceda el límite correspondiente para miembros del público.Desde el momento que se declara la gravidez, las condiciones de trabajo deben ser talesque resulte altamente improbable que la dosis equivalente individual, Hp(10), en la superfi-cie del abdomen exceda 2 mSv, y que la incorporación de cada radionucleido involucradoexceda 1/20 del límite anual de incorporación respectivo, durante todo el período que restadel embarazo.

Se debe cumplir que:

La utilización de esta restricción de dosis, relacionadacon la fuente, conjuntamente con el criterio de optimi-zación serían suficientes para garantizar el empleo demujeres embarazadas sin necesidad de restriccionesespecíficas adicionales. Sin embargo, es recomenda-

ble que las mujeres en estado de embarazo sean excluidas de tareas que impliquen unaprobabilidad significativa de recibir dosis e incorporaciones accidentales altas.


Hp

LD T

( , )

,

0 071�

Hp

mSv

l

lj

L j

( )

,

10

201� �

Hp

mSv

l

lj

L jj

( )

,

10

201� ��

Los límites de dosis no se aplican a la exposición proveniente de fuentes naturales de radia-ción ni a las recibidas por los pacientes de prácticas médicas.

Restricciones de dosis

Para una instalación en particular, es necesario restringir las dosis en los individuos más ex-puestos con la finalidad de dejar un adecuado margen para la contribución de otras fuentesde radiación. Por lo tanto, los límites no deben interpretarse como objetivos a alcanzar.

Las restricciones de dosis son valores de dosis individual relacionados con la fuente los cua-les se utilizan para limitar las opciones consideradas en el proceso de optimización. En mu-chas actividades se pueden establecer con certeza los valores de dosis individuales querecibirán los trabajadores en operaciones bien definidas; en estos casos es posible estable-cer restricciones de dosis que se aplicarán a la actividad laboral en cuestión.

La actividad para la cual se establece una restricción de dosis debe ser definida en términosamplios. Por ejemplo: trabajos realizados con generadores de rayos x, operación rutinariade una dada instalación, etc.

Límites de dosis para miembros del público

El control de la exposición del público debido a situaciones normales se realiza mediante laaplicación de controles sobre la fuente, más que sobre el ambiente. Estos controles se lo-gran fundamentalmente mediante la optimización de los sistemas de depuración de losefluentes, restringiendo adecuadamente las dosis resultantes, y utilizando límites autoriza-dos de descarga para cada instalación en particular.

Actualmente, la norma AR 10.1.1. recomienda un límite de exposición del público, expresa-do en términos de dosis efectiva, de 1 mSv en un año. No obstante, en circunstancias espe-ciales se podrá permitir un valor más alto de dosis efectiva en un año, siempre que el valorpromedio en 5 años no supere 1 mSv.

El cumplimiento del límite de dosis efectiva de 1 mSv en un año garantiza la no ocurrenciade efectos deterministas. No obstante, la norma AR 10.1.1. establece límites anuales dedosis equivalente de 15 mSv para el cristalino y 50 mSv para la piel, promediado sobre cual-quier área mayor de 1 cm2, independientemente de la zona expuesta.

Los límites de dosis para miembros del público se aplican a la dosis promedio en el grupocrítico, esto es, al grupo de la población representativo de las personas más expuestas auna dada fuente de radiación.

El alcance de los límites de dosis en la exposición del público se limita a las dosis recibidascomo consecuencia de prácticas. El radón en las viviendas y al aire libre, los materiales ra-diactivos naturales o artificiales ya presentes en el ambiente, y otras fuentes naturales es-tán fuera del alcance de los límites de dosis para protección del público; estas situacionesdeben ser analizadas con los criterios de intervención.


Consideraciones particulares para las exposiciones médicas

Los conceptos anteriores son aplicables tanto a la exposición ocupacional como a la del pú-blico. En el caso de la exposición médica corresponde efectuar comentarios especiales so-bre los tres principios citados.

No es posible establecer límites de dosis para la exposición de los pacientes, pues encada circunstancia el balance entre el riesgo y el beneficio es diferente. Dado que el be-neficio y el riesgo están referidos a la misma persona no deberían presentarse situacio-nes de inequidad. Es una responsabilidad médica determinar si los procedimientosradiológicos están justificados en cada caso individual y de los respectivos especialistasdecidir las condiciones en que deberá efectuarse.

Los procedimientos de diagnóstico con fuentes de radiaciones ionizantes deben serrealizados empleando todos los medios posibles para reducir la exposición innecesariaal paciente sin afectar la calidad de la imagen; en esto consiste la optimización. En lasNormas Básicas Internacionales para la Protección contra las Radiaciones Ionizantes yla Seguridad de las Fuentes de Radiación se recomienda adoptar niveles de referenciapara las diferentes prácticas tales como radiografía, fluoroscopía, tomografía computa-da, mamografía y medicina nuclear (véase capítulo 8). Si los procedimientos se efec-tuaran de modo que los pacientes recibieran dosis mayores que tales niveles deberíaninvestigarse y corregirse las causas.

La Comisión Internacional en Protección Radiológica, en su publicación Nº 60 expresaque: “Dado que en la mayoría de los procedimientos que producen exposiciones médicasson claramente justificados, y que estos suelen beneficiar directamente al individuo ex-puesto, se ha prestado menos atención a la optimización de la protección contra exposi-ciones médicas que a la de la mayoría de las demás aplicaciones de las fuentes deradiación. Por consiguiente, existen amplias oportunidades de reducir las dosis en la ra-diología diagnóstica. Existen métodos sencillos y de bajo costo que permiten reducir lasdosis sin perder información diagnóstica, aunque la medida en que estos métodos se uti-lizan varía mucho. Las dosis resultantes de investigaciones similares cubren intervalos dehasta dos órdenes de magnitud. Se debería considerar el uso de restricciones de dosis, oniveles de investigación, seleccionados por la autoridad profesional o reguladora apropia-da, para su aplicación a los procedimientos diagnósticos comunes. Estas restricciones sedeberían aplicar con cierta flexibilidad, con el fin de permitir dosis cuando así lo indiqueuna fundada valoración clínica”.

RESIDUOS RADIACTIVOS

Los residuos radiactivos se generan en todas las actividades que utilizan materiales radiac-tivos como parte de sus procesos operativos. En el caso de actividades médicas, los resi-duos radiactivos provienen del uso de un amplio espectro de radioisótopos para diagnósticoy tratamiento de seres humanos, los cuales se presentan en dos formas diferentes, ya seacomo fuentes encapsuladas donde la probabilidad de dispersión es muy baja, y como fuen-tes abiertas potencialmente dispersables.


Excepto el caso de fuentes de radioterapia que al momento del recambio tienen una alta ac-tividad remanente y por lo tanto deben seguirse procedimientos estrictos para su gestióncomo residuo o como fuente en desuso, el uso diario de radioisótopos en medicina e inves-tigación motiva la generación de residuos radiactivos sólidos de baja actividad que debenmanipularse adecuadamente.

El método de gestión aplicado es el mismo: ya sea en la propia instalación que los produce,o en instalaciones dedicadas a la gestión de residuos radiactivos: mantenerlos aislados eltiempo necesario para que los radionucleidos contenidos decaigan a niveles aceptablespara su ingreso al medio ambiente accesible al hombre.

La mayoría de los residuos radiactivos producidos por usuarios de radioisótopos son sólidosde baja actividad, conteniendo emisores beta-gamma (de haber residuos radiactivos líqui-dos se deben dejar caer hasta niveles despreciables y luego se descargan en la pileta activasiguiendo un procedimiento autorizado). A fin de garantizar una gestión adecuada de los re-siduos radiactivos sólidos de baja actividad es necesario tener en cuenta una serie de crite-rios operativos, ellos son:

¤ Minimizar la generación de residuos radiactivos utilizando sólo el material descartableque resulte necesario y evitando mezclarlos con residuos convencionales.

¤ Segregar los residuos radiactivos en la fase de generación, teniendo en cuenta diferen-cias tales como tipo de radionucleidos, actividad, período de semidesintegración y enparticular, si se trata de residuos biológicos o materiales de uso biológico.

¤ Almacenar los residuos radiactivos en forma segura y debidamente identificados a la es-pera de su eliminación definitiva.

Si bien no puede generalizarse a todos los casos, la mayoría de los residuos radiactivos sóli-dos de baja actividad pueden gestionarse como residuos convencionales una vez que suactividad haya decaído lo suficiente. Cuando transcurren aproximadamente diez períodosde semidesintegración, la actividad del radionucleido se reduce en un factor mil. En estascondiciones el material a ser eliminado debe despojarse de cualquier señal que lo identifi-que como material radiactivo.

Aquellos residuos radiactivos que deban ser gestionados a través de un servicio espe-cial de la Comisión Nacional de Energía Atómica de recolección de residuos radiactivos,deben acondicionarse en bolsas plásticas de 40 cm x 60 cm y 100 µm de espesor, identi-ficadas con una tarjeta atada al cordel donde conste: la procedencia del residuo radiacti-vo, los principales radionucleidos presentes, su actividad, la tasa de exposición del bultoen contacto, eventual contaminación externa y si contiene material biológico (ver figura“Tarjeta para identificar residuos radiactivos”).

En el caso particular de residuos radiactivos en material biológico, no deberán poseer gér-menes patógenos que afecten al ser humano y en el caso que contengan animales, los mis-mos deberán ser preservados en freezer y entregados congelados.


Tarjeta para identificar residuos radiactivos

Para facilitar la gestión definitiva de los residuos radiactivos sólidos de baja actividad debentenerse en cuenta las siguientes recomendaciones generales:

¤ Disponer separadamente los residuos radiactivos según sean estos compactables (pa-peles, bolsas plásticas, guantes, etc.); no compactables (metales, herramientas, instru-mentos, etc.) o se trate de residuos radiactivos biológicos.

¤ Proteger adecuadamente todo material cortante o punzante a fin de evitar perforacionesen las bolsas y así evitar accidentes durante el manipuleo de las mismas.

¤ Evitar introducir desechos convencionales en las bolsas de residuos radiactivos.

¤ Llevar el inventario en actividad de los residuos radiactivos generados.

TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO

El uso de materiales radiactivos está muy difundido en medicina en actividades, talescomo, el tratamiento de diversas formas de cáncer, así como en múltiples técnicas de diag-nóstico empleadas en medicina nuclear. Una gran variedad de productos radiofarmacéuti-cos son continuamente provistos a los usuarios desde los centros de producción oalmacenamiento por vía aérea o terrestre. Entre los productos más utilizados se puedenmencionar los generadores de molibdeno 99 - tecnecio 99m, y los compuestos de I131.

Con el objeto de proteger adecuadamente a las personas expuestas, los bienes y el medioambiente, durante el transporte normal de los materiales radiactivos e incluso, si algo anor-mal ocurriese durante el acarreo y almacenamiento en tránsito, reglamentaciones naciona-les e internacionales imponen una serie de requisitos al transporte de material radiactivo.

La Norma AR 10.16.1. “Transporte de materiales radiactivos” adopta como reglamento na-cional el “Reglamento para el transporte seguro de materiales radiactivos” del OrganismoInternacional de Energía Atómica (OIEA), el cual contiene requisitos de diseño de bultos y


de carácter operativo y administrativo. Entre los requisitos más importantes el Reglamentolimita las tasas de dosis en el entorno de los bultos y la contaminación máxima permitida ensu superficie externa. Además establece ciertas reglas de acumulación de bultos y de se-gregación entre bultos y personas.

El Reglamento estipula que el transporte debe realizarse en un número limitado de tipos debulto, a saber: Bultos exceptuados, Industriales, Tipo A y Tipo B, estableciendo límites decontenido radiactivo a cada uno de ellos, excepto el Tipo B. En este último caso, el límite atransportar es una característica del diseño del bulto que debe ser aprobado por la Autori-dad competente, en nuestro país la Autoridad Regulatoria Nuclear.

Gran parte de los bultos del Tipo A son utilizados para transportar productos radiactivospara medicina y en más del 80% de los casos transportan actividades que son una pequeñafracción (aproximadamente el 1%) de la actividad límite. Básicamente, el embalaje de dichotipo de bultos está constituido por un frasco de vidrio, rodeado por un material absorbente,y alojado en un recipiente de plomo a modo de blindaje que se encierra en un envase de ho-jalata; el conjunto así descrito se introduce en una matriz de poliestireno expandido y se alo-ja en una caja exterior de cartón (ver Figura 1).

Figura 1. Modelo de bulto del Tipo A para transportar radiofármacos


Cinta de seguridad (P.V.C.)y broches

Tapón precintado decaucho butilo y aro metálico

Frasco de vidriotipo antibiótico - Sistema de

contención primario

Caja cúbica decartón corrugado,

plastificado exteriormente

Envase cilíndrico dehojalata - Sistema de

contención secundario

Separador de blindajede poliestireno expandido -Centrador

Envase cilíndrico deplomo al 95% de pureza -Sistema blindante

Cinta autoadhesiva (P.V.C.)

Matriz de poliestirenoexpandido - Absorbedorde impacto

Paño esponja absorbente(fibra sintética celulósica)

240 mm

Para controlar la irradiación externa durante el acarreo y almacenamiento en tránsito delmaterial radiactivo, el Reglamento establece valores máximos del nivel de radiación en con-tacto y a 1 metro de la superficie exterior de cualquier tipo de bulto. En base al máximo nivelde radiación a 1 metro de la superficie externa de los bultos se define el Índice de Transpor-te (IT), que es un número adimensional destinado a controlar la exposición a las radiacionesdurante la acumulación de bultos. El IT se lo obtiene multiplicando por 100 el nivel máximode radiación en mSv/h medido a 1 metro de la superficie exterior del bulto, redondeado a laprimera cifra decimal superior.

Para establecer medidas operativas tales como segregación, acumulación en estiba y car-ga máxima por medio de transporte o por vehículo, el Reglamento establece tres categoríasde bultos que quedan determinadas por el nivel de radiación en contacto con la superficieexterior del bulto y el IT de acuerdo al Cuadro 1.

Así mismo, para brindar una rápida información a las personas que deben manipular los bul-tos durante el transporte, el Reglamento prevé el etiquetado en la superficie exterior de losmismos. Las etiquetas reglamentarias proveen información tal como la categoría a la quepertenece el bulto (lo que se indica con una, dos o tres barras rojas verticales de acuerdo alas categorías I-BLANCA, II-AMARILLA y III-AMARILLA, respectivamente), tipo y magnituddel contenido radiactivo e IT (en la etiqueta I-BLANCA no figura el valor de IT ya que paraesta categoría IT = 0). En la Figura 2 se muestran los modelos de las etiquetas; su tamañoreal mínimo debe ser un rombo de 10 cm de lado.

Cuadro 1. Categorización de los bultos utilizados en el transporte de material radiactivo

CATEGORÍANIVEL DE RADIACIÓN

EN CONTACTOÍNDICE DE TRANSPORTE

(IT)

I - BLANCA � 0,005 mSv/h 0

II - AMARILLA entre 0,005 mSv/h y 0,5 mSv/h 0 � IT � 1

III - AMARILLA entre 0,5 mSv/h y 2 mSv/h 1< IT � 10

Las etiquetas deben ser completadas en cada bulto transportado con la indicación del ra-dioisótopo o radioisótopos transportados y la correspondiente actividad en Becquerelios.Por su parte en las etiquetas de Categoría II y III – AMARILLA, debe indicarse también el ITque corresponda.


Figura 2. Modelos de etiqueta

EXPOSICIONES POTENCIALES

La realización normal de las prácticas dá por resultado ciertas exposiciones a la radiacióncuya magnitud puede predecirse. También pueden contemplarse escenarios en que hayaposibilidades de exposición, pero ninguna certidumbre de que tal exposición tendrá lugarefectivamente; esas exposiciones, que no son de esperar pero sí posibles, se denominan“potenciales”. Las exposiciones potenciales pueden convertirse en exposiciones reales sila situación inesperada se produce efectivamente, por ejemplo a consecuencia de fallas deequipos, de errores de diseño o explotación, o de alteraciones imprevistas de las condicio-nes ambientales, por ejemplo, en un emplazamiento de evacuación de desechos radiacti-vos. Es posible prever la ocurrencia de tales sucesos y estimar la probabilidad de queocurran.


RADIACTIVOCONTENIDO

ACTIVIDAD

7

CONTENIDOACTIVIDAD

7

ÍNDICE DE TRANSPORTE

RADIACTIVO

ÍNDICE DE TRANSPORTE

CONTENIDOACTIVIDAD

7

RADIACTIVO

CATEGORÍA II- AMARILLA

CATEGORÍA I - BLANCA

CATEGORÍA III - AMARILLA

La experiencia acumulada sobre accidentes ocurridos en el pasado y el conocimiento de lascaracterísticas de las instalaciones permite imaginar distintos escenarios accidentales po-sibles. Es entonces factible diseñar sistemas de seguridad para prevenir la ocurrencia o elencadenamiento de eventos que conduzcan a los accidentes imaginables. El tratamientodel tema debe ser probabilístico y cada tipo de exposición potencial puede tener una proba-bilidad asociada. La prevención consiste en disminuir esta probabilidad tanto como sea po-sible y mantenerla por debajo de límites considerados aceptables.

INTERVENCIÓN EN EMERGENCIAS

Situaciones típicas en las que es aplicable el concepto de intervención son:

¤ Exposiciones provocadas por accidentes.

¤ Casos de exposición natural.

En estas situaciones o durante la intervención en emergencias no es factible actuar sobrelas causas que generan la exposición de personas pero es posible tomar acciones para re-ducir las dosis de radiación que tales personas pueden recibir.

Son aplicables a las acciones de intervención los criterios de justificación y optimización dedosis.

Justificación en este caso significa que la intervención debe encararse sólo si su beneficio(dosis de radiación que logra evitarse) es mayor que el perjuicio que pueden ocasionar laacciones que deban tomarse para ello.

La optimización se refiere al análisis que debe realizarse para conducir del modo más apro-piado (con el mayor beneficio neto) la intervención.

Los límites de dosis previstos para las prácticas planificadas no son aplicables en situacio-nes de intervención. En cambio la adopción de niveles de intervención constituyen una guíaútil para tomar rápidamente decisiones sobre la conducta a seguir. Estos niveles se correla-cionan con el tipo de acciones que corresponde adoptar en situaciones accidentales segúnla gravedad de la misma considerando el grado de perturbación asociado con las posiblesmedidas de intervención.

BIBLIOGRAFÍA

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ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA Manual explicativo para la aplica-ción del Reglamento del OIEA para el transporte seguro de materiales radiactivos. Ediciónde1985 (Enmendada en 1990). Colección seguridad Nº 7. 2.ed. Viena, OIEA, 1991.

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Silvia Alvarez

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MONITORAJE DE LA EXPOSICIÓN OCUPACIONAL

El monitoraje de los trabajadores expuestos a las radiaciones ionizantes es la herramientafundamental que contribuye a alcanzar los objetivos de la protección radiológica ocupacio-nal, esto es, asegurar que en condiciones normales de trabajo no se superen los límites dedosis y reducir las exposiciones al nivel más bajo que razonablemente pueda alcanzarse.

Para posibilitar el efectivo control de los riesgos radiológicos debidos a la irradiación externao a la incorporación de material radiactivo, se definen las denominadas áreas controlada ysupervisada, donde se establece un sistema de monitoraje o control radiológico individualpara las primeras y de la propia área de trabajo para la segunda, a fin de lograr el objetivopropuesto y además, medir los niveles de exposición que pudieran producirse en caso de si-tuaciones anormales.

El mismo es un sistema integrado de medición, registro y evaluación de la exposición de losindividuos expuestos tanto a la irradiación externa como interna, y debe tener la capacidadde evaluar la dosis absorbida, la dosis equivalente en los distintos órganos corporales y ladosis efectiva que resultan de la exposición a las radiaciones.

Los métodos de monitoraje ocupacional pueden entonces agruparse en dos categorías, losaplicados en los ambientes de trabajo y aquellos utilizados directamente sobre el individuo.

En relación a los primeros se pueden citar el monitoraje de los campos de radiación ambien-tal; el monitoraje de la contaminación del aire; y la medición de la contaminación de las su-perficies. Respecto a los segundos se pueden citar los dispositivos para la dosimetríaindividual de la radiación externa (dosímetros); el monitoraje de la contaminación internamediante contador de cuerpo entero o de la actividad parcial en algún o algunos órganos; elmonitoraje de la contaminación interna por técnicas de radio-bioanálisis; y la medición de lacontaminación de la piel y ropa.

CLASIFICACIÓN DE ÁREAS

El control de las fuentes radiactivas se facilita si los lugares en que están instaladas son cali-ficados para ese fin. Al respecto la Norma Básica de Seguridad Radiológica (AR 10.1.1), de-fine dos tipos de áreas de trabajo:

¤ Área controlada

¤ Área supervisada

Monitoraje de la exposición ocupacional - Capítulo 6 página 77

capítulo

6

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Un área controlada es todo lugar de trabajo donde se requiera, en condiciones normales deoperación, que los trabajadores sigan procedimientos preestablecidos para controlar la ex-posición a la radiación o para prevenir la dispersión de la contaminación radiactiva.

La norma antes citada requiere que en el área controlada debe implementarse lo siguiente:

¤ Delimitar el área mediante barreras físicas apropiadas y controlar el acceso al área con-trolada.

¤ Utilizar un sistema de señalización que identifique los riesgos de exposición a la radiaciónexterna y a la contaminación interna, y que esté ubicado en las puertas de acceso y enotros lugares apropiados del interior del área.

¤ Establecer un Código de Práctica específico para el área controlada.

¤ Disponer del equipamiento apropiado para controlar la contaminación superficial de piely ropas de los trabajadores, y de los equipos o sustancias que egresan del área.

¤ Contar con instalaciones apropiadas para el cambio de ropa, el lavado y la descontami-nación de los trabajadores.

¤ Realizar el monitoraje dosimétrico individual del personal.

Un área supervisada es todo lugar de trabajo que no ha sido designado como área controla-da y en el que las condiciones radiológicas deben mantenerse bajo supervisión, aún cuandono se requieran rutinariamente procedimientos especiales.

Las áreas supervisadas deber estar individualizadas con señalización adecuada y las condi-ciones de trabajo deben revisarse periódicamente. En general, es suficiente realizar unaevaluación dosimétrica del personal en base a informaciones o mediciones del área super-visada.

SEÑALIZACIÓN

A fin de identificar los riesgos radiológicos tanto debidos a la exposición a la radiación exter-na como a la contaminación interna, se emplean tres señales básicas con el símbolo inter-nacional de radiación y una etiqueta rectangular que posee una banda lateral a la izquierda,que puede ser blanca, amarilla o roja. En la Figura 1 se presentan las señales radiológicasdescritas.

La banda blanca indica que la zona de trabajo se define como área supervisada y para acce-der a ella debe obtenerse la autorización del responsable; la banda amarilla indica que setrata de un área controlada y por ello el acceso está condicionado al cumplimiento de lo es-pecificado a ese efecto en el Código de Práctica del área controlada; la banda roja expresaprohibición de acceso a personas ajenas al personal del área controlada, pudiéndose acce-der a la misma con la autorización del responsable y acompañados por una persona desig-nada a ese efecto.

En el espacio rectangular a la derecha de la banda se debe consignar información sobre losriesgos radiológicos presentes en el lugar, nombre del responsable del área supervisada ocontrolada, información de cómo ubicarlo fuera del horario habitual de trabajo, etc., para

página 78 Capítulo 6 - Monitoraje de la exposición ocupacional

que en caso de una emergencia personal técnico de Policía o de Bomberos presten la debi-da atención a los riesgos radiológicos presentes de ser necesario intervenir en dicha área.

Figura 1. Símbolos identificadores de áreas de trabajo

Las señales con banda blanca o amarilla deben ubicarse siempre en el lado externo de laspuertas de acceso a la zona de trabajo definida como área supervisada o controlada y den-tro de esta última, cuando corresponda deben señalizarse las puertas que comunican asectores con banda roja.


Área supervisada

Área controlada

Área prohibida radiológicamente

El empleo de señales con la banda blanca es característico de instalaciones destinadas a lapráctica de radioinmunoanálisis o de investigación con fuentes radiactivas de baja activi-dad, y las señales con la banda amarilla son habituales en servicios de Medicina Nuclear yde Radioterapia, entre otros. Las señales con banda roja suelen utilizarse en salas de inter-nación para braquiterapia y para señalar depósitos blindados de fuentes radiactivas.

MONITORAJE AMBIENTAL

El control radiológico ambiental es necesario en los lugares de trabajo calificados comoáreas controladas y suficiente en aquellos establecidos como áreas supervisadas. Por lotanto, su objetivo fundamental es servir de control principal de la exposición del personal enáreas que no requieren monitoraje individual y actuar como control complementario enáreas en las que se requiere dicho monitoraje.

El monitoraje ambiental de las áreas de trabajo permite controlar la dosis recibida por untrabajador, en base a las características de las sustancias radiactivas presentes, la natura-leza de los campos de radiación, la geometría y duración de la exposición, etc. Para ello, losprocedimientos de medición a realizar son:

¤ Monitoraje de los campos de radiación ambiental

¤ Monitoraje de la contaminación del aire

¤ Medición de la contaminación de las superficies

MONITORAJE DE LOS CAMPOS DE RADIACIÓN AMBIENTAL

Para monitorear los campos de radiación externos se utilizan dos tipos de detectores de ra-diaciones: los llamados contadores en los que la respuesta al estímulo es inmediata y losdosímetros cuya respuesta es acumulativa. Ambos funcionan en base a los mecanismos deinteracción con la materia, en particular la ionización y la excitación.

Los monitores ambientales gaseosos tienen incorporado un amperímetro precalibrado enescalas de lectura de tasa de dosis, que comúnmente cubre el rango de 0,1 µSv/h hasta10 mSv/h. Algunos de estos equipos tienen la posibilidad de integrar la tasa de dosis en untiempo predeterminado y en esta condición funcionan como dosímetro ambiental.

Los contadores que funcionan en base a los mecanismos de excitación hacen uso de algu-nas sustancias luminiscentes (“fósforos”), en las que los átomos o moléculas excitados porla radiación pierden la excitación en procesos rápidos (fluorescencia, “centelleo”) emitien-do fotones luminosos. Sin embargo, debido a que el tiempo de decaimiento del impulso lu-minoso es relativamente largo, el uso de estos contadores está limitado a tasas deexposición bajas.

Existen diversas sustancias que poseen esta propiedad, siendo una de las más comunes elcristal de yoduro de sodio con impurezas de talio, que suele utilizarse como detector tantoen equipos portátiles como en fijos, en este último caso se aprovecha que la respuesta lu-


minosa es proporcional a la energía absorbida en el cristal, lo que permite utilizarlo para me-diciones espectrométricas.

MONITORAJE DE LA CONTAMINACIÓN DEL AIRE

Para que las técnicas de muestreo y medición relativas al monitoraje del aire resulten efec-tivas y eficientes, se debe prestar atención a las características de los contaminantes y es-tablecer procedimientos adecuados para que la concentración de actividad del airemuestreado sea representativa de la del aire inhalado por los trabajadores.

Para determinar la contaminación radiactiva del aire se utilizan dispositivos que tomanmuestras o que fuerzan la convección de un volumen conocido de aire a través de un filtroque, dependiendo de su eficiencia, retiene cierta parte del material radiactivo.

La relación de la actividad medida (teniendo en cuenta la eficiencia del filtro y eventualesdecaimientos) con el volumen de aire filtrado permite determinar la contaminación radiacti-va del aire, la que debe compararse con el DAC (concentración derivada en aire, vease capí-tulo 3).

MEDICIÓN DE LA CONTAMINACIÓN EN SUPERFICIES

La contaminación superficial se determina en forma directa con instrumentos portátiles oindirectamente, por la técnica de barrido superficial.

El monitoraje directo de la contaminación superficial se lleva a cabo mediante dispositivosportátiles provistos de detectores contadores Geiger-Müller, contadores proporcionales, ocontadores de centelleo. De acuerdo a la naturaleza de la contaminación radiactiva puedenser necesarios distintos monitores para medir la contaminación de emisores alfa obeta/gamma, pero en ambos casos suele emplearse sondas dobles constituidas por detec-tores de centelleo y contadores proporcionales.

La contaminación superficial arrastrable, principalmente de emisores beta/gamma, se pue-de determinar de manera indirecta mediante una técnica de barrido superficial comúnmen-te denominada “frotis”. Consiste en frotar una porción (aproximadamente 900 cm2) de lasuperficie a monitorear con un papel con ciertas características. Dicho papel, que retieneuna fracción de la contaminación radiactiva (10-25% típico rango de la eficiencia de arras-tre), constituye una muestra a la que, en una segunda etapa, se le mide la actividad quecontiene. Finalmente, el cociente entre la actividad contenida en el papel (teniendo encuenta la eficiencia de arrastre) y la superficie muestreada arrojará el valor de la contamina-ción expresada en unidades de actividad por unidad de superficie (Bq/cm2).

Como regla general, para una evaluación cuidadosa y confiable se recomienda emplear am-bos métodos de manera complementaria. El Cuadro 1 muestra los valores máximostolerados para la contaminación superficial, a partir de los cuales debe procederse a ladescontaminación.


Cuadro. Contaminación superficial (*): valores máximos tolerados

EMISORES BETA YGAMMA

EMISORES ALFA

Emisores alfa

de baja toxicidad

Todos los otros

emisores alfa

Bq/cm2 �Ci/cm2 Bq/cm2 �Ci/cm2 Bq/cm2 �Ci/cm2

Manos y otras partes del cuerpo 4 10-4 0,4 10-5 0,04 10-6

Ropas personales 4 10-4 0,4 10-5 0,04 10-6

Herramientas 4 10-4 0,4 10-5 0,04 10-6

Área controlada 400 10-2 40 10-3 4 10-4

Área supervisada 40 10-3 4 10-4 0,4 10-5

(*) Cuando la superficie es amplia el valor recomendado en todos los casos es 0,04 Bq/cm2 (10-6 �Ci/cm2)

MONITORAJE INDIVIDUAL DE LA IRRADIACIÓN EXTERNA

El monitoraje individual de la radiación externa permite evaluar la dosis equivalente que re-ciben los trabajadores en distintas partes del cuerpo, a través de uno o más dosímetros queporta la persona expuesta mientras trabaja. Los dosímetros se ubican en la posición que fa-cilite una medición representativa de la dosis equivalente máxima en las partes del cuerpoexpuestas. En el capítulo dos se detallan las magnitudes dosimétricas asociadas al monito-raje individual.

En muchos casos puede ser suficiente que la persona lleve un solo dosímetro en el pecho,pero puede ser necesario portar varios dosímetros en distintas partes del cuerpo cuando elcampo de radiación no es uniforme. En algunos casos, conviene utilizar dosímetros suple-mentarios que permitan su lectura inmediata o proporcionen una advertencia, por ejemploactivando una alarma sonora.

El período de acumulación de dosis en los dosímetros se decide teniendo en cuenta ladosis prevista y el tipo de dispositivo utilizado, pero en general, la lectura de los dosí-metros utilizados para el monitoraje individual de la radiación externa se realiza en for-ma mensual.

DOSÍMETROS DE EMULSIÓN FOTOGRÁFICA

Básicamente están constituidos por una pieza de film fotográfico cuyo grado de velado,cuando es expuesto a la radiación, guarda una relación conocida con la dosis recibida. Los


dosímetros fotográficos tienen la ventaja de almacenar permanentemente la información ypermitir, si es necesario, repetir la lectura y por lo tanto la interpretación de su indicación.

Los mismos son aptos para la medición de dosis causadas por electrones, fotones y, conlos filtros apropiados, también neutrones. Son ampliamente utilizados para la medición dedosis debidas a radiación electromagnética, aunque su dependencia con la energía de losfotones es pronunciada pues se la compensa con sistemas de filtros. Pueden sufrir altera-ciones si se los expone a alta temperatura y humedad.

DOSÍMETROS TERMOLUMINISCENTES

El detector dosímetro termoluminiscente (TLD) es también ampliamente utilizado para elmonitoraje individual rutinario de la radiación externa y su funcionamiento se basa en el fe-nómeno de excitación producido por las partículas secundarias generadas por la radiaciónionizante.

El TLD consiste en una pastilla de un material que posee características fotoluminiscentesapropiadas, como el floruro de litio o el sulfato de calcio con disprosio. Cuando la radiaciónincide sobre estos materiales algunos átomos de la red cristalina resultan excitados y no sedesexcitan espontáneamente, sino que los electrones que fueron desalojados de sus órbi-tas quedan retenidos en niveles energéticos metaestables conocidos como “trampas” y lacantidad de estas trampas es directamente proporcional a la dosis de radiación recibida porla pastilla.

Medición de detectores termoluminiscentes (TLD)

Cuando se desea rescatar lainformación almacenada seprocede a inducir la desexci-tación de los átomos por ele-vación de la temperatura de lapastilla, lo que incrementa laagitación térmica y posibilitael salto de los electrones des-de los niveles trampas hacialos niveles energéticos origi-nales. Este proceso va acom-pañado por la emisión de luzque es leída por un equipo es-pecial a través de un fotomul-tiplicador.

El detector TLD puede ser sumamente pequeño y resistente; su sensibilidad a electrones yradiaciones electromagnéticas es elevada y en general, permite obtener mejores resulta-dos que los dosímetros de emulsión fotográfica. Hay que cuidar de no manipular los dosí-metros con las manos descubiertas, para asegurar que estén libres de grasa u otrasuciedad antes de la lectura.


DOSÍMETROS DE CÁMARA DE BOLSILLO (DOSÍMETRO LAPICERA)

Estos dispositivos también llamados dosímetros “lapicera”, poseen una cámara de ioniza-ción tipo condensador y un electroscopio cuya fibra de cuarzo móvil va desplazándose amedida que la ionización la descarga. La posición de la fibra se observa sobre una escalagraduada mediante una lupa ocular.

Estos dosímetros cubren un intervalo de dosis limitado y suelen emplearse como dosíme-tros suplementarios cuando se precisa una indicación inmediata de la dosis recibida enuna determinada práctica. Para su lectura se debe tener especial cuidado por los erroresque pueden introducir eventuales fugas eléctricas por el material de las paredes del de-tector.

DOSÍMETROS DE ALARMA Y ADVERTENCIA

Son pequeños dispositivos electrónicos que generalmente utilizan detectores Geiger-Müller para censar la tasa de exposición, produciendo una señal acústica proporcional a latasa de exposición o bien, emitiendo dicha señal cuando dicha tasa alcanza un nivel prede-terminado.

Estos dosímetros permiten seleccionar la tasa de advertencia en un amplio rango de valo-res de tasa de exposición y son especialmente útiles cuando por ejemplo, se remuevenblindajes de una fuente de radiación. Los dosímetros de alarma y emergencia deben serempleados solo como dosímetros suplementarios.

MONITORAJE INDIVIDUAL DE LA CONTAMINACIÓN INTERNA

Cuando por alguna circunstancia no puede excluirse la posibilidad de la contaminación re-gular y significativa de un ambiente de trabajo o cuando se ha producido un incidente cuyassecuelas pudieran dar lugar a problemas de contaminación durante un tiempo, es necesarioel monitoraje individual rutinario de la contaminación interna. El mismo tiene por finalidaddeterminar la incorporación de radionucleidos y en consecuencia, evaluar la dosis equiva-lente comprometida recibida en todo el cuerpo o en determinados órganos o tejidos delmismo (véase el capítulo 2).

Para el control de la contaminación interna pueden utilizarse por separado o en combina-ción los dos métodos que siguen, cuya elección depende principalmente de las propieda-des físicas de los contaminantes:

¤ Evaluación de la cantidad de materiales radiactivos presentes en todo el cuerpo o algu-nos órganos por mediciones in vivo.

¤ Análisis de excretas u otras muestras biológicas.


MEDICIÓN DIRECTA DE LA ACTIVIDAD DEL CUERPO

Este método, que se lleva a cabo con equipos que miden la radiación emitida desde el inte-rior del cuerpo humano, sólo puede emplearse para radionucleidos que emiten radiaciónpenetrante. Antes de proceder a la medición de la contaminación interna se debe conside-rar la posibilidad de contaminación externa y, si ésta existe, se la debe eliminar tanto comosea posible. La contaminación cutánea que no se puede eliminar, se detecte o no, se inter-preta como radiactividad incorporada lo que conduce a una inevitable sobreestimación dela actividad corporal.

Unidad transportable para la medición directa de la contaminación interna

Se puede emplear un contador paraefectuar la medición externa de la ra-diactividad de algunos órganos única-mente. En estos casos, es importanteque la respuesta del contador sea ade-cuada para los radionucleidos que tien-dan a acumularse en un órganodeterminado. Por ejemplo, un sistemacontador para tiroides consta de un mo-nocanal conectado a un detector sólidode centelleo, que se ubica dentro de uncolimador y se posiciona sobre el áreade la glándula tiroides para medir la acti-vidad de yodo 131 incorporada en lamisma.

Contador de todo el cuerpo

Para el control de la contaminación in-terna debida a radionucleidos emisoresde radiaciones penetrantes, indepen-dientemente de su localización dentrodel cuerpo, el trabajador debe concu-rrir a un laboratorio de mediciones invivo que utilice un contador de todo elcuerpo (CTC).

Los contadores de todo el cuerpo utilizanun contador de centelleo de alta eficien-cia de detección instalado en un recintoblindado, donde permanece la personadurante la medición. Los datos obteni-dos en el contador son procesados en unanalizador multicanal, para identificarcada radionucleido y determinar la res-pectiva carga corporal.


MEDICIÓN INDIRECTA DE LA ACTIVIDAD DEL CUERPO

Cuando el riesgo de contaminación interna se debe a radionucleidos emisores de radiaciónalfa, beta o fotones de baja energía, los trabajadores deben realizar controles periódicos deexcretas o de otras muestras biológicas, cuya elección depende de las características delradionucleido y de las circunstancias en que se habría producido la incorporación, entreotras.

Un método muy usado para detectar, identificar y evaluar la magnitud de los radionuclei-dos incorporados es el análisis de muestras de orina. Dado que la función renal experi-menta normalmente importantes fluctuaciones, las muestras de orina deben serrepresentativas de la excreción en 24 horas para que la estimación de la dosis sea fide-digna. En caso que se detecte contaminación interna, la medición de la actividad demuestras sucesivas permite evaluar la carga corporal y a partir de ella, determinar la do-sis equivalente comprometida.

Un método poco frecuente en la vigilancia radiológica es el análisis de muestras fecales, elcual es útil para la pronta detección y evaluación de la incorporación aguda de radionuclei-dos, por ejemplo en caso de situaciones anormales. Las muestras fecales deben tomarsedurante al menos una semana, pues la excreción fecal puede presentar fluctuaciones dia-rias. También en este caso la medición de la actividad de muestras sucesivas permite eva-luar la carga corporal y luego determinar la dosis equivalente comprometida.

El análisis de las secreciones nasales o soplido nasal puede ser el primer indicio y medio deidentificación de radionucleidos inhalados en forma de partículas. El método no es apto paradeterminar la magnitud de la actividad incorporada, pero puede usarse como una primeraindicación de la posible contaminación interna.

BIBLIOGRAFÍA

AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR. Curso de Post-Grado en Protección Radiológica ySeguridad Nuclear. Buenos Aires, ARN, 2000.

AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR. Norma Básica de Seguridad Radiológica. AR 10.1.1.Rev.2. Buenos Aires, ARN, 2000.

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ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA. Normas básicas internacionalesde seguridad para la protección contra la radiación ionizante y para la seguridad de las fuen-tes de radiación. Colección Seguridad N° 115. Viena, OIEA, 1997.

ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA. Safe Handling of Radionuclides.Safety Series N° 1. Viena, OIEA, 1973.


Silvia Alvarez

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SISTEMAS DE PROTECCIÓN CONTRA LA RADIACIÓN

El conjunto de técnicas de protección para la radiación tiene por objeto reducir las dosis en

las personas expuestas, de manera que se mantengan por debajo de valores preestableci-

dos y tan bajo como sea razonablemente alcanzable.

TÉCNICAS BÁSICAS DE PROTECCIÓN

Los procedimientos básicos para reducir la dosis por irradiación externa son:

¤ Reducir el tiempo de exposición.

¤ Reducir la actividad de la fuente.

¤ Aumentar la distancia entre las personas expuestas y la fuente de radiación.

¤ Interponer blindajes entre las personas expuestas y la fuente de radiación.

REDUCCIÓN DEL TIEMPO DE EXPOSICIÓN

En la mayoría de las instalaciones y operaciones el tiempo de exposición está vinculado de

manera aproximadamente lineal con la dosis por irradiación externa. Actuando sobre el

tiempo de exposición, en general puede esperarse una reducción de la dosis directamente

proporcional a la disminución del mismo.

Dosis = Tasa de dosis x tiempo

La reducción del tiempo de exposición debe ser compatible con la correcta realización de

las operaciones necesarias para el buen funcionamiento de la instalación. Por lo tanto la

aplicación del principio de reducción del tiempo de exposición está limitado, en la práctica,

a aquellas operaciones no rutinarias que deban realizarse en zonas de alta tasa de dosis,

como por ejemplo las operaciones de mantenimiento o reparación de equipos o sistemas.

Sistemas de protección contra la radiación - Capítulo 7 página 89

capítulo

7

Tiempo Actividad Distancia Blindaje

Silvia Alvarez

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Una adecuada planificación de estas tareas, permitirá su realización en el menor tiempo po-

sible con la consiguiente reducción de la dosis del personal.

REDUCCIÓN DE LA ACTIVIDAD DE LA FUENTE

La actividad de una fuente de radiación disminuye con el tiempo debido al decaimiento ra-diactivo. Por otra parte, la actividad de una fuente puede reducirse removiendo una partedel material radiactivo que la constituye.

Decaimiento radiactivo

Cuando se trabaja con radionucleidos de corto período de semidesintegración, el tiempoasociado al decaimiento radiactivo es un parámetro útil para reducir la tasa de dosis del per-sonal expuesto. En efecto, si antes de iniciar ciertas tareas sobre un componente o equipoque contiene o está contaminado con cierto radionucleído, se deja transcurrir un tiempo,por ejemplo equivalente a varios períodos de semidesintegración del radionucleido, puedelograrse una reducción importante de la tasa de dosis a la que se verá expuesto el personal.En general, en cualquier componente o equipo donde se han acumulado radionucleidos dediferentes períodos de semidesintegración (cortos, medios y largos), la disminución de latasa de dosis es acentuada al principio, mientras desaparecen los nucleidos de período cor-to, y es menos notable a medida que la contribución de lo radionucleídos de largo períodose va haciendo mayoritaria.

Remoción de material radiactivo de la fuente

Cuando un componente de un equipo incluye material radiactivo o una superficie está con-taminada se transforman en una fuente radiactiva que puede producir una tasa de dosis sig-nificativa. La remoción de ese material radiactivo y la descontaminación son procedimientosbásicos que se utilizan para reducir la tasa de dosis.

AUMENTO DE LA DISTANCIA FUENTE-PUNTO DE INTERÉS

El aumento de la distancia a la fuente de irradiación se traduce en una reducción de la tasade fluencia de energía y, por consiguiente, de la tasa de dosis. El fenómeno es particular-mente notable en el caso de geometrías puntuales, es decir cuando las distancias pun-to-fuente son significativamente mayores que las dimensiones de la fuente. En esascondiciones se cumple la ley de la inversa de los cuadrados de las distancias.

Cuando la distancia punto-fuente es comparable a las dimensiones de la fuente, la reduc-

ción de la tasa de dosis como consecuencia del aumento de dicha distancia, es menos no-

table y función de la geometría de la fuente.

página 90 Capítulo 7 - Sistema de protección contra la radiación

FUENTE 1 2

d2

d1

�

��( )

( )

( )

( )

2

1

12

22

d

d

BLINDAJE ENTRE LAS PERSONAS Y LA FUENTE DE RADIACIÓN

Se denomina blindaje a todo sistema destinado a atenuar un campo de radiación por inter-

posición de un medio material entre la fuente radiactiva y las personas a proteger.

Describiremos a continuación los principales blindajes empleados para los diferentes tipos

de radiación.

Partículas alfa

El reducido alcance de las partículas alfa en aire y su escasa penetración en el tejido (no lle-

gan a atravesar la capa basal de la piel estimada en 70 �m), hacen innecesario cualquier

tipo de protección contra la radiación externa.

Partículas beta

La protección contra la irradiación externa a causa de partículas beta tiene por objeto evitar

fundamentalmente la irradiación de la piel y el cristalino. Dado su alcance finito, la tasa de

fluencia de partículas beta puede reducirse a cero si se interpone un material de espesor

mayor o igual al alcance de las partículas en dicho material. Para materiales de bajo número

atómico se cumple que:

Ra �a = Rb �b = constante (función de la energía)

donde

¤ Ra y �a son el alcance de la partícula en el material a y la densidad del material a respecti-

vamente.

¤ Rb y �b son el alcance de la partícula en el material b y la densidad del material b respecti-

vamente.

Mediante la expresión anterior se puede calcular el espesor necesario de cualquier material

(por ejemplo Rb) si se conoce su densidad (�b) y se dispone de un gráfico del alcance en fun-

ción de la energía, en otro material (Ra) de densidad (�a) conocida.

El problema particular que plantea el blindaje de la radiación beta, es la generación de radia-ción secundaria de naturaleza electromagnética como consecuencia del abrupto frenadode los electrones al interaccionar con el material del blindaje. Esa radiación secundaria esdenominada habitualmente radiación de frenado o bremsstrahlung, constituida por rayos x.La magnitud de dicha radiación, que depende de la energía de la radiación incidente y delnúmero atómico Z del absorbente; puede ser tal que sea necesario un blindaje adicionalpara su atenuación.

Como blindantes para radiación beta se utilizan materiales de bajo número atómico talescomo aluminio, lucite y vidrio, a fin de reducir la generación de radiación secundaria de fre-nado (bremsstrahlung). Para fuentes de radiación beta con actividad mayor que algunas de-cenas de GBq (cientos de milicuries) generalmente es necesario adicionar un blindaje deplomo para atenuar la radiación de frenado. Este último requerimiento es especialmente


importante en el caso de radiación ��, porque al detenerse se aniquilan originando dos foto-nes de 0,51 MeV de energía cada uno.

Esquemáticamente podemos observar en la Figura 1 el comportamiento de los diferentes ti-

pos de radiación en distintos materiales.

Figura 1.Propiedadesde penetración de lasradiaciones ionizantes

Atenuación de radiación x y gamma

Si se considera un punto de interés ubicado a cierta distancia de una fuente de radiación, el

efecto de atenuación que produce un material interpuesto a modo de blindaje entre la fuen-

te y dicho punto puede expresarse mediante la expresión siguiente:

(1)

donde

K aO

�es la tasa de kerma en aire libre en el punto de interés sin blindaje.

K a

�es la tasa de kerma en aire libre en el punto interés si se interpone un blindaje entre la

fuente y dicho punto.

� es el coeficiente de atenuación lineal del material blindante.

x es el espesor del blindaje interpuesto.

Cabe aclarar que la expresión anterior es aplicable a otras magnitudes dosimétricas tales

como la dosis absorbida D, la dosis equivalente H, y a una magnitud ampliamente usada

hasta hace poco tiempo, la exposición X (hoy reemplazado por el kerma en aire libre). La ex-

presión anterior es estrictamente válida en geometrías colimadas, véase la Figura 2.


PAPEL PLÁSTICO ACERO PLOMO CERA

TEJIDO

�

�

�

NEUTRONES

x

K K ea aOx

� ��

Figura 2. Atenuación de radiación x y � en geometría colimada

De acuerdo a la expresión anterior, la representación gráfica en escala lineal de K a

�en fun-

ción del espesor del material interpuesto es una curva exponencial (Figura 3a). La represen-

tación en escala semilogarítmica (Figura 3b) resulta una recta. Cuando el haz de radiación no

es monoenergético, como sucede con el haz emergente de un tubo de rayos x, el valor del

coeficiente de atenuación lineal � es distinto para cada energía y la representación en esca-

la semilogarítmica deja de ser una recta.

Figura 3. Kerma en función del espesor

Del análisis de la expresión anterior surge que:

¤ La atenuación de un haz de radiación x ó en un dado material depende del:

- Material interpuesto.

- Tipo y energía del haz incidente.

- Espesor del material.

¤ Para que la tasa de dosis se reduzca a cero sería necesario un blindaje de espesor infinito

(dicho de otra manera, es imposible reducir a cero la tasa de dosis por interposición de


x

�

GENERADOR DE UN HAZDE FOTONES MONOENERGÉTICO

DETECTOR

COLIMADOR

PUNTO DE INTERÉS

b: escala semilogarítmicaKaa: escala lineal

ESPESOR ESPESOR

Ka

blindaje). Por lo tanto, se deberá definir el espesor necesario del blindaje en base a los

criterios básicos de protección radiológica, esto es, las personas expuestas no deben re-

cibir dosis que superen los límites y las exposiciones tienen que reducirse tanto como

sea razonablemente posible (optimización)

Espesor hemirreductor

Un modo habitual de expresar la aptitud de atenuación de un material blindante consiste en

emplear el concepto de espesor hemirreductor, EHR. El espesor hemireductor de un deter-

minado material (para una dada energía del haz de radiación) es el valor del espesor de di-

cho material que debe interponerse entre la fuente y un punto de interés para reducir a la

mitad el kerma en aire libre (o la dosis absorbida, o la dosis equivalente o la exposición) en

dicho punto.

Si el haz de radiación es monoenergético, el EHR está

relacionado con el coeficiente de atenuación lineal �de la siguiente manera:

Figura 4. Espesor hemirreductor

La Tabla 1 presenta valores del espesor hemirreductor de plomo y concreto en función de la

energía de la radiación incidente.


EHRIn

� �2 0 693

� �,

EHR

ka0

2

ka0

ESPESOR

KERM

AEN

AIRE

LIBRE

Tabla 1. Espesor hemirreductor

Rayos x/Nucleido Espesor Hemirreductor

Voltaje pico (kV) Plomo (mm) Concreto (cm)

5070100125150200250300cesio 137cobalto 60radio

0,060,170,270,280,300,520,881,476,5

1216,6

0,430,841,622,242,52,83,14,86,26,9

Geometría no colimada: factor de acumulación

Cuando el haz de radiación no está colimado, se acentúa la dispersión en el blindaje y apare-

ce un efecto de acumulación de radiación en el punto de medición (Figura 5). Ese efecto, au-

menta el valor de la magnitud dosimétrica Ka, que se obtiene de la expresión (1) en

ausencia de dispersión. Por lo tanto, dicha expresión debe ser corregida con un factor de

acumulación B (ó factor de build up), dependiente del

material del blindaje, de su espesor y de la energía de

los fotones. Resulta entonces:

Figura 5. Atenuación de rayos x ó � en geometría no colimada

Al calcular blindajes para salas de radiología, usualmente se utilizan curvas de atenuación

obtenidas experimentalmente que tienen en cuenta tanto el efecto de acumulación como la

condición polienergética de los haces de rayos x.


K K Bea aOx

� ��

TUBO RAYOS X DETECTOR

CONTAMINACIÓN INTERNA

La dispersión de material radiactivo en el ambiente, y en consecuencia la contaminación, se

controla mediante sistemas de contención, medidas de limpieza, rutinas de trabajo esta-

blecidas y ventilación.

El modo fundamental de protección intrínseca en la protección contra la contaminación in-

terna lo constituye la contención. Básicamente consiste en el manipuleo del material en re-

cintos herméticos y blindados mediante dispositivos especiales. No obstante, bajo ningún

punto de vista debe desmerecerse el rol que juegan la limpieza, las rutinas de trabajo y los

sistemas de ventilación. Cuando las medidas enunciadas resultan insuficientes para garan-

tizar el cumplimiento de las normas de radioprotección, debe recurrirse a medios adiciona-

les de protección personal tales como ropa especial de trabajo.

CÁLCULO DE BLINDAJES PARA RAYOS X

Un recinto blindado es todo espacio cerrado construido para proporcionar suficiente blinda-

je a las personas para garantizar que los niveles de dosis se mantengan tan bajos como sea

razonablemente posible y sin superar los límites de dosis. Su tamaño varía y puede abarcar

desde pequeños gabinetes que contengan, por ejemplo, aparatos de rayos x para examinar

paquetes postales y bultos cerrados, hasta instalaciones en las cuales se aplican dosis muy

altas como en las plantas de radio esterilización. Es indispensable, por lo tanto, disponer de

un recinto blindado para trabajar con una fuente de radiación que origine altas tasas de do-

sis. Depender de la distancia y del tiempo como únicos factores para reducir a tasa de dosis

resulta claramente impracticable.

Todos los recintos tienen principios de diseño semejantes, aunque sus características pue-

den variar según se vayan a utilizar para radiaciones con rayos x, con rayos gamma o con

neutrones.

El cálculo de blindajes para salas de radiología, se realiza utilizando curvas de atenuación

obtenidas experimentalmente que tienen en cuenta tanto el efecto de acumulación como la

condición polienergética de los haces de rayos x (Figuras 6 a 9).

En toda sala en que haya que instalar un equipo generador de rayos x debe calcularse el

blindaje correspondiente a las paredes, al techo y al piso.

En las superficies hacia las cuales se orienta el haz durante parte del tiempo de trabajo,

debe calcularse el blindaje para atenuar el haz directo. En las superficies que no reciben el haz

directo debe calcularse el blindaje necesario para atenuar la radiación dispersa por el paciente

y la camilla y la radiación de fuga del tubo. En la Figura 6 se indican las tres componentes de ra-

diación mencionadas y las barreras, primaria y secundaria, asociadas.

Los principales factores que intervienen en el cálculo de blindajes son los siguientes:

¤ Los límites de dosis autorizados correspondientes a las personas a proteger o las dosis

surgidas de los estudios de optimización.


¤ La fracción del tiempo de trabajo o factor de ocupación T, que tales personas permane-

cen en los recintos contiguos a los blindajes.

¤ La carga de trabajo mensual del equipo W en [mAs/mes].

¤ El kilovoltaje con que se usa el tubo de rayos x.

¤ La fracción del tiempo de trabajo o factor de uso U, que el haz de rayos x es orientado ha-

cia el blindaje bajo cálculo (pared, piso o techo).

¤ La distancia d entre la fuente y el blindaje (la fuente es el tubo de rayos x cuando se cal-

cula el blindaje para la radiación directa y el conjunto camilla/paciente en el caso de la ra-

diación dispersa).

¤ La distancia S entre el tubo y el paciente.

Figura 6. Recinto de rayos x

BLINDAJE PARA LA RADIACION DIRECTA

Experimentalmente se han obtenido curvas que representan, para distintos kilovoltajes

y materiales blindantes, el kerma en aire libre por unidad de carga eléctrica Ka / W [mGy

/ mAmin] en función del espesor del blindaje, a una distancia de 1 metro del ánodo del

tubo de rayos x. En las Figuras 7 a 10 se presentan dichas curvas para plomo y concreto.


SUMA DE LAS TASAS DE DOSISSECUNDARIA Y DE FUGA

BARRERA SECUNDARIA

RADIACIÓN DE FUGA

RADIACIÓN DIRECTA

RADIACIÓN DISPERSA

BARRERAPRIMARIA

Figuras 7 y 8. Tasa de kerma en función del espesor (plomo)

Figuras 9 y 10. Tasa de kerma en función del espesor (concreto)


0,1 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,70

50 75 100 150 200 kV

10-4

10-3

10-2

10-1

1

10

102

10-4

10-3

10-2

10-1

1

10

102

mGy/

1mmA

mina

mGy/

1mmA

min a

ESPESOR DE PLOMO (cm) ESPESOR DE PLOMO (cm)

0,4 0,8 1,2 1,6 2,0 2,4 2,80

250 300 400 kV

10-4

10-3

10-3

10-4

10-2

10-2

10-1

10-1

1

1

10

10

102

102

103

104

10 2020 4030 6040 8050 10060 12070 1400 0

50 70 100 150 200

0,5

250

1

300

2

125 400 kV

3 MV

ESPESOR DE CONCRETO (cm) ESPESOR DE CONCRETO (cm)

mGy/

1mmA

mina

mGy/

1mmA

min a

Si (Ka / W) es el kerma en aire libre por unidad de carga

eléctrica a una distancia de un metro del tubo, el ker-

ma en aire libre a una distancia d (expresada en m) del

tubo para una carga eléctrica mensual Wm será:

A efectos de computar sólo la fracción de la carga

eléctrica de trabajo para la que el tubo de rayos x está

orientado hacia el muro cuyo blindaje está bajo cálcu-

lo, en la expresión anterior se debe incluir el factor U,

como sigue:

Del mismo modo, como interesa computar solo las dosis durante el tiempo que la sala

contigua está ocupada por personas, la expresión an-

terior debe multiplicarse por el factor de ocupación T,

El kerma en aire libre no debe superar, en el punto de

interés, el límite correspondiente o el surgido del estu-

dio de optimización, expresado por mes, para perso-

nas del público o trabajadores, es decir:

(2)

De la expresión (2), puede calcularse el valor máximo del kerma en aire libre por unidad de

carga eléctrica a un metro del tubo (Kamáx / W), que satisface la expresión anterior, es decir

(3)

Con este valor y con el kilovoltaje aplicado, se puede entrar en la curva que corresponda de

las figuras 7 a 9 y obtener el espesor mínimo requerido para el blindaje.

BLINDAJE PARA LA RADIACIÓN DISPERSA

Al incidir sobre el paciente y la mesa radiológica, el haz de rayos x es dispersado en todas

las direcciones. La intensidad y energía del haz dispersado son inferiores que la del haz pri-

mario y dependen del ángulo que ellos determinan.

A los efectos del cálculo se aceptan las siguientes simplificaciones:

¤ Para un ángulo de 90o, la relación entre la intensidad de la radiación dispersa y la de la ra-

diación primaria es inferior a 1/1000.

¤ Tratándose de rayos x de hasta 500 kV se supone que la energía de la radiación disper-

sa corresponde al mismo kilovoltaje que el de la radiación primaria y para rayos x cuyo


KK

WW

m

da mes

am( ) ( )1

2

2

1�

KK

WW U

m

da mes

am( ) ( )1

2

2

1�

KK

WW U T

m

da

am� ( )

1 2

2

K

WW U T

m

dK

mGy

mesa

m aL1 2

2� �

��

��

( )maxK

W

K d

W U T m

a aL

m

�2

21

kilovoltaje sea superior, se adopta el valor de 500 keV para la energía de la radiación

dispersa.

¤ La distancia d de la expresión es ahora la que existe entre el dispersante (paciente/cami-

lla) hasta la pared cuyo blindaje está bajo cálculo.

¤ La distancia S, entre el ánodo del tubo y el paciente, influye en el cálculo de manera cua-

drática.

En virtud de lo anterior, para calcular el valor límite del kerma en aire libre por unidad de car-

ga eléctrica en el caso de la radiación dispersa, a una distancia d entre paciente/camilla y

para una distancia S entre el ánodo y el pa-

ciente, la expresión (2) debe corregirse

como sigue:

Por ejemplo:

para una distancia S de 1 m entre el ánodo y

el paciente la expresión resulta:

y para S = 0,5 m es:

BLINDAJE PARA LA RADIACIÓN DE FUGA DEL TUBO

La Comisión Internacional de Protección Radiológica recomienda los siguientes límites para

la radiación que puede transmitirse a través de la calota del tubo (radiación de fuga):

Para equipos de radiodiagnóstico el límite de la tasa de kerma en aire libre a un metro del

cátodo, con el tubo actuando con el máximo kilovoltaje y la máxima corriente de operación

continua es,

K mGy horaa FDL

��, , /0 869 (en unidades de exposición: 0,1 R/h)

Para equipos de radiodiagnóstico el límite de la tasa de kerma en aire libre a un metro del

ánodo, con el tubo actuando con el máximo kilovoltaje y la máxima corriente de operación

continua es,

K mGy horaa FDL

��, , /8 69 (en unidades de exposición: 1 R/h)

A menos que el fabricante garantice un comportamiento más satisfactorio, debe suponerse

que todo tubo emite una radiación de fuga a través de la calota que no supera esos límites.


K

W

K d S

W U T m

a aL

m

max �2 2

4

1000

1

K

W

K d

W U T m

a aL

m

max �2

2

1000

1

K

W

K d

W U T m

a aL

m

max �2

2

250

1

En esas condiciones, el kerma en aire libre a una dis-

tancia d del tubo durante un tiempo t de funcionamien-

to, considerando la fracción de tiempo T que un lugar

ha estado ocupado, es:

donde:

tW

I

m�60

siendo I el valor máximo de la corriente correspondiente a operación continua.

El valor anterior atenuado por el blindaje a colocar en

un factor A (también llamado factor de atenuación), no

debe superar el límite correspondiente o el que surja

del proceso de optimización KaL , es decir:

De la expresión anterior puede obtenerse el valor de la

atenuación necesaria a ser provista por el blindaje para

no superar dicho límite:

Existen gráficos como el de la Figura 11 que, a partir del

factor de atenuación A, permiten obtener el número de

espesores hemirreductores (o de espesores decirreductores1 EDR) necesarios para lograr

esa atenuación.

Figura 11. Factor de atenuación


� �K m t T

dmGya FL, 1 2

2

AK d

K m t T

aL

a FL

�2

21,

K m t T

dA K

a FLaL

�

�, 1 2

2

0 2 4 6 8 100,001

0,01

0,1

10

0

1

2

3

FACT

ORDE

ATEN

UACI

ÓN

EHR

EDR

1 Espesor necesario para reducir diez veces la intensidad de radiación.

Para finalmente obtener el espesor del blindaje, utilizando un determinado material existen

tablas, tales como Tabla 2, que permiten conocer el valor de un espesor hemirreductor (o un

espesor decireductor) de un determinado material (plomo y acero en el caso de la tabla 2)

para radiación x originada por distintos kilovoltajes.

Tabla 2. Valores de EHR y EDR para plomo y concreto

kVpico

Milímetros de plomo Centímetros de concreto

EDR EDR

5070100125150200250

0,170,520,880,930,991,72,9

2,52,85,36,67,48,49,4

Cuando un blindaje es calculado para la radiación primaria no es necesario, en general,

efectuar los cálculos para la radiación de fuga y dispersa. En aquellas direcciones en las que

no se orienta el haz primario debe calcularse el blindaje de manera independiente para la ra-

diación dispersa y la de fuga. Si uno de los cálculos arroja un resultado que supera al otro en

tres o más espesores hemirreductores se adopta el mayor de ellos y se desprecia el otro. Si

los dos resultados difieren en menos de tres espesores hemireductores o un decireductor,

se adopta el mayor y se le adiciona un espesor hemireductor.

Cuando se utiliza plomo como blindaje, debe tenerse en cuenta que las paredes asocia-

das ofrecen cierto grado de atenuación según el material con que estén construídas (ver

Tabla 3).

Tabla 3. Espesor equivalente de plomo para distintas densidades

MaterialDensidad[g/cm3]

Espesor del material en milímetros

50 kV 100 kV 150 kV

Espesor de plomo en milímetros 0,5 1,0 0,5 1,0 2,0 3,0 0,5 1,0 2,0 3,0

Ladrillo

Ladrillo hueco

Hormigón

Hormigón baritado

Acero

Yeso

Enduido de bario (con base de yeso)

Bronce

1,8

1,4

2,2

3,2

7,9

0,84

2

8,3

100

135

62

15

3

140

16

3,1

200

280

130

31

6,5

290

-

5,4

70

100

44

4

3,2

110

5

2,1

120

65

80

9

6,4

200

9

3,7

195

270

140

17

13

-

16

6

260

360

190

24

-

-

24

-

85

115

60

7

6,6

140

7

-

150

200

105

15

14

270

15

-

260

350

180

33

28

-

30

-

340

490

250

51

-

-

45

-


BIBLIOGRAFÍA

AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR. Curso de Post-Grado en Protección Radiológica y

Seguridad Nuclear. Buenos Aires, ARN, 2000.

CEMBER, H. Introduction to Health Physics. 3. ed. New York, McGraw Hill, 1996.

INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION. 1990 Recommendations

of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 60, Annals of

the ICRP v. 21 Nº 1/3, 1990. Oxford, Pergamon, 1990.


Silvia Alvarez

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RADIODIAGNÓSTICO MÉDICO

A poco del descubrimiento de los rayos x en 1895 se advirtió la enorme contribución que suempleo en medicina podía aportar al diagnóstico de diversas patologías. La interacción delos rayos x con la materia, como es el caso de las demás radiaciones ionizantes, puede pro-vocar modificaciones en la estructura del material irradiado y modificaciones en la in-tensidad y homogeneidad del haz de radiación, lo que abre la posibilidad de obtener imáge-nes de las estructuras internas de los materiales irradiados.

La imagen es el resultado de la atenuación diferencial de un haz de rayos x provocada por ladiferente absorción y dispersión de los tejidos que atraviesan. Las imágenes pueden ser es-táticas como las que quedan registradas en placas radiográficas o dinámicas que puedenobservarse y registrarse mediante técnicas de cine, video o digitalización. La primeras sonmuy útiles para diagnósticos que se basen en la observación de estructuras. Las segundaspara los que se basen en estudios funcionales.

Los diferentes tipos de estudios llevados a cabo en el diagnóstico médico con radiacionesionizantes son: diagnóstico general, radioscopía, tomografía, mamografía y radiografíadental.

En este capítulo se desarrollan los siguientes temas:

¤ La generación de rayos x.

¤ Equipos generadores de rayos x: aspectos generales.

¤ Seguridad radiológica de las instalaciones de radiodiagnóstico.

¤ Exposición ocupacional.

¤ Exposición médica: cómo evitar dosis innnecesarias.

¤ Niveles de dosis de referencia.

¤ Criterios de aceptabilidad de instalaciones de radiodiagnóstico.

Las normas regulatorias y demás reglamentaciones específicas referidas a la seguridad ra-diológica en la práctica radiodiagnóstica se detallan en el Anexo, siendo el organismo decontrol autoridades de Salud Pública de la Nación, de las provincias o de la ciudad de Bue-nos Aires.

Radiodiagnóstico médico - Capítulo 8 página 105

capítulo

8

Silvia Alvarez

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GENERACIÓN DE RAYOS X

A diferencia de las emisiones radiactivas, que son emitidas espontáneamente por las sus-tancias radiactivas, los rayos x deben ser producidos artificialmente mediante una instala-ción y dispositivos apropiados.

Para generar rayos x se debe disponer de un haz de electrones producidos por una fuentede electrones y animados de suficiente velocidad, mediante la acción de un campo eléctri-co creado por una diferencia de potencial.

Cuando un haz de electrones impacta contra un objeto (blanco) se produce radiación elec-tromagnética, conocida como rayos x, debido a dos tipos de procesos, los cuales dan lugara radiación de frenamiento y radiación característica.

RADIACIÓN DE FRENAMIENTO

Cuando una partícula cargada y con alta energía, por ejemplo un electrón, colisiona con unnúcleo atómico por interacción coulombiana se pueden producir bruscas aceleraciones deacuerdo con las leyes de la electrodinámica. Estas aceleraciones darán lugar a una emisiónde radiación electromagnética de espectro continuo. Este fenómeno se conoce como ra-diación de frenado, la cual tiene asociada un espectro de energías.

La máxima energía de este espectro equivale a la energía cinética de los electrones antes dechocar con el blanco, la cual a su vez depende de la diferencia de potencial con que se acele-ran los electrones y su carga eléctrica:

La energía de los fotones está relacionada con la frecuencia y la longitud de onda de la ondaelectromagnética asociada de la siguiente forma:

Donde,

E: energía del fotón �: longitud de ondah: constante de Plank c: velocidad de la luzf: frecuencia

Según las finalidades para las que se utilicen los rayos x será necesario que los fotones po-sean energías relativamente bajas (decenas de keV) hasta energías altas (centenas dekeV). Cuanto mayor es la energía de los rayos x mayor es su capacidad de penetración en lamateria. Para generar rayos x de energías mayores (varios MeV) se utilizan los llamadosaceleradores de partículas. Estrictamente hablando un equipo de rayos x es un aceleradorde partículas, al igual que el tubo de un televisor, pero por razones históricas se reserva ladenominación equipo de rayos x para los dispositivos que generan rayos x de hasta unoscientos de keV.

RADIACIÓN CARACTERÍSTICA

Durante el proceso de frenamiento algunos electrones alcanzan una energía exactamenteigual al salto de banda u orbital (en general para los niveles K, L y M) de los átomos del blan-co. En esas condiciones pueden excitar a los electrones de esos orbitales que pasan al nivelenergético inmediato superior. Dichos electrones se tornan inestables en ese estado ener-

página 106 Capítulo 8 - Radiodiagnóstico médico

E h f h cmáx máx� �. . / min�

gético y vuelven a su nivel original emitiendo la diferencia de energía en forma de un fotón.La energía de ese fotón se denomina “característica” y depende del material que constituyeel blanco. La Figura 1 muestra un esquema representativo.

Figura 1. Esquema de emisión característica

En el caso del tungsteno se presentan picos de emisión comprendidos entre 60 y 65 keVque refuerzan el espectro continuo. Ver Figura 2.

Figura 2. Rayos x característicos


ENERGIA DELELECTRON=h �c e-�E=h�c

MLK FOTON DEENERGIA h�c

ENERGÍA DEL ELECTRÓN=h�c

e -

�E=h�c

M

L

K FOTÓN DE ENERGÍA h�c

200 kV

150 kV

100 kV

65 kV

0,1 0,2 0,3 0,4 0,5

INTE

NSID

ADDE

LOSR

AYOS

X

LONGITUD DE ONDA (A)

EQUIPOS GENERADORES DE RAYOS X

Los componentes básicos de un equipo generador de rayos x son los siguientes:

¤ Tubo o ampolla de rayos x.

¤ Fuente de alta tensión.

¤ Sistema de emisión.

TUBO DE RAYOS X

El tubo, cuyo esquema se muestra en la Figura 3, es el núcleo de un equipo generador de ra-yos x. Está constituido por una ampolla de alto vacío (del orden de 10-4 atmósferas) en cuyointerior se alojan dos electrodos: el cátado, dentro o en proximidades del cual se emplazanuno o más filamentos, y el ánodo, que puede ser fijo o giratorio. Cuando se polarizan dichoselectrodos, se establece un campo eléctrico entre los mismos. Ese campo es capaz deacelerar los electrones de una nube que, por emisión termoiónica, se forma en las proximi-dades del filamento cuando por él circula una corriente. En el ánodo se construye una zona opista (región de producción de los rayos x) de un material especialmente seleccionado porsus características físicas (principalmente tungsteno o molibdeno en diferentes aleacio-nes), que actúa como blanco de impacto de los electrones.

Figura 3. Tubo de rayos x de ánodo giratorio

En la Figura 4 se muestra un dispositivo del cátodo donde pueden apreciarse las cúpulas en-focadoras y dos filamentos de distinto tamaño. Estos elementos están dispuestos para pro-ducir haces de electrones que se enfoquen hacia rectángulos estrechos en el blanco. Elfilamento menor produce una corriente de electrones con un área transversal reducida y,por lo tanto, un foco más pequeño. La aplicación del principio del foco lineal y del ángulo delblanco (ánodo) con el objeto de obtener un foco efectivo pequeño. Al observarlo en direc-ción del rayo central, el foco real parece mucho más chico (foco efectivo).


TOMA PARA LOS CABLES DE ALTO VOLTAJE

CAJA DEL TUBO

TUBO DE RAYOS X

VENTANA DEL TUBO

AMPOLLA DE VIDRIO

DISPOSITIVO DEL CÁTODO

FILAMENTO DE LA CÚPULA ENFOCADAÁNODO GIRATORIO

VÁSTAGO DEL ÁNODO

ROTOR DEL ÁNODO

Figura 4. Esquema del cátodo

Elementos accesorios del tubo

Colimador: un colimador colocado en la boca del tubo permite restringir la abertura del haz útilal volumen de interés.

Filtración: Los rayos x generados en el blanco están constituidos por fotones de un amplioespectro de energías (desde 0 keV hasta un valor máximo que depende de la diferenciade potencial aplicada al tubo). La capacidad penetrante de los fotones en los tejidos delpaciente depende fuertemente de sus energías. Los fotones de baja energía son absorbi-dos por los tejidos del paciente y no contribuyen a formar la imagen radiológica aunque sía aumentar la dosis de radiación que recibe el paciente. Por ese motivo deben eliminarselos fotones de baja energía del haz de rayos x. A tal efecto se utilizan “filtros”, es decirmateriales absorbentes de los fotones de menor energía que de tal modo no llegan al pa-ciente, o lo hacen en una proporción mucho menor. Los componentes propios del tubo talcomo el vidrio actúan como filtro y se denominan filtración inherente, pero no es en gene-ral suficiente por lo que deben agregarse filtros de aluminio o cobre.

Consola de comando: La operación del tubo de rayos x se realiza desde una consola, alejada dela posición en que está instalado el tubo. Desde la consola pueden controlarse todos lo pa-rámetros que definen las características del haz y el tiempo de irradiación.

Control de tensión del tubo o kilovoltaje: regulando la diferencia de potencial que se aplica al tubo sepueden obtener fotones de mayor o menor energía y así regular la penetración de acuerdoal grosor de la región del cuerpo a radiografiar.

Control de la intensidad de corriente en el tubo o miliamperaje: regulando la intensidad de corriente secontrola la cantidad de fotones de rayos x que se emiten.


FILAMENTOS DISPOSITIVO DEL CÁTODO

CÚPULAS ENFOCADORAS

ÁNODO (+)CÁTODO (-)

RAYO CENTRAL

FOCO REAL

FOCO EFECTIVO

FUENTE DE ALTA TENSIÓN

A los fines de polarizar los electrodos constitutivos del tubo de rayos x es necesario un sis-tema que provea una diferencia de potencial en el rango de 20 a 150 kV en equipos de ra-diodiagnóstico, pudiendo llegar hasta 400 kV en equipos para radioterapia.

En todos los casos se utilizan transformadores elevadores de tensión. Dependiendo de cadaaplicación particular, varían tanto la alimentación eléctrica (que puede ser monofásica, tri-fásica o, un pack de baterías en algunos casos especiales) como los procesos de rectifica-ción de la corriente alterna de alta tensión. La calidad y sofisticación del proceso derectificación (si existe) determina la estabilidad del potencial seleccionado.

De acuerdo a la fluctuación o ripple de la alimentación eléctrica los generadores puedenclasificarse como sigue:

¤ Rectificación de onda completa (monofásico o trifásico).

¤ Polifásicos o multipulsados.

¤ Alta frecuencia o potencial constante.

Los sistemas autorrectificados y con rectificación de media onda deben dejar de utilizarse.

SISTEMA DE CONTROL DE EMISIÓN

La intensidad y calidad del haz emitido por un tubo generador de rayos x depende funda-mentalmente de:

¤ La diferencia de potencial aplicada entre el ánodo y el cátodo [kilovoltaje, kV]: determinala energía de los electrones acelerados hacia el ánodo y, en consecuencia, la máximaenergía con que los fotones emergen del tubo (máxima energía del haz).

¤ El producto de la corriente de tubo por el tiempo de exposición [mAs]: es la carga eléctri-ca neta de los electrones que impactan contra el blanco del ánodo. De ello depende lacantidad total de fotones que son generados (intensidad del haz).

Los dispositivos para el control de dichos parámetros pueden ser tecnológicamente muy di-ferentes, pero en todos los casos permiten al operador seleccionarlos libremente conformesea el tipo de estudio y/o placa radiológica a efectuar y a la constitución física del paciente.

La Figura 5 muestra esquemáticamente la influencia del producto de la intensidad por eltiempo de exposición en la emisión de rayos x.


Figura 5. Efecto en el haz de rayos x debido a cambios en la carga (mAs)

En el caso de los equipos dedicados especialmente a mamografía (mamógrafos), cuyo ma-terial del ánodo es el molibdeno, se presentan picos de radiación característica con ener-gías comprendidas entre 15 y 20 keV y con una distribución como la que se observa en laFigura 6. Dicho fenómeno es útil para reforzar el espectro a bajas energías y, en consecuen-cia poder visualizar la patología mamaria temprana.

La Figura 6 esquematiza la emisión característica de un mamógrafo por sistema pelícu-la-pantalla con ánodo de molibdeno, comparada con la emisión de frenamiento de un tubocon ánodo de tungsteno.

Figura 6. Espectros de rayos x de un mamógrafo (Sistema película-pantalla)


MILIAMPERAJEBAJO

MILIAMPERAJEALTO

100

50

05 10 15 20 25 30 35

ÁNODO de Mo0,03 mm

ÁNODO de W0,5 mm

E(keV)

NÚME

RORE

LATIV

ODE

FOTO

NES

La Figura 7 muestra un ánodo de tubo de rayos x mamográfico con doble pista de blancos.

Figura 7. Ánodo de tubo de rayos x mamográfico con doble pista de blancos

SEGURIDAD RADIOLÓGICA DE LAS INSTALACIONES Y EQUIPOS

Los equipos de radiodiagnóstico médico deben cumplir en el campo de la seguridad radioló-gica con las normas y reglamentaciones específicas enumeradas en el Anexo.

No obstante es conveniente resumir las principales recomendaciones internacionalmenteaceptadas referidas a aspectos de seguridad radiológica de las instalaciones de radiodiag-nóstico.

La sala de rayos x y el área para la consola de control deben:

¤ Poseer barreras físicas con blindaje suficiente como para garantizar que se mantenganniveles de dosis tan bajos como sea razonablemente posible, sin superar los límites orestricciones dosis para exposición ocupacional y exposición del público.

¤ Disponer de señalización reglamentaria y de restricciones para el acceso.

¤ Ser de acceso exclusivo para el paciente y para el personal del equipo médico necesariopara la realización de los estudios y procedimientos radiológicos. Excepcionalmente sepermite la participación de acompañantes.


ÁNODO

BLANCO de tungstenoFILTRO de tungsteno

BLANCO de molibdenoFILTRO de molibdeno

En particular, la sala de rayos x deberá contar con blindaje de espesores adecuados en lasparedes, piso, techo y puertas, compatibles con los límites de dosis vigentes y los factoresde ocupación de los locales vecinos (véase capítulo 7).

En el local de la consola de control deben existir barreras estructurales de dimensiones yblindaje que proporcionen atenuación suficiente para garantizar la protección del operador.Dentro del área y en la posición de disparo, el operador deberá poder comunicarse eficaz-mente con el paciente y observarlo mediante un sistema electrónico (televisión) o un visor(ventanilla) apropiado que tenga, por lo menos, la misma atenuación calculada para la es-tructura. En caso de utilizarse un sistema de observación electrónico se deberá prever laexistencia de un sistema de reserva o sistema alternativo para casos de falla electrónica.

En caso de que la consola de control esté dentro de la sala de rayos x, se puede utilizar unbiombo (mampara) fijado permanentemente al piso con una altura mínima de 210 cm.

La consola de control deberá estar ubicada de manera que durante las exposiciones ningu-na persona pueda entrar a la sala sin ser visto por el operador.

La sala de rayos x debe tener señalización visible en la parte exterior de las puertas de acce-so, conteniendo el símbolo de radiación ionizante y leyendas que indiquen “rayos x” y laprohibición de que ingresen personas no autorizadas.

Una señalización sobre la parte externa de la puerta de acceso (luz roja) deberá ser accio-nada durante los estudios y procedimientos radiológicos indicando que el generador estáencendido y que hay exposición. Alternativamente puede adoptarse un sistema de accio-namiento automático de señalización luminosa conectado directamente al mecanismo dedisparo de rayos x, para fluoroscopía y tomografía computada.

El procedimiento de cálculo de blindaje para una sala de rayos x se describe en el capítulo 7.

Conforme lo establecen las Normas básicas de seguridad radiosanitaria, (véase Anexo), laautoridad de Salud Pública inspeccionará periódicamente las instalaciones de rayos x, pre-viamente habilitadas a fin de verificar:

¤ Las condiciones de seguridad de las instalaciones por medio de la evaluación de los ni-veles de exposición en los lugares que puedan ser ocupados por el personal o el públi-co; estos niveles deberán ser tales que aseguren el cumplimiento de los límites dedosis establecidos.

¤ La seguridad de los métodos de trabajo.

¤ El empleo de los medios de protección adecuados.

EXPOSICIÓN OCUPACIONAL

Las instalaciones que utilicen equipos de radiodiagnóstico deberán contar con un programade protección radiológica que basándose en los criterios de justificación de la práctica, opti-mización de la protección y limitación de dosis tenga en cuenta, al menos, los siguientes as-pectos:


CLASIFICACIÓN DEL ÁREA DE TRABAJO

Todas las salas de rayos x, donde se realizan los estudios y procedimientos, deberán serconsideradas como zona controlada (véase capítulo 6). Se puede considerar como zona su-pervisada aquella que se ubica detrás de la consola de control, siempre y cuando ésta seencuentre fuera de la sala de rayos x.

DOSIMETRÍA PERSONAL

Los trabajadores de la zona controlada y todo personal que participe en los estudios y pro-cedimientos radiológicos debe tener un control dosimétrico personal obligatorio.

El dosímetro personal deberá ser utilizado por el trabajador durante el desempeño de sustareas en la instalación, sin poder retirarlo de la misma.

La Resolución Nº 2680/68 contiene la reglamentación referida específicamente a la dosi-metría personal (véase Anexo).

DISPOSITIVOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

La sala de rayos x debe contar con elementos de protección radiológica necesarios para losestudios previstos en la misma.

En los servicios con unidades de fluoroscopía se deberá contar con un mandil plomado, unpar de guantes plomados y un protector de tiroides por cada sala, como mínimo. En los ca-sos de unidades de hemodinamia y procedimientos intervencionistas, se deberá contar conuna vestimenta plomada, anteojos plomados, protector de tiroides por cada persona queparticipe en el procedimiento o con cortina plomada transparente (pantalla de protecciónsuspendida) como sustitución a los dos últimos dispositivos.

Los espesores mínimos de los dispositivos de protección personal son:

a. 0,25 mm equivalentes en plomo para radiación dispersa;

b. 0,50 mm equivalentes en plomo para haz primario o radiación dispersa en procedimien-tos especiales.

CALIBRACIÓN DE INSTRUMENTOS

El correcto funcionamiento de los equipos para medición de dosis y tasa de dosis deberáser verificado periódicamente. Los instrumentos de medición deberán calibrarse regular-mente en un laboratorio de calibración dosimétrica.

EXÁMENES ESPECÍFICOS: Aspectos de radioprotección

En esta sección se tratan aspectos de protección radiológica referidos a estudios radioscó-picos, pediátricos, mamográficos, dentales, a exámenes con equipos móviles y a exáme-nes durante el embarazo.

Los aspectos técnicos a cumplir por los equipos correspondientes pueden ser consultadosen la normativa general (véase Anexo) o complementariamente en la última sección deeste capítulo.


RADIOSCOPÍA

La radioscopía deberá utilizarse fundamentalmente para estudiar los fenómenos dinámicosmás que para evaluar los detalles anatómicos; por lo tanto, deberá Ilevarse a cabo sólo si lainformación requerida no se puede obtener tan solo por medio de una radiografía. El prome-dio de dosis absorbida en aire (en la zona de entrada en la piel del paciente) no deberá exce-der 50 mGy/min y deberá ser, en general, mucho menor que dicho valor.

La radioscopía directa implica para el paciente dosis mucho más altas que las derivadas dela radioscopía con intensificación de imagen, y produce imágenes de menor calidad. El usode la radioscopía directa deberá, por ende, desalentarse; no obstante, si no se puede evitarsu uso, el logro de una adaptación completa a la oscuridad y el uso de las pantallas fluores-centes más sensibles producirá resultados aceptables con promedios de dosis absorbidasen aire (en la zona de entrada en la superficie del paciente) en el rango de 10 a 50 mGy/min.Con un intensificador de imagen que funcione adecuadamente, estos promedios de dosisabsorbidas pueden reducirse hasta aproximadamente la tercera parte de las derivadas dela radioscopía directa.

La radioscopía directa para exámenes de tórax deberá ser reemplazada por la radiografíatoda vez que sea posible, puesto que la dosis en el paciente debida a la radiografía puedeIlegar a ser tanto como 100 veces menor que la derivada de la radioscopía directa, a la vezque permite obtener un registro permanente del estudio.

La fotorradioscopía (abreugrafía) ha sido ampliamente utilizada para exámenes con rayos xde tórax en estudios realizados a la población para la detección de tuberculosis, pero la do-sis en el paciente puede ser hasta 10 veces más alta que la debida a una radiografía con-vencional. Los equipos de abreugrafía deben desactivarse y sustituirse por otro tipo deequipamiento.

EXÁMENES CON EQUIPOS MÓVILES DE RAYOS X

La dificultad principal para realizar radiografías con un equipo móvil de rayos x es la incerti-dumbre en cuanto a las posiciones relativas del tubo y la película radiográfica, particular-mente cuando se emplea una rejilla antidifusora. Esto puede conducir a la necesidad derepetir radiografías, con la irradiación adicional resultante del paciente. No deberá utilizarsela así denominada “radioscopía manual” o “radioscopía de cabecera”. La radioscopía no de-berá Ilevarse a cabo con un equipo móvil, a menos que se emplee un intensificador de ima-gen. Aún así, la radioscopía puede ocasionar dosis excesivamente altas al paciente.

Solamente se permitirá la realización de estudios radiológicos con equipos móviles o portá-tiles en camas de la instalación médica o domicilio cuando sea difícil o inaceptable desde elpunto de vista médico, transferir al paciente a una instalación con equipo fijo.

RADIOLOGÍA PEDIÁTRICA

Es posible hacer un ahorro importante en la dosis recibida por el paciente pediátrico si sedispone de un técnico radiólogo capacitado especialmente en métodos pediátricos. Encualquier institución que realice un número importante de exámenes radiológicos pediátri-cos, deberá haber por lo menos un técnico radiólogo asignado a la radiografía en niños.


MAMOGRAFÍA

La dosis absorbida en el tejido mamario durante la mamografía deberá ser tan baja como,sea razonablemente posible, sin sacrificar la información de diagnóstico necesaria. Ac-tualmente, las técnicas preferidas para realizar mamografías utilizan blanco y filtro de mo-libdeno -con pantalla intensificadora de tierras raras y la película radiográfica pertinente- oblanco de tungsteno y filtro de aluminio con una placa xerográfica. La mamografía deberáIlevarse a cabo con un equipo de rayos x diseñado especialmente (véase Anexo). Bajo nin-guna circunstancia la filtración total permanente deberá ser menor que 0,03 mm de molib-deno para mamografía de película-pantalla o 0,5 mm de aluminio para xeromamografía.

EXÁMENES DENTALES

La mayoría de las recomendaciones concernientes a otros exámenes de diagnóstico radio-lógico son aplicables a la radiografía dental y deberán ser aplicadas a ella. En particular, eluso de películas radiográficas de alta velocidad y filtración apropiada garantizará que semantenga a un nivel mínimo la dosis absorbida en la piel en el punto de entrada del haz.

EXÁMENES CON RAYOS X DURANTE EL EMBARAZO

Debido al riesgo de irradiación durante el período embrionario, (véase capítulo 4), la posibili-dad de embarazo es uno de los factores que deben ser considerados cuando se decide rea-lizar un examen radiológico que incluya el bajo abdomen en una mujer en condiciones degestar. Durante los primeros 10 días siguientes al comienzo de un período menstrual, noexiste ningún riesgo de irradiación fetal, ya que no existe concepción. La irradiación in úterodurante el resto del primer mes siguiente al de la menstruación (es decir, durante aproxima-damente las primeras dos semanas luego de la concepción) genera un riesgo al futuro, niñoprobablemente pequeño. Sin embargo, en los exámenes con rayos x se deberá prestaratención a los factores que permitan reducir al mínimo la dosis en el embrión que pudieraestar presente, se sepa o no que la mujer está embarazada.

La irradiación de la paciente embarazada, en un momento en que el embarazo no ha sidoaún advertido, produce a menudo ansiedad acerca de los posibles efectos de dicha irra-diación en el feto, aún cuando las dosis absorbidas sean, por lo general, pequeñas. Talpreocupación puede incluso Ilevar a inducir la interrupción del embarazo; no obstante, so-bre la base del incremento de riesgo relativo, la irradiación fetal derivada de un procedi-miento de diagnóstico raramente justifica la terminación de un embarazo. Cuando surgetal preocupación, un experto calificado deberá estimar la dosis absorbida y el riesgo aso-ciado para el feto. Con el informe de dicho experto, formulado en forma responsable, lapaciente deberá estar entonces en posición de tomar una decisión en cuanto a la conti-nuidad del embarazo.

EXÁMENES CON RAYOS X EN MUJERES CON CAPACIDAD PARA GESTAR

Es prudente suponer que cualquier mujer que se presente para una radiografía en un mo-mento en que tenga un retraso de su período menstrual o una falta evidente del mismo estáembarazada, a menos que exista información indicando lo contrario. Para reducir al mínimola frecuencia de irradiación involuntaria del feto, se recomienda que se coloquen anunciosde prevención en lugares adecuados dentro de las secciones de diagnóstico con rayos x y


en otras áreas donde se usen equipos para el diagnóstico con rayos x excepto en radiologíaodontológica. Por ejemplo:

SI EXISTE LA POSIBILIDAD DE QUE USTED ESTÉ EMBARAZADA,NOTIFIQUE AL MÉDICO O AL RADIOLÓGO ANTES DE SU EXAMEN CON RAYOS X

RADIOGRAFÍA OBSTÉTRICA

En muchos casos en particular, durante la evaluación de la maduración fetal y localizaciónplacentaria- son preferibles los exámenes ultrasónicos a los que emplean rayos x. En efec-to, los exámenes ultrasónicos no utilizan radiación ionizante y son confiables. Cuando sedispone del equipamiento, el uso de ultrasonido reduce en gran parte la necesidad del exa-men con rayos x del útero grávido.

Si bien la pelvimetría radiográfica resulta algunas veces de gran valor, deberá intentarsesólo en la rara ocasión en que realmente sea así, y no deberá Ilevarse a cabo en forma ruti-naria. En particular, la proyección superoinferior de la cavidad pélvica, no deberá utilizarsedebido a las dosis recibidas por el feto injustificablemente altas.

OTROS EXÁMENES CON RAYOS X DURANTE EL EMBARAZO

Cuando las mujeres embarazadas deben someterse a otros exámenes radiológicos en don-de el haz de rayos x irradie al feto en forma directa, se debe poner especial cuidado en verifi-car que el examen sea realmente necesario en ese momento y no pueda posponerse hastadespués del parto. Algunas veces, el riesgo derivado de la irradiación al feto es menor queel resultante de no realizar un diagnóstico apropiado; por ende, el examen radiológico debe-rá efectuarse cuando las indicaciones médicas lo prescriban. En tales casos, deberá tener-se mayor cuidado que el usual en reducir al mínimo, el tiempo de irradiación y el número deradiografías, reduciendo también al mínimo la dosis absorbida por el feto en cada irradia-ción. No obstante, no deberán efectuarse alteraciones de la técnica radiográfica que oca-sionen una reducción en el valor del diagnóstico.

Las radiografías de zonas del cuerpo de la futura madre alejadas del feto -tales corno el tó-rax, cráneo o extremidades-, pueden realizarse en forma segura en cualquier momento du-rante el embarazo, siempre que se limite adecuadamente el campo de rayos x.

EXPOSICIÓN MÉDICA

CÓMO EVITAR DOSIS INNECESARIAS

La protección radiológica en la medicina ha sido materia de interés desde el comienzo delsiglo XX. El grado de seguridad ahora es alto, y un examen radiológico -recomendado sobrela base del informe clínico de un médico calificado- generalmente brinda al paciente un be-neficio que tiene un valor mayor que el riesgo inevitable de la irradiación. No obstante, nodeberán existir excusas para Ilevar a cabo exámenes con dosis innecesariamente altas. Elprincipio de que todas las dosis se mantengan “tan bajas como, sea razonablemente posi-


ble, teniendo en cuenta los factores económicos y sociales” deberá ser aplicado siempre.Deberá tenerse especial cuidado, en la aplicación de este principio, a fin de que no existapérdida de la información clínica necesaria.

Una atención cuidadosa en la realización de los exámenes radiológicos resultará, en mu-chos casos, en una reducción considerable de la dosis debida a radiación x, sin perjuicio desu valor para el diagnóstico. Es particularmente importante:

¤ Reducir las dosis absorbidas recibidas por los tejidos en la región del cuerpo examinado al mínimo compatiblecon la obtención de la información necesaria para el paciente.

¤ Limitar, en la medida de lo posible, la irradiación a otras partes del cuerpo.

¤ Evitar la repetición de irradiaciones innecesarias.

La cantidad de radiación incidente en un paciente que se necesita para generar una imagenútil para el diagnóstico depende de muchos factores técnicos y físicos. Los factores condu-centes a la reducción de las dosis incluyen la eliminación de la radiación que no contribuye ala formación de la imagen útil para el diagnóstico y la elección correcta de un receptor deimagen que responda a los requerimientos de diagnóstico para cada caso específico. Noobstante, existe un límite debajo del cual la radiación incidente sobre el receptor de imagenno contiene información suficiente para tener valor diagnóstico.

TÉCNICAS GENERALES

Tamaño del campo de radiación

Entre los medios técnicos más importantes para limitar la irradiación innecesaria del pa-ciente se encuentra el empleo de un campo de radiación tan pequeño como sea practicabley posicionado correctamente sobre el paciente. La reducción de dicho campo al tamaño mí-nimo practicable resulta siempre beneficiosa para el paciente. En efecto, esta disminuciónreduce el total de la energía entregada al paciente y, por lo tanto, la masa de piel y de teji-dos internos irradiada. También reduce la cantidad de radiación dispersa que alcanza al re-ceptor de imagen, mejorando así la calidad de la imagen.

En muchas proyecciones radiográficas, las gónadas (en especial, los testículos) pueden sermantenidas fuera del campo de radiación; esto puede lograrse centrando y ajustando cui-dadosamente dicho haz, de manera de irradiar sólo el área de interés. Cuando los testículosestán ubicados sólo a unos pocos centímetros fuera del borde del haz, la dosis absorbida enlos mismos pueden ser un décimo o menos que cuando quedan dentro del haz.

Existen dispositivos que reducen automáticamente el haz de rayos x al tamaño del chasisde la placa radiográfica usada. Cuando este tipo de dispositivo automático se utiliza paraexaminar áreas más pequeñas que la película radiográfica más pequeña disponible, la limi-tación del haz deberá ajustarse de modo que sólo sea irradiada el área de interés.

En particular, las zonas del cuerpo examinadas en los bebés son frecuentemente más pe-queñas que las películas radiográficas disponibles. La limitación del haz debería emplearsepara ajustar su tamaño al área de interés, y no al tamaño de película radiográfica o al cuerpo


del bebé en su totalidad. Esta acción es particularmente importante cuando se utiliza undispositivo automático de limitación del haz, ya que de otro modo el haz se ajustaría auto-máticamente al tamaño total de la película radiográfica. Esta situación se presenta por logeneral durante un examen del tórax de un recién nacido. Si en tales circunstancias no seajusta el equipo automático de limitación del haz, se puede llegar hasta irradiar totalmenteel cuerpo.

Protección de determinados órganos

Las gónadas deberán ser protegidas cuando deban necesariamente ser expuestas directa-mente al haz o dentro de los 5 cm de éste, a menos que tal protección excluya o degrade in-formación importante para el diagnóstico. El uso de blindajes para las gónadas puedereducir la dosis absorbida en los testículos hasta en un 95%, mientras que la reducción de ladosis absorbida en los ovarios -en aquellos casos donde el blindaje es clínicamente acepta-ble- puede ser aproximadamente el 50%.

Los ojos deberán estar protegidos cuando se realizan exámenes radiológicos que impliquenaltas dosis absorbidas en los mismos -tales corno la tomografía del peñasco-, siempre quedicha protección no excluya o degrade información importante para el diagnóstico. Esto re-sulta de especial importancia si se requieren múltiples exámenes. La dosis absorbida en losojos puede reducirse de un 50 al 75% mediante el blindaje de los mismos. El uso de la pro-yección postero-anterior antes que la proyección antero-posterior puede reducir la dosisabsorbida en los ojos en un 95%.

En los órganos más radiosensibles, tales como gónadas, cristalino y tiroides, deberán colo-carse blindajes adecuados de por lo menos 0,5 mm equivalente en plomo, cuando necesa-riamente estuvieran en el haz primario de radiación o a una distancia de hasta 5 cm de éste,excepto cuando excluya o afecte informaciones diagnósticas importantes.

Para los equipos dentales de rayos x cuyo dispositivo de limitación del haz funcione adecua-damente, el uso de delantales de protección que cubran las gónadas es de un valor relativa-mente pequeño, particularmente si el haz está dirigido fuera de las gónadas.

Distancia desde el punto focal a la piel o al receptor de imagen

En un medio no absorbente, la intensidad de la radiación producida por una fuente puntualvaría inversamente con el cuadrado de la distancia a la fuente. Por lo tanto, cuando la dis-tancia del punto focal a la piel (o la distancia correspondiente del punto focal al receptor deimagen) disminuye, y el tamaño del haz y la intensidad de la radiación en el plano del recep-tor de imagen se mantienen constantes, la intensidad de la radiación sobre la superficie dela piel del paciente por donde el haz entra en el cuerpo se eleva fuertemente.

En la radiografía y la radioscopía con equipos móviles, la distancia del punto focal a la piel nodebería ser menor de 30 cm; en la radiografía y radioscopía con equipos fijos, la distanciadel punto focal a la piel no deberá ser menor de 45 cm. Para distancias desde el punto focalal receptor de imágenes menores de 100 cm, la calidad de la información diagnóstica esmenor cuando, las distancias del punto focal al receptor de imagen son más cortas. Por lotanto, distancias grandes del punto focal al receptor de imagen tienen ventajas clínicas. La


fotorradioscopía y la radiografía del tórax deberían realizarse con una distancia desde elpunto focal al receptor de imagen de por lo menos 120 cm.

Filtración total del haz de rayos x

Un filtro ubicado en el haz de rayos, atenúa preferencialmente a los componentes indesea-bles de dicho haz; de otro, modo, estos componentes –que son los de menor energía- se-rían absorbidos en su mayor parte por el paciente y agregarían muy poco a la informacióndiagnóstica sobre el receptor de imagen. El uso de un filtro de espesor adecuado dá lugar aun haz de radiación más penetrante y, por lo tanto, implica una dosis absorbida menor en laregión de la piel del paciente por donde ingresa el haz de rayos x. La filtración total del hazpara el diagnóstico radiológico convencional deberá ser equivalente a no menos de 2,5 mmde aluminio, de los cuales 1,5 mm deberán ser permanentes.

Para equipos dentales convencionales con valores de tensión que no excedan los 70 V, la fil-tración permanente total en el haz de rayos x deberá ser equivalente a no menos de 1,5 mmde aluminio. Para tensiones mayores, la filtración total deberá, ser equivalente a no menosde 2,5 mm de aluminio, de la cual 1,5 mm deberá ser permanente.

La calidad de la radiación de un haz de rayos x se expresa por medio de diferentes paráme-tros uno de los cuales es el semiespesor en milímetros de aluminio. Existen tablas de la cali-dad de la radiación en función de la filtración total y de la tensión del tubo para los equiposempleados en diagnóstico. Si se desconoce la cantidad de filtración total en el haz, deberámedirse el valor del semiespesor del haz de rayos x. Se puede determinar, entonces, la fil-tración total para una tensión en particular.

Materiales de fibra de carbono

El uso de materiales de fibra de carbono en la camilla donde es apoyado el paciente, en lasrejillas antidifusoras y en el chasis radiográfico -en lugar de materiales convencionales- per-mite la transmisión de una proporción mayor del haz de rayos x. Por ende, a una tensión enel tubo de 80 kV el uso de materiales de fibra de carbono permite reducir la dosis absorbidapor la piel del paciente. A partir del uso combinado de materiales de fibra de carbono en lacamilla que sirve de apoyo al paciente, en las rejillas antidifusoras y en los chasis radiográfi-cos, la reducción total de la dosis absorbida por la piel del paciente -en la región que enfren-ta el tubo- se encuentra en un rango de aproximadamente 30% a más del 50%. Si no secambia la tensión del tubo, las reducciones de los porcentajes en la dosis absorbida en teji-dos más profundos del cuerpo será similar.

Control de la irradiación y registro del tiempo de irradiación

Los interruptores que operan todo equipo deberán construirse de modo tal que la irradiaciónpueda ser finalizada manualmente en cualquier momento, y no podrá ser posible repetirirradiaciones sin la liberación del interruptor de control, excepto en el caso de técnicas es-peciales donde se requieran irradiaciones múltiples.

Al realizar una radioscopía, el operador debe conocer el tiempo de irradiación. A tal efecto,el equipo deberá estar equipado con un cronómetro de integración, que termine la irradia-


ción cuando transcurre el tiempo preestablecido. El equipo deberá contar también con unaalarma que, antes de la finalización de la irradiación, dé una señal sonora de aviso duranteun período de tiempo adecuado. El cronómetro también deberá estar preparado para supuesta a cero si fuese necesario; además, no deberá ser posible eliminarlo. Los interrupto-res que accionen equipos radioscópicos deberán ser del tipo de resorte a presión -tanto sise los opera con la mano o con el pie- y deberán estar protegidos para que no puedan seraccionados en forma accidental.

El registro del tiempo de irradiación en radioscopía es útil para recordar a los operadoresque deben mantener el tiempo de radioscopía al mínimo.

Pantallas intensificadoras y películas radiográficas

Las pantallas intensificadoras fabricadas con materiales fluorescentes altamente eficientes-tales como tierras raras, bario y tantalio- requieren una irradiación menor que las pantallasconvencionales para producir radiografías con una calidad de imagen similar. La decisiónrespecto qué combinación de pantalla-película se debe utilizar implica por lo general lograrun compromiso entre la reducción de la dosis y el aumento de la información para el diag-nóstico, teniendo en cuenta también el costo. Este balance será diferente en diversos exá-menes con rayos x y para distintas instituciones.

Las películas radiográficas sin pantalla no deberán ser usadas en diagnóstico radiológicodebido a que necesitan dosis relativamente altas y no están preparadas para producir imá-genes de alto contraste.

Procesamiento de la película radiográfica

Es preciso contar con técnicas correctas de procesamiento de películas para obtener radio-grafías de óptimo valor para el diagnóstico con una dosis de radiación mínima al paciente. Elprocesamiento incorrecto puede ser causa de rechazo de radiografías y, por ende, dar lugara repeticiones de la irradiación que podrían ser evitadas. Por otra parte, las técnicas inade-cuadas de procesamiento pueden fácilmente duplicar la dosis requerida para producir unaradiografía satisfactoria.

En el procesamiento manual, deben seleccionarse el revelador y fijador correctos para eltipo de película radiográfica a ser utilizada. Las temperaturas de procesamiento correctas,el tiempo de revelado y la reposición de los reactivos químicos son elementos esencialespara el revelado de buena calidad de una película radiográfica.

En el procesamiento automático, es particularmente importante el control de calidad, el cualdeberá realizarse diariamente a través del uso de tiras de película expuestas en un densitó-metro poco antes de su procesamiento. Deberá evaluarse la densidad y contraste de las tirasde película en forma cuantitativa; si la densidad o el contraste exceden los límites de control,deberá realizarse una acción correctora antes del procesamiento de las radiografías.


En general, es conveniente que los técnicos radiólogos observen todas sus radiografías in-mediatamente después de su procesamiento, de modo de poder detectar y corregir cual-quier error de técnica, equipo o procesamiento.

Reducción del número de irradiaciones repetidas

La decisión de repetir una irradiación deberá basarse en la posibilidad de que la nueva radio-grafía aporte información adicional que no se encontraba disponible en la radiografía ante-rior, y no por razones puramente estéticas. Según varias encuestas publicadas, se repiteinnecesariamente del 3 al 15% de las radiografías. Las causas principales de las repeticio-nes, identificadas en la mayoría de estos estudios, fueron los errores cometidos en el posi-cionado del paciente o que las radiografías eran demasiado oscuras o demasiado claras.

Toda repetición de exposiciones debería ser anotada en el registro del estudio del pacientey supervisada por el Responsable del Servicio.

Se recomienda firmemente el uso de una lista de referencia de los factores técnicos (es de-cir, kVp y mA a utilizar, según el tamaño del paciente) como una ayuda para la irradiaciónadecuada. El control automático de la irradiación es una alternativa valiosa, siempre que losdetectores de radiación sean elegidos y mantenidos en forma apropiada, y que el pacienteesté ubicado correctamente durante cada examen radiográfico.

Garantía de calidad

El objetivo de los programas de garantía de calidad para diagnóstico radiológico consistenteen implementar procedimientos para el monitoreo, periódico o continuo del comportamien-to de las instalaciones radiológicas, a fin de obtener una información para el diagnóstico óp-tima a un costo mínimo y con dosis mínimas a los pacientes. Todas las instalacionesradiológicas deberán establecer programas de garantía de calidad cuya estructura y alcan-ce estén determinados por las necesidades y complejidades de cada instalación.

Las pruebas de aceptación de equipos nuevos o usados de rayos x recientemente instala-dos aseguran que los mismos satisfacen las especificaciones de rendimiento de los fabri-cantes, y cumplen con las especificaciones de compra del usuario y con los estándaresfijados por las autoridades de Salud Pública (véase Anexo).

NIVELES DE DOSIS REFERENCIA

El Organismo Internacional de Energía Atómica en sus normas básicas de seguridad para laprotección contra la radiación ionizante y para la seguridad de las fuentes de radiación “Co-lección de Seguridad Nº 115 (1997)” ha establecido niveles orientativos de dosis, tasa dedosis y actividad aplicables a la exposición médica.

En particular, para el radiodiagnóstico médico ha recomendado niveles orientativos de lasdosis de entrada en la superficie del cuerpo en diferentes procediminentos de diagnósticoradiológico, los cuales se presentan en las tablas 1, 2, 3 y 4.


Tabla 1. Niveles orientativos de dosis aplicables en radiografía diagnóstica a un paciente adulto medio

ExamenDosis de entrada en la superficie

por radiografíaa [mGy]

Columna vertebral lumbar

Abdomen, urografía y colecistografía intravenosasPelvisArticulación de la caderaTórax

Columna vertebral torácica

Dental

Cráneo

APLATASLAPAPAPPALATAPLAT

PeriapicalAPPALAT

1030401010100,41,57207553

a En aire, con retrodispersión. Estos valores son aplicables a una combinación placa-pantalla convencional con unasensibilidad relativa de 200. Para las combinaciones placa-pantalla de alta sensibilidad (400-600), los valores de-berían dividirse por un factor de 2 a 3.

Tabla 2. Niveles orientativos de dosis aplicables en tomografía computarizada a un paciente adulto medio

Examen Dosis promedio en cortes múltiplesa [mGy]

CabezaColumna vertebral lumbarAbdomen

503525

a Derivada de mediciones efectuadas en el eje de rotación en maniquíes equivalentes de agua, de 15 cm de longi-tud y 16 cm (cabeza) y 30 cm (columna vertebral lumbar y abdomen) de diámetro.

Tabla 3. Niveles orientativos de dosis aplicables en mamografía a una paciente adulta media

Dosis promedio a la mama por proyección craneocaudala

1 mGy (sin rejilla)3 mGy (con rejilla)

a Determinada en una mama comprimida de 4,5 cm compuesta por 50% de tejido glandular y 50% de tejido adipo-so, para sistemas placa-pantalla y aparatos dedicados exclusivamente a mamografía, con blanco y filtro de molib-deno.

Tabla 4. Niveles orientativos de dosis aplicables en fluoroscopía a un paciente adulto medio

Modo de funcionamiento Tasa de dosis de entrada en superficiea [mGy/min]

NormalAlto nivelb

25100

a En aire, con retrodispersión.b Para los fluroscopios provistos de un modo de funcionamiento optativo de “alto nivel”, tales como los que se sue-len utilizar en radiología de intervención.


CRITERIOS DE ACEPTABILIDAD DE INSTALACIONES DE RADIODIAGNÓSTICO

La publicación “Protección Radiológica 91” de la Comisión Europea (1997) recomienda quelas instalaciones de radiodiagnóstico cumplan los criterios de aceptabilidad detallados enlas secciones siguientes para cada aplicación, a saber:

¤ Instalaciones radiográficas de diagnóstico general.

¤ Radioscopía.

¤ Tomografía.

¤ Mamografía.

¤ Radiografía dental.

¤ Revelado de placas.

INSTALACIONES RADIOGRÁFICAS DE DIAGNÓSTICO GENERAL

Los parámetros y criterios mencionados en este capítulo son aplicables al equipo radiográfi-co general de rayos x. No se refieren a los equipos especializados de rayos x que se tratanseparadamente.

Exactitud del kilovoltaje

¤ Calibración de la escala.La desviación máxima del valor indicado respecto del valor real debe ser inferior a ± 10%.

¤ Variación en la corriente del tubo.La variación máxima debe ser inferior al 10%.

¤ Precisión del voltaje del tubo.Para todos los generadores: en una serie de mediciones repetidas, la desviación del vol-taje del tubo debe ser inferior a ± 5% del valor medio.

Filtración total

¤ La filtración total en el haz útil debe equivaler a la de 2,5 mm de Al como mínimo.

Tiempo de exposición

¤ Para tiempos de exposición indicados que superen los 100 ms, la variación del tiemporeal de exposición debe estar dentro del ± 10% del tiempo de exposición indicado.

Rendimiento

¤ Magnitud.Con una filtración total de 2,5 mm de Al, el rendimiento debe ser mayor que 25 �Gy/mAsa 1 m para funcionamiento a 80 kV.


¤ Desviación.La salida debe ser constante y no desviarse más de ± 20% de la media en exposicionesrepetidas para un voltaje del tubo y una filtración dentro del rango utilizado en la práctica,es decir, un voltaje de 80 kV y una filtración de 2,5 mm de Al.

¤ Variación con cambio de la corriente indicada.La variación debe ser inferior al 15%.

¤ Variación del producto de la corriente en el tubo por el tiempo de exposición.La variación debe ser inferior al 20%.

Alineación

¤ Alineación de rayos x/haz luminoso.La suma de la desalineación del campo definido por la visual con el borde respectivo delcampo de rayos x en cada una de las direcciones principales no debe superar el 3% de ladistancia desde el foco al campo definido por la visual, y la suma de las desviaciones enambas direcciones perpendiculares no debe ser superior al 4%.

¤ Alineación del campo.Cuando el eje del haz de rayos x es perpendicular al plano del receptor de imagen, el cen-tro del campo de rayos x y el centro del receptor de imagen deben estar alineados dentrodel 2% de la distancia foco-receptor de imagen.

¤ Centrado del haz de rayos x/haz luminoso.La alineación de la cruceta del diafragma del haz luminoso con el centro del haz de rayosx no debe desviarse más de ± 1% de la distancia del foco a la película.

¤ Centrado del haz luminoso/Bucky (dispositivo que contiene y desplaza a la rejilla antidifusora).La alineación de la cruceta del diafragma del haz luminoso con el centro de la película enel Bucky no debe diferir más del ± 1% la distancia del foco a la película.

¤ Ortogonalidad del haz de rayos x y del receptor de imagen.El ángulo que forman el eje central del haz de rayos x y el plano del receptor de imagen nodebe desviarse de 90 grados más de 1,5 grados.

Colimación

¤ El haz de rayos x se debe colimar de manera que el área expuesta total para la distancia,fijada del foco al receptor de imagen, se mantenga dentro de los bordes del receptor deimagen seleccionado.

¤ Colimación automática.El haz de rayos x no debe desviarse más del 2% de la distancia del foco al receptor deimagen en cualquier lado del receptor de imagen. Deberá ser posible utilizar camposmás pequeños que el área total del receptor de imagen.

Tamaño de la mancha focal

¤ Aunque no se especifica un estándar concreto, dentro del programa de control de cali-dad se deben llevar a cabo determinaciones del tamaño de la mancha focal a lo largo dela vida de un tubo para conocer el grado de deterioro y poder evaluar en todo momento laadecuación del tubo.


Parrilla

¤ Artefactos.Se debe obtener una imagen de rayos x de la parrilla a 50 kV sin que aparezcan artefac-tos perturbadores visibles.

¤ Parrilla móvil.Con el tiempo de exposición mínimo empleado en la práctica, las láminas de la parrillamóvil no deben ser visibles en la imagen.

Control automático de la exposición

¤ Limitación de la sobreexposición.La carga máxima de la mancha focal debe ser inferior a 600 mAs (no en el caso de ra-dioscopía y tomografía).

¤ Limitación del tiempo de exposición (exposición única).El tiempo de una sola exposición se debe limitar a 6 s como máximo.

¤ La diferencia de densidad óptica (DO) entre dos exposiciones con los mismos ajustes delControl automático de la exposición, uno con un tiempo de exposición corto y otro contiempo de exposición largo, debe ser inferior a 0,3 DO.

¤ Para un espesor fijo del atenuador, la diferencia máxima de densidad óptica en la imagende prueba en función de la escala de voltaje del tubo utilizado en la práctica no debe sersuperior a � 0,3 DO.

¤ Para un voltaje fijo del tubo, la diferencia máxima de densidad óptica en la imagen deprueba en función del espesor del atenuador no debe diferir en más de � 0,3 DO del valormedio de la densidad óptica en la imagen de prueba tomada sobre un atenuador cuyoespesor abarque el margen de espesor del paciente que se explora en la práctica coneste voltaje del tubo. Se han propuesto maniquíes (fantomas) de espesores adecuadosa los diferentes voltajes del tubo (DIN, 1990).

Radiación por fugas

¤ La radiación por fugas de la carcasa, medida a la distancia de 1 m del foco, no debe sersuperior a 1 mGy en una hora, al voltaje nominal máximo especificado por el fabricantepara el tubo de esa carcasa.

REVELADO DE PLACAS, PROPIEDADES DE LOS RECEPTORES DE IMÁGENES Y CONDICIONES DEVISUALIZACIÓN

En esta sección se describen criterios cuya aplicación garantice la conservación de las con-diciones que permiten obtener radiografías coherentes y de calidad adecuada sobre sopor-tes radiográficos y fotográficos. La mamografía está sujeta a criterios adicionales másrestrictivos.


Pantallas intensificadoras y chasis

¤ Estado y limpieza de pantalla(s) y chasis.En las placas expuestas no se deben apreciar elementos espurios.

¤ Opacidad del chasis.No debe haber bordes negros visibles en una película no expuesta del chasis tras su ex-posición durante dos veces 10 minutos (es decir, por ambas caras) en un negatoscopiocon un brillo de 1000 cd/m2 como mínimo.

¤ Contacto de placa y pantalla.El chasis no debe causar que aparezcan en la radiografia zonas con diferencias visiblesde densidad o zonas poco nítidas. Para comprobarlo se puede emplear, por ejemplo, unamalla metálica colocada en el chasis.

¤ Sensibilidad relativa de combinaciones pantalla-placa de la misma clase de velocidaddentro de una unidad de diagnosis1.Las densidades de placa obtenidas en condiciones de exposición idénticas (iguales do-sis, voltaje de tubo, filtración, etc.) no deben diferir en más de 0,3 DO para combinacio-nes placa-pantalla del mismo tipo.

Revelado de placas

¤ Base y velo.La base y velo (densidad óptica de una película no expuesta despues de su revelado)debe ser inferior a 0,30 DO.

¤ Índice de velocidad.La desviación del índice de velocidad respecto del valor en la línea de base debe ser infe-rior a 0,20 DO.

¤ Índice de contraste.La desviación del índice de contraste respecto del valor en la línea de base debe ser infe-rior a 0,20 DO.

Cuarto oscuro

¤ Fuga luminosa.No debe haber fugas luminosas visibles después de adaptar la vista durante cinco minu-tos como mínimo al cuarto oscuro con luces de revelado y otras luces apagadas.

¤ Luces de revelado.Una placa pre-expuesta, de densidad óptica unidad, expuesta durante 4 minutos a unadistancia de trabajo normal en las condiciones del cuarto oscuro con luces de revelado


1 En este contexto, una unidad de diagnosis se define como el conjunto de instalaciones de rayos xque comparten las combinaciones placa-pantalla.

encendidas y con la iluminación encendida en los recintos circundantes, no deben pre-sentar un aumento de densidad mayor que 0,10 DO en relación con una parte de la mis-ma placa no expuesta a las condiciones del cuarto oscuro.

Condiciones de visualización

¤ Negatoscopio.El brillo debe ser de 1700 cd/m2 como mínimo.La no homogeneidad debe ser inferior al 30%.

¤ Luz ambiental.La intensidad de luz de fondo del recinto a 1 m de distancia del negatoscopio debe ser in-ferior a 50 lux.

RADIOSCOPÍA

En esta sección se formulan requisitos adicionales. Cuando no se dan criterios expresos, seaplicarán los definidos anteriormente.

Tasa de dosis

Se deberá cumplir uno de los dos criterios siguientes como mínimo:

a. La tasa de dosis máxima en la pantalla de entrada sin parrilla (25 mm de diámetro) de unintensificador de imagen convencional no debe superar 0,8 �Gy/s en la exposición de unmaniquí adecuado (por ejemplo, PMMA Polimetil-meta-acrilato de 20 cm) con control auto-mático de dosis y control automático de brillo.En aplicaciones especiales con tasas de dosis altas, como en radiología intervencionista, latasa de dosis máxima no debe superar 1,0 �Gy/s.Con pantallas de entrada de otros tamaños, la tasa de dosis se puede adaptar en proporcióninversa al cuadrado de su diámetro.

b. La tasa de dosis máxima, incluida la retrodispersión en la piel del paciente o en la superfi-cie de cualquier forma de paciente simulado (por ejemplo, maniquí de PMMA de 25 cm) enel lado que mira al tubo de rayos x no debe ser superior a 100 mGy/min.

Resolución

¤ La resolución de la combinación intensificador de imagen-cadena televisual debe serde 0,8 pares de líneas por mm en un campo de 30-35 cm de tamaño determinado porel uso de una probeta especificada (como red de tipo Hüttner con resolución 18 ó pro-beta de Leeds). Para campos de 23-25 cm y 15-18 cm de tamaño, estos valores son1,0 y 1,4 Ip/mm respectivamente. En la imagen de una mancha, la resolución debe serde 2,0 Ip/mm como mínimo.

Contraste umbral

¤ El umbral del contraste en funcionamiento automático, estimado desde la imagen delmonitor de TV, debe ser 4% o menos.


Temporizador

Deberá haber un dispositivo que provoque la terminación automática de la radioscopíacuando haya transcurrido un tiempo determinado de antemano, no superior a 10 minutos.Una señal acústica avisará de la terminación del proceso con un adelanto de 30 s como mí-nimo para dar tiempo a reponer el aparato si se considera que la exposición debe continuar.

Cinematografía

¤ Para estudios cinematográficos que utilicen un intensificador de imágenes de 23 cm dediámetro, la tasa de dosis de entrada deberá ser inferior a 0,20 �Gy/cuadro. Las tasas dedosis típicas en pacientes son de 0,10 a 0,30 Gy/min para 25 cuadros/s con un maniquíde PMMA de 20 cm.

Tamaño del campo de radiación/imagen

¤ La relación entre las áreas del campo de radiación y la superficie de entrada del intensifi-cador de imagen no debe ser superior a 1,15. Se considera conveniente ver los bordesde los colimadores en la imagen televisual.

TOMOGRAFÍA CONVENCIONAL Y COMPUTARIZADA

En esta sección se formulan requisitos adicionales para tomografía convencional y com-putarizada. Cuando no se exprese ningún criterio, se aplicarán los indicados en las dosprimeras secciones.

Tomografía convencional

Altura del corte

¤ La coincidencia entre la altura del corte indicada y la altura medida deberá estar dentrode ± 5 mm.

Incremento del plano de corte

¤ En el incremento de un plano de corte tomográfico al siguiente, la altura del corte debeser reproducible dentro de ± 2 mm.

Ángulo de exposición

¤ Los ángulos de exposición indicado y medido deben coincidir en un entorno de ± 5º enunidades que trabajen con ángulos superiores a 30º. Con ángulos más pequeños, la coin-cidencia deberá ser mayor.

Uniformidad de la altura del corte

¤ La densidad de la imagen en el orificio de un lámina de plomo deberá ser casi uniforme, obien debe variar en uniformidad de acuerdo con el esquema esperado en la unidad tomo-gráfica de que se trate. La imagen no debe reflejar solapamientos inesperados, incohe-rencias de exposición o asimetrías en movimiento.


Resolución espacial

¤ La unidad tomográfica debe ser capaz de resolver una trama #40 (1,6 Ip/mm).

Tomografía computarizada

Ruido de imagen

¤ La desviación típica de los números densitométricos en la región central de 500 mm2 ex-plorada en un fantoma de agua o su equivalente tisular, no se debe desviar en más del20% del valor en la línea de base.

Valores del número densitométrico

¤ La desviación de los valores de los números densitométricos en el agua o en material ti-sular equivalente y en materiales de densidades diferentes en una posición coherente enel campo debe ser inferior a ± 20 HU (Unidad Hounsfield) ó el 5%.

Uniformidad del número densitométrico

¤ La desviación típica de los números densitométricos medida en una región de 500 mm2

explorada en agua o en material tisular equivalente, en el centro y en la periferia de fanto-mas, debe ser menor o igual al 1,5% del valor en la línea de base.

Índice de dosis en tomografía computadorizada (CTDI)

¤ Los valores medidos del CTDI en una sola rebanada para cada filtro conformador de haz dis-ponible y por cada espesor de rebanada disponible no se debe desviar en más de ± 20%del valor en la línea de base.

Espesor de la rebanada irradiada

¤ La anchura completa a la mitad del máximo del perfil de dosis no debe diferir en más de± 20% de los valores en la línea de base.

Resolución de alto contraste (resolución espacial)

¤ Los valores medidos de la anchura completa a la mitad del máximo de la función de dis-persión puntual de una aguja, o la función de respuesta en los bordes, no debe diferir enmás de ± 20% del valor en la línea de base.

Resolución de bajo contraste

¤ Las agujas de poliestireno de 0,35 cm de diámetro insertadas en un fantoma de agua decuerpo uniforme deberán ser visibles en la imagen.


RADIOGRAFÍA DENTAL

En esta sección se formulan requisitos adicionales para equipos de radiografía dental.Cuando no se exprese ningún criterio, se aplicarán los indicados en las dos primeras seccio-nes.

Los criterios de este capítulo se refieren a equipo radiográfico dental que utilice una películaintra-oral (o una película extra-oral con el mismo equipo), pero excluyen el equipo de radio-logía dental panorámica. Los usuarios pueden aplicar también los mismos criterios al equi-po dental panorámico, pero en este caso deberán poner cuidado en que los criterioselegidos sean convenientes para esta aplicación. Para la radiografía cefalométrica, se pue-den aplicar los criterios referidos a instalaciones radiológicas de diagnóstico general a estetipo de equipo.

Calidad de la radiación

¤ El voltaje mínimo de funcionamiento del tubo debe ser 50 kV.

Filtración

¤ La filtración en el haz útil debe ser equivalente a 1,5 mm de Al como mínimo con voltajesde tubo de hasta 70 kV y a 2,5 mm si se superan los 70 kV.

Distancia foco-piel

¤ La distancia del foco a la piel debe ser de 20 cm como mínimo con equipo cuyosvoltajes máximos seleccionables superen los 60 kV, y de 10 cm como mínimo silos voltajes máximos seleccionables son de 60 kV o inferiores.

Tamaño del haz

¤ El diámetro del campo debe ser de 60 mm como máximo en el extremo exterior del apli-cador del haz.

Temporizador

¤ La exactitud debe ser del 20% como máximo.

¤ La precisión debe ser del 10% como máximo.

Rendimiento

¤ Con voltajes de tubo en el margen de 50-70 kV, el kerma en aire libre debe ser de 30-80�Gy/mAs a 1 m del foco.

MAMOGRAFÍA

Los valores que se mencionan en esta sección se basan en las recomendaciones de las di-rectrices europeas para el aseguramiento de la calidad en estudios mamográficos (CEC,1996b).


Generación y control de rayos x

Fuente de rayos x

Tasa de dosis

¤ La tasa de dosis a una distancia igual a la FFD (distancia foco-película) deberá ser de7,5 mGy/s como mínimo.

Distancia fuente-imagen

¤ La distancia fuente-imagen deberá cumplir la especificación del fabricante, y en generalserá mayor que 60 cm.

Alineación del campo de rayos x con el receptor de imagen

¤ Lado del tórax: los rayos x deben cubrir la película sin salir más de 5 mm fuera de la mis-ma. Lados laterales: los rayos x deben cubrir la película hasta los bordes.

Voltaje del tubo

Exactitud y precisión

¤ En tubos cuyos voltajes se sitúen entre 25 y 31 kV, la exactitud debe ser mejor que ± 1 kV;la precisión debe ser mejor que ± 0,5 kV.

Sistema de control automático de la exposición

Ajuste del control de densidad óptica

¤ La densidad óptica (incluidos base y velo, esto es, la densidad de fondo) en el punto dereferencia de la película revelada debe permanecer dentro de ± 0,15 DO del valor fijado.El valor fijado se suele situar en el margen de 1,3 a 1,8 DO, base y velo incluidos.

¤ El valor del escalón en el control de densidad óptica debe ser de 0,10-0,20 DO por es-calón.

Precisión a corto plazo

¤ La desviación del valor medio de las exposiciones debe ser inferior al 5%.

Precisión a largo plazo

¤ La precisión a largo plazo debe ser mejor que ± 0,20 DO del valor de la densidad ópticaen la línea de base.

Compensación del espesor del objeto

¤ Todas las variaciones de densidad del objeto deben estar dentro del margen ± 0,15 DOrespecto de la densidad óptica normal.


Compensación del voltaje del tubo

¤ Todas las variaciones de densidad óptica deben estar dentro del margen ± 0,15 DO.

Compresión

Fuerza de compresión

¤ La compresión del tejido del seno debe ser firme, pero tolerable. No hay valor óptimo co-nocido de la fuerza a ejercer, pero debe prestarse atención a la compresión aplicada y ala exactitud de la indicación. La fuerza máxima aplicada automáticamente se debe situaren el margen de 130 a 200 N (aproximadamente 13 a 20 kg).

Alineación de la placa de compresión

¤ Se admite una desalineación mínima; es aceptable que sea de 15 mm para carga asimé-trica en dirección del pezón, y menos de 5 mm para carga simétrica.

Parrilla antidifusora y receptor de imágenes

Parrilla antidifusora

¤ El factor de exposición del sistema de parrilla debe ser mayor que 3.

Sensibilidad de los chasis y variación del margen de densidad óptica cuando la exposición se realiza con los mismosajustes del equipo de rayos x con control automático de la exposición.

¤ El margen de exposición, expresado en mGy (ó mAs) debe estar dentro de ± 5% para to-dos los chasis.

¤ La diferencia máxima de densidad óptica entre todos los chasis debe ser menor que 0,20 DO.

Revelado de placas

Revelado de placas

¤ Base y velo (Dmin).La Dmin debe ser 0,2 DO.

¤ Índice de velocidad.La referencia al valor en la línea de base debe ser 10%.

¤ Contraste.El gradiente medio (Mgrad) debe ser mayor que 2,8.

¤ Rendimiento diario.El rendimiento diario del procesador se puede evaluar por densitometría. Después de ha-ber utilizado el procesador durante alrededor de una hora cada mañana y a la misma horaaproximada, todos los días, realizar la densitometría. La variabilidad de los parámetros sepuede calcular a lo largo de un período de tiempo, un mes por ejemplo.La variabilidad de todos los parámetros debe ser inferior a ± 10%.


Cuarto oscuro

Véase la sección anterior y ténganse en cuenta los criterios adicionales siguientes:

Depósito y chasis de película

¤ Sin velado especial.

Condiciones de visualización

Negatoscopio

¤ EI brillo debe estar situado en el intervalo de 2000 a 6000 cd/cm2. El nivel luminoso am-biental debe ser inferior a 50 lux.

Propiedades del sistema

Dosis de referencia

¤ El kerma del aire en la superficie de entrada debe ser menor que 10 mGy para un mani-quí de PMMA de 40 mm; menor que 12 mGy para un PMMA (polimetil-meta-acrilato)de 45 mm y menor que 20 mGy para un PMMA de 50 mm.

Calidad de imagen

¤ Resolución espacial.La resolución en ambos sentidos debe ser superior a 12 Ip/mm si se mide con probetassituadas 4 cm por encima de la mesa (sobre PMMA), y en la línea central, 6 cm dentro dela película desde la pared de la caja.

¤ Visibilidad con el contraste umbral.Para mediciones de contraste de detalles grandes con una probeta dentro de un maniquíde PMMA y 45 mm de espesor, se sugiere un valor límite del contraste 1,3% para un de-talle de 6 mm.

Tiempo de exposición

¤ El tiempo de exposición debe ser inferior a 2 s cuando se toma la imagen de un maniquíde PMMA de 45 mm.


BIBLIOGRAFÍA



COMISIÓN EUROPEA. Criterios para la aceptabilidad de instalaciones radiológicas (inclu-yendo radioterapia) y de medicina nuclear. Protección Radiológica 91. Luxemburgo, Comi-sión Europea, 1997.

COMISIÓN EUROPEA. Guía sobre los niveles de referencia para diagnóstico (NRD) en las ex-posiciones médicas. Protección Radiológica 109. Luxemburgo, Comisión Europea, 1999.

COMISIÓN EUROPEA. Directiva 97/43/EURATOM del Consejo de 30 de Junio de 1997 rela-tiva a la protección de la salud frente a los riesgos derivados de las radiaciones ionizantesen exposiciones médicas. Doc.397L0043. Diario Oficial no.-L180 de 09/07/1997P-0022-0027. Luxemburgo, Comisión Europea, 1997.

INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION. Protection of the Patientin Diagnostic Radiology. ICRP Publication Nº 34, Annals of the ICRP v. 9 Nº 2/3, 1982. Ox-ford, Pergamon, 1982.

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INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION. Radiological Protectionand Safety in Medicine. ICRP Publication 73, Annals of the ICRP v. 26 Nº 2, 1996. Oxford,Pergamon, 1996.


SELMAN, J. The fundamentals of x-ray and radium physics. 8 ed. Springfield, Illinois, USA,Charles C. Thomas, 1994.

SOCIEDAD ARGENTINA DE RADIOPROTECCIÓN. Protección Radiológica. Buenos Aires,SAR, /s.f./.


Silvia Alvarez

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MEDICINA NUCLEAR

El uso médico de fuentes abiertas de material radiactivo, generalmente conocido como me-dicina nuclear, consiste en la administración de radiofármacos al paciente para realizar me-diciones fisiológicas, obtener imágenes de órganos, glándulas y sistemas, o para llevar acabo ciertos tratamientos.

Para practicar un examen diagnóstico con radioisótopos hace falta disponer de moléculasmarcadas que tengan una afinidad específica con el órgano que se debe estudiar. Las dro-gas y compuestos marcados con radionucleidos específicos se depositan en el organismoen forma predecible, tanto en su localización como en la cantidad. Debido a que los proce-sos de eliminación son relativamente lentos, se deben emplear isótopos en los que la activi-dad decaiga rápidamente, es decir de corto período de semidesintegración. Las ventajas deemplear esta técnica consisten en que se puede estudiar el comportamiento fisiológico enforma simple, no invasiva, y con bajo riesgo para el paciente.

El tratamiento con radiofármacos, una parte de la medicina nuclear, es muy efectivo paraciertas enfermedades, tales como el hipertiroidismo.

Otro aspecto de la medicina nuclear es el empleo de técnicas in vitro que utilizan material ra-diactivo. Estos procedimientos no requieren la administración de material radiactivo al pacien-te, sino en una muestra biológica, usualmente sangre. Esta muestra se analiza en tubos deensayo utilizando la técnica de radioinmunoanálisis (RIA) para la determinación del contenidode hormonas, vitaminas, drogas, enzimas, antígenos de cáncer, etc.

La medicina nuclear es tratada a la largo de este capítulo de acuerdo al siguiente orden te-mático:

¤ Equipamiento empleado en medicina nuclear.

¤ Aspectos de seguridad radiológica en el diseño de instalaciones.


¤ Exposición médica: niveles de referencia en la administración de radiofármacos.

Con relación al marco regulatorio dentro del cual debe ser ejercida esta práctica, en materiade seguridad radiológica, en el Anexo de este libro se brinda la información correspondien-te. En carácter de introducción diremos que toda instalación que se proponga ejercer la me-dicina nuclear debe contar con una autorización de operación. Por otro lado, losespecialistas que ejercen esta práctica deben disponer de un permiso individual específico.Ambos documentos son extendidos por la Autoridad Regulatoria Nuclear, organismo decontrol y autoridad nacional en este campo.

Medicina nuclear - Capítulo 9 página 137

capítulo

9

Silvia Alvarez

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EQUIPAMIENTO EN MEDICINA NUCLEAR

En esta sección se describe el equipamiento característico empleado en un centro de medi-cina nuclear.

CALIBRADORES DE ACTIVIDAD O ACTIVÍMETROS

Su uso está destinado a la medición exacta y precisa de la actividad que se administrará alpaciente para la realización del estudio o del tratamiento. Se trata de una cámara de ioniza-ción gaseosa tipo pozo dentro de la cual se introduce el material radiactivo para su medición(Figura 1). La actividad del material radiactivo se mide en función de la corriente de ioniza-ción producida por las radiaciones emitidas por el radioisótopo que interactúa con el gas. Lacámara se sella, usualmente bajo presión, y tiene dos electrodos cilíndricos coaxiales quese mantienen a una diferencia de potencial; el espacio axial constituye el pozo. En el elec-trómetro asociado la diferencia de potencial se convierte en una señal de voltaje que se am-plifica, se procesa y finalmente se presenta, generalmente en forma digital, en forma deunidades de actividad (Bq o Ci). Esto es posible dado que para un determinado radionuclei-do, suponiendo una geometría fija y una respuesta lineal, la corriente de ionización es direc-tamente proporcional a la actividad. Sin embargo, la respuesta de una cámara de ionizacióna diferentes radionucleidos varía de acuerdo a sus energías. Por lo tanto, se necesita ajustarapropiadamente la señal para el tipo de radioisótopos que se mide; esto se logra colocandoen el activímetro selectores de isótopos.

Figura 1. Calibrador de actividad

página 138 Capítulo 9 - Medicina nuclear

BLINDAJE DE PLOMO

VOLTAJE

ELECTRODO EXTERNO

SOSTENEDOR DE LA MUESTRA ELECTRODO COLECTOR

SELECTOR DE RADIONUCLEIDO

CIRCUITO ELÉCTRICOPARA MEDICIÓN

PANTALLA

SISTEMAS DE DETECCIÓN PARA MEDICIONES “IN VITRO”

En general todos los sistemas para mediciones de radiación in vitro, (Figura 2), se basan endetectores de centelleo con un cristal de ioduro de sodio activado con talio.

Figura 2. Sistema de medición “in vitro”

El vial con la muestra se introduce en un pozo axial o transversal. Las radiaciones absorbi-das por el cristal generan luz, que da lugar a pulsos eléctricos en el fotocátodo de un tubofotomultiplicador al cual el cristal está ópticamente acoplado. Estos pulsos por medio de laelectrónica asociada permiten el análisis de la altura del pulso y su medición. La sensibilidaddel equipo depende de las dimensiones del cristal utilizado. La mayoría de los equipos paramediciones de radiación in vitro tienen selectores por medio de los cuales se obtienen lascondiciones de operación adecuadas para las mediciones rutinarias.

Los sistemas automáticos de medición pueden aceptar varios cientos de muestras quese miden en forma secuencial. Tales sistemas pueden incorporar dos o más canales elec-trónicos independientes permitiendo las mediciones simultáneas de más de un radionu-cleido.


CRISTAL DE Nal (TI)

BLINDAJE DE PLOMO

FOTOMULTIPLICADOR

MUESTRA AMPLIFICADOR ANALIZADORDE ALTURA DE PULSO

COMPARADOR TEMPORIZADOR

CONTADOR

VOLTAJE

GANANCIA BASE ANCHO

FUENTE DEALTO VOLTAJE

20

0

40

60

80

100

200 400 600 800 keV

ENERGÍA

NÚME

RORE

LATIV

ODE

PULS

OS

COMPTON

PICO DE ABSORCIÓN TOTAL

SISTEMAS PARA MEDICIONES DE RADIACIÓN � ”IN VIVO”

Como en el caso anterior, prácticamente todos los sistemas de detección, (Figura 3), se ba-san en detectores de centelleo con cristales de ioduro de sodio activado con talio. Se utili-zan cristales cilíndricos y la electrónica asociada permite la necesaria amplificación, análisisde la altura de pulso y su medición.

Figura 3. Sistema de medición “in vivo”

La sensibilidad del detector depende de las dimensiones del cristal en relación a las ener-gías de las radiaciones involucradas. Para energías medias, un cristal de 50 mm de diáme-tro y 25 mm de espesor es satisfactorio. Los cristales mayores mejoran la sensibilidadespecialmente para mayores energías.

Se debe rodear el detector con un blindaje de plomo para reducir su respuesta a la radiaciónambiental y se debe contar con un blindaje plomado que actuará como colimador para lo-grar las necesarias características direccionales. El detector blindado y colimado se montaen un soporte ajustable permitiendo que sea adecuadamente posicionado en relación conel paciente. Usualmente están provistos de colimadores intercambiables de modo que lascaracterísticas del detector se puedan adecuar a la situación clínica particular.

Entre los equipos de estas características se pueden citar:

¤ Brazo de captación¤ Centellógrafo¤ Cámara gamma planar¤ SPECT (tomógrafo por emisión de fotón único)¤ PET (tomógrafo por emisión de positrones)

BRAZO DE CAPTACIÓN

Este instrumento es el más sencillo y está destinado a determinar el porcentaje de incorpo-ración de yodo 131 en tiroides. Consiste en un cristal de ioduro de sodio activado con taliode dimensiones adecuadas para la energía del yodo 131 y un blindaje asociado al fotomulti-plicador cuya electrónica permite la amplificación, el análisis de la altura de pulso y la medi-ción. El número de cuentas leídas en el espectrómetro se compara con el número decuentas obtenidas a partir de un patrón. Este patrón o estándar consiste usualmente en un


COLIMADOR BLINDAJE DE PLOMO

CRISTAL DE Nal (TI)

AMPLIFICADOR

FOTOTUBO

ANALIZADORDE ALTURA DE PULSO

COMPARADOR TEMPORIZADOR

CONTADORANALÓGICO

GRABADORDE GRÁFICOS

CONTADORDIGITAL

IMPRESORADE LISTAS


GANANCIA BASE ANCHO

VOLTAJE

fantoma que simula el tamaño de la tiroides en un paciente normal conteniendo la actividaddel radionucleido necesaria para obtener la lectura de una captación normal.

CENTELLÓGRAFO

Este instrumento ha sido diseñado para producir una imagen en dos dimensiones de la dis-tribución de actividad por barrido de la región de interés en sucesivos pasos rectilíneos. Es-tos equipos (Figura 4a) permiten obtener la imagen del barrido como una distribución demarcas coloreadas o monocromas producidas por un marcador en un papel o impresionan-do una película fotográfica.

El detector del equipo usualmente posee un cristal de ioduro de sodio activado con talio de75 mm ó 125 mm de diámetro y 50 mm de espesor. Generalmente están provistos de coli-madores de plomo intercambiables (Figura 4b) para distintas situaciones clínicas. Estos coli-madores poseen agujeros múltiples cuyos ejes definen un punto focal. En la región delpunto focal, los campos de visión de todos los agujeros coinciden, de modo que la sensibili-dad del detector colimado es mucho mayor que en cualquier otro punto. El plano perpendi-cular al eje del colimador a través del punto focal es el plano focal y la distancia desde lacara expuesta del colimador al punto focal es la distancia focal.

Otros parámetros importantes son la resolución espacial, que expresa la capacidad parapercibir detalles en la distribución de actividad en el plano focal, y la profundidad del foco,que expresa el modo en el cual esta capacidad disminuye a lo largo del eje en cualquier lu-gar fuera del plano focal.

La distancia focal óptima para este tipo de equipos es aproximadamente de 7 cm, siendo,por lo tanto, especialmente adecuado para el diagnóstico de la glándula tiroides.

Figura 4a.Esquemade uncentellógrafo


CABEZADETECTORA

AMPLIFICADOR ANALIZADOR DEALTURA DE PULSO

COMPARADOR

CONTADOR

PROCESADORDE PANTALLA


PANTALLA

MECANISMO CONTROLADOR DEL DETECTOR

GANANCIA BASE ANCHO

VOLTAJE

Figura 4b.Colimadoresde uncentellógrafo

CÁMARA GAMMA

Este equipo utiliza un cristal de ioduro de sodio activado con talio de poco espesor y grandiámetro con un mayor número de fotomultiplicadores, una electrónica más compleja y unsistema de procesamiento de datos por computadora. La Figura 5 muestra la sección de uncabezal detector y los bloques representativos de la electrónica asociada

Figura 5.Corteesquemáticode uncabezaldetector deuna cámaragamma


CRISTAL DE Nal (TI)

PUNTO FOCAL

PLANO FOCAL

DISTANCIA FOCAL

PLOMO

D

d

COLIMADORDEL LADODEL PACIENTE

COLIMADORDEL LADODEL DETECTOR

X

Y

Z

% Z

% Z

PHA

X

YHABILITACIÓN

X

Y

HABILITACIÓN

XYHABILITACIÓN

ADC

FUENTE DE ALTA TENSIÓN

PULSO ARITMÉTICO CORRECCIÓN DE ENERGÍA

OSCILOSCOPIODE PERSISTENCIA

DISPOSITIVODE PANTALLA

PROCESADORDE DATOS

PREAMPLIFICADOR

TUBOSFOTOMULTIPLICADORES

LUZ DE GUÍA

COLIMADOR

CRISTAL DE IODURODE SODIO

Los fotones emitidos por el paciente o la fuente de calibración llegan al cristal después depasar por el colimador de plomo. Los colimadores utilizados pueden ser de diferentes tipossegún los agujeros paralelos: divergentes y convergentes. La elección del colimador se rea-liza de acuerdo a la situación clínica en estudio y a la energía del radionucleido empleado.

La interacción del fotón en el cristal produce una emisión luminosa y por intermedio del siste-ma electrónico asociado se traduce en información posicional (Figura 6). El sistema compren-de, asimismo, un instrumento que permite obtener la imagen por pantalla y su posteriorimpresión en papel o en película fotográfica. Las imágenes que se obtienen son planares.

Los cristales de las cámaras gamma generalmente tienen dos diámetros correspondientesa pequeños o grandes campos de visión, de 30 y 40 cm de diámetro respectivamente y es-pesores variables entre 3,2 y 12,7 mm. El diámetro del cristal determina el área del pacien-te que se obtendrá en una imagen simple. El espesor del cristal influencia varios parámetrosde performance, en particular la resolución espacial y la sensibilidad.

Figura 6.Sistema decoordenadasde unacámaragamma

Cualquier daño en el cristal resulta en una cámara gamma inoperante que requiere el costo-so reemplazo del cristal. La gran superficie, las características higroscópicas y naturalezaquebradiza del cristal, requieren un cuidado constante para evitar el daño del cristal, espe-cialmente durante el proceso de cambio del colimador. Dejando el colimador montado so-bre el cristal cuando no está en uso, normalmente se protege el cristal de choquesmecánicos y de rápidas fluctuaciones de la temperatura ambiente. Sin embargo, el dañosúbito o gradual ocurre indefectiblemente. Por esta razón el control del cristal es una carac-terística importante del control de calidad.

SISTEMA DE TOMOGRAFÍA POR EMISIÓN DE FOTÓN ÚNICO (SPECT)

El tipo más común de tomografía por emisión de fotón único se compone de una cámara decentello convencional montada sobre un armazón especial y conectada a una computadora.


Y+

Y-

X- X+C

B

A

CENTELLEO A

X

Y

X

Y

CENTELLEO B

X

Y

CENTELLEO C

Este equipo permite obtener imágenes tomográficas. Dado que el paciente debido a la in-corporación del radiofármaco emite radiación, se la llama tomografía por emisión para dife-renciarla de la tomografía convencional que utiliza la transmisión de rayos x a través delpaciente. Los isótopos que se utilizan son los mismos que cuando se realizan estudios concámaras gamma planares convencionales. Las imágenes tomográficas tienen grandes ven-tajas sobre las imágenes planares ya que en estas últimas (imágenes en dos dimensionesde distribuciones radiactivas de tres dimensiones) hay superposición de información de pla-nos vecinos al plano a investigar. Este hecho se evita con la tomografía, lográndose un au-mento de la relación señal/ruido y al mismo tiempo mayor detectabilidad.

Para producir las imágenes tomográficas (cortes tomográficos del paciente), es necesarioobtener imágenes haciendo girar el sistema de detección alrededor del paciente. Para cadaposición angular se obtiene una proyección de la distribución del radioisótopo dentro del pa-ciente en base a cuyos datos se reconstituye la imagen tomográfica por un procedimientomatemático.

Hay diferentes tipos de SPECT que se diferencian fundamentalmente en la configuracióngeométrica del conjunto pie - cabezal detector - camilla. La asociación de estos elementosdebe ser una estructura sólida, estable y que no vibre ni oscile cuando se adquieren los da-tos alrededor del paciente.

Existen equipos construidos con un anillo de detectores fijos (cristales de ioduro de sodioactivados con talio), con una geometría similar al tomógrafo convencional, pero con estetipo de equipos no se pueden obtener imágenes planares, siendo este un inconveniente yaque habitualmente estos equipos se utilizan para ambas técnicas.

La forma del cristal puede ser circular o rectangular (estos últimos de mayor campo de vi-sión) con un espesor variable entre 6,35 mm y 9,52 mm.

El paciente se localiza sobre una camilla volante, con apoyo en un solo extremo, para que elcabezal pueda rotar sobre el mismo a la menor distancia posible, para lograr una mejor resolu-ción. La camilla debe tener movimiento en los dos ejes: para poder introducirse en el puente ogantry (sistema mecánico que sostiene al cristal detector-colimador y permite rotarlo alrede-dor del paciente) ubicando el órgano de interés de tal manera que quede en el campo de vi-sión del detector, y para subir y bajar para que el órgano se ubique cerca del eje de rotación. Eleje de la camilla debe coincidir con el eje de rotación y este a su vez con el centro de la matrizde la computadora, a su vez, debe ser paralelo a la cara del colimador. Se asegura de esta ma-nera que los cortes transversales de los pacientes estén en el plano perpendicular al eje de ro-tación. Para eso las camillas deben estar construidas de un material rígido que no se flexione.Al mismo tiempo el material debe ser poco atenuante, para evitar diferencias de atenuaciónentre las proyecciones anteriores y laterales respecto de las posteriores. Controles de posi-ción ubican al paciente correctamente para la obtención de la imagen.

TOMÓGRAFO POR EMISIÓN DE POSITRONES (PET)

Los compuestos que se utilizan como radiotrazadores (radiomarcadores) son 11C, 13N, 15O y18F. Estos elementos (emisores de positrones) emiten radiaciones que pueden ser detecta-das por el tomógrafo. Estos radioisótopos tienen períodos de semidesintegración muy cor-tos, por lo que se deben producir en las proximidades del tomógrafo. Por lo tanto, la


utilización eficiente de un tomógrafo por emisión de positrones, necesita de la instalaciónde un ciclotrón generador de radioisótopos y de un laboratorio de radioquímica.

Las ventajas del PET sobre las técnicas convencionales de diagnóstico por imágenes son,entre otras, la mayor sensibilidad y resolución de las imágenes y la posibilidad de realizarestudios dinámicos, permitiendo un mejor diagnóstico con el empleo de radioisótopos decompatibilidad biológica.

Calibración en el tomógrafo por emisión de positrones PET

El tomógrafo por emisión de positrones (PET) consiste en una serie de cristales detectoresque forman un anillo. El sistema de detección de radiación de aniquilación está formado porcristales detectores gamma de alta densidad (germanato de bismuto, fluoruro de bario) encombinación con fotomultiplicadores de alto rendimiento, ambos adecuados para la detec-ción de la radiación de aniquilación de 511 keV.

El bloque de cristales y fotomultiplicadores se localiza en un puente que aloja además elconjunto del colimador, los láseres para el alineamiento del paciente, el soporte para unafuente rotativa provista para el montaje de los fantomas y fuentes anulares para usar enpruebas, calibraciones y procedimientos de obtención de imágenes. El puente alberga, ade-más, el sistema eléctrico y de refrigeración. Se puede mover en su base sobre un eje axialvertical y horizontal; estos movimientos se realizan por medio de un motor y se controlandesde ambos lados de la camilla. El sistema presenta el grado de angulación en un display.El movimiento rotacional del sistema de detección se controla por computadora.

Se obtienen dos tipos de imágenes de transmisión y de emisión. Las imágenes de transmisiónse obtienen utilizando un fantoma de transmisión que consiste en una serie de tubos circularesalineados con los anillos circulares de detectores. Este fantoma de transmisión se llena conmaterial radiactivo que emita positrones, el paciente en posiciona en el puente y se obtienen lasimágenes. Este estudio provee las mediciones para la atenuación de cada línea de respuesta através de distintos objetos tales como el paciente y la camilla en el campo activo de visión paralograr la corrección cuantitativa de la atenuación en las imágenes tomográficas.


SEGURIDAD RADIOLÓGICA DE LAS INSTALACIONES

En un centro de medicina nuclear, el cuarto caliente debe ser de uso exclusivo para el depó-sito y fraccionamiento de material radiactivo. Su ubicación debería ser próxima al cuarto deaplicación para minimizar el movimiento de actividad.

Los pacientes a los que se les ha administrado material radiactivo deben contar con salasde espera separadas. Estos pacientes constituyen una fuente de radiación y si bien la tasade dosis en su cercanía inmediata no es suficientemente alta como para dar dosis significa-tivas a otros pacientes o al personal que se encuentre en el mismo recinto, la sala de esperano debería ubicarse inmediatamente adyacente al área de recepción dado que el personalallí ubicado podría exceder con facilidad 1 mSv/año.

El diseño debe prever baños exclusivos para los pacientes con material radiactivo administra-do. En los mismos deberían colocarse carteles requiriendo que los pacientes laven bien susmanos y dejen correr abundante agua luego de oprimir el botón del depósito del inodoro.Este baño, donde existe alta probabilidad de contaminación no debe ser usado por miem-bros del personal o del público y debería estar diseñado y construido de manera de posibili-tar una fácil descontaminación. Este baño debe estar señalizado.

El diseño del centro de medicina nuclear debería prever también espacios amplios para la ins-talación de equipos. Si existe más de un equipo, estos deben estar en cuartos diferentes o se-parados suficientemente como para reducir las dosis al personal y pacientes e incluso impedirque un equipo reciba radiación espuria proveniente de otro. El tamaño del recinto debería sertal que el operador pueda mantenerse a una distancia del paciente mayor que 2 m, durante eltranscurso del estudio (si la condición del paciente así lo permite). Alternativamente podríaimplementarse el uso de blindajes móviles.

Los brazos de captación tiroidea y cualquier otro equipo contador sensible, deberían mante-nerse separados (distancia o blindaje) de los pacientes inyectados, o de áreas de almace-namiento de material radiactivo.

BLINDAJES

Los blindajes estarán destinados primariamente a atenuar radiación gamma pero tambiénresulta necesario implementar protección contra emisores beta de alta energía tales comofósforo 32 o itrio 90. El blindaje más común contra radiación gamma es el plomo, en cambiola radiación beta requiere materiales de bajo número atómico tales como el acrílico paraprevenir bremsstrahlung.

En un centro de medicina nuclear los ejemplos más comunes de configuraciones de blinda-je incluyen: pantallas de ladrillo para el fraccionamiento de material radiactivo con visoresde vidrio plomado, blindajes para jeringas, blindajes para almacenamiento de material ra-diactivo, recipientes blindados para decaimiento de residuos radiactivos, etc. Adicional-mente puede resultar necesario incorporar blindajes a las paredes de algunos recintos,tales como, los cuartos de preparado y almacenamiento de material radiactivo.


De los generadores de molibdeno 99 / tecnecio 99m se eluye una solución de tecnecio 99mque emite radiación gamma de 140 keV, y teniendo en cuenta que un generador puede con-tener actividades del orden de las decenas de Gbq se requerirá un blindaje de aproximada-mente 50 mm de plomo, para su guarda.

Durante la preparación y administración de las actividades que se administran al paciente,la exposición de las manos del técnico resulta significativa. Sostener una jeringa sin blindajeque contenga 740 MBq (20 mCi) de tecnecio 99m implica una tasa de dosis en mano (en laporción de los dedos en contacto con el material radiactivo) de hasta 220 mGy/h. El uso dejeringas blindadas reduce sustancialmente las dosis. También existen porta-jeringas blinda-dos para el transporte de las actividades inyectadas. Tanto los blindajes individuales de lasjeringas como los dispositivos porta jeringas debieran monitorearse rutinariamente paraevitar contaminaciones.

El emisor beta más comúnmente usado es el fósforo 32 que emite radiación beta de 1,71 MeV,la cual puede penetrar hasta 8 mm en el cuerpo y producir por lo tanto altas dosis en piel yen retina, por lo cual resultan imprescindibles los blindajes acrílicos en mesadas de trabajopara fraccionamiento y guarda de residuos, jeringas, viales y pipetas.

El yodo 131 emite radiación gamma con diferentes energías siendo predominante la de360 keV. Por lo tanto, las fuentes de alta actividad empleadas en terapia deben almacenar-se detrás de blindajes de plomo de 50 mm.

VENTILACIÓN

Aquellos recintos en los cuales se utilizan fuentes abiertas que puedan dar lugar a aerosoleso gases deberían contar con un sistema de ventilación apropiado e incluso en algunos ca-sos (marcación de moléculas) debería preverse el uso de campanas o cajas de guantes.

PILETAS

Un diseño adecuado de un cuarto caliente de radiofarmacia debería incluir dos piletas cons-truidas de material fácilmente descontaminable, una “pileta caliente” para disponer losresiduos radiactivos de muy baja actividad que admiten la eliminación por desagües y otra“pileta fría” para lavado de material de vidrio y usos similares. Idealmente debería contarsecon una tercera pileta cercana a la salida del recinto para lavarse las manos al finalizar la ta-rea en el cuarto. Las manos deberían secarse con toallas descartables o con aire caliente.

La pileta caliente debe tener algún sistema para prevenir rebalses y su drenaje debe ser di-recto (sin sifón). El material más apropiado es el acero inoxidable y los sistemas de control“sin manos”, por ejemplo a pedal, del flujo de agua son altamente recomendables para mi-nimizar las contaminaciones.

ACABADO DE SUPERFICIES

El piso del cuarto caliente, el local de administración de radiofármacos y las salas de medi-ción y almacenamiento de material radiactivo así como otros locales donde puedan prever-se contaminaciones, debe revestirse con algún material impermeable fácil de lavar y


resistente a los ataques químicos. Un alto contenido de polivinilclorato (30% a 75% enpeso) hace que la superficie sea fácilmente descontaminable. La cubierta debería tener unasuave curvatura hacia las paredes y deberían minimizarse las juntas a fin de disminuir zonasde acumulación de contaminación difícil de remover.

Las paredes deben ser recubiertas con material tipo epoxi hasta una altura razonable (50 cm)para que en el caso de eventuales salpicaduras, se facilite la descontaminación. Del mismomodo que en los pisos, deben sellarse las juntas.

Las superficies de las mesadas deberían reunir las mismas condiciones de impermeabilidady facilidad de descontaminación que las paredes.

Debería preverse el refuerzo estructural necesario en aquellas mesadas que soporten mu-cho peso debido a los blindajes locales de plomo.

REQUISITOS MÍNIMOS PARA UN LABORATORIO DE MEDICINA NUCLEAR

Laboratorio de radiofarmacia o cuarto caliente: cuarto de uso exclusivo destinado al depósito y frac-cionamiento de material radiactivo. Debe estar diseñado teniendo en cuenta el nucleidoque almacenará, siendo sus medidas mínimas de 1,50 m x 2,00 m. Debe estar adecuada-mente señalizado y disponer de una puerta con cerradura y llave.

Cuarto de aplicación: se debe contar con un lugar adecuado para la administración del materialradiactivo al paciente.

Sala de espera: para pacientes con material radiactivo incorporado separada de la sala de es-pera general.

Cuarto de medición: un local por cada equipo de medición cuyas dimensiones dependerán delequipo de medición que se utilice (centellógrafo, brazo de captación, cámara gamma,SPECT o PET).

Baño para pacientes con material radiactivo incorporado: debidamente identificado pues el paciente eli-mina parte del radiofármaco por orina y se debe considerar la posibilidad de contaminaciónde los sanitarios evitando su uso por miembros del público y del personal de servicio.

Además se debe disponer de un local especialmente acondicionado para pacientes a loscuales se les haya suministrado radiofármacos con fines terapéuticos.

El equipamiento mínimo requerido para la operación consistirá en:

a. Monitor portátil de radiación y contaminación con respuesta adecuada para los radionu-cleidos y actividades empleadas.

b. Calibrador de actividades que utilice como sistema de medición una cámara de ioniza-ción.

c. Equipos de medición “in vivo” en cantidad y tipo acordes con la autorización solicitada.


REQUISITOS MÍNIMOS PARA UN LABORATORIO DE RADIOINMUNOANÁLISIS

El laboratorio de radioinmunoanálisis debe estar en un cuarto separado, es decir, no com-partir el cuarto caliente del servicio de medicina nuclear. Deberá ser de uso exclusivo conmedidas mínimas de 1,50 m x 2,00 m, poseer puerta para cerrar con llave y estar adecua-damente señalizado. Debe poseer superficies impermeables (mesada y sobremesada has-ta 50 cm). Deberá tener una pileta sin sifón destinada para el lavado de material. Deberátener un lugar donde dejar decaer los tubos utilizados en cada práctica. El equipamiento mí-nimo es un espectrómetro con pozo.


Las instalaciones médicas que utilicen fuentes radiactivas no encapsuladas con fines diag-nósticos o terapéuticos deben contar con un programa de protección que comprenda lasexposiciones de trabajadores basándose en los tres principios fundamentales de la protec-ción radiológica:

¤ Justificación de la práctica.

¤ Optimización de la protección.

¤ Limitación de dosis.

Las dosis de radiación que reciban los trabajadores expuestos, en una dada instalación opráctica de medicina nuclear, no podrán superar el valor de 6 mSv en un año. La restricciónes aplicable al personal que cumpla una jornada laboral de ocho horas. Cuando la jornada delabor sea menor deberá aplicarse la parte proporcional del valor establecido.

Un servicio de medicina nuclear puede comprender desde un pequeño centro operado porun reducido plantel, donde se realice un limitado número de procedimientos diagnósticossimples hasta un gran departamento con un completo staff de profesionales médicos, físi-cos y técnicos donde se desarrolle una amplia gama de procedimientos complejos. Desdeestudios diagnósticos con equipamiento de alta tecnología y procedimientos terapéuticoshasta investigación biomédica.

Un programa de protección radiológica para aplicaciones médicas de fuentes abiertas de-berá considerar aspectos de protección desde la recepción del material radiactivo hasta lagestión y/o disposición de los residuos radiactivos. El paciente al que se le haya administra-do material radiactivo deberá ser también considerado como una fuente de radiación. Por lotanto el programa deberá incluir:

¤ Procedimientos para la recepción y almacenamiento seguro del material radiactivo asícomo un adecuado registro de contabilidad de las fuentes de radiación.

¤ Procedimientos para el manipuleo del material radiactivo en el laboratorio de radiofarma-cia, en el área de administración de radiofármacos y en las etapas diagnósticas y clíni-cas.

¤ Procedimientos para la disposición de los residuos radiactivos de acuerdo con los reque-rimientos de la Autoridad Regulatoria.


¤ Monitoraje personal y de área.

¤ Registros.

¤ Control del equipamiento.

¤ Procedimientos de emergencia.

¤ Procedimientos de garantía de calidad en todas las etapas de la práctica.

A fin de identificar las medidas de protección que son necesarias en un departamento demedicina nuclear un método práctico consiste en realizar una clasificación de la instalaciónsobre la base del riesgo. El parámetro primario que determine el riesgo será la actividad to-tal empleada y en segundo lugar la radiotoxicidad de los radionucleidos a emplear y el tipode operaciones que se lleven a cabo. Los riesgos asociados a esta práctica son la irradia-ción externa y la contaminación interna (por ingestión o inhalación).

CONTROL SOBRE EL MATERIAL RADIACTIVO

Una de las tareas básicas de control del material radiactivo es la contabilidad de los radio-nucleidos utilizados y de los que son eliminados como desecho.

Para mantener este control deberá existir un adecuado sistema de registro que permita ha-cer un seguimiento de cada partida de radionucleidos desde el momento en que se ordenasu compra hasta su utilización y posterior disposición como residuo o su transferencia a al-guna institución autorizada. El sistema debe ser tal que permita en todo momento saberqué radionucleidos se están manejando y su comparación con el stock real debería eviden-ciar las discrepancias.

La mayoría de los radinucleidos que se emplean en un servicio de medicina nuclear ingresana la institución como bultos tipo A y una pequeña cantidad, como los kits de RIA, se trans-portan como bultos exentos (véase capítulo 5).

El material radiactivo sólo puede ser adquirido a proveedores autorizados y a la inversa, losproveedores, sólo deberán vender a usuarios autorizados por lo cual, tanto el vendedorcomo el comprador, deberían solicitar copia de las respectivas autorizaciones.

Todo material radiactivo obtenido por préstamo o cesión de otra institución o usuario debe-rá ser tratado como una compra y estará sujeto a idénticos requisitos en cuanto a la tenen-cia de las respectivas autorizaciones.

Un procedimiento adecuado para la recepción de material radiactivo debe incluir:

¤ Examen del bulto recibido (embalaje adecuado, integridad, etiquetado) y de la documen-tación acompañante.

¤ Monitoraje de la radiación externa.

¤ Monitoraje de la contaminación externa removible.

¤ Pronta notificación a la Autoridad Regulatoria en caso de deficiencias o daños significati-vos en el bulto.


¤ Medidas de confinamiento del bulto dañado o contaminado si lo hubiere.

¤ Lugar adecuado para guarda de material radiactivo.

MONITORAJE PERSONAL Y DE ÁREA

Un programa de protección radiológica en medicina nuclear, debería incluir las previsionespara un adecuado monitoraje personal y de área.

Los objetivos del monitoraje son: la detección de los posibles apartamientos de los procedi-mientos operativos correctos, la determinación de cualquier pérdida de control sobre lasfuentes resultante de fallas en la contención del material radiactivo y la prevención de la dis-persión de la contaminación que no solo puede contribuir a exposiciones indeseadas de laspersonas, sino que también puede afectar el funcionamiento de equipos de medición debajo fondo. Un objetivo adicional del monitoraje es el de proveer información que contribuyaa la definición o revisión de procedimientos operativos.

Monitoraje personal

El personal de un servicio de medicina nuclear que trabaja rutinariamente en contacto conmaterial radiactivo en tareas de radiofarmacia, administración de dosis, atención de pa-cientes que han recibido radiofármacos, etc., debe contar con dosimetría personal, me-diante dosímetros (film, TLD) de cuerpo entero y de extremidades en los casos quecorresponda. El personal involucrado rutinariamente en el tratamiento de pacientes conyodo 131 debería ser incluido en un programa de monitoraje de la contaminación interna através de mediciones de captación tiroidea con frecuencia apropiada.

El monitoraje de la contaminación externa del personal puede implementarse si fuera nece-sario mediante le instalación de un monitor adecuado de pies y manos cerca de la salida delcuarto caliente.

Monitoraje de área

Los dos tipos básicos de monitoraje de área son: el monitoraje de la radiación externa queconsiste en la medición de los niveles de tasa de dosis equivalente ambiental en diversospuntos significativos de la instalación y el monitoraje de la contaminación que consiste prin-cipalmente en la determinación de la presencia o no de material radiactivo depositado ensuperficies. En algunas circunstancias se deberá llevar a cabo también un monitoraje de lacontaminación en aire por la presencia de gases o aerosoles radiactivos.

La elección del instrumental para el monitoraje de la radiación externa deberá tener encuenta el tipo y energía de la radiación a detectar y las tasas de dosis esperadas. En instala-ciones de medicina nuclear donde se utilice un variado espectro de radionucleidos, deberáconsiderarse el uso de instrumentos, regularmente calibrados, con una respuesta ampliaen energía.

En locales tales como el laboratorio de radiofarmacia donde se pueden alcanzar niveles sig-nificativos de radiación pueden instalarse monitores fijos de tasa de dosis con niveles dealarma ajustables.


La contaminación puede ser:

1. Del aire cuando es causada por la liberación de gases o aerosoles radiactivos. La conta-minación del aire en un servicio de medicina nuclear puede deberse a los radionucleidosempleados en estudios de ventilación pulmonar (tecnecio 99m, xenón 133) o bien a técni-cas donde se utilicen yodo 131 o yodo 125.

2. Superficial cuando afecta el exterior de una persona (ropas, piel), equipo o material. Lacontaminación superficial puede a su vez ser removible cuando puede transferirse a otrassuperficies o fija cuando no se hace posible la remoción.

Los dos métodos básicos de detección de la contaminación superficial son los frotis (sweeptests) y la medición directa con monitores portátiles. La determinación de contaminaciónen aire se hará a través de la toma de muestras con filtros apropiados (véase capítulo 6).

Para prevenir contaminación de la piel y/o ingestión accidental de radionucleidos, se deberá:

a. Usar delantales (de ser posible descartables) para cubrir las ropas.

b. Usar guantes descartables cada vez que se manipulen fuentes abiertas (elución de gene-radores, inyección de radiofármacos, etc.).

c. Usar pañuelos descartables.

d. Quitarse guantes y guardapolvo y lavarse las manos antes de salir a comer o beber.

e. No comer, beber, fumar o colocarse cosméticos en áreas controladas.

f. Si existe algún riesgo de salpicadura, protegerse los ojos.

g. No utilizar nunca una pipeta con succión bucal. Emplear pipetas automáticas o jeringaspara fraccionamiento del material radiactivo.

h. Realizar bajo campana el fraccionamiento de yodo.

Para impedir la diseminación de la contaminación:

a. Siempre que sea posible, llevar a cabo todas las operaciones que involucren fuentes se-lladas sobre una bandeja de goteo cubierta con material absorbente que deberá ser descar-tado si se sospecha una contaminación.

b. Ser muy cuidadoso al expulsar el aire de las jeringas.

c. Transportar las jeringas dentro de sus blindajes en una bandeja apropiada.

d. No tocar otros objetos si se sospecha que los guantes pueden estar contaminados y des-cartarlos como residuo radiactivo según los procedimientos correspondientes.

Para minimizar el riesgo por irradiación externa:

a. El material radiactivo debe guardarse dentro de contenedores con blindaje apropiadocuando no se usen.

b. Los viales sin blindaje deben manipularse con pinzas largas.

c. Deben usarse portajeringas blindados siempre que sea posible.

d. Las actividades fraccionadas para cada estudio deben mantenerse blindadas hasta elmomento de su uso y si alguna no se utilizara deberá retornarse al cuarto caliente.

e. El personal debe mantenerse lo más alejado que su actividad se lo permita del materialradiactivo y realizar las tareas que impliquen manipulación en el menor tiempo compatiblecon una operación segura.


ACCIONES EN CASO DE UNA CONTAMINACIÓN SUPERFICIAL

Se debe evaluar, en primer lugar, la magnitud de la contaminación. Si los valores halladoscorresponden a los de una contaminación mayor debe medirse la tasa de dosis en el área.Si estos valores son aceptables (por ejemplo, 100 µSv/h) se puede proceder a la inmediatadescontaminación. Si la tasa de dosis es alta y el radionucleido tiene período de semidesin-tegración corto puede resultar más conveniente sellar la superficie contaminada (por ejem-plo, con una cubierta de polietileno) hasta que la actividad decaiga a niveles aceptables.

Las acciones a seguir en este caso son las siguientes:

¤ Trasladar a los pacientes y el personal fuera del local, siempre que esto pueda hacersede manera segura. La atención de los requerimientos médicos de cualquier personadebe considerarse prioritaria.

¤ Contener el derrame de material con papel absorbente. Señalizar el área y prevenir el in-greso de personas a la misma.

¤ Informar al responsable de protección radiológica.

¤ Asegurarse que las personas que abandonen el área contaminada no hayan sido salpica-das o no han tocado de alguna manera la superficie contaminada.

¤ Usar un monitor de contaminación adecuado para chequear la posible contaminaciónexterna de las personas que dejan el área. Esto no será posible para pacientes que hayansido inyectados con un radiofármaco. A ellos puede hacérseles un frotis con algodón ymedirlo, asumiendo que se ha arrastrado 1/10 de la actividad presente.

¤ Si se detecta contaminación, lavar manos, brazos y cara con agua y jabón. Si se han con-taminado otras partes del cuerpo puede usarse una ducha. Cualquier herida debe lavarsecon abundante agua.

¤ El personal que lleve a cabo la descontaminación deberá usar guantes, cubre-zapatos ydelantales descartables.

¤ Levantar el material de vidrio u otros materiales punzantes o muy contaminados, conpinzas.

¤ Absorber las salpicaduras visibles con toallas de papel teniendo especial cuidado de noesparcir la contaminación.

¤ Emplear un detector adecuado para localizar otros focos de contaminación.

¤ Lavar las áreas contaminadas con papel humedecido con alguna solución descontami-nante.

¤ Toda la indumentaria de protección personal empleada en la descontaminación y el ma-terial contaminado deben ser introducidos en bolsas plásticas que deben sellarse y eti-quetarse para ser gestionadas como residuos radiactivos.

¤ Informar el incidente a la ARN.

La contaminación superficial debe ser reducida a los niveles más bajos que resulte alcanza-ble. Si no pudiera lograrse una buena descontaminación, la superficie debe sellarse y aislar-


se hasta que la actividad decaiga a niveles aceptables o realizar algún otro tipo demaniobras para remover los materiales contaminados.

Si la cantidad de material radiactivo derramada corresponde a una dosis de diagnóstico oinferior, puede hablarse de una contaminación menor y sólo serán de aplicación algunas delas recomendaciones anteriores.

Materiales y equipos que deben formar parte de un botiquín de descontaminación: monitorportátil de contaminación superficial, cintas de separación y señalización de áreas, guan-tes, cubre-zapatos y delantales descartables, toallas de papel y descontaminantes, gasa de10 x 10 cm, pinzas de mango largo, bolsas de polietileno de diversos espesores, detergen-tes descontaminantes comerciales, palas y recipientes plásticos, polvo limpiador, tijeras,cinta adhesiva.

GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS

Existen dos aproximaciones principales al tema de la disposición de residuos radiactivos.Una posibilidad es la “dilución y dispersión” y la otra el “confinamiento y contención”. Elconcepto de dilución y dispersión es aplicable a bajas actividades de radionucleidos de pe-ríodo corto que con un breve tiempo de decaimiento alcancen niveles de actividad compa-rables con el fondo natural de radiación. El tecnecio 99 m cuyo período es de 6 horas decaea niveles comparables con el fondo natural en aproximadamente 3 días.

Una instalación de medicina nuclear típica producirá la mayoría de sus residuos dentro dedos categorías:

¤ Residuos líquidos conteniendo radionucleidos de período corto.

¤ Residuos sólidos contaminados con radionucleidos de período corto.

En la mayoría de los casos será posible tratar a la primera categoría mediante el conceptode dilución y dispersión y los residuos sólidos normalmente deberán ser almacenados porun lapso breve (10 períodos) hasta poder disponerlos como residuo convencional o patoló-gico, según corresponda.

Los aspectos operativos de la gestión de residuos comienzan con las etapas de recoleccióny segregación.

Existe una amplia variedad de formas para clasificar los residuos con el propósito de efec-tuar su segregación. En todas ellas deben tomarse en cuenta los siguientes aspectos: ca-racterísticas radiológicas (período de semidesintegración, actividad específica), característi-cas fisicoquímicas (sólido, líquido, orgánico) y procedencia (laboratorio o proceso del queproviene).

En cuanto al material que se almacenará para su decaimiento, deberá cumplir con algunascondiciones que garanticen su acondicionamiento seguro y la posibilidad de llevar a cabolos controles de seguridad radiológica necesarios. Para ello:


¤ Los residuos radiactivos deberán almacenarse en forma separada del material radiactivoen uso y alejados de otro material no radiactivo, especialmente de aquel que impliqueriesgo de incendio, explosión o toxicidad.

¤ Los residuos radiactivos deben estar segregados por nucleido y fecha probable de elimi-nación.

¤ El lugar elegido para el almacenamiento debe estar separado de las áreas de trabajo ydel público y deberá contar con una señalización adecuada.

¤ El lugar elegido para el almacenamiento debería ser suficientemente amplio como parapermitir una estiba ordenada de los contenedores de modo que una simple inspecciónvisual permita distinguir entre las diferentes categorías de residuos almacenados.

¤ Las superficies del local de almacenamiento deben ser impermeables y fácilmente des-contaminables.

¤ Toda vez que se almacenen radioisótopos que puedan producir gases o aerosoles radiac-tivos (yodo 131, yodo 125, carbono 14, etc.), el local debe contar con una ventilaciónadecuada.

¤ Se deberán implementar blindajes apropiados en los contenedores de decaimiento paraque en ningún lugar accesible se superen los límites de dosis.

¤ Los residuos deben estar contenidos en recipientes adecuados (bolsas plásticas, bote-llas, recipientes de plástico duro, etc.) y la contaminación superficial no podrá excederlos valores permitidos para su transporte seguro.

¤ El acondicionamiento de los residuos debe ser tal que la integridad de los bultos puedaasegurarse durante todo el tiempo de almacenamiento. Aquellos contenedores que al-berguen residuos líquidos deberían ubicarse sobre material absorbente para prevenir ladispersión de contaminación en caso de rotura o pérdida.

El tiempo de decaimiento dependerá de los límites de descarga autorizados, la actividad ini-cial y el período de semidesintegración de cada radionucleido (para mezclas de radioisóto-pos, el tiempo lo determina el de mayor vida media).

Para una estimación del tiempo requerido resulta útil saber que un almacenamiento co-rrespondiente a 10 semiperíodos corresponde a una reducción de la actividad por un fac-tor 1000. Por ejemplo, 1MBq de yodo 131 (T1/2 = 8,03 d) se reduce a 1 kBq al cabo de2,6 meses.

REGISTROS

Se deberán mantener actualizados los siguientes registros:

¤ Material ingresado al servicio: radionucleido, forma física y química, actividad y fecha deingreso. Estos registros deberán mantenerse como mínimo durante un año.

¤ Residuos radiactivos: material almacenado, actividad estimada y fecha de almacena-miento; material eliminado, actividad y fecha de la eliminación. Entidad que retira el ma-terial (cuando corresponda). Estos registros deberán mantenerse como mínimo duranteun año.


¤ Calibraciones y controles de los instrumentos de protección radiológica.

¤ Resultados del control de calidad del equipamiento de medición.

¤ Dosis del personal (irradiación externa e incorporación). Estos registros deberán conser-varse como mínimo durante treinta años con posterioridad a la fecha en que el trabajadordeje de prestar servicios para la instalación.

¤ Informes sobre situaciones anormales.

¤ Documentación vinculada con la capacitación y el re-entrenamiento del personal.

Además se se debe llevar registro de las dosis diagnósticas y terapéuticas.

CONTROL DEL EQUIPAMIENTO

Deberá efectuarse el mantenimiento preventivo y el control rutinario del instrumental deprotección radiológica.

Los instrumentos de medición deberán ser adecuadamente calibrados al menos una vez alaño y/o cada vez que el instrumento sea sometido a una reparación, y además, cuandoexistan motivos para suponer una alteración de su calibración.

Deberá efectuarse el mantenimiento preventivo del equipamiento de medición, así comotambién, de todos los sistemas vinculados con la seguridad radiológica. Las tareas de man-tenimiento o reparación no deberán modificar las características funcionales originales es-tablecidas por el fabricante.

El equipamiento de medición deberá someterse a un protocolo de controles periódicos confrecuencia y extensión adecuados a su complejidad, sus funciones y su grado de requeri-miento. Los procedimientos para el control del equipamiento deberán formar parte del pro-grama de garantía de calidad establecido por el titular de la autorización de operación. Enparticular, en los calibradores de dosis (activímetros), la calibración en energía (mediciónde la fuente patrón), deberá efectuarse diariamente, antes de comenzar la labor rutinaria, yel resultado de este control deberá registrarse.

Luego de realizarse un mantenimiento preventivo o una reparación, el Responsable deberáverificar el correcto funcionamiento del equipo, llevando a cabo las pruebas de aceptación ola parte de las mismas que corresponda según las tareas ejecutadas.

En la publicación “Control de calidad de las instrumentos de medicina nuclear” del Organis-mo Internacional de Energía Atómica (IAEA-Tecdoc-602/S de diciembre de 1996) puedeconsultarse un conjunto completo de pruebas de aceptación y de referencia de los diferen-tes equipos empleados en medicina nuclear, indicándose, además, la frecuencia temporalen la realización de cada prueba.


EXPOSICIÓN MÉDICA

En las prácticas de medicina nuclear se debe lograr que la exposición del paciente sea míni-ma y compatible con una calidad aceptable de la técnica de diagnóstico o tratamiento em-pleada.

En particular se debe:

¤ Usar métodos para bloquear la absorción por órganos que no sean objeto de estudio ypara acelerar la excreción cuando proceda.

¤ Cuidar que sólo se proceda a administrar radioisótopos con fines diagnósticos o terapéu-ticos a mujeres embarazadas o que posiblemente estén embarazadas, si existen funda-das razones clínicas, y velar por que la cantidad de actividad administrada seaoptimizada y se evalúe en esos casos la dosis recibida por el embrión o feto.

¤ Cuidar que se recomiende a las madres en período de lactancia la interrupción del ama-mantamiento hasta que el radiofármaco ya no sea secretado en una cantidad que puedacausar al lactante una dosis efectiva inaceptable.

¤ Cuidar que sólo se proceda a administrar radioisótopos con fines diagnósticos a los niñossi existen fundadas razones clínicas, y velar por que la cantidad de actividad administra-da sea optimizada.

¤ Asegurar que se informe a los pacientes de los posibles riesgos a que se verán expues-tos como resultado del procedimiento diagnóstico o terapéutico a que se los someta.

NIVELES DE REFERENCIA

OIEA

En las Tablas 1 y 2 se presentan niveles orientativos de actividad aplicables en procedimien-tos de medicina nuclear a un paciente adulto medio recomendados por la normas básicasde seguridad del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) “Colección Seguri-dad” Nº 115.


Tabla 1.Niveles orientativos de actividad aplicables en procedimientos diagnósticos de medicina nuclear

Estudio Radionucleido Forma química*Actividad máxima

habitual por prueba**(MBq)

Huesos

Imágenes de huesos tecnecio 99m Compuesto en forma de fosfanato y fosfato 600

Imágenes de huesos por tomografíacomputarizada de emisión de fotonessimples (SPECT)

tecnecio 99m Compuesto en forma de fosfanato y fosfato 800

Imágenes de médula ósea tecnecio 99m Coloide marcado 400

Cerebro

Imágenes del cerebro(estáticas)

tecnecio 99mtecnecio 99m

TcO4�

Ácido dietilentiaminopenta-acético (DTPA),gluconato y glocoheptonato

500500

Imágenes del cerebro(SPECT)

tecnecio 99mtecnecio 99mtecnecio 99m

TcO4�

(DTPA), gluconato y glocoheptonatoHexametazina

800800500

Circulación sanguínea cerebral xenón 133tecnecio 99m

En solución isotónica de cloruro sódicoHexametilpropilenamino-oxima (HM-PPAO)

400500

Cisternografía indio 111 DTPA 40

Conducto lagrimal

Drenaje lagrimal tecnecio 99mtecnecio 99m

TcO4�

Coloide marcado44

Tiroides

Imágenes del tiroides tecnecio 99myodo 123

TcO4�

I�

20020

Metástasis tiroideas (tras la ablación) yodo 131 I� 400

Imágenes del paratiroides talio 201 TI� , cloruro 80

Pulmón

Imágenes de la ventilación pulmonar criptón 81mtecnecio 99m

GasDTPA-aerosol

600080

Estudios de la ventilación pulmonar xenón 133xenón 127

GasGas

400200

Imágenes de la perfusión pulmonar criptón 81 mtecnecio 99m

Solución acuosaAlbúmina humana (macroagregados omicroesferas)

6000100

Imágenes de la perfusión pulmonar(con venografía)

tecnecio 99m Albúmina humana (macroagregados omicroesferas)

160

Estudios de la perfusión pulmonar xenón 133xenón 127

Solución isotónicaSolución isotónica de cloruro

200200

Imágenes del pulmón (SPECT) tecnecio 99m Albúmina humana macroagregados (MAA) 200

Hígado y bazo

Imágenes de hígado y del bazo tecnecio 99m Coloide marcado 80

Imágenes en función del sistema biliar tecnecio 99m Iminodiacetatos y agentes equivalentes 150

Imágenes del bazo tecnecio 99m Hematíes desnaturalizados marcados 100

Imágenes del hígado (SPECT) tecnecio 99m Coloide marcado 200


Estudio Radionucleido Forma química*Actividad máxima

habitual por prueba**(MBq)

Sistema cardiovascular

Estudios de circulación sanguínea enprimer tránsito

tecnecio 99mtecnecio 99mtecnecio 99m

TcO4�

DTPAGlobulina en macroagregados 3

800800400

Imágenes del espacio intravascular tecnecio 99m Complejo con albúmina humana 40

Estudios cardiovascular porimágenes/detector

tecnecio 99m Complejo con albúmina humana 800

Estudios del miocardio porimágenes/detector

tecnecio 99m Hematíes normales marcados 800

Imágenes del miocardio tecnecio 99m Compuestos en forma de fosfonato y fosfato 600

Imágenes del miocardio (SPECT) tecnecio 99mtalio 201

tecnecio 99mtecnecio 99m

IsonitrilosTI� , cloruroCompuestos en forma de fosfonato y fosfatoIsonitrilos

300100800600

Estómago, tracto gastrointestinal

Imágenes del estómago / glándulassalivares

tecnecio 99m TcO4� 40

Imágenes del divertículo de Meckel tecnecio 99m TcO4� 400

Hemorragia gastrointestinal tecnecio 99mtecnecio 99m

Coloide marcadoHematíes normales marcados

400400

Paso y reflujo esfágicos tecnecio 99mtecnecio 99m

Coloide marcadoCompuestos no absorbibles

4040

Vaciado del estómago tecnecio 99mindio 111

indio 113m

Compuestos no absorbiblesCompuestos no absorbiblesCompuestos no absorbibles

121212

Riñón, sistema urinario y glándulas suprarrenales

Imágenes del riñón tecnecio 99m Ácido dimercaptosuccínico 160

Imágenes del riñón/renografía tecnecio 99mtecnecio 99m

yodo 123

DTPA, gluconato y glucoheptonatoGlobulina en macrogregados 3O-yodohipurato

35010020

Imágnes de las glándulassuprarrenales

selenio 75 Selenorcolesterol 8

Varios

Imágenes de tumores o abscesos galio 67talio 201

CitratoCloruro

300100

Imágenes de tumores tecnecio 99m Ácido dimercaptosuccínico 400

Imágenes de tumoresneuroectodérmicos

yodo 123yodo 131

Metayodebencil-guanidinaMetayodebencil-guanidina

40020

Imágenes de nódulos linfáticos tecnecio 99m Coloide marcado 80

Imágenes de abscesos tecnecio 99mindio 111

Leucocitos marcados con hexametazimaLeucocitos marcados

40020

Imágenes de trombos Indio 111 Plaquetas marcadas 20

* En ciertos países algunos de los compuestos se consideran obsoletos.

** En algunos países los valores típicos son menores que los indicados en el cuadro.


Tabla 2.Nivel orientativo de actividad para el alta en un hospital

Radionucleido Actividad (MBq)

yodo 131 1100 *

* En algunos países se usa como ejemplo de buena práctica un nivel de 400 MBq.

COMUNIDAD EUROPEA

La Comunidad Europea ha adoptado en junio de 1997 una directiva relativa a la protecciónde la salud frente a los riesgos derivados de las radiaciones ionizantes en exposiciones mé-dicas (Directiva DEM 97/43/Euratom). En su artículo 4 establece que los estados miembrosdeben promover el establecimiento y la utilización de niveles de referencia en los exámenesde radiodiagnóstico en medicina nuclear.

La Tabla 3 presenta los niveles de actividad administrada en los estados miembros de la Co-munidad Europea recomendados en su publicación 109/99 “Guía sobre niveles de referen-cia para diagnóstico en las exposiciones médicas”.

Tabla 3.Actividades administradas en procedimientos de medicina nuclear (MBq)

Órg

ano/

diag

nóst

ico

Radi

ofár

mac

o

MSv

(E)/1

00M

Bq

País

esB

ajos

1

Rein

oU

nido

2

Espa

ña

Finl

andi

a3

Ital

ia4

Ale

man

ia5

Port

ugal

6

Suec

ia7

Fran

cia

Din

amar

ca8

Cerebro

Flujo sanguíneocerebral

Tc-99m-HMPAO

I 123 iofetamina(IMP)

Tc 99m ECD

1

321

500

200

740

185500

740 660(444-900)

740

740

500 600 830/1110 750 776(125-945)

Receptores debenzodiacepina

I 123 IBZM 740 185

Receptores dedopamina

I 123 iomazenil 120(111-185)

185


Órg

ano/

diag

nóst

ico

Radi

ofár

mac

o

MSv

(E)/1

00M

Bq

País

esB

ajos

1

Rein

oU

nido

2

Espa

ña

Finl

andi

a3

Ital

ia4

Ale

man

ia5

Port

ugal

6

Suec

ia7

Fran

cia

Din

amar

ca8

Tiroides

Absorcióny exploración

Tc 99m pertecn.

I 123 NaI

1,3

15

80-180

20

80

20

130(74-185)

12(7,4-18,5)

74

18

50 120/140

Cinética yexploraciónantes de laterapia I 131

I 131 NaI

I 123

1500

15

0,2

2

1,1 3(0,7-37)

6(0,7-15)

0,37

1,9

3 2/100

Cáncer ymetástasis

I 131 NaI 230 400 170 185 185

Cáncer ymetástasisresiduales detiroides(absorciónsupuesta del5%)

I 123 NaI 3,8 400 (74-370) (0,3-3700)

Corazón y vasos sanguíneos

Perfusión(exploracionde miocardioo SPECT)

Tc 99m sestamibi

Tc 99 mtetrofosmin

Tc-99m coloide(HSA)

1,25

± 1

± 1

150-3509 300

400(SPECT)

800

740 1020(820-1050)

730(550-740)

Descanso370

tensión925

ídem 740

700/1650

750/1250

560/750

1000

1000 615(450-860)

Infartomiocardio

Tc 99m porifos 0,5 600 925

Función/CAD Tc 99m pentetato 1,15 750 800 555 650/650

Función /equil.ventricular

Tc 99m hematíes 1 500 570(370-740)

Descanso925

tensión1110

600 710(73-1110)

Exploraciónde viabilidad

Tl 201 cloruro 22,5 100reiny. 50

199(74-111)

Tensión111

reiny.55,5

75 150/80 200 94(72-100)

Fleboescint. Tc 99m MAA 80 80

Trombosisvenosaprofunda

I 125 fibronógeno(test de absorción)

10 4 3,7 3,7


Órg

ano/

diag

nóst

ico

Radi

ofár

mac

o

MSv

(E)/1

00M

Bq

País

esB

ajos

1

Rein

oU

nido

2

Espa

ña

Finl

andi

a3

Ital

ia4

Ale

man

ia5

Port

ugal

6

Suec

ia7

Fran

cia

Din

amar

ca8

Sangre y sistema inmunitario

Médula ósea Tc 99m coloide 1 400 555 550 270/600

Bazo Tc 99m hematíesdesnat.

2 80 100 73 90/195

Acumulaciónde sangre

Tc 99m hematíesnormal

±1 800 1,85-3,7 555 530/800 233

Vol. eritrocitos Eritrocitos marcadoscon Cr 51

37,5 6 kBq/kg 0,8 3,7 2,2

Vol.plásmático

I 125/131 HSA 30 0,2 0,37 360/450 0,22(0,07-1)

Distribuciónde hierro

Fe 59 cloruro 1000 1,3 kBq/kg 0,4 0,37-0,56

Esqueleto

Exploraciónósea

Tc 99 m MDP/HDP 0,5 <40a: 400>40a: 800

máx.

600SPECT:

800

740 610(370-740)SPECT:700

925SPECT:

740

Exploraciónde leucocitos

Leucocitos marcadoscon In 111

Leucocitos marcadoscon Tc 99m

45

± 1

30

500

20

200 290(110-666)

18,5

555 222

20/20

190/1000

16 (9-30)

471(195-800)

Escint. congalio

Leucocitos marcadoscon Ga 67 citrato

Pulmones

11,3 150

40

150 222 148

111

270/370 400 106

Deteccióntumoresneuroendo-crinos

I 131 MIBG

I 123 MIBG

20

1,8

30

300

20

400 370

18,5

185

37 20/40 100

250

34

217

Pulmones

Perfusión Tc 99m MAA oSPECT

1,25 100 100200

110(50-185)

110220

200 111 105/1000 300 112(50-185)

Ventilación Kr 81m gasnormalm. 5 min.

Tc 99m aerosoles

Xe 133 gas

0,003

± 1

0,1

450-750MBq/min

1000

6000

400

370 1110

740

1000

3700

444 280/2000

280/2000

1000MBq/l

1100MBq/l

13 (7-40)

396


Órg

ano/

diag

nóst

ico

Radi

ofár

mac

o

MSv

(E)/1

00M

Bq

País

esB

ajos

1

Rein

oU

nido

2

Espa

ña

Finl

andi

a3

Ital

ia4

Ale

man

ia5

Port

ugal

6

Suec

ia7

Fran

cia

Din

amar

ca8

Tracto gastrointestinal

Reflujogástrico

Tc 99m Sn coloide 2,25 10 40 37 37 20/30

Test deSchilling

Co 57 cianocob

Co 58 cianocob

250

500

0,02 0,1 0,0185 +

0,0296

0,037 0,0185 0,032/0,3 0,14

0,29

Div. deMeckel.

Tc 99m pertecn 1,25 200 400 150 185 170/400 200 238(74-500)

Exploración dehígado/bazo(cél. deKupffer)

Tc 99m Sn/S/albcoloide o fitato

1 80 80SPECT

200

185 222 185 200/800 83(45-217)

Exploraciónde conductobiliar

Tc 99mHIDA/DISIDA/IODIDA

1,3 40 150 222 370 185 145/195 173(30-370)

Riñones

Función renal/ GFR

I 125 IOT/IOH

I 125 DTPA

Cr 5 EDTA

1

0,2

(+ IOH) 2 2

3

70(37-370)

4,4 (2-7)

185(100-200)

150

3/62 3,8(1,8-36)

Adquisiciónestática

Tc succimer(DMSA)

0,88 80 80 185 70 111 50/200 200 68

Renografía /FPRE (flujoplasmáticorenal efectivo)

Tc DTPA

Tc MAG3

I 123 hipurato

I 131 IOH

I 125 IOH

0,67

0,7

1

1

80

40

20

2

300

100

20

2

130(111-148)

110(60-370)

9(0,35-37)

100

75

1,85-3,7

1,85-3,7

150

200

100

111

111

111

0,074

125/1000

90/1000

200(74-740)

280

74-740

165(20-350)

92 (3-210)

3,4(0,9-11,1)

Cistogramamiccional

Tc Na pertecn. 1,2 30 25 37

1 Países Bajos: valores recomendados por la Sociedad Holandesa de Medicina Nuclear y que sólo pueden superarseen casos especiales. Se trata de valores adoptados por las autoridades nacionales.2 Reino Unido: CIPR-53.3 Finlandia: valor medio y gama de valores superiores e inferiores utilizados (1994).4 Italia: valores máximos para adultos y exámenes complejos (generalmente se emplean valores inferiores, depen-diendo de la talla y de la edad).5 Alemania: datos suministrados por las autoridades alemanas.6 Portugal: datos suministrados por institutos locales.7 Suecia: media para Suecia/actividad individual máxima utilizada.8 Dinamarca: media para Dinamarca y, valor superior-inferior, 1994.


BIBLIOGRAFÍA


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COMISIÓN EUROPEA. Guía sobre los niveles de referencia para diagnóstico (NRD) en lasexposiciones médicas. Protección Radiológica 109. Luxemburgo, Comisión Europea, 1999.

COMISIÓN EUROPEA. Directiva 97/43/EURATOM del Consejo de 30 de Junio de 1997 rela-tiva a la protección de la salud frente a los riesgos derivados de las radiaciones ionizantesen exposiciones médicas. Doc. 397L0043. Diario Oficial no.-L180 de 09/07/1997P-0022-0027. Luxemburgo, Comisión Europea, 1997.

DEGROSSI, O. y GARCIA DEL RIO, H. Medicina Nuclear. Manual de Técnicas de AplicaciónDiagnóstica y Terapéutica. Buenos Aires, Ediciones Científicas, 1999.

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INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION. Radiological Protectionand Safety in Medicine. ICRP Publication N° 73, Annals of the ICRP v. 26 No. 2, 1996. Ox-ford, Pergamon, 1996.

LEVI DE CABREJAS, M. Tomografía en Medicina Nuclear. Buenos Aires, ALASBIMN, 1999.

ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA. Normas básicas internacionales deseguridad para la protección contra la radiación ionizante y para la seguridad de las fuentesde radiación. Colección Seguridad N° 115. Viena, OIEA, 1997.

ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA. Control de calidad de los instru-mentos de medicina nuclear, 1991. IAEA-TECDOC-602/S. Viena, OIEA, 1996.


Silvia Alvarez

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RADIOTERAPIA

La radioterapia, esto es, el uso de las radiaciones ionizantes para el tratamiento de enfer-medades neoplásicas, se lleva a cabo a través de dos técnicas: la radioterapia externa y labraquiterapia.

Mediante la radioterapia externa se busca eliminar las células tumorales utilizando hacesde radiación ionizante que se dirigen desde el exterior del cuerpo del paciente hacia el volu-men de localización del tumor maligno. Es un objetivo asociado minimizar el daño al tejidosano que lo circunda.

La braquiterapia consiste en el uso de fuentes radiactivas encapsuladas que se ubican encavidades naturales (intracavitaria) o que se implantan en la zona tumoral (intersticial).

La radioterapia es desarrollada a lo largo de este capítulo conforme al siguiente orden temá-tico:

¤ Equipamiento en radioterapia.

¤ Seguridad radiológica en teleterapia.

¤ Seguridad radiológica en braquiterapia.


¤ Exposición médica.

¤ Programa de garantía de calidad.

El marco regulatorio en el cual se debe ejercer esta práctica, en materia de seguridad radio-lógica, se describe en el Anexo de este libro. En calidad de introducción diremos que todainstalación que se proponga ejercer la práctica de la radioterapia, al igual que en la medicinanuclear, debe contar con autorización de operación. Por otra parte, los especialistas que laejercen, deben poseer un permiso individual específico. Ambos documentos son extendi-dos por la Autoridad Regulatoria Nuclear, organismo de control y autoridad nacional en estecampo.

Las normas regulatorias, los documentos regulatorios correspondientes, los requisitos para

obtener autorización de operación y permisos individuales pueden consultarse, como se

dijo anteriormente, en el Anexo del presente libro.

Radioterapia - Capítulo 10 página 165

capítulo

10

Silvia Alvarez

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EQUIPAMIENTO EN RADIOTERAPIA

Los tratamientos de radioterapia se llevan a cabo con diferentes tipos de equipos:

¤ Equipos de cobaltoterapia.

¤ Aceleradores lineales de electrones.

¤ Equipos de rayos x para terapia (Roentgenterapia).

Los dos primeros se denominan también equipos de alta energía o de teleterapia.

Los equipos de alta energía proveen la radiación ionizante a partir de una fuente radiactiva opor la aceleración y frenado de partículas. En el primer caso nos referimos a la cobaltotera-pia y en el segundo a los aceleradores lineales.

EQUIPOS DE COBALTOTERAPIA

Los equipos de teleterapia que emplean fuentes encapsuladas de material radiactivo se uti-lizan ininterrumpidamente desde 1952; los primeros fueron fijos y en poco tiempo se intro-dujeron los equipos rotatorios (Figura 1).

Figura 1. Esquema fuente-paciente

Las fuentes encapsuladas empleadas en este tipo de equipamientos, cuyo esquema semuestra en la Figura 2, son típicamente de cobalto 60 con actividad comprendida entre 100y 500 TBq.

página 166 Capítulo 10 - Radioterapia

Fuente

Blindaje

Paciente

Mesa ajustable

Tumor

Figura 2. Esquema de la fuente de cobalto 60

La función primaria de una unidad de cobaltoterapia es entregar una dosis prefijada de ra-diación en un volumen bien definido del cuerpo. Este objetivo se cumple dirigiendo el haz ala zona elegida como blanco y controlando la dosis entregada, tanto en lo referido al direc-cionamiento y tamaño del haz como al control del tiempo de exposición de la fuente.

Descripción general

En principio, una unidad de cobalto es simplemente una fuente radiactiva ubicada en ungran contenedor que actúa de blindaje, con un dispositivo de apertura y cierre que permitecontrolar la salida del haz útil. En la práctica es una máquina mucho más compleja con unosdiez movimientos distintos de rotación o traslación independientes, además de los de aper-tura y cierre. Cada uno de ellos con su correspondiente escala indicadora.

En la Figura 3 se muestra el diseño esquemático de un equipo de cobaltoterapia de últimageneración.

Figura 3. Esquema de un equipo de cobaltoterapia


Espaciadores de acero inoxidable

Material radiactivo

Soldadura eléctrica

Doble encapsulado en acero inoxidable

Ensamblado especial para asegurar la densidad uniforme de la fuente

Pastillas de cobalto 60 de alta actividad específica con baño de níquel

Eje del colimador y la mesaque pasa por el isocentro

Eje de rotación de la horquilla

Movimientovertical

Movimiento longitudinal

Control manual

Interruptor pararestablecimiento

de potencia

Interruptor paraparada de

emergencia

Contrapeso

Barra de haz

Isocentro

Los equipos de cobaltoterapia constan de:

¤ Cabezal en el que se encuentra alojada la fuente de cobalto 60: presenta un dispositivode exposición de la fuente que puede operar por desplazamiento del cilindro que contie-ne la fuente desde una posición blindada a la posición de irradiación (drawer) o un dispo-sitivo simple de apertura y cierre (shutter), en los equipos más antiguos, y el colimador,esto es, un sistema definidor del tamaño del campo de radiación.

¤ Horquilla o puente: cumple la funciones de soporte mecánico del cabezal, transmisión delas señales de comando al cabezal y define el ángulo de incidencia del haz de radiación.

¤ Estativo: aloja dispositivos mecánicos y de control, además de servir de sostén al con-junto.

¤ Camilla: sirve de soporte del paciente y cumple una importante función en la determina-ción de las condiciones geométricas del tratamiento; suele alojar distintos controles queactúan sobre el equipo.

Básicamente existen tres tipos de unidades: estacionarias, rotatorias e isocéntricas, quecorresponden a etapas sucesivas en la evolución en el diseño de estos equipos.

En los equipos estacionarios, prácticamente en desuso, el cabezal está ensamblado direc-tamente al estativo con tres movimientos posibles: ascendente-descendente (número 4 enla Figura 4), giratorio hacia los laterales (número 2) y giratorio hacia adelante (número 3). Eneste tipo de máquinas no hay una relación predeterminada entre el cabezal y la camilla porlo que ésta no se considera parte integrante del equipo. La técnica de tratamiento necesa-riamente usa haces estacionarios a una determinada distancia fuente-superficie.

Figura 4. Esquema de los movimientos de un equipo de cobaltoterapia


32

1

4

ISOCENTRO

HORQUILLA

Los equipos isocéntricos incorporan una “horquilla” o “puente” entre el estativo y el cabe-zal, de modo que la fuente puede rotar alrededor de un eje horizontal (número 1). Cuandolas posiciones determinadas por los movimientos 2 y 3 del cabezal están en “cero”, es de-cir, cuando la camilla del equipo rotatorio puede girar alrededor de un eje vertical que paracon precisión por el punto intersección de los ejes del haz y de rotación del puente, el equi-po es isocéntrico. La técnica isocéntrica tiene como requisito inherente la precisión mecá-nica del equipo. Además, en los equipos isocéntricos, para cumplir con este requisito deprecisión mecánica, por una parte se elimina el moviemiento de giro 3 del cabezal, y porotra se incluye algún sistema que, dando la orden adecuada, bloquea el giro 2 longitudinaldel cabezal en la posición que corresponde al eje del haz pasando por el isocentro.

Las máquinas estacionarias son más simples y económicas que las isocéntricas, pero prác-ticamente han sido desechadas por su escasa versatilidad y por la evolución que ha sufridoel concepto del tratamiento de tumores que actualmente tiende a llevarse a cabo mediantehaces conformados que requieren de múltiples campos concurrentes, los cuales solo pue-den lograrse con equipos isocéntricos. Estos últimos, por otra parte, presentan mayor exac-titud y rapidez en la colocación del paciente así como la posibilidad de efectuar terapiacinética.

Cabezal

La fuente se encuentra almacenada en un cabezal que reduce la tasa de exposición a un ni-vel aceptable en cualquier punto situado fuera del haz útil. En la Figura 5 se muestra un es-quema descriptivo. Se emplean para su construcción materiales de alto número atómico ydensidad elevada, tales como el plomo, tungsteno o uranio empobrecido. Todo cabezal pre-senta, al menos en parte, tungsteno y/o uranio, principalmente en la zona de “guarda” de lafuente y en las partes móviles que definen el tamaño de campo (colimadores y barras dedefinición externas o trimmers).

Figura 5. Cabezal de un equipo de cobaltoterapia


URANIOPLOMO

POSICIÓN DE LA FUENTE´BEAM OFF´

DRAWERPOSICIÓN DE LA FUENTE ´BEAM ON´

NIVEL DE LA CARA DE LA FUENTE

INDICADOR DE POSICIÓN DE LA FUENTE

SISTEMA DE LUZ

FUENTE RADIACTIVA

Dispositivos de apertura y cierre

Puesto que no se puede detener la emisión de la fuente radiactiva a voluntad como en elcaso de los tubos de rayos x, se debe interponer suficiente blindaje entre la fuente y el pa-ciente en condiciones de “no irradiación”. A tal fin se emplean distintos dispositivos de ex-posición/guarda de la fuente, esquematizados en la Figura 6.

Figura 6. Dispositivos de apertura y cierre

El caso (a) muestra la fuente ubicada dentro de un drawer que se desliza por acción neumá-tica llevando a la fuente fuera del blindaje en condición de irradiación y retornándola a la po-sición de no irradiación por acción mecánica al final del tiempo de tratamiento, o cuando porcualquier motivo se interrumpe la presión de aire.

En el caso (b) la fuente se aloja en un cilindro rotatorio que posiciona a la misma en condi-ción de irradiación (hacia abajo).

En el caso (c) la fuente se encuentra fija mientras que, quien se desplaza automáticamentees el shutter. Existe un segundo shutter de seguridad que se desplaza manualmente en casoque falle el principal.

En el caso (a) el cierre manual se realiza mediante una barra que empuja el drawer a posi-ción segura mientras que en el caso (b) tal acción se efectúa girando el cilindro portafuentemediante un control ubicado en el frente del cabezal. La apertura y cierre del shutter no esinstantánea, lo que produce un error dosimétrico, fundamentalmente en los casos de fuen-tes de alta actividad para tiempos cortos de tratamiento.

Colimador

El colimador, que puede observarse en la Figura 7, delimita y conforma el haz útil. Está forma-do por una serie de bloques de uranio o tungsteno que se deslizan de manera combinada,hacia o desde el centro del haz, permitiendo seleccionar cualquier campo de irradiacióncuadrado o rectangular, normalmente dentro de los límites de 2 x 2 a 35 x 35 cm2, a una de-terminada distancia fuente-superficie (DFS). Normalmente, las hojas del colimador se desli-zan de a pares opuestos, de modo de modificar una de las dimensiones del campo. Loscolimadores de hojas múltiples tienen la ventaja de reducir el tamaño de la penumbra, peroésta puede reducirse aún mas con el agregado de barras de definición externas (trimmers)que se colocan a continuación de las principales.


a b c

Figura 7. Colimador

Al colimador se incorporan dos dispositivos ópticos que ayudan a la correcta ubicación delpaciente:

¤ Un localizador visual del campo de irradiación que indica el tamaño y posición del mismosobre la superficie del paciente así como su eje central. El localizador de campo constade una lámpara con un filamento muy pequeño colocada de tal forma que reproduce laposición de la fuente en condiciones de irradiación.

¤ Un indicador óptico de distancia fuente-superficie. Una prueba importante a realizar enun equipo de telecobaltoterapia es la verificación de que el tamaño de campo a la distan-cia fuente-superficie indicada por la luz, coincida con:

– La indicación del tamaño de campo en el cabezal (a la distancia de calibración).– El tamaño de campo realmente irradiado sobre la superficie.– El tamaño de campo físico o dosimétrico, que depende del ancho de una deter-

minada curva de isodosis a una determinada profundidad.

Indicadores de posición de la fuente

Para prevenir exposiciones no deseadas es sumamente importante conocer la posición dela fuente en todo momento. La fuente posee un indicador mecánico de posición (constitui-do por un vástago metálico generalmente pintado de rojo) solidario con el drawer en la ma-yoría de los equipos que asoma por la parte frontal del cabezal, cuando la fuente seencuentra expuesta y se desliza hacia el interior, cuando la fuente se halla en posición deguarda.

Además de esta indicación visual del estado de la fuente, existen sensores adicionales queactúan sobre las señales luminosas , indicando una de tres situaciones posibles: fuente en


FUENTE

BARRAS DE URANIOPARA EXTENSIÓNDEL COLIMADOR

MULTIHOJASDE PLOMO

BARRAS DEL COLIMADORCOMPLETAMENTEEXTENDIDAS (URANIO)

INDICADOR ÓPTICODE LA DISTANCIADE TRATAMIENTO

FUENTE

posición de irradiación (luz roja); fuente totalmente guardada (luz verde); fuente detenida enalgún punto intermedio (situación anormal - luces roja y verde simultáneamente encendidas).

Consola de control

La consola de control muestra, como mínimo, información de la posición de la fuente, el es-tado de los enclavamientos y el sistema de control del tiempo de exposición de la fuente.Una consola de control básica se muestra en la Figura 8.

Figura 8. Esquema de la consola de control

Sus elementos principales son:

¤ El panel de control de alimentación desde el que se enciende el equipo mediante una lla-ve y un interruptor.

¤ El panel de control para el tratamiento del paciente cuyo componente esencial es el ti-

mer con el que se controla el tiempo de exposición. Provee señales luminosas para indi-car la posición de la fuente y contiene un botón de parada de emergencia.

Dado que a cada campo de irradiación asociado al tratamiento de un paciente le correspon-de una posición fija de la fuente, el tiempo de exposición es la única variable para controlar


112

LÁMPARA DEFUENTE EXPUESTA

(AMARILLA)

LÁMPARA DE FUENTE EN TRÁNSITO(ROJA)

LÁMPARA DEFUENTE GUARDADA(VERDE)

PARADA DEEMERGENCIA(BOTÓN ROJO)

INTERRUPTOR DEALIMENTACIÓN

la magnitud de la dosis de radiación a impartir. Por ello, en equipos modernos se ha incorpo-rado un sistema doble timer que provee la necesaria redundancia en el control de los tiem-pos de exposición.

EQUIPOS ACELERADORES LINEALES DE ELECTRONES

Los aceleradores lineales se utilizan en terapia radiante para producir haces de electrones opara generar rayos x. Tales rayos x se producen por radiación de frenamiento cuando un hazde electrones de alta energía es frenado por blancos de alto número atómico, tales comotungsteno. Alternativamente los propios electrones pueden emplearse directamente paratratar tumores más superficiales.

Los equipos capaces de producir este tipo de radiación son los aceleradores lineales deelectrones (LINAC), esquematizado en la Figura 9.

Figura 9. Esquema de un acelerador lineal de electrones

La emisión de fotones por un acelerador lineal, responde al mismo principio que los equiposde rayos x, con la diferencia de que los electrones, al impactar en el blanco, poseen unaenergía de varios MeV.

El acelerador lineal es un dispositivo que utiliza ondas electromagnéticas de alta frecuenciapara acelerar electrones a través de un tubo lineal. Un cañón de electrones inyecta un pulsode electrones en el tubo acelerador. Este tubo es una estructura de guía de ondas en el cualla energía es transferida a los electrones por los campos de radiofrecuencia suministradospor una fuente de microondas. El generador de microondas es generalmente una válvula lla-


Fuente de potenciade radio frecuencia

Colimador

Cámara deionización

Aplanadorde haz

Magneto

Sistema dedireccionamiento

Disparador deelectrones

Interruptorde energía

Guía de onda

Tamaño deárea focal

mada magnetrón; en algunos aceleradores de muy alta energía se utiliza una válvula klys-tron (amplificador de microondas) en lugar de magnetrón. La inyección de electrones y laradiación de microondas se producen en forma pulsante, de modo que los electrones dealta velocidad entran a la guía de ondas al mismo tiempo en que son energizados por las mi-croondas. Tanto en la válvula magnetrón como en el klystron, se usa una gran corriente deelectrones de energía relativamente baja para excitar oscilaciones en una serie de cavida-des acopladas. La energía de estas cavidades pasa a la guía de ondas (también es una seriede cavidades acopladas) donde se usa para acelerar una pequeña corriente de electroneshasta energías muy altas. Se podría decir por lo tanto que el magnetrón o klystron y la guíade ondas son, respectivamente, el primario y el secundario de un transformador bastantecomplejo.

Principales componentes de un acelerador lineal de electrones

El diseño de un acelerador lineal consta de una sección fija y una rotatoria. La sección fija o“estativo”, contiene el generador de ondas de radiofrecuencia (klystron o magnetrón) y launidad de enfriamiento. La sección rotatoria comprende el cañón de electrones, la estruc-tura aceleradora, el cabezal de tratamiento y otros dispositivos montados al puente o brazogiratorio. Un diseño representativo de un cabezal se muestra en la Figura10 .

Figura 10. Cabezal de un acelerador de electrones

Los componentes principales de un acelerador, esquematizados en la Figura 10, puedenclasificarse y agruparse en sistemas de acuerdo con la función que cumplen, de la siguientemanera:


BLANCO PARA RAYOS X RETRAIBLE

CONJUNTO DEL MAGNETO ÓRBITA DEL ELECTRÓN

FILTRO DE APLANAMIENTO

LÁMINA DE DISPERSIÓN

INTERCAMBIADOR IÓNICO DUAL

LUZ PARA DEFINICIÓN DE CAMPO

EXPLORADOR DE RANGO

COLIMADORES

ISOCENTRO

a. Fuente de iones (o cañón de electrones): se trata de un diodo que produce electrones porcalentamiento indirecto

b. Sistema acelerador y deflector de electrones compuesto por:

– Generador de radiofrecuencia: genera, amplifica y transmite microondas de altafrecuencia para acelerar los electrones a alta energía.

– Tubo acelerador: se trata de una guía de ondas a alto vacío provista también deun sistema de bobinas para corregir la trayectoria del haz.

– Deflector magnético: es un imán cuya función es desviar el haz de electronesque circula por el tubo acelerador y enfocarlo hacia el blanco o las folias disper-soras.

c. Blanco (para fotones) y/o folias dispersoras (para electrones): los blancos están hechosde platino para bajas energías y de cobre para energías mayores a fin de minimizar la pro-ducción de neutrones y generar mayormente reacciones fotonucleares. Para el modo detratamiento con electrones, el blanco se mueve horizontalmente y las folias dispersoras to-man el lugar del blanco como se indica esquemáticamente en la Figura 11. Un interruptorubicado en el soporte del blanco detecta la posición correcta de las folias, habilitando la te-rapia de haces de electrones.

Figura 11. Hojas dispersantes

d. Filtro aplanador: los filtros aplanadores son cónicos y están hechos de plomo, para bajasenergías, y de tungsteno, para energías altas. Su función es mejorar la distribución de dosisen el paciente homogeneizando la radiación x que emerge del blanco en el modo fotones.En la Figura 12 se muestra esquemáticamente un filtro aplanador indicando su función y en laFigura 13 se indica la distribución de dosis lograda. En el modo electrones, el filtro aplanadores automáticamente removido del campo de radiación y son insertadas las folias. Si esto nosucede por alguna razón, el interruptor correspondiente no actúa inhabilitando la radiacióndel haz de electrones.


COLIMADOR DE ELECTRONES

HAZ DE ELECTRONES

HOJA DISPERSANTE

ELECTRONES DISPERSADOS

COLIMADOR PRINCIPAL

Figura 12. Filtro aplanador

Figura 13. Efecto del filtro aplanador

e. Sistema monitor de dosis: es un sistema de cámaras de ionización que permite monito-rear la dosis entregada al paciente. Las cuatro cámaras cumplen diferentes funciones. Elmonitor primario detiene la irradiación cuando se entregan la cantidad especificada de uni-dades de monitor; el monitor secundario detiene la irradiación en caso de fallar el primario;las dos restantes controlan la tasa de dosis y la planicidad e interrumpen la irradiación si losparámetros controlados superan límites prefijados.


HAZ DE ELECTRONES

BLANCO

RAYOS X APLANADOR

INTENSIDAD DE RAYOS X INTENSIDAD DE RAYOS X

COLIMADOR PRINCIPAL

100

90

80

70

60

50

40

SIN FILTRO APLANADOR

100

90

80

70

60

50

40

CON FILTRO APLANADOR

f. Sistema conformador de haz (colimadores y conos): se trata de un sistema construido detungsteno que permite variar la forma y tamaño del campo de radiación, como se represen-ta esquemáticamente en la Figura 14.

Figura 14. Sistema conformador del haz

g. Sistema de vacío: mantiene el vacío en el sistema de aceleración y deflección de elec-trones.

h. Sistema de enfriamiento: está previsto para regular y mantener la estructura aceleradoraa una temperatura constante.

i. Sistema modulador de pulsos: el modulador alimenta con pulsos de alta potencia y altovoltaje al generador de ondas y al cañón de electrones.

j. Sistema de movimiento de la unidad de tratamiento: este sistema comprende el meca-nismo para la rotación del equipo y un sistema de suministro de energía para alimentar elsistema mecánico.


HAZ DEELECTRONES

BLANCO

COLIMADOR PRINCIPAL

APLANADOR

MONITORES

COLIMADOR DE RAYOS X

COMPENSADORES

CONFORMADORES

PACIENTE

TERAPIA CON RAYOS X

COLIMADOR DEELECTRONES

PACIENTE

HAZ DEELECTRONES

HOJA DISPERSA

TERAPIA CON ELECTRONES

COLIMADORPRINCIPAL

k. Consola de control de tratamiento: desde ella se opera, maneja y controla el acelerador.Contiene casi todas las funciones de operación y control, salvo aquellas que permiten el po-sicionamiento del paciente en la sala de tratamiento.

l. Control manual colgante: se utiliza para posicionar al paciente, moviendo la camilla y/o elcabezal. Generalmente está colgado sobre la camilla de tratamiento.

EQUIPOS DE RAYOS X DE BAJA Y MEDIA ENERGÍA (Roentgenterapia)

Los equipos de rayos x empleados en radioterapia constan de: tubo generador de rayos xysus elementos asociados, aplicadores de distintas longitudes y distintos tamaños de cam-po, filtros para determinar la calidad de la radiación y cámaras monitoras. Ofrecen bajo ren-dimiento en profundidad y producen la dosis máxima en la epidermis.

La localización y colimación del haz sobre el paciente se efectúa por medio de aplicadoresespeciales que forman parte del equipo. Algunos equipos poseen localizadores especialespara aplicaciones intracavitarias.

La dosis en superficie se puede controlar mediante: la tensión del tubo generador, la intensi-dad de corriente, el filtrado del haz, la distancia fuente-superficie (DFS) y el tamaño de campo.

El rendimiento en profundidad se puede controlar mediante: la tensión del tubo, el filtradodel haz y la distancia foco-superficie.

Equipos de radioterapia superficial

Estos equipos, utilizados para el tratamiento de lesiones de la piel, operan con diferenciasde potencial comprendidas entre 10 y 100 kV. La dosis impartida es máxima en la superficiedel cuerpo y decae rápidamente en profundidad. Los filtros de aluminio que se colocan di-rectamente por debajo de la unidad emisora tienen como fin absorber la radiación más blan-da homogeneizando el espectro de emisión.

Equipos para radioterapia profunda

Estos equipos operan a una tensión de aproximadamente 250 kV con una distancia foco-piel de alrededor de 50 cm. Se agregan, también, filtros, tanto de aluminio como de cobre,para reducir la radiación más blanda que afecta inútilmente la piel. Si bien en nuestro paístodavía se operan equipos de radioterapia profunda, actualmente son obsoletos, habiendodejado de fabricarse hace tiempo.

EQUIPAMIENTO DE BRAQUITERAPIA

La braquiterapia consiste en la utilización de fuentes radiactivas encapsuladas las cualesson ubicadas dentro de cavidades corporales o en planos próximos a la zona tumoral encontacto directo con el cuerpo del paciente. En la actualidad se hallan en etapa de experi-mentación técnicas de braquiterapia intravascular destinadas a evitar la restenosis en tra-tamiento de angioplastía coronaria. Su generalización introduciría un grupo de prácticas debraquiterapia no oncológica. La braquiterapia puede ser:


Manual

¤ Intersticial: cuando la fuente se introduce dentro de los tejidos. Se emplean fuentes deiridio 192 y yodo 125 en forma de semillas y alambres, o fuentes de cesio137 en formade agujas.

¤ Intracavitaria: cuando las fuentes se ubican en orificios naturales del cuerpo. Se usanfuentes de cesio 137, de actividades comprendidas entre 0,1 y 1,85 GBq, en forma de tu-bos. En la Figura 15 puede observarse un tubo de cesio 137 para tratamientos intracavita-rios.

¤ Superficial: se utilizan fuentes de estroncio 90, con actividades entre 370 MBq y 1,5 GBq.

¤ Permanente: para implantes intersticiales que permanecen en el paciente indefinida-mente. Se utilizan fuentes de oro 198, con una actividad aproximada de 2 GBq, en formade cilindros o agujas, o fuentes de iridio 192 y yodo 125 en forma de semillas.

Figura 15. Tubo de cesio 137 para tratamientos intracavitarios

Remota

¤ De alta tasas de dosis: se utilizan equipos de carga diferida para tratamientos intracavi-tarios o intersticiales. Se emplean fuentes de iridio 192, con actividades del orden de370 GBq. En la Figura 16 puede observarse un esquema de dichos equipos.

¤ De baja tasas de dosis: es similar a los equipos de alta tasas de dosis, pero con fuentesde cesio 137 con una actividad del orden de 1 GBq.


TAPÓN (SOLDADURA DE ARCO EN ARGÓN)DIÁMETRO

CÁPSULA INTERIOR CONTENIDO ACTIVO

ANILLOS MARCADOS CON LÁSER ENCAPSULADO SECUNDARIO

LONGITUD ACTIVA

LONGITUD EXTERNA

Figura 16. Equipo de braquiterapia remota

SEGURIDAD RADIOLÓGICA EN TELETERAPIA

En las secciones siguientes se introducen los principales conceptos de seguridad radiológi-ca a tener en cuenta en el diseño y operación de instalaciones de cobaltoterapia y de acele-radores lineales.

SEGURIDAD RADIOLÓGICA EN EL DISEÑO DE INSTALACIONES PARA TELETERAPIA

Los equipos de teleterapia deben instalarse en recintos apropiadamente equipados y blin-dados.

Los fabricantes de equipos de teleterapia diseñan y construyen sus unidades, sin embargoes responsabilidad del usuario proveer la facilidad de tratamiento.

Los fabricantes del equipo sólo deberán especificar los servicios eléctricos y auxiliares re-queridos y el tamaño del recinto así como sugerir los dispositivos de seguridad y enclava-mientos compatibles con el equipamiento.

Los aspectos más importantes desde el punto de vista del diseño seguro de instalacionespara teleterapia, son:


CABLE CONDUCTORDE LA FUENTE

CABLE CONDUCTOR DE COMPROBACIÓN

CALIBRACIÓN AUTOMÁTICA

CONTENEDOR DE SEGURIDAD

INDEXADOR

VERIFICACIÓN ÓPTICADE LA CONEXIÓN DEL APLICADOR

¤ Dimensiones del recinto blindado que permitan el alojamiento cómodo del equipo, elpaso de camillas y la entrada y salida de equipamiento utilizado en tareas de manteni-miento y operaciones de recambio de fuentes (en el caso de los equipos de cobalto).

¤ Espesores de blindaje adecuados en las paredes, piso y techo del recinto compatiblescon los límites de dosis vigentes y los factores de ocupación de los locales vecinos.

¤ Sistemas de visualización del interior del recinto.

¤ Monitores de radiación, enclavamientos, señalización y alarmas.

La autoridad regulatoria otorga autorizaciones de operación donde se especifican aspectostales como el rendimiento máximo (expresado en Gy m2/h) del equipo en función de sus pa-rámetros de diseño, y sus posibles modos de operación (direcciones de haz, factores deuso, controles de acceso y toda otra condición especial de operación).

SEGURIDAD RADIOLÓGICA EN EQUIPOS DE COBALTOTERAPIA

Alarmas, indicadores y enclavamientos

El uso de enclavamientos, alarmas e indicadores, permite el control de exposiciones no de-seadas. Su objetivo es impedir que la fuente sea expuesta en situación no prevista y que enel caso en que quede expuesta, se prevenga a trabajadores y público sobre la presencia decampos de radiación.

Los enclavamientos, en un equipo de teleterapia, pueden clasificarse en cuatro categoríasprincipales:

i. Sistemas actuantes sobre el drawer de la fuente

Los enclavamientos asociados con el movimiento y localización del drawer son los más im-portantes puesto que accionan directamente sobre el alojamiento de la fuente.

¤ Enclavamiento de puerta de bunker: asegura que la puerta del recinto blindado que albergaal equipo de cobalto, esté cerrada apropiadamente, cuando la fuente se encuentre ex-puesta. Si la puerta se abre, se produce el regreso de la fuente a su posición de guarda.

¤ Enclavamiento de presión de aire: actúa cuando la presión en el tanque de aire comprimi-do necesario para accionar el drawer se hace inferior a determinado valor mínimo consi-derado seguro. En este caso guarda automáticamente la fuente.

¤ Enclavamiento del drawer: impide la exposición de la fuente a menos que el drawer seencuentre inicialmente en la posición “off”.

ii. Sistemas actuantes sobre los parámetros de tratamiento

¤ Enclavamiento de limitación de la dirección del haz de irradiación: Se trata de uninterruptor de mercurio dispuesto en el cabezal, que se ajusta durante la instalación delequipo de modo que éste no pueda irradiar cuando el haz de irradiación se dirija a un sec-tor de la sala con blindaje insuficiente para radiación directa.


iii. Sistemas vinculados a movimientos mecánicos: previenen la colisión del cabezal contrael paciente, la camilla o el piso.

iv. Sistemas de parada de emergencia: se trata de un interruptor de emergencia del tipo“golpe de puño”, que permite que en el caso de un evento no deseado que involucre a lafuente desconectar la alimentación de energía del equipo y el consiguiente guardado de lafuente. Una vez activados estos enclavamientos, se requiere una acción deliberada para re-iniciar el sistema.

Radiación de fuga

Los niveles de radiación de fuga en torno al cabezal de un equipo de cobaltoterapia han sidotema de numerosos estudios y se ha llegado a estándares más o menos comunes para lasdos condiciones básicas de interés:

¤ Condición de fuente expuesta

El propósito de limitar la radiación de fuga en situación de fuente expuesta es proteger alpaciente de una irradiación no deseada fuera del volumen del blanco (tumor).

Las fugas a través de los dispositivos de colimación, se limitan habitualmente a un máximode 2% del haz útil, para un campo de 10 x 10 cm2. Los niveles de fuga de referencia sobreun radio de 2m en el plano del paciente, han sido sugeridos por el IEC y no deben exceder unmáximo del 2% y un promedio del 1% del haz útil para un campo de 10 x10 cm2. En áreaspróximas al cabezal, a 1m de la fuente, la radiación de fuga no debería exceder el 0,1% delhaz útil.

¤ Condición de fuente en guarda

La restricción de los niveles de radiación de fuga en la condición de fuente en guarda, deter-minan lo que se conoce como “capacidad de carga del cabezal”, es decir, la actividad de lafuente que resulta en la máxima radiación de fuga permisible en el cabezal.

Los siguientes son valores normalmente aceptados para la radiación de fuga en la condiciónde fuente en guarda:

– 0,01 mGy/h (1 mrad/h) a 1m de la fuente, promediado en 100 cm2.

– 0,2 mGy/h (20 mrad/h) a 5cm de la superficie del blindaje, promediado en 10 cm2.

El ajuste del drawer dentro del cabezal, es una maniobra sumamente crítica durante la eta-pa de armado de los equipos de telecobaltoterapia, dado que un error de montaje puede re-sultar en la aparición de “puntos calientes”, por deriva de los elementos de cobalto quecomponen la fuente. Este efecto de deriva, aunque se minimice, es inevitable, por lo cual elextremo frontal de la fuente debe contar siempre con un “sombrero” de plomo adicional.Por otra parte, las tolerancias en el ajuste del drawer deben estar sujetas a un exhaustivocontrol de calidad en la etapa de fabricación para evitar los mencionados puntos calientes.


Sistemas, dispositivos y/o señalizaciones

Un resumen de diferentes sistemas, dispositivos o señalizaciones, relacionados con la se-guridad, que deben presentar los equipos de cobaltoterapia se detalla a continuación:

¤ Un dispositivo que permita al operador interrumpir manualmente la irradiación desde laconsola de control. En el interior del recinto de irradiación deben existir uno o más inte-rruptores adecuadamente ubicados, que permitan interrumpir manualmente la irradia-ción.

¤ Un sistema de seguridad que produzca la interrupción automática de la irradiación si seabre la puerta de acceso al recinto cuando el equipo está irradiando.

¤ El recinto de irradiación debe contar con un sistema de monitoraje y alarma que se activecuando la tasa de dosis equivalente ambiental, en el interior de dicho recinto, alcance elvalor de la tasa de dosis que produce la fuente en posición de irradiación.

¤ El acceso al recinto de irradiación debe estar adecuadamente señalizado mediante seña-les luminosas que indiquen si la fuente se encuentra en posición de irradiación o de no-i-rradiación.

¤ La consola de control debe estar instalada de tal manera que, en todo momento, eloperador ubicado frente a ella tenga un control total del acceso al recinto de irradiación yuna visión clara y completa del paciente.

¤ El equipo debe poseer un indicador mecánico situado en el cabezal que permita saber in-mediatamente si la fuente está en posición de irradiación o de no-irradiación. Además, elequipo deberá poseer un indicador luminoso de la posición de la fuente. Ambos indicado-res deberán ser bien visibles.

¤ Todo equipo que se instale por primera vez en el país debe contar con dos sistemas decontrol del tiempo de exposición.

¤ El equipo debe poseer un dispositivo que retorne la fuente automáticamente a la posi-ción de no-irradiación y permanezca en esta posición, en los siguientes casos:

– al finalizar el tiempo prefijado de exposición,

– ante una interrupción del suministro eléctrico y

– ante la falta de suficiente presión en el sistema neumático.

El mecanismo de movimiento de la fuente debe prever que, en caso de falla del sistema au-tomático de retorno de la fuente, la exposición pueda ser interrumpida manualmente.

¤ El equipo podrá irradiar fuera de la zona de intersección del haz con el interceptor del hazsiempre que lo haga en la dirección en que existan barreras primarias con suficiente ca-pacidad blindante.

¤ En la consola de control debe existir, como mínimo, un indicador luminoso de las posi-ciones de irradiación y de no-irradiación de la fuente.

¤ Después de una interrupción de la irradiación, sólo será posible reiniciar la operación delequipo desde la consola de control.


¤ El equipo debe contar con dos indicadores, uno óptico y otro mecánico, de la distanciafuente-superficie de irradiación.

SEGURIDAD RADIOLÓGICA EN EQUIPOS ACELERADORES LINEALES

Enclavamientos

Los aceleradores lineales poseen una serie de enclavamientos por diseño, que cumplen lassiguientes funciones:

1. Interrumpir automáticamente la irradiación en las siguientes situaciones:

¤ Cuando una de las cámaras de ionización del sistema monitor de dosis integre el valorpreseleccionado.

¤ Si la segunda cámara de ionización del sistema monitor integra un valor igual al preselec-cionado más un adicional.

¤ Luego que haya transcurrido el tiempo de tratamiento preseleccionado.

¤ Cuando la energía de los electrones que chocan con el blanco o que pasan por la ventanade electrones, se desvía en más o en menos de una tolerancia determinada.

¤ Si se producen movimientos del puente del equipo durante la terapia de haz estacionario.

¤ Cuando se produzca el inicio o finalización no intencional del movimiento del puente du-rante la terapia de haz móvil.

¤ Si se produce la apertura de la puerta de acceso al recinto de irradiación.

2. Impedir la iniciación de la irradiación en las siguientes situaciones:

¤ Para equipos con posibilidad de operar con fotones y electrones, hasta que no se hayarealizado la selección del tipo de radiación a emitir, desde la consola.

¤ Para equipos con posibilidad de realizar terapia de haz móvil o estacionario, hasta que nose haya realizado la selección correspondiente en la consola.

¤ Cuando no coincida el sistema de filtros (cuñas) colocados en el cabezal con el seleccio-nado desde la consola.

¤ Si cualquier tipo de selección (tipo de radiación a emitir, energía nominal, filtros cuña, te-rapia de haz estacionario o móvil) realizada en el recinto de irradiación, no coincide con lallevada a cabo en la consola.

¤ Si la puerta del recinto de irradiación está abierta.

¤ En equipos que emplean fotones y electrones, cuando se pretende irradiar con electro-nes y no se encuentra ubicado el cono correspondiente, o cuando se pretende irradiarcon fotones y se encuentra colocado un cono para electrones.

Sistemas, dispositivos y/o señalizaciones

A continuación se enumeran diferentes sistemas, dispositivos o señalizaciones relaciona-dos con la seguridad radiológica que deben presentar los aceleradores lineales de electro-nes:


¤ Un sistema manual en la consola de control que permita al operador interrumpir la irra-diación.

¤ Uno o más interruptores manuales, adecuadamente ubicados en el interior del recinto deirradiación que permitan interrumpir la irradiación.

¤ Un sistema de seguridad que produzca la interrupción automática de la irradiación, si seefectúa el acceso al recinto de irradiación cuando el equipo está irradiando.

¤ El acceso al recinto de irradiación deberá estar adecuadamente señalizado, a través deseñales luminosas que indiquen la situación del equipo irradiando y del equipo listo parairradiar.

¤ La consola de control debe estar instalada de tal manera que, en todo momento, el ope-rador ubicado frente a ella, tenga un total dominio del acceso al recinto de irradiación.

¤ El operador debe tener una visión clara y correcta del paciente, en todo momento.

¤ El equipo debe interrumpir automáticamente la irradiación si se presenta alguna de lassiguientes condiciones: si la energía de los electrones que llegan al blanco o a la ventanade electrones se aparta de un valor preseleccionado o bien si la tasa de dosis absorbidamedida por el sistema monitor de dosis supera un valor preseleccionado.

¤ La instalación deberá contar con un sistema que permita el chequeo de los enclavamien-tos de seguridad y el correspondiente ajuste de los mismos. En particular, los interrupto-res de puerta; los de emergencia dentro y fuera de la sala de irradiación; la correctaactuación de los bloqueos que impiden comenzar la irradiación sin haber seleccionadotodos los parámetros correspondientes; el correcto funcionamiento del monitor de dosissecundario o redundante y el temporizador de seguridad.

SEGURIDAD RADIOLÓGICA EN BRAQUITERAPIA

En esta sección se introducen los principales aspectos a tener en cuenta en diseño y opera-ción de instalaciones de braquiterapia.

BRAQUITERAPIA MANUAL

Local de Tratamiento

La sala de internación o local de tratamiento destinada a este tipo de prácticas se diseña, afin de reducir las dosis por irradiación externa, mediante el uso de blindajes estructurales ymóviles (pantallas plomadas). Mientras esté internado un paciente con implante radiactivodichas salas estarán señalizadas de la siguiente forma:

La parte exterior de la puerta de acceso debe presentar:

¤ Señalización (símbolo de material radiactivo).

¤ Información sobre el régimen de visitas.

¤ Condiciones de uso autorizado del local.


Dentro de la habitación deben existir instrucciones para el personal dedicado a la atencióndel paciente referidas a:

¤ Datos de las fuentes.

¤ Manipulación, almacenamiento seguro y comunicación inmediata en caso de situacio-nes anormales o de emergencia.

¤ Atención del paciente.

¤ Control de visitas.

¤ Notificación al responsable en caso de emergencia médica o muerte del paciente.

Al pie de la cama: enumeración de las fuentes colocadas y esquema demostrativo.

Dichas salas contarán con instalaciones sanitarias para uso exclusivo del paciente y de di-seño adecuado para impedir el extravío de material radiactivo.

Local de almacenamiento

El local de almacenamiento deberá destinarse en forma exclusiva al alojamiento, prepara-ción, control y/o esterilización de fuentes radiactivas. Al mismo sólo podrán ingresar perso-nas autorizadas. Este local debe tener un depósito o bunker donde se guarden las fuentesradiactivas.

La mesa de preparados debe contar con un blindaje que permita la visión y manipulación delas fuentes sin alterar la capacidad de blindaje. La manipulación de fuentes se debe realizarutilizando pinzas u otros elementos adecuados para ese propósito.En los contenedoresdonde se alojen a las fuentes deberán indicarse: radionucleido, actividad y cantidad.

BRAQUITERAPIA REMOTA

Este tipo de tratamientos se realiza con equipos de carga diferida de fuentes. Estos equiposconsisten en: un contenedor blindado para el almacenamiento de las fuentes, un mecanis-mo de transporte de las fuentes, una guía flexible y un aplicador mediante los cuales setransfieren las fuentes encapsuladas desde su contenedor blindado a aplicadores previa-mente posicionados en el paciente. Además poseen una unidad de control separada de launidad de tratamiento. Un esquema de estos equipos puede observarse en la Figura 16.

La utilización de estos equipos eliminan virtualmente las dosis que reciben el personal deenfermería y el radioterapeuta ya que cuando las fuentes se hallan expuestas sólo se en-cuentra el paciente dentro de la habitación. La consola de control del equipo está ubicadafuera del recinto blindado.

Este tipo de tratamiento se realiza en aplicaciones diarias de unos pocos minutos. Las fuen-tes que se utilizan, generalmente son de cesio 137, cobalto 60 e iridio 192.


Estos equipos deberán estar ubicados en habitaciones que tengan blindajes estructurales yademás deberán tener dispositivos de seguridad independientes de los propios del equipo,por ejemplo:

¤ Señal lumínica en el exterior del local, para indicar que las fuentes están fuera del blindaje.

¤ Señal de alarma cuando las fuentes no retornen al blindaje.

¤ Interruptor de irradiación por apertura de puerta.

Todos los sistemas de seguridad tanto del equipo como de la instalación deberán verificar-se periódicamente.

En la Figura 17 se presenta un esquema de una sala de braquiterapia remota.

Figura 17. Esquema de una sala de braquiterapia

CARGA O RECAMBIO DE LAS FUENTES RADIACTIVAS

Esta operación deberá realizarse bajo estrictos procedimientos escritos y el personal debe-rá estar debidamente entrenado. El personal afectado a dicha tarea deberá poseer dosíme-tros de lectura directa y con señal acústica. La operación deberá ser monitoreada en todomomento. Una vez terminado el trasvase de las fuentes deberán comprobarse el correctofuncionamiento del equipo y de todos los sistemas de seguridad.


CÁMARA DE T.V.

LUZ DE PRECAUCIÓN DE RADIACIÓNINTERRUPTOR DE PUERTA

MONITOR DE RADIACIÓN

IMPRESORA

INTERCOMUNICADORMONITOR DE T.V.

COMPUTADORA PARAPLANIFICACIÓN DEL TRATAMIENTO

CONSOLA DE CONTROL

DETECTOR DE RADIACIÓN

EQUIPO DERETROCARGAMÓVIL

Para un equipo que utilice fuentes de iridio 192, el recambio de fuentes se realiza cada tresmeses, aproximadamente.

ASPECTOS OCUPACIONALES EN LA PRÁCTICA DE LA BRAQUITERAPIA

Los principales riesgos asociados a esta práctica son debidos a irradiación externa y a con-taminación externa. Para minimizar los riesgos antes mencionados se toman las siguientesacciones:

¤ Deberá exigirse el certificado de ensayos de pérdidas entregado por el fabricante de lafuente y además deberá realizarse periódicamente un test de pérdida (leakage test). De-berá efectuarse en forma rutinaria el monitoraje del local de tratamiento, de la ropa decama y de todo otro elemento que pudiera contener material radiactivo desprendido delimplante.

¤ Para prevenir la pérdida de fuentes deberá realizarse un inventario físico períodico y tenerun registro de movimientos de las fuentes. Además deberá ser chequeado regularmen-te, el número y la posición de las fuentes en el paciente. Al finalizar cada tratamiento de-berá verificarse que la cantidad de fuentes que se retiren del paciente coincida con la defuentes colocadas.

Para evitar sobreexposiciones accidentales en los pacientes, deberá observarse estricta-mente los procedimientos de operación. Todo el personal afectado deberá conocer los pro-cedimientos de operación y saber claramente sus responsabilidades.

El personal afectado a las tareas deberá ser adecuadamente instruído con respecto a lasmedidas de protección radiológica que deba tomar en su trabajo, tanto en situaciones nor-males como accidentales.

El personal que realiza tareas con fuentes radiactivas debe contar con un servicio de dosi-metría individual.

En caso de ser necesario el traslado de fuentes radiactivas, el mismo deberá ser realizadopor personal idóneo y en contenedores adecuados destinados para ese fin.

Deberán existir procedimientos de emergencias para actuar en situaciones como, porejemplo: pérdida o robo de fuentes, rotura de fuentes, fallecimiento del paciente y toda otrasituación anormal que pudiera ocurrir.

Además deberán existir registros donde se asienten el inventario radiactivo, movimiento delas fuentes, novedades y toda información referente al movimiento o modificaciones en elinventario.

En los equipos de braquiterapia remota, previo al inicio de cada práctica deberá realizarse,con fuentes falsas, una comprobación de recorrido automático a través del aplicador pararevisar todas las conexiones y determinar la existencia de posibles retorcimientos o curva-turas que podrían resultar en una obstrucción de la fuente durante el tratamiento.



Desde un punto de vista genérico, el principal riesgo radiológico asociado con la teleterapiaes la irradiación externa. Si bien se trata de instalaciones y equipos con un alto grado de se-guridad por diseño, la falla ocasional de sistemas de seguridad y errores humanos, puedenconducir a exposiciones no deseadas.

En un plano más específico, los equipos de cobaltoterapia y los aceleradores lineales tienencaracterísticas y principios de funcionamiento distintivos y presentan, por lo tanto, riesgosdiferentes.

Un equipo de telecobaltoterapia puede ser analizado, en forma simplificada, como unafuente encapsulada de cobalto de alta actividad, alojada en un contenedor blindado con unmecanismo que permite la exposición ocasional de la fuente. Por lo tanto el riesgo en ope-ración, estará asociado a la pérdida de control sobre el sistema de exposición de la fuente.Por otra parte, tratándose de una fuente radiactiva, la misma tendrá una determinada vidaútil al cabo de la cual deberá desecharse y ser eventualmente reemplazada por otra.

En los equipos aceleradores lineales, la situación es muy diferente ya que se trata de equi-pos generadores de electrones y fotones, que sólo producen radiación si reciben la corres-pondiente alimentación eléctrica. Un acelerador lineal, una vez desmantelado, se convierteen un equipamiento convencional, sin riesgo radiológico asociado.

Toda instalación de radioterapia debe contar con un programa de protección radiológicaque, basándose en los principios de justificación, optimización y limitación de dosis, tengaen cuenta los siguientes aspectos:

Clasificación del área de trabajo

Se deben monitorear las áreas de trabajo y clasificar las mismas en áreas controladas y su-pervisadas (véase capítulo 6).

Monitoraje individual

El personal debe contar con un servicio de dosimetría personal para la radiación externa; engeneral mediante dosímetros de emulsión fotográfico o TLD (véase capítulo 6).

Controles periódicos al equipo

Se deberán efectuar diferentes verificaciones referidas a: los indicadores mecánico y lumi-noso de distancia; el eje de rotación del colimador; a la ubicación del isocentro; a las esca-las angulares; a los movimientos de la mesa de tratamientos; al funcionamiento de lossistemas de seguridad y a la verificación de la constancia de los factores de calibración.

Sistema de registros

Se deberá implementar un sistema adecuado de registros, que contenga principalmente:las modificaciones o reparaciones realizadas en la instalación; las descripciones de las si-tuaciones anormales que se produzcan; las tareas de mantenimiento; los resultados de las


pruebas de sistemas relacionados con la seguridad radiológica; los resultados de las prue-bas periódicas al equipo y la documentación vinculada con la capacitación y el re-entrena-miento del personal.

Procedimientos de emergencia

La intalación donde se operen equipos de radioterapia debe tener procedimientos escritosque consideren las situaciones concebibles de emergencia radiológica. Deben incluir pau-tas generales para aquellas situaciones inesperadas que pudieran ocurrir, de modo de la in-tervención necesaria siempre se realice en forma de evitar o minimizar las consecuencias.

Estos procedimientos y pautas deben ser conocidos por todo el personal potencialmenteinvolucrado, cada uno de ellos con un rol específico. Además el personal debe recibir unacapacitación permanente en la materia y realizar entrenamiento periódico.

Recambio de fuentes radiactivas

La operación de recambio de fuentes es una tarea de cierto riesgo que debe llevarse a cabode acuerdo a procedimientos preestablecidos, aprobados por la autoridad regulatoria.

Transporte de material radiactivo

Durante el recambio de fuentes hay también involucradas operaciones de transporte dematerial radiactivo que deberán llevarse a cabo en forma segura, cumpliendo con la norma-tiva vigente en la materia. Véase, además, capítulo 6.

Sistema de calidad

La instalación debe contar con procedimientos de garantía de calidad en todas las etapasde la práctica (véase página siguiente).

EXPOSICIÓN MÉDICA

Justificación

Las exposiciones médicas se deberían justificar poniendo en consideración los beneficiosque producen y el detrimento radiológico que pueden causar, teniendo en cuenta, además,los beneficios y riesgos de otras técnicas utilizables que no impliquen la exposición a la ra-diación.

Optimización

La exposición en tejidos normales durante la radioterapia se debe mantener tan baja comosea razonablemente alcanzable, consistente con la dosis planificada en el órgano blanco,empleándose al efecto blindajes apropiados.


Los procedimientos con exposición del abdomen o pelvis de embarazadas deben evitarse amenos que existan fuertes indicaciones clínicas. Cualquier procedimiento terapéutico, enestos casos, debe implicar la menor dosis posible al embrión.

Calibración del haz de radiación

Se deberá efectuar una calibración completa del haz de radiación, al menos una vez cadados años o en las siguientes circunstancias:

a. Antes del primer uso médico del equipo.

b. Luego del reemplazo de la fuente radiactiva.

c. Luego de la reinstalación del equipo en una nueva ubicación.

d. Luego de una reparación que implique acciones sobre el alojamiento y/o el sistema deexposición y/o guarda segura de la fuente radiactiva.

e. Cuando un control dosimétrico rutinario arroje una discrepancia mayor que el 10% res-pecto del obtenido en la última calibración completa, corregida por decaimiento. En estecaso deberá notificarse inmediatamente la discrepancia a la Autoridad Regulatoria.

El instrumento destinado a la calibración dosimétrica del haz deberá contar con certificadode calibración otorgado por un centro de referencia reconocido por la Autoridad Regulato-ria. La calibración de dicho instrumento deberá hacerse al menos una vez cada dos años.

Participación de intercomparaciones dosimétricas

Se deberá participar anualmente en ejercicios de intercomparación dosimétrica que reali-cen organismos reconocidos.

Dosimetría clínica

Se debe tener implementado un protocolo de dosimetría clínica para la prescripción y regis-tro de la dosis suministradas en la radioterapia.

PROGRAMA DE GARANTÍA DE CALIDAD

La Organización Mundial de la Salud (OMS) ha definido Garantía de Calidad en Radioterapiacomo “Todas las acciones que garantizan la consistencia entre la prescripción clínica y suadministración al paciente, con respecto a la dosis en el volumen blanco, la dosis mínima enel tejido sano, la exposición mínima de personal, y las verificaciones en el paciente para ladeterminación del resultado del tratamiento”. La OMS ha justificado la necesidad de Garan-tía de Calidad en base a los siguientes argumentos:

¤ La Garantía de Calidad minimiza los errores en la planificación de tratamientos y admi-nistración de la dosis al paciente, y por lo tanto mejora los resultados de la radiotera-pia, aumentando la tasa de remisiones y disminuyendo la tasa de complicaciones yrecidivas.


¤ La Garantía de calidad permite la intercomparación veraz de resultados entre distintoscentros de radioterapia, tanto a nivel nacional como internacional, garantizando una do-simetría y administración del tratamiento más uniformes y exactas.

¤ Las características superiores de los equipos modernos de radioterapia no pueden apro-vecharse completamente a menos que se alcance un elevado nivel de exactitud y con-sistencia.

Toda instalación de radioterapia debe contar con un programa de garantía de calidad con elobjeto de asegurar que los procedimientos se desarrollen o implementen conforme a lasnormas regulatorias vigentes y en los términos fijados en la autorización de operación de ainstalación.

Cada institución debe tener medios para garantizar que la calidad del servicio de radiotera-pia que ofrece se mantiene dentro de límites de tolerancia aceptados por normas o reco-mendaciones, y que dispone de los mecanismos necesarios para corregir desviaciones quepuedan ir en detrimento del paciente, del público o del trabajador.

La responsabilidad para el desarrollo de un programa de garantía de calidad en radioterapiadescansa en la propia institución, y los administradores, jefes de servicios médicos y profe-sionales en las distintas áreas, comparten las responsabilidades de su ejecución.

En las secciones siguientes se detallan las pruebas de garantía de calidad recomendadaspara las diferentes prácticas en radioterapia. Estas pruebas cubren aspectos de seguridadradiológica propiamente dichas, de dosimetría y mecánicas referidas a las diferentes unida-des de terapia. Se indican, asimismo, la periodicidad con que se recomienda efectuar di-chas pruebas (diaria/quincenal/mensual o, en casos, períodos más extensos) y la toleranciaasociada a cada una de las pruebas.

GARANTÍA DE CALIDAD EN RADIOTERAPIA EXTERNA

A continuación se dan recomendaciones para la elaboración de un plan de Garantía de Cali-dad en Radioterapia Externa.

Unidades de cobalto 60

Las pruebas de Garantía de Calidad a las unidades de cobalto 60 se resumen en la Tabla 1.


Tabla 1. Pruebas de garantía de calidad de las unidades de cobalto 60

FRECUENCIA PRUEBA TOLERANCIA

Diaria

Quincenal

SeguridadIndicadores de la posición de la fuente en su alojamiento: Consola,Equipo, Puerta, Monitor (alarma) de radiacionesSistemas de visualizaciónSistemas de parada de emergenciaSistema de retorno manual de la fuente

MecánicosLáseresTelémetroTamaño de campo (10cm x 10cm)Centrado del retículoAccesorios del equipo (bandejas, cuñas, bloques)

Funcionando

FuncionandoFuncionandoFuncionando

2mm2mm a DFI. Distancia fuente-isocentro

2 mm2 mm diámetro

No deteriorados y funcionando

Mensual SeguridadVerificación de enclavamientos (cuñas, bandejas)Pulsadores de corte de energía eléctricaVerificar topes de camillaTemporizador

MecánicosIndicadores angulares del brazoIndicadores angulares del colimadorTelémetroCentrado del retículoSimetría del campoParalelismo y ortogonalidad de los lados del campoIndicadores de tamaño de camposIsocentro mecánicoHorizontalidad de la camillaPosición de cuñaEscalas de la camillaPosición efectiva (virtual) de la fuenteCoincidencia de los ejes de rotación del colimador, del haz de luz,del retículo y el isocentroDesplazamiento vertical de la camillaTemporizador (linealidad y repetibilidad)

FuncionandoFuncionandoFuncionandoFuncionando

1 grado1 grado

3 mm en el rango de uso2 mm de diámetro

3 mm2 mm2 mm2 mm

2 mm en el rango de uso2 mm (ó 2% en el factor de transmisión)

2 mm/1º

3 mm2 mm

3 mm0,5%

Trimestral Coincidencia campo óptico-radianteCoincidencia del eje de rotación de la camilla con el isocentro.

3 mm2 mm de diámetro

Semestral DosimétricosConstancia de la tasa de dosis de referenciaConstancia de planicidad y simetría

2%2%

Anual SeguridadComprobación de todos los enclavamientos (segúnespecificaciones del fabricante)Radiación de fuga y contaminación:Tasa de Kerma en aire a 5 cm de la fuenteTasa de Kerma en aire a 1 m de la fuente

DosimétricosConstancia de factores de campoConstancia de parámetros sobre el eje del haz (PDD, TAR, etc.)Constancia de los factores de transmisión de todos los accesoriosCorrección por tiempo de entrada y salida de la fuente

Funcionando

200 Gy/h (20 mR/h)20 Gy/h (2 mR/h)

2%2%2%

Corregir el tiempo de aplicación

PDD: porcentaje de dosis en profundidad TAR: relación tejido-aire


Aceleradores Lineales

En la Tabla 2 se listan las pruebas a realizar en los aceleradores lineales, junto con su fre-cuencia y tolerancia. Para los aceleradores que permiten el movimiento independiente delas mandíbulas del colimador, debe realizarse el alineamiento mecánico de cada mandíbulaindependientemente. El Programa de Garantía de Calidad para aceleradores con otros ac-cesorios deberá incluir el control periódico de los mismos, verificando en cada caso que lascaracterísticas de referencia se conserven.

Tabla 2. Pruebas de garantía de calidad de aceleradores lineales


Diario

Quincenal

SeguridadLuces indicadoras de irradiaciónSistemas de visualizaciónSistemas anti-colisiónInterruptores de radiaciónProgramaciónInterrupción por UMVerificación de ambas monitoras y temporizador.

MecánicosLasersTelémetroTamaño de campo (10 cm x 10 cm)Centrado del retículoCentrado del campo luminoso

Dosimétricos:Constancia de la tasa de dosis de referencia: fotones y electronesConstancia de la calidad del haz para electrones (R50 y Rextrapolado, ocurva de ionización)

FuncionandoFuncionandoFuncionandoFuncionandoFuncionandoFuncionando

Funcionando y coincidentes

2 mm2 mm en el rango de uso

2 mm2 mm diámetro

2 mm

3%2 mm en el rango terapéutico

Mensual SeguridadVerificar topes de camillaVerificación de enclavamientos y códigos de accesorios (modos deirradiación, aplicadores, cuñas, etc.)Pulsadores de corte de energía eléctricaVerificar posición de los colimadores de fotones para cada cono deelectronesCampos permitidos para cuñas

FuncionandoFuncionando

FuncionandoFuncionando y coincidente con la

indicación del fabricanteFuncionando y coincidente con la

indicación del fabricante

Mensual MecánicosIndicadores angulares del brazo y del colimadorSimetría, paralelismo y ortogonalidad de campo luminosoIndicadores de tamaño de camposIsocentro mecánicoCoincidencia campo óptico-radianteHorizontalidad de la camillaPosición de cuñaPosición de bandejaTraba de cuñas y bandejasCentrado de conosEscalas de la camilla

1 grado2 mm2 mm

2 mm de diámetro2 mm

2 mm en el rango de uso2 mm (ó 2% en el factor de transmisión)

2 mmFuncionando

2 mm2 mm/1º



Mensual DosimétricosConstancia de la tasa de dosis de referencia, por unidad de monitor,para fotones y electronesConstancia del monitor secundario

Constancia de Calidad del haz: fotones (TPR 1020 o PDD 10

20 )

Constancia de Planicidad:- fotones- electrones

Simetría (fotones y electrones)

2%

2%2%

2%3%3%

Semestral Coincidencia de los ejes de rotación del colimador, del haz de luz, delretículo y el isocentroCoincidencia de los ejes del colimador, brazo y camilla con el isocentroCoincidencia del isocentro mecánico y de radiaciónDesplazamiento vertical de la camilla

2 mm de diámetro

2 mm de diámetro2 mm de diámetro2 mm de diámetro

Anual SeguridadComprobación de todos los enclavamientos (según especificacionesdel fabricante)

MecánicosIsocentro de rotación de la camilla

DosimétricosConstancia de factores de campoConstancia de parámetros sobre el eje del haz (PDD, TMR, etc.)Constancia de factores fuera del eje del hazConstancia de los factores de transmisión de todos los accesoriosConstancia de la tasa de dosis de referencia con la angulación del brazo

Funcionando

2 mm de diámetro

1%2%2%2%2%

TPR: relación tejido-maniqui TMR: relación tejido-máximo PDD: porcentaje de dosis en profundidad

Simuladores de Tratamiento

En la Tabla 3 están listadas las pruebas a realizar, con su frecuencia y tolerancias.

Tabla 3. Pruebas de garantía de calidad de los simuladores


Diario Sistemas anti-colisiónInterruptor de radiación en accesos a la sala de simulaciónInterruptor de emergenciaLáseresTelémetroTamaño de campo (10 cm x 10 cm)Centrado del retículo


2 mm2 mm a DFI

2 mm2 mm diámetro

Mensual Indicadores angulares del brazo y colimadorTelémetroCentrado del retículoIndicadores de tamaño de camposSimetría, paralelismo y ortogonalidad de campo luminosoIsocentro mecánicoHorizontalidad de la camillaCongruencia entre el punto focal yel ejeCalidad de la imagen fluoroscópicaCoincidencia óptico-radiante

1º2 mm en el rango de uso

2 mm de diámetro2 mm2 mm

2 mm de diámetro2 mm en el rango de uso

2 mmNivel de referencia a

2 mm



Mensual(continuación)

Indicador de distancia foco-películaVerificación de accesorios (bandeja, soportes, etc.)Verticalidad del eje luminosoEscalas de la camilla

3 mm2mm2 mm

2 mm/1º

Semestral

Anual

MecánicosIsocentro de rotación del colimadorIsocentro de rotación de la camillaCoincidencia de los ejes del colimador, brazo y camilla con el isocentroDesplazamiento vertical de la camilla

RadiográficosTasa de Exposición (Radiografía)Tasa de Exposición (Fluoroscopía)Calibración de kV y mAsResolución de alto y bajo contraste

2 mm de diámetro2 mm de diámetro2 mm de diámetro

2 mm

Nivel de referencia a



Nivel de referencia

DFI: distancia fuente-isocentro a Se refiere al valor en el estado inicial

Equipos de rayos x de baja y media energía (Roentgenterapia)

La Tabla 4 resume un listado de las pruebas de control de calidad para equipos de radiotera-pia con rayos x de baja y media energía (10-300 kVp).

Tabla 4. Pruebas de garantía de calidad para los equipos de Roentgenterapia


Diaria SeguridadIndicadores del panel de mandoInterruptor de radiación en accesos a la sala de tratamientoInterruptor de radiación en panel de controlSistemas de visualizaciónSistema de filtros y conos intercambiablesMovimientos y frenos del soporte y del tubo

FuncionandoFuncionandoFuncionandoFuncionandoFuncionandoFuncionando

Trimestral Dosimetría a

Constancia de la tasa de dosis de referenciaConstancia de la capa hemirreductoraConstancia de planicidad y simetría

3%3%3%

Anual SeguridadEvaluación del circuito protector de sobrecargaRadiación de fuga:

- Equipos 50 kV, tasa de Kerma en aire a 5 cm de la fuente- Equipos entre 50-500 kV, tasa de Kerma en aire a 1 m de la

fuente

DosimetríaConstancia de la tasa de dosis de referencia con el movimiento delbrazo/cabezalConstancia de factores de campos (conos aplicadores)Factores sobre el eje del haz (PDD)

TemporizadorExactitudReproducibilidadLinealidadCorrección por tiempo efectivo de irradiación

Funcionando

0,30 Gy-h-1

0,01 Gy-h-1

3%

3%3%

0,4 seg ó 0,01 min2%2%

Corregir el tiempo de aplicación

DFI: distancia fuente-isocentro a Se refiere al valor en el estado inicial


Sistemas computarizados de planificación de tratamientos

La Tabla 5 resume las pruebas de garantía de calidad que deben realizarse a esos sistemas, ysu frecuencia.

Tabla 5. Pruebas de garantía de calidad para los sistemas computarizados de planificación de tratamientos y el cálculo de lasunidades de monitor (UM)


Durante la puesta en servicio yluego de la modernización delsoftware

DiariaMensual

Anual

Comprensión del algoritmoDistribuciones de isodosis de campos simplesCálculo de las UM (tiempo)Casos tipoSistemas de Entrada/SalidaPeriféricos de Entrada/SalidaChequeo de ficheros de datos y de programasSubconjunto de pruebas de referencia de garantía de calidad(si no existe la posibilidad del chequeo de los ficheros)Sistemas de Entrada/SalidaCálculo de las UMConjunto de pruebas de referencia de garantía de calidadSistemas de Entrada/Salida

Funcional2% a ó 2 mm b

2%2% ó 2 mm

1 mm1 mm

No deben existir cambios2% ó 2 mm c

1 mm2%

2% ó 2 mm d

1 mm

a % diferencia entre el cálculo del sistema de planificación computarizado y las mediciones (o cálculos indepen-dientes).

b En la región de alto gradiente de dosis es más apropiado emplear la distancia entre las curvas de isodosis que ladiferencia de %.

c Estos límites se refieren a la comparación de los cálculos de dosis en el momento de la puesta en servicio con loscálculos subsiguientes.

d Estos límites se refieren a la comparación con mediciones en un maniquí de agua.

Proceso de Planificación del Tratamiento

Existen tres etapas distintas en la planificación de un tratamiento, cada una de las cualesdebe tener su procedimiento de garantía de calidad:

1. La planificación no gráfica empleada fundamentalmente en campos simples y en camposopuestos paralelos.

2. La planificación con representación gráfica es empleada en gran número de pacientes.En este método el volumen de tratamiento se define a partir de los cortes de la TomografíaComputarizada (TAC) o a partir de placas ortogonales de simulación, el contorno del pacien-te se obtiene mediante el uso de dispositivos mecánicos (por ejemplo cintas de plomo, con-tornímetros, simulador de tratamiento) o con el empleo de la TAC.

3. La planificación de tratamientos en 3D se diferencia de las anteriormente mencionadasen que el volumen blanco, los volúmenes de tejido normal y las superficies de los contornosson obtenidas directamente de la TAC. El proceso es representado esquemáticamente enla Tabla 6.


Tabla 6. Pruebas de garantía de calidad en el proceso de planificación del tratamiento

Proceso Pruebas (Aspectos Físicos)

Colocación e inmovilización

Simulación

Adquisición de datos del paciente

Transferencia de datos al sistema de planificación

Tamaños y formas de campos

Cálculo de distribuciones de dosis

Evaluación del plan

Cálculo de las unidades de monitor

Construcción de bloques y modificadores del haz

Implementación del plan

Garantía de calidad para una planificación individual

Radiografías de localización. Alineación con láseres

Garantía de calidad del simulador

Garantía de calidad de equipos de adquisición de datos del paciente

Garantía de calidad del proceso completo de transferencia de datos,

incluyendo digitalizadores, transferencia digital de registros, etc.

Comprobación independiente (por ejemplo, imágenes portales)

Datos del equipo de tratamiento obtenidos en la puesta en servicio y

garantía de calidad de estos

Comprobación independiente por otro físico médico

Garantía de calidad del Sistema de planificación. Comprobación

independiente en un plazo de 48 horas

Garantía de calidad de cortadores de bloques y compensadores. Revisión

de imágenes portales

Revisión de la colocación por el equipo de planificación de tratamientos

(médico, físico y/o dosimetrista)

Revisión del plan de tratamiento

Planificación del tratamiento individual del paciente

La Tabla 7 resume las recomendaciones para la garantía de calidad del tratamiento individualdel paciente.

Tabla 7. Recomendaciones para la garantía de calidad del tratamiento individual del paciente

Procedimientos Recomendaciones

Cálculo de las Unidades Monitor (minutos)

Revisión de la planificación gráfica

Radiografías del haz de tratamiento (Casos curativos

así como paliativos con alto riesgo de morbilidad)

Dosimetría in-vivo

Revisión antes del tratamiento por un personal autorizado diferente al que

realizó el cálculo inicial. Cuando esto no sea posible efectuar la revisión

antes de la tercera fracción de tratamiento o antes de que se entregue el

10% de la dosis total.

1. Revisión antes del tratamiento. Cuando esto no sea posible,

efectuar la revisión antes de la tercera fracción de tratamiento o antes

de que se entregue el 10% de la dosis total.

2. Revisión por un segundo físico médico que no haya realizado el

plan de tratamiento. De existir sólo un físico médico, éste debe

realizar una revisión 3 días después de iniciado el tratamiento.

3. Cálculo independiente de la dosis en un punto: comparar para cada

campo las dosis prescritas y las calculadas. Si estas difieren en más

de un 5%, entonces las discrepancias deben resolverse antes de

continuar el tratamiento.

Revisión inicial (antes del primer tratamiento) de las radiografías con el haz

de tratamiento. Deben realizarse películas de verificación durante el

desarrollo del tratamiento.

Es recomendable que las instituciones tengan acceso a algún sistema de

dosimetría in-vivo.


GARANTÍA DE CALIDAD DE EQUIPOS Y FUENTES DE BRAQUITERAPIA

Se describen en esta sección las recomendaciones para la braquiterapia con fuentes sella-das.

Descripción de las fuentes radiactivas

La Tabla 8 resume las pruebas de garantía de calidad para distintos tipos de fuentes.

Tabla 8. Descripción de las fuentes y pruebas de garantía de calidad

TIPO DE FUENTE PRUEBA FRECUENCIA TOLERANCIA

T1/2 largo: descripción

T1/2 largo: calibración

T1/2 corto: descripción

T1/2 corto: calibración

Forma física y químicaEncapsulamiento de la fuenteDistribución y uniformidad del radionuclidoUbicación de zona activa de la fuente

Media del loteDesviación de la mediaVerificación de la calibración del fabricanteIdentificación

Forma física y químicaEncapsulamiento de la fuente

Media del loteDesviación de la mediaDistribución del radionucleido y uniformidad de la fuente

II

I

IIIC

II

CCC

1 mm

3%5%5%a

3%5%V b

I: al comprarse; R: registrada; C: en cada uso

a Revisión visual del código de identificación o chequeo de intensidad en un calibrador.

b Revisión visual, auto-radiografía o chequeos ionométricos.

Calibración de las fuentes

Se recomienda especificar a las fuentes radiactivas en términos de la “Tasa de Kerma en

Aire de Referencia” (Reference Air Kerma Rate) tal como se define en la publicación ICRU 38(la tasa de kerma en el seno de aire a una distancia de referencia de 1 m, corregida por ate-nuación y dispersión en aire. Las unidades SI son Gy h-1 a 1m).

Aplicadores

En la Tabla 9 se muestran las principales pruebas de garantía de calidad que deben realizarsea los aplicadores de braquiterapia. Al recibir un aplicador debe verificarse que la posición dela/las fuentes dentro de éste se corresponde con la prevista por el fabricante, así como quecualquier accesorio o pieza destinada a atenuar o modificar la radiación no presentacorrimiento o imperfecciones.


Tabla 9. Pruebas de garantía de calidad de los aplicadores de braquiterapia

TIPO DE FUENTE PRUEBA FRECUENCIA TOLERANCIA

Intracavitario

Intersticial

Dimensiones e integridadUbicación de las fuentesCorrespondencia de posición de los simuladores con lasfuentes realesUbicación de atenuadoresIntegridad de los aplicadores (agujas, catéteres,plantillas, etc.)Correspondencia de posición de los simuladores con lasfuentes reales

I, anualI, anual

I

Ia

I, anual

C

2 mm

2 mm

I: al inicio del uso o luego de reparación; R: registrado; C: en cada uso, como mínimo una inspección visual de que los simuladores(dummy) representan adecuadamente la distribución de las fuentes reales

Inventario de las fuentes

Tanto las fuentes de T1/2 largo como las de período de semidesintegración corto requierende un inventario actualizado y un archivo o bitácora permanente sobre su empleo. Debido aque la información a almacenar y los procedimientos de inventario difieren según el tipo defuente, éstas deben analizarse por separado.

Equipos de carga remota automática (Remote Afterloading)

Los sistemas de carga remota pueden estar conformados por instalaciones convencionalesde baja tasa de dosis (LDR) así como de alta tasa de dosis (HDR). Para equipos con variasfuentes, debe determinarse la intensidad de cada una de ellas, para asegurarse que todasse encuentran dentro de un intervalo aceptable respecto a la media En la Tabla 10 semuestran las principales pruebas de garantía de calidad a realizar en estas instalaciones.

Tabla 10. Pruebas de garantía de calidad de los equipos de carga remota automática


En cada tratamiento

Semanal

Trimestral (o en cada cambio de fuentes)

Anual

Interruptores de seguridad de la puerta, luces y alarmasFunciones del panel de mando, baterías, impresorasInspección visual de las guías conductoras de fuentesVerificación de preparación de cadenas de fuentes

Exactitud de posición de simuladoresColocación de la/las fuentes

Calibración a

Funcionamiento del temporizadorExactitud del conductor de la fuente y los conectoresIntegridad mecánica de los aplicadores

Algoritmo de cálculo de dosis (al menos con unaconfiguración estándar para cada radionucleido)Simular situaciones de emergenciaChequear el inventario de fuentes


Auto-radiografía

1 mm2 mm

3%1%

1 mmFuncional

3%, 1 mm

a Es conveniente que al renovar la fuente, se realice una calibración de la nueva y la vieja fuente, para establecer y registrar lareproducibilidad del método de calibración.


Planificación y administración de tratamientos de braquiterapia

Para braquiterapia se acepta que la discrepancia en la administración de la dosis prescritasea del orden de 5-10% a distancias de 1-5 cm de las fuentes.

En la práctica de la braquiterapia, muchas veces es necesario realizar dos cálculos: el cálcu-lo para determinar la distribución e intensidad de las fuentes y los cálculos de verificaciónpara determinar los tiempos de tratamiento a partir de la distribución real de las fuentes. Unprograma de garantía de calidad en braquiterapia debe por lo tanto estar dirigido a tres pro-cesos básicos:

¤ Proceso de inserción del aplicador: éste es mayormente responsabilidad del oncólogoradioterapeuta; en términos de garantía de calidad física, significa que se utilizó el dispo-sitivo correcto, que se documentó, que se realizó la operación correcta y que el aplica-dor, las fuente y el volumen blanco están en correlación correcta.

¤ Proceso de diseño y evaluación: este proceso comienza con la selección del aplicador yel diseño del implante. Se continúa con la prescripción del tratamiento, la adquisición delas imágenes del implante, la definición del volumen blanco, el cálculo de las distribucio-nes de dosis, su optimización, la determinación de los tiempos y/o la determinación delas posiciones estacionarias de las fuentes. En términos de garantía de calidad físicaesto significa que los algoritmos del sistema de planificación (manual o computarizado)funcionan correctamente, que el volumen blanco de las imágenes radiográficas es con-sistente con otros datos relativos a la localización del tumor y que los pasos de optimiza-ción son apropiados.

¤ Proceso de administración del tratamiento: en el caso de braquiterapia manual éste in-cluye la selección, preparación e inserción de las fuentes así como el retiro de éstas en elmomento indicado. En el caso de equipos de carga remota automática, este proceso in-cluye el ingreso de los datos al sistema de aplicación, la conexión del equipo al pacientey la administración de la dosis de radiación.

Sistema de planificación de tratamientos

Un sistema de planificación en braquiterapia normalmente tiene los siguientes componen-tes que necesitarán de un control:

a. Un método de reconstruir la geometría tridimensional del implante con un digitalizador yun algoritmo que calcula la posición de las fuentes.

b. Un sistema gráfico para visualizar el implante.

c. Un medio de especificar el tipo e intensidad de las fuentes.

d. Un algoritmo para calcular la distribución de dosis.

e. Métodos de evaluar, representar y optimizar la distribución de dosis.

f. Un sistema que permita la impresión de curvas de isodosis y otros datos asociados con ladocumentación del plan.


Algoritmos de cálculo de dosis

Para especificar la intensidad de las fuentes de braquiterapia se recomienda emplear lamagnitud Intensidad de Kerma en Aire. Debe verificarse que el algoritmo de cálculo convier-ta el valor de calibración de la fuente en una adecuada distribución de dosis alrededor deésta, no sólo sobre el bisector perpendicular, sino que corrija también por la anisotropía a lolargo del eje de la fuente.

Verificación de los cálculos de dosis en el paciente

La Tabla 11 resume las pruebas de garantía de calidad. de los sistemas de planificación parabraquiterapia.

Tabla 11. Pruebas de garantía de calidad de los sistemas de planificación para braquiterapia

FUNCIÓN DATOS DE COMPARACIÓN FRECUENCIA

Verificar la exactud geométrica del lossistemas de I/O (digitalizador, TAC, Ultrasonidoy graficador)

Verificar parámetros de entrada paraconfiguraciones pre-calculadas

Verificar dosis y cálculo de tiempos, para todaslas fuentes en puntos representativos

Exactitud de la isodosis de una fuente

Exactitud de isodosis de fuentes múltiples

Exactitud en la rotación de los planos

Consistencia de la documentación impresa

Exactitud de la reconstrucción de coordenadas

Exactitud de la impresión de los parámetros deltratamiento por la consola del equipo de cargaremota

Figuras de mérito de histogramas devolumen-dosis

Software de optimización

Digitalizar datos de geometría conocida. ParaTAC/US sacar imagen y reconstruir implante enun maniquí

Referencias publicadasDatos del fabricante

Tablas publicadas y cálculos manuales

Cálculos de una sola fuente

Cálculos de un arreglo múltiple

Constancia de la dosis en puntos, posiciones delas fuentes y curvas de isodosis ante rotacionesmúltiples

Parámetros de entrada asumidos

Maniquí radiográfico con inserción de catéteresen geometría conocida

Comparación de la impresión de los parámetrospor la unidad de tratamiento con la salida delsistema de planificación

Usar fuente puntual o lineal isótropaUsar un caso tipo

Hacer varios casos de implantes típicos

Mensual

I, anual

I, anual

I, cuando se cambie elsoftwareI, cuando se cambie elsoftwareI, cuando se cambie elsoftware

Cada tratamiento

I, cuando se cambie elsoftware

I, cuando se cambie elsoftware, cada tratamiento



Localización de las fuentes

La posición de todos los implantes intracavitarios, intersticiales e intraluminales requiere deuna verificación mediante radiografías convencionales o tomografía axial computada.


El físico médico y/o el dosimetrista deben estar presentes durante la localización del im-plante, con vistas a asegurar que se mantenga la geometría adecuada para su adquisición,que las marcas fiduciales y los anillos de magnificación están ubicados correctamente y seaprecian en la imagen, que el paciente no se mueva durante el estudio, así como que la cali-dad de la imagen sea adecuada para la localización precisa de las fuentes (simuladores).

Administración del tratamiento

Un aspecto de la garantía de calidad es documentar los parámetros físicos que especificancómo debe cargarse el implante (intensidad de las fuentes, aplicadores, prescripción, dura-ción del implante, etc.).

En la Tabla 12 se enumeran los principales pasos en la ejecución de un tratamiento de braqui-terapia, algunos de los cuales requieren muchas veces de la presencia del físico médico enel salón de operaciones para su verificación.

Tabla 12. Aspectos a verificar en el proceso de ejecución de un tratamiento de braquiterapia

FINALIDAD PROCEDIMIENTO CUÁNDO

Exactitud de la descripción delimplante

Exactitud y consistencia de laprescripción

Selección adecuada de las fuentes

Carga adecuada de las fuentes

Plan de tratamiento

Retiro del implante

Todas las fuentes fueron retiradas

Revisión del tratamiento

Registro, auditoría de calidad

Observación directa

Consistencia de la carga y prescrición del implantecon el estadío de la enfermedad, el protocolo ypolítica de tratamiento del departamento

Comprobación dosimétrica con cámara de pozo osimilar; comprobación visual

El técnico dosimetrista o el físico médico debenasistir siempre al médico

Cálculo del plan y comprobación de la exactitud yconsistencia de éste

Con el responsable del retiro de las fuentes

Monitoreo del pacienteInventario final de fuentes

Comprobar el tiempo de tratamiento

Completar todos los procedimientos de garantía decalidad y registros de radioprotección

Durante la ejecución del implante

Primera mitad del tratamiento

Preparación y carga de las fuentes

Carga de las fuentes

Primera mitad del tratamiento

Al momento del retiro

Al momento del retiroDespués de retiradas las fuentes

Al cumplimentar el procedimiento

Al cumplimentar el procedimiento

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Silvia Alvarez

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ACCIDENTES EN LA PRÁCTICA MÉDICA

Durante el desarrollo normal de una práctica, las exposiciones a radiaciones ionizantes pro-ducen dosis muy bajas que se reciben en forma planificada y controlada. Las dosis siemprese mantienen por debajo de las restricciones establecidas y, además, las prácticas se reali-zan tratando que aquéllas resulten tan bajas como sea razonablemente alcanzable, tenien-do en cuenta factores sociales y económicos. Sin embargo, es posible que no todas lasexposiciones se produzcan según lo previsto. Las fallas inesperadas de equipos, los erroresde operación u otros eventos, que producen desviaciones de la operación y procedimientosnormales, pueden llegar a generar exposiciones no planificadas ni controladas. Aunque noes posible pronosticarlos de forma detallada, algunos de estos sucesos son previsibles ycon una cierta probabilidad de suceder que se puede estimar. En estos casos se está frentea las denominadas exposiciones potenciales.

Pero aún los eventos con una baja probabilidad de suceder, lamentablemente puede lle-gan a ocurrir. Es entonces cuando debe recurrirse a la intervención para mitigar las con-secuencias.

La intervención se puede definir como toda acción que se implemente para: reducir o evitarexposiciones a fuentes radiactivas que no forman parte de prácticas controladas o que seencuentran fuera de control, recobrar el control de la situación anormal y adoptar las medi-das necesarias para restablecer la normalidad. Ciertas acciones de intervención están pre-vistas y se denominan contramedidas.

Existen situaciones durante las cuales las fuentes radiactivas quedan fuera de control, esdecir las radiaciones que emiten pueden llegar a afectar a las personas dado que superanlas barreras de control impuestas en el diseño de las instalaciones o dispositivos para apli-cación de radionucleidos. En ciertos casos sólo se pierde la capacidad de controlar los dis-positivos que regulan la radiación proveniente de las fuentes; es el caso de fuentesencapsuladas intactas pero con problemas en los mecanismos de control y blindaje. Enotros, las fuentes pierden su integridad física y se produce dispersión del material radiacti-vo, lo que suma a la exposición una posibilidad de contaminación radiactiva. Los involucra-dos en accidentes pueden ser los propios operadores que llevan a cabo la práctica opersonas del público.

En las secciones siguientes del presente capítulo se presentarán diferentes tipos de acci-dentes ocurridos en el mundo en la práctica médica con radiaciones ionizantes.

En primer lugar se transcribe textualmente la conferencia dictada por doctor P. Ortiz López enel Seminario sobre la Aplicación de la Directiva sobre exposiciones médicas (97/43/Euratom)

Accidentes en la práctica médica - Capítulo 11 página 205

capítulo

11

Silvia Alvarez

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celebrado en Madrid el 27 de abril de 1998, en la cual resume, de una manera clara y didác-tica, los accidentes relativos al diseño y mantenimiento de equipos, a la calibración de ha-ces y a la planificación de tratamientos en radioterapia.

Luego de la trascripción de la conferencia y complementando el tema, se presentan ejem-plos de situaciones accidentales ocurridas en medicina nuclear.

ACCIDENTES EN RADIOTERAPIA: “EXPOSICIONES POTENCIALES Y PREVENCIÓN DE ACCIDEN-TES EN LA PRÁCTICA MÉDICA”1

INTRODUCCIÓN

La exposición a la radiación se divide en dos categorías básicas: la exposición normal y laexposición potencial (doc. CIPR, 1991, 1993, 1997). “Es seguro que se producirá la exposi-ción normal, mientras que no hay certeza de que la exposición potencial vaya a tener lugar.La exposición normal incluye tanto la exposición que se ocasiona en operaciones llevadas acabo según lo previsto como en sucesos involuntarios, pero de gran probabilidad y leves

consecuencias". Por lo tanto, es seguro que se producirá la exposición normal (o casi segu-ro con leves consecuencias) como contraste a la exposición potencial, que es incierta ypuede tener graves consecuencias. Cuando la exposición potencial se hace realidad, seconvierte en real, como por ejemplo, en un accidente.

En 1996 la OIEA definió el concepto de accidente del modo siguiente: “todo suceso impre-visto, incluyendo errores de accionamiento, fallos en el equipo u otros percances, cuyasconsecuencias o posibles consecuencias son inaceptables desde el punto de vista de laprotección de la seguridad”. Por consiguiente, en esta definición las consecuencias o posi-

bles consecuencias son el factor determinante a la hora de considerar un suceso como ac-cidente.

La exposición médica se trata en tres disciplinas importantes: el radiodiagnóstico, la me-dicina nuclear y la radioterapia. En radiodiagnóstico, las situaciones con mayor propen-sión a la exposición potencial son los procedimientos intervencionistas. En cualquiercaso, el radiodiagnóstico se aborda como capítulo de otro tema en este seminario. Enmedicina nuclear, las consecuencias más importantes se derivan de procedimientos te-rapéuticos con fuentes no selladas en los que se trata al paciente equivocado, o se admi-nistran radiofármacos erróneos, o bien se administran estos a una madre en período delactancia sin adoptar medidas para impedir la exposición potencial del niño (doc. 0IEA,1998). Las medidas que se deben tomar para prevenir estos accidentes son similares alas de la radioterapia, por lo que esta exposición del tema estará centrada en accidentesen la radioterapia.

página 206 Accidentes en la práctica médica - Capítulo 11

1 Conferencia dictada por doctor P. Ortiz López en el Seminario sobre la Aplicación de la Directiva sobreexposiciones médicas (97/43/Euratom) celebrado en Madrid el 27 de abril de 1998.

La radioterapia actual tiene tres objetivos fundamentales: eficacia, calidad de vida y seguri-dad (doc. OMS, 1995). Desde el punto de vista de la seguridad, la radioterapia es una apli-cación especial de la radiación: se coloca a seres humanos directamente en un haz deradiación muy intenso durante 25 ó 30 sesiones, o se sitúan las fuentes en contacto directocon los tejidos; se suministran intencionadamente dosis muy altas. No pueden interponer-se barreras fisicas entre el haz de radiación y el paciente. Y lo que es más, un tratamiento deradioterapia implica la participación de muchos profesionales en un buen número de pasosentre la prescripción y el suministro del tratamiento, así como una gran cantidad de sesio-nes de tratamiento en las que se han de ajustar múltiples parámetros. No solo la dosis ex-cesiva, sino también una dosis insuficiente puede acarrear graves consecuencias en laradioterapia y constituye una exposición accidental. Por lo tanto, la posibilidad de que seproduzca un accidente en radioterapia es muy elevada y merece medidas especiales deprevención.

Los accidentes se inician a partir de un hecho desencadenante que, si no es detectado,puede desarrollarse hasta derivar en una exposición accidental. En tal caso, se puedenprevenir los accidentes mediante la colocación de barreras de seguridad (tanto físicascomo de procedimiento) para interceptar la progresión de hecho desencadenante a ex-posición accidental. Para un especialista en protección radiactiva, el método de colocarcapas de seguridad se denomina “defensa en profundidad”. Para el radiólogo oncólogo ypara el físico médico, la prevención de accidentes constituye una parte integral del pro-grama de aseguramiento de calidad global, que se ha diseñado “para obtener los mejoresresultados posibles de la radioterapia”, y que “está destinado a garantizar la coherencia

de la prescripción médica, ya que contempla la dosificación con relación al volumen dia-na, junto con la dosis mínima para el tejido normal y la exposición mínima del personal”(doc. OMS, 1988).

La combinación de ambos enfoques, como por ejemplo, cuando se utiliza la metodología dela defensa en profundidad como prueba de un programa de aseguramiento de calidad, pue-de reportar grandes beneficios a la radioterapia. Para determinar las capas de seguridad ne-cesarias, se requiere, en primer lugar, establecer el cúmulo de circunstancias que haposibilitado el accidente. Con esta finalidad, se pueden emplear métodos prospectivos y re-trospectivos. Los métodos retrospectivos (la utilización de la experiencia para aprender so-bre dichas circunstancias) han dado como resultado mejoras en el equipo y en losprocedimientos de aplicaciones industriales, así como han reducido la probabilidad de losaccidentes mortales en tres órdenes de magnitud (doc. CIPR, 1997). No obstante, los mé-todos retrospectivos pueden no recoger accidentes potenciales que nunca ocurrieron, conlo que no es posible utilizar la información de la experiencia. Este potencial de accidentesrestante que no ha sido detectado por los métodos retrospectivos tiene que determinarsemediante los métodos prospectivos (los enfoques más importantes son los arborigramasde sucesos y de fallos).

En un documento sobre “Lecciones aprendidas de accidentes en radioterapia" (doc. 0IEA,1998), se emplean métodos retrospectivos; por ejemplo, se han utilizado conocimientosadquiridos de la experiencia para establecer las circunstancias del accidente, así como paraproporcionar una extensa lista de hechos desencadenantes y de factores añadidos. La ex-posición que sigue a continuación destaca las principales lecciones del doc. OIEA 1998 ypropone medidas de defensa en profundidad. Para disponer de un resumen más completo,se remite al lector al documento original, que será publicado este año. Para mayor informa-ción sobre métodos prospectivos, consúltese el doc. CIPR 1997.


ACCIDENTES EN EL HAZ EXTERNO

ACCIDENTES RELATIVOS AL DISEÑO, LA FABRICACIÓN, PRUEBA Y EL MANTENIMIENTO DEL EQUIPO DERADIOTERAPIA

a. Diseño, fabricación y prueba

Un operador de un acelerador cambió demasiado rápido del modo de rayos x al modo elec-trones, antes de que el aparato hubiera podido completar la orden anterior de operar en elmodo de rayos x, así que el sistema se puso en funcionamiento con instrucciones híbridas.El accidente se repitió en seis hospitales distintos hasta que se reconoció el origen del pro-blema, y dos pacientes fallecieron de una dosis excesiva del orden de 160 a 180 Gy.

Se determinaron los siguientes factores añadidos:

¤ El acelerador dirigido por ordenador no parecía haber sido probado en las condiciones ex-tremas que se dieron posteriormente en la práctica de seis hospitales diferentes.

¤ Se trató el problema ineficazmente, y antes de que se determinara la causa, el mismo acci-dente se había repetido en seis centros y había provocado la muerte de dos pacientes.

Una vez que identificados el hecho desencadenante y los factores añadidos, se pueden

adoptar las siguientes medidas preventivas: la licencia de la Autoridad normativa deberíaser obligatoria, no sólo para los usuarios del equipo de radioterapia, sino también para losfabricantes y proveedores de dicho equipo. Como parte del proceso para la concesión deuna licencia, la Autoridad normativa tiene que solicitar una evaluación formal de la seguri-dad, que debería incluir análisis prospectivos (arborigramas de sucesos y de fallos) que per-mitieran una determinación completa de las circunstancias del accidente, como tambiénuna prueba del equipo de radioterapia en condiciones clínicas, por ejemplo, probando elequipo en todas las condiciones de operación posibles que pudieran presentarse al perso-nal clínico.

Asimismo, como condición previa a la licencia, la Autoridad normativa debería exigir a fabri-cantes y proveedores lo siguiente:

1. Establecer una red y una metodología de mantenimiento que posibiliten la recopilacióncentralizada, el análisis y el seguimiento de alteraciones en el funcionamiento del equipoque puedan afectar a la seguridad.

2. Formar y acreditar debidamente al personal de mantenimiento, incluyendo la determina-ción de un comportamiento crítico para la seguridad y el envío de informes precisos al fabri-cante sobre las circunstancias del suceso mediante procedimientos establecidosformalmente.

3. Difusión inmediata de información sobre cualquier problema detectado en materia de se-guridad, junto con la aplicación de medidad preventivas y correctivas, así como el envío deun informe a las Autoridades normativas.

4. Añadir la información sobre sucesos anómalos a la formación de usuarios y del personalde mantenimiento.


b. Mantenimiento

Hubo dos accidentes importantes relacionados con problemas de mantenimiento: en unode ellos, el hecho desencadenante fue un desajuste de energía en un acelerador (que afec-tó a 27 pacientes). El otro accidente se debió a fallos intermitentes, seguidos de una inte-rrupción frecuente del tratamiento y de múltiples intentos infructuosos de arreglar elaparato que finalmente no dejaron otra opción que desconectar los dispositivos de seguri-dad, de manera que se trata a los pacientes en el “modo físico”. Ambos accidentes tuvieronconsecuencias mortales.

Los siguientes factores contribuyeron a que se produjeran los accidentes:

¤ Un conocimiento deficiente del conjunto de circuitos del aparato, así como de las conse-cuencias que acarrea el desajuste de los parámetros físicos del haz.

¤ Traslado no reglamentario del acelerador para una inspección de mantenimiento y devo-lución posterior para su uso clínico sin que fuera notificado al físico médico, lo cual impli-có una reanudación del tratamiento sin que se realizase un control dosimétrico del haz.

¤ El acelerador podía operar con el selector de energía desconectado (lo que equivale almodo no clínico), es decir, la energía seleccionada no era la energía real.

¤ En un caso de contradicción entre la pantalla y las señales emitidas (una clave que indi-caba la energía electrónica elegida, y la otra procedente de un instrumento que señalabala energía real), el personal no fue capaz de interpretarlas correctamente y se decidió porla equivocada. Comentario: el personal que no ha sido formado para enfrentarse a situa-ciones anómalas tiende a decidirse por la señal que le permite reanudar el trabajo, por loque se convierte en un factor que contribuye a que se produzcan los accidentes.

¤ En aquel momento, no se disponía de instrumentos de control inmediato de estabilidad;por tanto, no era posible realizar con frecuencia (diariamente) revisiones instantáneasdel haz.

¤ En el segundo accidente, fallos del equipo repetidos e intermitentes sin resolver provo-caron en múltiples ocasiones interrupciones de los tratamientos; este hecho indujo aloncólogo radiólogo a operar en el modo físico, lo cual implica eliminar la defensa en pro-fundidad (los dispositivos de seguridad).

De estos factores añadidos, se deduce que los requisitos que prescribe la Autoridad norma-

tiva para fabricantes y proveedores expuestos anteriormente deberían complementarsecon medidas adicionales de defensa en profundidad tales como:

1. Formación del personal de mantenimiento respecto a las consecuencias que se derivande los desajustes en parámetros de haz y en lo relativo a la elaboración de informes preci-sos que comuniquen fallos intermitentes en el equipo.

2. Procedimientos formales para el traslado del equipo para reparación y su retorno con co-nocimiento del físico médico.

3. Los procedimientos formales deberían incluir, en función de las labores de mantenimien-to realizadas, un control del haz antes de reanudar el tratamiento.

4. Formación del personal de radioterapia a efectos de reconocimiento y tratamiento de se-ñales anómalas y contradictorias.


5. Disponibilidad de un instrumento de control de calidad que permita realizar diariamenterevisiones instantáneas de los haces del acelerador.

ACCIDENTES RELATIVOS A LA CALIBRACIÓN DE HACES

Los hechos desencadenantes más importantes fueron los que derivaron en un error de tasade dosis y, por consiguiente, en tiempos de irradiación erróneos para todos los pacientesque fueron tratados en estas condiciones. En un caso (que afectó a 115 pacientes), se co-metió un fallo en lo relativo al tiempo de exposición de la calibración de haz, lo cual provocóque se subestimase la tasa de dosis, y que se suministraran dosis excesivas a los pacien-tes. En un segundo caso (207 pacientes afectados), se confundió la dosis a 5 cm de profun-didad con la dosis a la máxima profundidad (un 25% de dosis excesiva). En un tercer caso(de 426 pacientes), se trazaron equivocadamente las curvas de decaimiento de una nuevafuente de cobalto 60, lo que implicó una dosis excesiva que aumentó con el tiempo, ya quela curva errónea partía del punto de decaimiento correcto; no se detectó el problema hasta22 meses después, durante los cuales el físico estaba dedicando su tiempo principalmentea un nuevo acelerador.

Asimismo se produjeron otros casos de interpretaciones erróneas de certificados de cali-bración, como también fallos en los factores de corrección de la presión atmosférica, cuan-do se tomaron datos proporcionados por la estación meteorológica, que habían sidocorregidos con relación al nivel del mar, por datos sobre la presión al nivel de la estaciónmetereológica. En otro caso del que se dio parte, se utilizó un haz de sin calibración alguna(se tomó el valor de exposición del certificado sobre la fuente de radiación, que estaba enroentgenios, por cGy). En un tercer caso, se utilizó incorrectamente cobalto 60 una cámarade caras paralelas (en posición invertida) por encontrarse la etiqueta en el lugar equivocadoy no estar familiarizado el nuevo físico con dicha cámara.

De este grupo de accidentes se establecieron los siguientes factores añadidos:

¤ El personal tenía una formación general deficiente sobre calibración de haces, lo cual de-rivó en interpretaciones erróneas de los certificados de calibración (se tomó las dosis ab-sorbidas con relación al agua por dosis absorbidas con relación al aire) en cuanto alequipo dosimétrico (se invirtió la posición de la cámara de ionización de caras paralelas).

¤ No hubo una segunda evaluación independiente de la dosis absorbida (tras un cambio enla fuente, no se detectó un mero error de cálculo antes de tratar a los pacientes).

¤ En uno de los casos, no se produjeron mediciones periódicas de las dosis absorbidas du-

rante 22 meses (la dedicación del físico al nuevo acelerador motivó que descuidase launidad de cobalto 60).

¤ No existieron ni procedimientos ni protocolos claros, como tampoco una supervisión ge-neral de cumplimiento de los procedimientos.

¤ Se sustituyó al físico encargado del aparato sin apenas comunicación ni transmisión deinformación.

De estos datos, se pueden inferir las siguientes medidas generales: a) estudios, formacióny titulación de físicos en medicina; deberían incluir historiales de casos de accidentes paraaumentar la concientización sobre los errores que se pueden cometer en la calibración de


haces; b) un pedido formal del equipo y de nuevos haces (incluyendo el cambio de fuente)conforme a protocolos aprobados, y c) un programa de aseguramiento de calidad globalque comprenda inspecciones externas. Asimismo se pueden ejecutar las medidas de de-fensa en profundidad más específicas y los controles que se citan a continuación:

1. Comparación de la tasa de dosis obtenida de los haces con el certificado de la fuente queadjunta el fabricante (diversificación de métodos).

2. Nueva calibración que debe realizar una persona independiente con un aparato indepen-

diente antes de iniciar los tratamientos (supervisión añadida).

3. Participación en servicios de control de dosis por correo (supervisión añadida y diversifi-cación).

4. Mediciones periódicas del haz como parte del programa de aseguramiento de calidad(para haces de cobalto 60, con periodicidad mensual).

5. Dosimetría “in vivo” de las primeras reacciones químicas de un paciente (supervisiónañadida y diversificación).

Según parece, cualquier departamento de radioterapia puede permitirse fácilmente cumplircon al menos tres de estas premisas, que podrían haber prevenido todos los accidentes delos que hemos informado.

ACCIDENTES RELATIVOS A LA PLANIFICACIÓN DEL TRATAMIENTO

El accidente más importante ocurrió cuando se realizó una corrección manual a distanciasin tener conocimiento de que el algoritmo del sistema de planificación del tratamiento(Treatment Planning System - TPS) ya incluía dicha corrección, por lo que ésta se llevó acabo por duplicado. Por este motivo, más de 1000 pacientes recibieron una dosis insufi-ciente hasta un 30% inferior a la prescrita, dependiendo de la profundidad de volumen quese pretendía alcanzar, lo cual tuvo como consecuencia que se redujera la probabilidad decontrolar el tumor muy por debajo de las expectativas de la prescripción.

Además de este accidente, hubo varios casos relativos a la introducción de cuadros erró-neos que contenían datos básicos para ser utilizados por el TPS computarizado. En otrocaso, se introdujeron factores de cuña por duplicado, y finalmente un fabricante proporcio-nó datos inexactos que se emplearon sin una prueba de aceptación.

Se establecieron los siguientes factores añadidos:

¤ Un conocimiento deficiente del TPS dio origen a una utilización errónea del factor de co-

rrección.

¤ La carencia de un pedido formal del TPS, conforme a protocolos aprobados, hizo posibleque se introdujera el error en la planificación en curso.

¤ La ausencia de un control independiente de la planificación (tanto por cálculos manualesde puntos seleccionados, como por mediciones de un maniquí o por dosimetría “in vivo”)posibilitó la aplicación de dosis equivocadas a los pacientes y que este hecho no fueradetectado durante varios años.


Las siguientes medidas podían haber evitado los accidentes de este grupo:

1. Formación del personal sobre modelos específicos de TPS (más en general, formaciónsobre cada equipo nuevo).

2. Procedimientos formales de pedido de TPS mediante el empleo de protocolos de pruebaaprobados.

3. Prueba de supervisión añadida del TPS realizada por una persona independiente.

4. Cálculo de dosis manual para dosis que sirvan de puntos de referencia.

Asimismo las siguientes medidas evitarían accidentes con pacientes determinados:

1. Dosimetría “in vivo” para las primeras reacciones químicas de pacientes concretos.

2. Protocolos aprobados formalmente para transmitir la prescripción a la planificación deltratamiento a fin de evitar errores de transmisión.

ACCIDENTES RELATIVOS A LA SIMULACIÓN DE TRATAMIENTO

En un caso del que se dio parte, se trató una zona equivocada del paciente (accidente de la-teralidad) debido a un etiquetado incorrecto de la película de simulación. Los factores aña-didos a este accidente fueron que la simulación se había realizado en una posición inusual yque no existía ningún control de la parte anatómica relativa a la película.

ACCIDENTES RELATIVOS A LA DETERMINACIÓN Y EL SUMINISTRO DEL TRATAMIENTO

En un caso, un paciente respondió al nombre de otro paciente y se le aplicó una fracción de2,5 Gy en el lugar equivocado; en varios casos, el empleo de un expediente médico erróneoprovocó que se trataran partes del cuerpo equivocadas (en uno de los casos, la presenciade un segundo técnico evitó el accidente, ya que éste se dio cuenta de que se trataba dellugar equivocado y concluyó la sesión); en otro caso, se confundió una marca en la piel deun tratamiento anterior con la marca correcta, en otro, el oncólogo simplemente preguntóal paciente cuál era el lugar correcto, y el paciente recibió un tratamiento con una placa deestroncio en el ojo en lugar del tratamiento de haz externo que se le había prescrito; un téc-nico añadió seis sesiones a las prescritas originalmente.

Los factores añadidos a los accidentes fueron los siguientes:

¤ No se actuó conforme al procedimiento de contraste de los pacientes con los expe-dientes.

¤ No se siguieron o se aplicaron de forma ambigua los procedimientos que contrastan loslugares de aplicación del tratamiento con las marcas anatómicas del paciente, y no severificaron exhaustivamente las objeciones del paciente relativas a ser tratado en el lu-gar equivocado (contrastando el paciente con el expediente).

¤ En el caso contrario, el oncólogo se fió completamente de la respuesta del paciente res-pecto al lugar del tratamiento.

¤ Se comenzó la irradiación con la regulación para terapia rotacional de un paciente anterior.


La medidas que pueden adoptarse para evitar los accidentes, basadas en la filosofía de ladefensa en profundidad, son las siguientes:

1. El expediente debería incluir una fotografía del paciente (fotografía).

2. Además, el personal tendría que demandar al paciente su identificación y contrastarlacon el expediente, que es un procedimiento bastante más seguro que decir en voz alta elnombre del paciente y fiarse de la respuesta positiva de éste.

3. Las marcas anatómicas deberían ser reconocibles sin ambigüedades de ningún tipo, se-gún procedimientos aceptados y documentados.

4. Tendría que haber dos técnicos responsables de identificar paciente y lugar de aplica-ción, así como para toda la determinación y el suministro del tratamiento.

ACCIDENTES EN BRAQUITERAPIA

DISEÑO, FABRICACIÓN, PRUEBA Y MANTENIMIENTO DEL EQUIPO

El caso más importante en cuanto a diseño y fabricación del equipo tuvo consecuenciasmortales. Se desprendieron las fuentes del mecanismo accionador correspondiente a unamáquina de carga trasera por control remoto de HDR (tasa de dosis alta); seguidamente nose prestó atención a la señal de aviso emitida por un detector local de radiación y no secomprobó la contaminación radiactiva del paciente y de su ropa antes de que abandonara lasala. En otro caso, se aplicó un tratamiento en el lugar equivocado porque una deformacióndel catéter impidió a las fuentes alcanzar el lugar del tratamiento. Se ha considerado que lossiguientes factores contribuyeron a los accidentes:

¤ Aparentemente, el equipo no estaba probado en condiciones extremas tales como untren de la fuente obstruido en el catéter o un catéter deformado.

¤ Se interpretaron erróneamente señales contradictorias (la señal del equipo mostraba“fuente blindada" mientras que un detector local indicaba que había radiación) y se optópor la señal equivocada.

¤ Había todo un historial de mal funcionamiento del detector de radiación, lo cual favorecióla interpretación errónea, ya que el personal no se fiaba del detector y creyó que se trata-ba de una falsa alarma.

¤ Ni el paciente ni su ropa ni la sala fueron controlados con un detector de radiación portátilpara determinar la existencia de una fuente de radiación.

Se pueden aplicar al equipo de braquiterapia las mismas medidas propuestas en el punto2.1. para el haz externo. Se requieren medidas especiales adicionales para la braquiterapiade HDR: como el plan de emergencia debe activarse en unos segundos y no se dispone detiempo para esperar a la persona encargada del retorno seguro de las fuentes, se requieresu presencia permanentemente (durante todos los tratamientos).


ACCIDENTES RELATIVOS AL ENCARGO Y SUMINISTRO DE FUENTES, A LA CALIBRACIÓN DE ÉSTAS Y A LAACEPTACIÓN

El hospital utilizó unidades (mCi) diferentes al fabricante (equivalentes a mg Ra), lo cual pro-vocó una dosis excesiva de un 74% en un paciente. En tres casos, se aplicó una dosis insufi-ciente debido al empleo de las fuentes sin controlar su actividad. En uno de ellos, se usaronlas fuentes de este modo durante años, con una desviación de la dosis entre un -5% y un-29%, lo cual afectó a muchos pacientes. Los factores que contribuyeron a estos acciden-tes fueron los siguientes:

¤ En un caso, el proveedor suministró las fuentes “equivocadas”.

¤ La documentación de entrega y el certificado de la fuente no habían sido contrastadossuficientemente con la orden de pedido (sólo se había controlado en número de pedido,y no la unidad).

¤ Se utilizaron las fuentes sin un examen de aceptación y sin su calibración.

¤ Se emplearon las fuentes como si fueran intercambiables sin realizar pruebas de confor-midad.

¤ En un caso, se usó un factor de conversión erróneo al cambiar el hospital de radio 226 acesio 137.

¤ No se retiraron ni se separaron físicamente las fuentes fuera de servicio de las restantes.

En este grupo se pone de manifiesto que los accidentes suelen ocurrir cuando se presentamás de un factor añadido, es decir, cuando falla más de una “barrera” protectora (en estoscasos, un error del fabricante y una omisión de control por parte del usuario). Las medidasde defensa en profundidad exigirían la introducción de un requisito reglamentario que esta-bleciera el uso de las mismas unidades en todos los documentos y un programa de asegu-ramiento de calidad, tanto en el procedimiento del fabricante como del usuario, a fin decubrir los factores añadidos expuestos anteriormente.

ACCIDENTES RELATIVOS A LA PLANIFICACIÓN DEL TRATAMIENTO

Los errores agrupados en este apartado tuvieron como consecuencia un cálculo del tiempoerróneo, con una desviación de la prescripción entre un -59% y un +49%. Los factores aña-

didos fueron los siguientes:

¤ Todavía se utilizaron para uso clínico copias de un impreso obsoleto.

¤ Errores de comunicación entre el oncólogo, el físico y dosimetrista de radiaciones (secambió un plan de tratamiento, pero se utilizó para el tratamiento el formulario sin modi-ficar).

¤ Falta de cálculos de tiempo independientes.

¤ En un caso, el expediente no incluyó los intervalos del tratamiento, con objeto de calcularel tiempo para el tratamiento de braquiterapia.

Se pueden aplicar a la braquiterapia las mismas medidas de defensa en profundidad quepara el haz externo, que figuran en el punto 2.3.


PREPARACIÓN DE LA FUENTE PARA EL TRATAMIENTO

En algunos casos, se utilizaron fuentes erróneas (en uno de ellos, un -50% de la dosis pres-crita y, en otro, dosis más reducidas de lo previsto durante tres meses); en un caso, el fabri-

cante había suministrado una fuente básicamente sin actividad; se perdieron dos fuentesIr-192 (se desprendieron de la banda de sujeción y quedaron sueltas); se volvió a usar unafuente I-125 con fugas; se emplearon fuentes retiradas del uso clínico con un aplicador in-compatible. Los factores añadidos fueron los siguientes:

¤ El personal encargado de manejar las fuentes y los aplicadores carecía de la formaciónadecuada.

¤ No se apartaron las fuentes retiradas del uso clínico, por lo que volvieron a utilizarse por

error.

¤ No se verificó la actividad de las fuentes.

¤ No se detectó una fuga en una fuente durante la preparación, y un incidente similar quehabía tenido lugar en otro hospital no conllevó una acción de control.

¤ El extremo de una banda de sujeción de la fuente no estaba fijado correctamente.

¤ No se había realizado el informe sobre todas las fuentes de radiación antes de que fueraninstaladas.

ACCIDENTES RELATIVOS AL SUMINISTRO DEL TRATAMIENTO

Los hechos desencadenantes de este grupo fueron los siguientes: un físico residente noinstaló todas las fuentes previstas; se trató al paciente equivocado; una banda de la fuentese desprendió del catéter y fue encontrada por una enfermera en la cara del paciente; hubodesplazamientos de fuentes; los pacientes retiraron algunas fuentes; y una fuente que noencajaba perfectamente en el aplicador se quedó suelta y se desprendió de éste.

Los siguientes factores contribuyeron a estos sucesos:

¤ Un físico sin experiencia estuvo trabajando sin ser supervisado; personal de enfermeríageneralista estuvo atendiendo a pacientes de braquiterapia sin poseer una formación es-pecífica, sin utilizar procedimientos y recibiendo unas instrucciones mínimas que no fue-ron realmente comprendidas.

¤ Se comprendió erróneamente una prescripción.

¤ Los procedimientos de recuento de fuentes no eran adecuados.

¤ Se dejó el expediente equivocado en la consola de la máquina de carga trasera por con-trol remoto y no hubo una verificación.

¤ Se cometieron errores con tratamientos poco habituales.

La defensa en profundidad para la prevención de este grupo de accidentes debería incluirmedidas para determinar exactamente el paciente y el lugar y tipo de tratamiento similaresa las que figuran en el apartado 2.5. para el haz externo. Asimismo, ya que la falta de forma-


ción específica del personal de enfermería constituyó un factor añadido en algunos de losaccidentes, las previsiones de seguridad tendrían que incluir:

1. Un requisito reglamentario de formación en braquiterapia para el personal de enfermeríaencargado del cuidado de pacientes con fuentes en su interior.

2. Procedimientos formales para el cuidado de pacientes de braquiterapia.

3. Procedimientos formales para informar al personal nuevo, incluyendo los cambios de ser-vicio en el personal de enfermería responsable de pacientes de braquiterapia.

4. Ensayos de procedimientos de braquiterapia.

ACCIDENTES RELATIVOS A LA ELIMINACIÓN DE FUENTES

Junto con el caso descrito en el epígrafe de diseño del equipo (se dejaron las fuentes deHDR dentro del paciente), hubo varios casos en que se perdieron las fuentes debido a la fal-ta de control después de su eliminación.

Los factores añadidos fueron los siguientes:

¤ No se hizo un recuento de las fuentes después de su eliminación.

¤ No se supervisaron ni el paciente, ni su ropa, ni la sala ni los desechos de la sala del trata-miento.

¤ En un caso, se contrastó el número de fuentes, después de su eliminación, con el núme-

ro total de las que habían sido implantadas, pero no con el número total de fuentes remi-tidas a la sala (se habían enviado más fuentes de las requeridas).

Las medidas preventivas que se deben adoptar para evitar estos factores añadidos son evi-dentes.

REDUCCIÓN DE ACCIDENTES

La relación de accidentes anterior pone de manifiesto que, a menudo, el personal no fue ca-paz de reconocer una situación de accidente (aunque algunas señales y pantallas lo demos-traban) y tomó la decisión equivocada o no prestó atención a indicadores de aviso. En lamayoría de los casos, las personas procedieron de este modo debido a frecuentes falsasalarmas anteriores, a presiones por tiempo o por trabajo, o a la sensación de que “Ias reglasno se corresponden con el trabajo” (doc. CIPR 1997). Para hacer posible una detección atiempo y una reducción del número de accidentes, es esencial la existencia de una forma-ción que permita reconocer sucesos anómalos, así como de procedimientos y ensayos deactuación en dichas situaciones. Un elemento importante es la observación clínica frecuen-te de las reacciones de los pacientes y los efectos secundarios: como, en condiciones nor-males, se espera un cierto número de efectos secundarios, un número muy reducido o muyelevado de estos, como también de complicaciones, puede constituir un indicador de dosisinsuficiente o de dosis excesiva, por ejemplo, debido a una desviación importante respectoal tratamiento prescrito.


RESUMEN DE LAS CONCLUSIONES Y MEDIDAS PARA LA PREVENCIÓN DE ACCIDENTES

Debería ser obligatoria una evaluación formal de la seguridad, no solo para los departamen-tos de radioterapia, sino también para los fabricantes, proveedores y las compañías demantenimiento. La distribución de equipos en un país sólo tendría que estar permitida cuan-do existe una estrategia de mantenimiento global.

La concienciación en materia de seguridad debería introducirse en la radioterapia, y tendríaque fomentarse mediante la formación específica, no solo para oncólogos radiólogos, físi-cos médicos y técnicos, sino también para el personal de enfermería de la braquiterapia ypara los ingenieros de mantenimiento: convendría que la formación cubriera no solamentela situación normal, sino que asimismo estuviese enfocada a la detección y actuación en elcaso de que se presenten sucesos anómalos. Los directores de hospitales y las autoridadessanitarias tendrían también que asistir a cursos en materia de fomento de concienciaciónsobre el potencial de accidentes en las exposiciones médicas, sobre sus consecuencias ysobre medidas de prevención.

Un programa general de aseguramiento de calidad que incorpore la defensa en profundidadcorrespondiente al potencial de accidentes y a sus consecuencias debería ser la condiciónprevia para cualquier autorización, así como estar presente en todos los pasos de la radiote-rapia. En los apartados anteriores, se han dado ejemplos de defensa en profundidad. Con-vendría que el programa incluyera también inspecciones externas que detecten el deterioroen cuestiones de seguridad antes de que se produzca un accidente.

Los procedimientos para la reducción de accidentes deberían aplicarse para actuar con efec-tividad cuando se presentan sucesos anómalos detectados. Una observación atenta de losefectos secundarios y de las complicaciones que se presentan en el paciente (la frecuencia ygravedad de estos) puede servir para detectar dosis insuficientes o dosis excesivas.

SITUACIONES ACCIDENTALES EN MEDICINA NUCLEAR

I. Tratamiento de paciente equivocado

Una dosis terapéutica de 370 MBq (10 mCi) de yodo 131 fue prescripta a un paciente paratratamiento de hipertiroidismo. Por error esa actividad fue suministrada a otro paciente delmismo nombre que padecía una enfermedad pulmonar.

A los cinco minutos de administrada la dosis las enfermeras descubrieron el error e informa-ron al médico y al oficial de protección radiológica. Como acción remedial le fue administra-da al paciente en forma inmediata una dosis de 1000 mg de yoduro de potasio y otras tresdosis a intervalos de 4 horas. La dosis de radiación estimada en la tiroides del paciente fuede 1,2 a 1,4 Gy.

Evento iniciante:

¤ Incorrecta identificación del paciente.


Factores contribuyentes:

¤ Dos pacientes de igual nombre internados en la misma fecha.

¤ La administración de yodo no estaba restringida a locales especialmente destinados a lapráctica.

¤ Procedimientos deficientes o incumplimiento de procedimientos:

– El médico no comunicó al personal de enfermería que iba a administrar la dosis.

– El protocolo de identificación de pacientes no fue seguido completamente puesno se verificó el número de historia clínica.

II. Actividad equivocada de yodo 131

A un paciente se le prescribieron 370 MBq (10 mCi) de yodo 131 para un tratamiento tiroideo.Se solicitó al proveedor una cápsula de esa actividad pero el proveedor envió una de 444 MBq(12 mCi). El personal que recibió la cápsula no notó la discrepancia. Antes de la administra-ción la cápsula fue medida en un activímetro pero el técnico que estaba esperando un valorde 370 MBq (10 mCi), leyó mal la actividad. La administración de la actividad resultó en unsobredosaje del 20%.

Evento iniciante:

¤ Dosis de tratamiento incorrecta. El proveedor suministra una actividad mayor que la or-denada.

Factores contribuyentes:

¤ Falta o inefectividad de procedimientos, protocolos y documentación:

– El personal no chequeó correctamente la actividad recibida contra la actividadordenada.

– La lectura en el activímetro fue incorrecta.

Insuficientes previsiones de seguridad: falta de verificación independiente de la dosis con-tra la prescripción.

SISTEMA DE INTERVENCIÓN EN EMERGENCIAS DE LA ARN

Toda actividad que implique el uso de radiaciones ionizantes, regulada por la ARN, debe te-ner procedimientos o planes de emergencia. Estos forman parte del proceso de licencia-miento y fiscalización de esas actividades.

La ARN fija criterios y evalúa los planes y procedimientos de emergencias radiológicas y nu-cleares que elaboran las instalaciones controladas para hacer frente a situaciones de acci-dente.


El conjunto de acciones a implementar, quien las ejecuta y la forma de hacerlo, confor-man, en esencia, el plan de emergencia en el que se basa la intervención. Este plan con-tiene el conjunto de procedimientos que se deben implementar en el caso de ocurrenciade un accidente y es requerido por licencia a las instalaciones relevantes, previo al iniciode su puesta en marcha.

Para las instalaciones menores se requieren procedimientos de emergencias para contra-rrestar las consecuencias de posibles accidentes.

Para la intervención en las emergencias radiológicas en instalaciones distintas a las centralesnucleares la ARN cuenta con un Sistema de Intervención en Emergencias Radiológicas(SIER). Este sistema está concebido para:

¤ Intervenir en las situaciones de emergencia en aquellas instalaciones y prácticas meno-res donde se produzcan accidentes que no puedan ser controlados por los responsablesde las mismas o que involucren a público, y en situaciones de emergencias radiológicasno previstas en áreas públicas.

¤ Asesorar a las autoridades públicas que intervienen en el control de emergencias radio-lógicas.

El SIER cuenta con un grupo de intervención primaria que realiza guardias en turnos se-manales, durante todo el año. Posee equipamiento específico y la estructura logística ne-cesaria para la intervención rápida y eficiente en situaciones accidentales con posiblesconsecuencias radiológicas.

Por otra parte, la ARN ha establecido acuerdos y convenios de cooperación para actuar ensituaciones de emergencia con otros organismos tales como Policía Federal, GendarmeríaNacional y Prefectura Naval.

Con el fin de dar cumplimiento a lo establecido en la Ley Nº 24.804 y su decreto reglamen-tario, la ARN ha creado, por Resolución del Directorio Nº 25/99, el Sistema de Intervenciónen Emergencias Nucleares (SIEN), que complementa al preexistente SIER.

En el cuadro siguiente se resumen las características principales de los sistemas de inter-vención en emergencias SIEN y SIER de la ARN:

Sistema Objetivo

SIENSistema de Intervención en

Emergencias Nucleares

SIERSistema de Intervención enEmergencias Radiológicas

Emergencias originadas por accidentes en centrales nucleares conconsecuencias en el exterior de la instalación.

Interviene en las etapas de preparación, entrenamiento e intervención paraemergencias.

Vínculo con el Sistema Federal de Emergencias SIFEM.

Emergencias radiológicas en instalaciones y prácticas menores o queinvolucren a la población.

Emergencias radiológicas no previstas en áreas públicas.

Asesoramiento a autoridades públicas y usuarios.


En caso de ocurrir un accidente radiológico o nuclear, la ARN cuenta con un grupo de espe-cialistas en la evaluación y manejo, desde el punto de vista médico, de las personas sobre-expuestas y puede ser requerido para intervención o asesoramiento sobre los efectosbiológicos de las radiaciones ionizantes. Este grupo desarrolla un conjunto de tareas orien-tadas a la planificación y organización del accionar médico.

La organización de la respuesta médica para casos de accidentes contempla los niveles deorganización detallados a continuación:

Nivel de organización Servicios médicos Tipo de asistencia

Nivel 1 Servicios médicos de lasinstalaciones relevantes

Asistencia “in situ”. Triage, primeros auxilios,tratamiento inicial de la contaminación radiactiva.

Nivel 2 Hospitales generales regionales Asistencia regional. Atención de lesionesconvencionales con escaso o nulo componenteradiológico.

Nivel 3 Centros de referencia de altacomplejidad

Derivación a centros distantes. Atención de casosseveros: síndrome agudo de radiación, lesioneslocales severas, contaminación interna masiva.

BIBLIOGRAFÍA

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INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION. Protection from Poten-tial Exposure: A Conceptual Framework. ICRP Publication 64, Annals of the ICRP v.23 N° 1,1993. Oxford, Pergamon, 1993

INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION. Radiological Protectionand Safety in Medicine. ICRP Publication 73, Annals of the ICRP v. 26 N° 2, 1996. Oxford,Pergamon, 1996.

ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA. Normas básicas internacionales deseguridad para la protección contra la radiación ionizante y para la seguridad de las fuentesde radiación. Colección Seguridad N° 115. Viena, OIEA, 1997.

ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA. Lessons Learned from AccidentalExposures in Radiotherapy. Safety Reports Series No. 17. Viena, IAEA, 2000

ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA. El accidente radiológico deGoiânia. Viena, OIEA, 1989.

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ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA. Sobreexposición accidental de pa-cientes de radioterapia en San José (Costa Rica). Viena, OIEA, 1999.

WORLD HEALTH ORGANIZATION. Quality assurance in radiotherapy. Geneva, WHO, 1988.

WORLD HEALTH ORGANIZATION. The Magazine of World Health Organization, 3 mayo-juniode 1995. 100 years of radiological sciences. X-rays, 1895-1995. Radioactivity 1896-1996. Ge-neva, WHO, 1995.


Silvia Alvarez

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MARCO REGULATORIO

RADIODIAGNÓSTICO

LEY Nº 17.557

La Ley Nº 17.557 es la legislación básica y fundamental para la regulación radiosanitaria deldiagnóstico radiológico. La misma es de alcance nacional y ha sido adoptada en casi todaslas provincias.

Esta ley determina que los equipos específicamente destinados a la generación de rayos x,cualquiera sea su campo de aplicación y objeto a que se los destine, deben ser habilitados ycontrolados según el lugar en que se encuentren, por autoridades de Salud Pública de la Na-ción, de las provincias o de la ciudad de Buenos Aires. Sin embargo, la autoridad nacional enSalud Pública podrá concurrir por sí para verificar el cumplimiento de la ley en cualquier par-te del territorio nacional.

La Ley establece también los aspectos conceptuales para su reglamentación, que fue reali-zada a través del Decreto Nº 6320/68, en base a las siguientes previsiones de la Ley:

¤ Registro nacional de equipos generadores de rayos x existentes en el país.

¤ Servicio de dosimetría individual para el personal afectado al manejo y utilización de losequipos.

¤ Determinación de los responsables por la tenencia y utilización de equipos.

¤ Dictado de normas de seguridad para los equipos, instalaciones y locales de funciona-miento.

¤ Requisitos para la autorización del personal encargado del manejo y uso de los equipos,incluyendo el dictado de cursos de capacitación al efecto.

¤ Fijación de aranceles y tasas.

También se prevé que las infracciones a las disposiciones de la ley, así como a las de su re-glamentación, sean sancionadas según la gravedad y circunstancia del caso, con multa, lasuspensión o cancelación de la habilitación de equipos o de las autorizaciones al personal,el decomiso de los equipos y finalmente, la clausura del establecimiento. La ley prevé el de-recho de interponer recursos de apelación en caso de sanción.

Marco regulatorio - Anexo página 223

anexo

Silvia Alvarez

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En las secciones siguientes se detallan las normas que deben cumplir los servicios de radio-diagnóstico, específicamente relacionadas con la utilización de rayos x.

REQUISITOS PARA INSTALACIÓN Y UTILIZACIÓN DE EQUIPOS GENERADORES DE RAYOS X

Decreto Nº 6320/68 - Reglamentario de la Ley Nº 17.557, y Decreto Nº 1648/70

El Decreto Nº 6320/68 es el cuerpo instrumental y reglamento de la Ley Nº 17.557, ya quefija pautas exigibles para dar cumplimiento a los principios enunciados en dicha ley.

Este Decreto reglamenta las previsiones de la ley en los siguientes puntos principales:

1. Define cuales equipos se consideran generadores de radiación x.

2. Establece las bases para la organización del Registro Catastral de equipos.

3 y 4. Especifican los requisitos para la habilitación de los equipos e instalaciones.

5. Detalla los requisitos que deben cumplir los responsables del uso de los equipos para ob-tener autorización de la correspondiente autoridad de Salud Pública. Este punto presentalos requisitos para obtener Autorizaciones Individuales en los siguientes casos:

a. Para radioterapia: debe ser médico especialista con experiencia no menor a tresaños en el tema y además, aprobar un curso completo de radiofísica sanitaria y ra-diodosimetría.

b. Para radiodiagnóstico (exclusivamente): debe ser médico especialista con expe-riencia no menor a un año en el tema y además, aprobar un curso básico de radiofí-sica sanitaria.

c. Para radiodiagnóstico (complemento de otra especialidad): debe ser médico conexperiencia no menor a un año en el tema y además, aprobar un curso elemental deseguridad radiológica.

d. Para radiología dental: debe ser médico u odontólogo y además, aprobar un cur-so elemental de seguridad radiológica.

e. Para otros casos: debe aprobar un curso elemental de seguridad radiológica.

Los cursos de capacitación antes mencionados son dictados y/o autorizados por las autori-dades de Salud, y se realiza en instituciones de salud tanto públicas como privadas en todoel país.

6 y 7. Establecen la necesidad de asegurar condiciones de seguridad adecuadas en las ins-talaciones y para las personas, las que se precisan en las Normas Básicas de Seguridad Ra-diológica, requiriéndose lo siguiente:

¤ La dosimetría individual es obligatoria para toda persona afectada al manejo yutilización de equipos de rayos x.

¤ El sistema de dosimetría utilizado debe estar aprobado y autorizado por el Minis-terio de Salud.

página 224 Anexo - Marco regulatorio

¤ El responsable de la instalación tiene obligación de informar a la autoridad de Sa-lud, el listado de las personas que van a usar dosímetro, así como en forma in-mediata las altas y bajas en dicha lista.

¤ La autoridad de Salud informa las dosis acumuladas de cada usuario.

¤ El responsable de la instalación debe llevar un registro de las dosis individuales yconservarlo durante 30 años. Si la instalación cesara en su funcionamiento, el re-gistro deberá ser remitido a la autoridad de Salud para su archivo hasta que secumpla dicho lapso.

¤ El no uso del dosímetro o hacer un uso indebido del mismo, podrá dar lugar a laaplicación de sanciones.

8. Precisa quienes son los responsables de las instalaciones y del uso de equipos generado-res de rayos x:

De las instalaciones:

¤ El Director.

¤ El Gerente Técnico.

¤ Un funcionario de jerarquía / función equivalente.

¤ El propietario de la instalación.

Del uso de los equipos generadores de rayos x:

¤ Los Jefes de Servicio.

¤ Persona designada por la entidad.

¤ Única persona prestadora de servicios.

El responsable de las instalaciones o del uso de los equipos de rayos x, conservará este ca-rácter en todo lo relativo al Decreto N° 6320/68, mientras la autoridad de Salud Pública notome conocimiento de su relevo.

Es importante destacar la responsabilidad que asume un profesional especialista al hacersecargo ante terceros de una instalación o equipo generador de radiaciones ionizantes; tantopor las sanciones previstas en casos de incumplimientos, como por las implicancias médi-co-legales de posibles instancias jurídicas.

NORMAS BÁSICAS DE SEGURIDAD RADIOSANITARIA (Resolución Nº 2680/68 y modificatorias)

Estas normas que deben ser observadas en la instalación y uso de todo generador de rayos xexistente en el país, tienen por objeto asegurar la protección radiosanitaria del personalafectado a la utilización de equipos generadores de rayos x y de los miembros de la pobla-ción que incidentalmente pudieren resultar irradiados.


Las Disposiciones Generales de estas normas están detalladas en su punto 3, y son las si-guientes:

3.1. No se afectará a tareas que impliquen exposición a rayos x a menores de dieciocho(18) años.

3.2. No se afectará a tareas que impliquen exposición a rayos x a personas que no hayansido debidamente prevenidas por sus superiores respecto de los posibles riesgos inheren-tes a dichas tareas e instruidas sobre los medios de protección a emplear.

3.3. No se admitirá la permanencia ni circulación de personas no imprescindibles a los finesde los estudios o tratamientos radiológicos, durante los períodos de irradiación con equiposgeneradores de rayos x, en los recintos en que se encuentran instalados, o dentro de los lí-mites que al efecto determina la autoridad de Salud Pública en cada instalación.

3.4. El dueño de la instalación debe contemplar la utilización de los medios de protecciónmás adecuados, a fin de impedir que tanto el personal como el público puedan recibir dosissuperiores a los límites anuales para trabajadores y para los miembros de la población queincidentalmente pudieren resultar irradiados.

3.5. En los estudios o tratamientos que se realicen en seres humanos debe colimarse el hazde rayos x en la máxima medida compatible con el fin perseguido. Asimismo, deberán em-plearse elementos de protección para aquellas regiones del cuerpo cuya exposición no con-tribuya en nada a los fines del diagnóstico o terapia, en particular gónadas y órganoshematopoyéticos.

3.6. Todo responsable del uso de una instalación debe hacer llevar, para cada tubo de rayosx, un registro de todas las placas radiográficas con él obtenidas o estudios radioscópicos otratamientos realizados.

En el registro se consignará para cada placa, estudio o tratamiento:

a. Fecha

b. Denominación u objeto del estudio o tratamiento.

c. Tensión con que ha operado el tubo (en kilovolt).

d. Corriente que se ha establecido (en miliamperes) o la carga que ha circulado (enmiliamperes-segundo).

e. Tiempo durante el que se ha irradiado (en segundos o minutos).

Los Límites de Dosis establecidos por estas normas en su punto 4, fueron actualizados enlos años 1986 y 1991 mediante la Resolución Nº 273/86 y la Disposición Nº 30/91.

En efecto, el establecimiento de límites dosis constituye un proceso en permanente evolu-ción, estrechamente vinculado con el avance del conocimiento de los efectos biológicos delas radiaciones ionizantes, lo que motivó la actualización de los límites de dosis siguiendorecomendaciones internacionales. Por otra parte, cabe aclarar que tanto las normas bási-cas como las modificaciones de los años 1986 y 1991 emplean el término “Dosis máximapermisible”, pero dado que los conceptos actuales de seguridad radiológica requieren quetoda dosis -aún aquellas por debajo de los límites- deben estar justificadas y optimizadas


además de cumplir los límites establecidos, es conveniente referirse a tales dosis como lí-mites de dosis anuales.

A continuación se detallan los límites de dosis actualmente vigentes, que están estableci-dos en la Disposición Nº 30/91.

En primer lugar se excluye de estas normas a las personas cuando, como paciente, debanser objeto de estudios o tratamientos radiológicos, debiendo aplicarse en dichos casos unbalance entre el riesgo y el beneficio que justifique la práctica. También a los efectos de laevaluación de las dosis acumuladas individualmente, no se tomarán en consideración lasdosis originadas por el fondo natural de radiación.

4.1. Límites para la Exposición Ocupacional

4.1.1. Los límites de dosis para aquellas personas que, en razón de sus tareas habituales, re-sultaran expuestas a rayos x:

a. Para irradiación uniforme en todo el cuerpo o en particular gónadas y órganos he-matopoyéticos: 20 miliSievert/año o bien, 100 miliSievert/5 años (lo que da un pro-medio de 20 miliSievert/año) y no mayor de 50 miliSievert en un año.

b. Para irradiación de cristalino: 150 miliSievert/año.

c. Para irradiación de cualquier otro sector del organismo, en especial piel, manos ypies: 500 miliSievert/año.

4.1.2. Toda mujer en estado de gravidez deberá notificarlo, mediante certificación médica,al responsable de la instalación donde realice sus tareas. A partir de ese momento y hastael parto, la dosis total en la superficie del abdomen no deberá ser superior a 2 miliSievert,recomendándose especialmente evitar toda exposición entre la octava y décimoquinta se-mana del embarazo.

4.2. Límites para Exposición Incidental

4.2.1. El límite de dosis anual para los miembros de la población que incidentalmente pudie-ren resultar irradiados, es decir aquellas personas no directamente vinculadas a tareas queimpliquen exposición ocupacional y que, por razones de proximidad pudieran resultar irra-diados, es de 1 miliSievert/año.

4.2.2. Cuando se ha irradiado a mujeres que desconocían su estado de gravidez, la autori-dad de Salud podrá requerir al responsable del uso de la instalación la presentación del re-gistro indicado en 3.6. y al profesional que efectuó la práctica un informe que detalle lascondiciones técnicas bajo las cuales se efectuó la irradiación. En base a los datos aportadosestimará la dosis de radiación recibida por la paciente, la cual será comunicada al profesio-nal especializado.

4.2.3. En caso de no presentarse el registro indicado en 3.6, la autoridad de Salud puedecancelar la Autorización Individual del responsable de la instalación.

4.2.4. A fin de evitar la posibilidad de irradiar a una mujer embarazada en la ignorancia de suestado, es prudente considerar como embarazada a cualquier mujer que acuda para some-terse a un examen radiográfico si el período menstrual se ha retrasado o le ha faltado por


completo, a menos que exista información que indique la ausencia de embarazo. Cuando elciclo es tan irregular que resulta difícil conocer si ha faltado un período, es razonable averi-guar si la paciente está o no embarazada mediante una prueba de embarazo.

4.2.5. Para reducir la frecuencia de exposiciones involuntarias al feto es obligatorio colocarcarteles en lugares visibles de la instalación, donde se aconseje a las pacientes informar alpersonal antes del examen cuando crean en la posibilidad de estar embarazadas.

5. Caso de Exposición superior al límite de dosis establecido

5.1. Toda vez que se comprobare que un miembro del personal ha recibido dosis superioresa las establecidas en 4.1, el responsable del uso de la instalación debe presentar a la autori-dad de Salud Pública un informe que aclare, hasta donde sea posible, las circunstancias de-terminantes de tal hecho, de conformidad con el artículo 20 de la reglamentación de laLey 17.557.

5.2. Si la dosis debida a un accidente fuere superior a 5 veces los límites anuales estableci-dos en 4.1.1, la autoridad de Salud Pública habrá de decidir si la persona que ha recibido di-cha dosis podrá continuar afectada a tareas que impliquen exposición a radiacionesionizantes.

6. Supervisión de la seguridad radiosanitaria

6.1. La autoridad de Salud Pública inspeccionará periódicamente las instalaciones de rayos x,previamente habilitadas, a fin de verificar:

a. Las condiciones de seguridad de las instalaciones por medio de la evaluación delos niveles de exposición en los lugares que puedan ser ocupados por el personal oel público; estos niveles deberán ser tales que aseguren el cumplimiento de los lí-mites de dosis establecidos.

b. La seguridad de los métodos de trabajo.

c. El empleo de los medios de protección adecuados.

6.2. La autoridad de Salud Pública exigirá, cuando corresponda, las modificaciones en lasinstalaciones o la adicción de materiales blindados que la seguridad del personal o del públi-co requiera. Asimismo podrá exigir la utilización de los medios de protección técnicamentemás adecuados.

7. Dosimetría

7.1. Toda persona directamente afectada a tareas que impliquen exposición a rayos x, debesolicitar a la autoridad nacional de Salud Pública una cartilla individual en la que se asenta-rán periódicamente las dosis de radiación medidas. Dicha cartilla constituye un documentopersonal e intransferible que será exigido por el responsable del uso de cada instalación alpersonal bajo su dependencia, según lo establecido en el artículo 30 de la reglamentaciónde la Ley Nº 17.557.

7.2. El responsable del uso de cada instalación, debe solicitar a la autoridad nacional de Sa-lud Pública la prestación del servicio de dosimetría para todo el personal del servicio que po-sea cartilla.


7.3. En cada establecimiento y a cada una de las personas para las que se hubiere solicita-do el servicio de dosimetría, la autoridad nacional de Salud Pública asigna un dosímetro. Elmismo deberá ser utilizado permanentemente por el usuario, durante el desempeño de sustareas en el correspondiente establecimiento, sin poder retirarlo del mismo.

7.4. Cuando el tipo de tareas así lo justifique, la autoridad nacional de Salud Pública podráasignar a una persona más de un dosímetro para su uso simultáneo en una instalación.

7.5. Cuando una persona con dosímetro asignado cesare en sus tareas, el responsable deluso de la instalación deberá comunicarlo de inmediato a la autoridad nacional de Salud Pú-blica y proceder a la devolución del respectivo dosímetro.

7.6. El responsable del uso de la instalación procederá a cambiar, en las fechas que se le in-diquen, el material sensible de los dosímetros asignados al personal por los que, al efecto,le envíe la autoridad nacional de Salud Pública, reintegrando inmediatamente a dicho orga-nismo el material sensible ya expuesto.

7.7. Evaluadas las dosis acumuladas por los dosímetros, la autoridad de Salud Pública co-municará los resultados de tales evaluaciones al responsable del uso de cada instalación.

7.8. El responsable del uso de la instalación asentará el valor de las dosis en las cartillas delpersonal y en registros que al efecto deberá llevar para cada integrante del personal del ser-vicio; en el mismo ha de constar:

– Apellido y nombre.

– Número de cartilla.

– Período en los que se han evaluado las dosis y los correspondientes valores delas mismas. El registro deberá ser conservado por el lapso indicado en el artículo21 de la reglamentación de la Ley Nº 17.557.

7.9. Las evaluaciones a que se hace referencia en 7.7, se efectuarán con la frecuencia ne-cesaria para garantizar el cumplimiento de lo establecido en 4.1.

7.10. La autoridad nacional de Salud Pública fijará las tasas que correspondan por la presta-ción del servicio de dosimetría.

NORMA PARA PRESTADORES DEL SERVICIO DE DOSIMETRÍA PERSONAL (Resolución Nº 631/90)

Esta Resolución permite a prestatarios privados de Servicios de Dosimetría personal, el de-sarrollo de esta tarea pero sujeta a supervisión oficial.

En resumen, sus puntos más importantes determinan lo siguiente:

¤ El Servicio de Dosimetría puede ser prestado tanto por la autoridad de Salud, como porpersonas públicas o privadas que cumplan las normas.

¤ Debe estar inscripto.

¤ Debe informar las dosis de cada usuario al responsable de uso de la instalación o a la au-toridad de Salud.


¤ Si algún dosímetro supera los límites de dosis establecidos debe informar al responsabledel uso de la instalación, a la Autoridad Nacional de Salud y a la Autoridad Provincial deSalud si así correspondiera.

¤ Cada usuario debe poseer una cartilla individual otorgada por la autoridad de Salud.

¤ El responsable debe mantener los registros de dosis al día.

¤ Los prestadores de servicios de dosimetría deben conservar los registros y las placas por30 años.

REGLAMENTACIÓN PARA ESTUDIOS MAMOGRÁFICOS (Disposición Nº 560/91)

Esta Disposición reglamenta la realización de estudios mamográficos y establece una seriede especificaciones técnicas (detalladas en dos anexos a la Disposición), que deben cum-plirse al llevar a cabo estos estudios.

La Disposición N° 560/91 establece los siguientes criterios normativos :

¤ Las instalaciones deben estar habilitadas para realizar estudios mamográficos.

¤ Los profesionales actuantes deben poseer la debida Autorización Individual.

¤ Los equipos radiológicos deben poseer determinadas características.

¤ Las películas radiográficas deben tener pantallas reforzadoras diseñadas especialmentepara mamografía.

¤ El proceso de control de calidad debe verificarse periódicamente, estableciendo progra-mas de garantía de calidad.

¤ Las dosis correspondientes a las técnicas utilizadas en la mamografía deben medirse.

¤ La creación de una Comisión Asesora en Mamografía para asesorar en aspectos vincula-dos al tema.

Las especificaciones técnicas que deben cumplirse se detallan en dos anexos a la Disposi-ción: el anexo I se refiere a los requisitos de filtración y tamaño del foco del tubo de rayos x yel anexo II, consiste en una tabla de conversión para valorar la dosis promedio recibida porla glándula mamaria.

REGLAMENTACIÓN PARA EQUIPOS DE CONTROL DE EQUIPAJES (Resolución Nº 61/92)

Esta Resolución reglamenta las instalaciones y equipos de rayos x destinados al control deequipajes. Si bien los equipos destinados al control de equipajes no tienen relación con elsector salud, se hace hincapié en la creciente utilización de los mismos y a los riesgos con-cretos sobre la salud de la población que pudiera resultar irradiada.

La Resolución Nº 61/92 establece criterios normativos relacionados con los equipos e ins-talaciones, la responsabilidad por la instalación y por el uso del equipo, aspectos del diseñode los equipos y de su operación, la habilitación de los mismos, requisitos de protección ra-diológica y señalización de los equipos.


MEDICINA NUCLEAR Y RADIOTERAPIA

LEY NACIONAL DE LA ACTIVIDAD NUCLEAR: LEY Nº 24.804

La ley Nº 24.804, promulgada el 23 de abril de 1997, creó a la Autoridad Regulatoria Nu-clear (ARN) como entidad autárquica dependiente de la Presidencia de la Nación, con lafunción de establecer, desarrollar y aplicar un régimen regulatorio para todas las activida-des nucleares que se realicen en la República Argentina, con los siguientes propósitos:

¤ Sostener un nivel apropiado de protección de las personas contra los efectos nocivos delas radiaciones ionizantes.

¤ Mantener un grado razonable de seguridad radiológica y nuclear en las actividades nu-cleares desarrolladas en la República Argentina.

¤ Verificar que las actividades nucleares no se desvíen con fines no autorizados y que serealicen sujetas a los compromisos internacionales asumidos por la Nación.

¤ Establecer criterios y normas para prevenir la comisión de actos intencionales que pue-dan conducir a consecuencias radiológicas severas o al retiro no autorizado de materia-les nucleares u otros materiales o equipos de interés nuclear.

La ley consta de 5 capítulos y 42 artículos, entre los cuales las principales funciones, facul-tades y obligaciones conferidas a la ARN, en el área de aplicaciones médicas de las radia-ciones ionizantes son:

¤ Dictar normas regulatorias referidas a seguridad radiológica, licenciamiento y fiscaliza-ción y transporte de materiales nucleares.

¤ Otorgar, suspender y revocar licencias, permisos o autorizaciones en las aplicacionesnucleares a las actividades médicas, industriales, agrícolas e investigación y docencia.

¤ Realizar inspecciones y evaluaciones regulatorias en las instalaciones sujetas a la regula-ción de la ARN, con la periodicidad que estime necesaria.

¤ Aplicar sanciones, las que se gradúan según la gravedad de la falta en: apercibimiento,multa que deberá ser aplicada en forma proporcional a la severidad de la infracción y enfunción de la potencialidad del daño, suspensión de una licencia, permiso o autorización,o su revocación.

El Decreto Nº 1390/98, reglamentario de la ley establece su rango de aplicación, excluyen-do explícitamente la protección contra las radiaciones provenientes de equipos específica-mente destinados a la generación de rayos x, lo cual es competencia de autoridades deSalud Pública de la Nación, de las provincias o de la Ciudad de Buenos Aires, conforme a loexpresado en la Ley Nº 17.557.

La Ley Nacional de la Actividad Nuclear, las Normas Regulatorias AR y otros documentosregulatorios de importancia en las aplicaciones nucleares a las actividades médicas, pue-den consultarse en el sitio de Internet:

http//www.arn.gov.ar


NORMAS REGULATORIAS AR

AR 10.1.1Norma básica de seguridad radiológica

Conforme lo dispone la Ley Nacional de la Actividad Nuclear en su artículo 16, inciso a), la ARN está facultadapara establecer los requisitos relativos a la protección contra los riesgos indebidos derivados de la exposición a laradiación ionizante y los relativos a la seguridad de las fuentes de radiación que pueden causar dicha exposición.

Estos requisitos están establecidos en la “Norma Básica de Seguridad Radiológica”, par-tiendo de principios de seguridad radiológica ampliamente aceptados, en particular las re-comendaciones de la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP). Esta últimaes una organización científica no gubernamental fundada en 1928, cuyo fin es establecerrecomendaciones en materia de protección radiológica.

La norma incorpora las recomendaciones más recientes de la ICRP, entre otras las de su pu-blicación N° 60 del año 1991, adoptadas también por el Organismo Internacional de EnergíaAtómica (OIEA) en su publicación del año 1997: Colección de Seguridad N° 115 “Normasbásicas internacionales de seguridad para la protección contra la radiación ionizante y parala seguridad de las fuentes de radiación”. En consecuencia, la norma AR 10.1.1 es consis-tente con las publicaciones internacionales en la materia.

Toda instalación o práctica que utilice fuentes de radiación ionizante es considerada Rele-vante o Menor, de acuerdo a un criterio que tiene en cuenta la magnitud del riesgo radioló-gico asociado. Las instalaciones relevantes requieren Licencias de Construcción y deOperación, mientras que las prácticas y las instalaciones menores requieren Autorizaciónde Operación.

El titular de una instalación o práctica menor debe designar un Responsable ante la ARN, obien el mismo titular debe aceptar la responsabilidad por la seguridad radiológica de la ins-talación o práctica. El Responsable y el personal de operación deben estar adecuadamentecapacitados para la función que les compete y como mínimo el Responsable, debe contarcon permiso individual.

En materia de responsabilidades el poseedor de la licencia, autorización o permiso es res-ponsable por la protección de las personas y por la seguridad radiológica de las instalacio-nes o prácticas. Por su parte los trabajadores son responsables del cumplimiento de losprocedimientos establecidos para asegurar su propia protección, la de los demás trabaja-dores, y la del público.

Los criterios básicos de protección radiológica son los siguientes: a) la justificación de lasprácticas, b) el cumplimiento de los límites y restricciones de dosis y c) la optimización delos sistemas de protección radiológica. En toda práctica debe considerarse la exposición delos trabajadores, la del público y, en el caso de exposiciones médicas, la de los pacientes.

a. Toda práctica que utilice fuentes de radiación debe estar justificada, debiéndose demos-trar que la misma origina un beneficio neto positivo para la sociedad, teniendo en cuentaentre los aspectos negativos la dosis colectiva que tal práctica originaría. En el caso de ex-posición médica, la justificación de la práctica debe ser efectuada por el médico responsa-ble de su prescripción.


b. Durante la operación normal de una instalación o práctica deben observarse los límitesanuales de dosis para la exposición ocupacional y para la exposición de miembros del públi-co (dosis efectiva de 20 milisievert y 1 milisievert respectivamente), así como los criteriosde restricciones de dosis para una instalación en particular. Cabe aclarar que los límites dedosis no se aplican a las dosis debidas a exámenes o tratamientos médicos, ni a las dosisoriginadas por el fondo natural de radiación.

c. Los sistemas de protección radiológica (blindajes, filtros, etc.) deben estar optimizadosde manera que las dosis resulten tan bajas como sea razonablemente alcanzable, teniendoen cuenta factores sociales y económicos. En las prácticas que involucren la exposiciónmédica de pacientes, debe optimizarse el empleo de equipos y técnicas para que las dosisinnecesarias, a los fines del procedimiento, resulten tan bajas como sea razonablemente al-canzable.

Los criterios de protección radiológica para exposiciones potenciales establecen que enel diseño u operación de una instalación o de una práctica se debe prevenir la ocurrenciade accidentes, así como mitigar sus consecuencias radiológicas en el caso de que estosocurran.

Los requerimientos operativos al poseedor de una autorización o licencia de operación ha-cen referencia a la necesidad de disponer de procedimientos operativos escritos y de ase-gurar que el personal haya recibido la capacitación y reentrenamiento periódico adecuados.También se refieren a la clasificación de las áreas de trabajo como áreas controlada y su-pervisada, a la vigilancia médica de los trabajadores y a los registros individuales que debellevar el poseedor de una autorización o licencia de cada trabajador expuesto a radiación.

También se incluyen criterios respecto al Plan de Emergencia para aquellas instalacionesque lo requieran, requisitos respecto a comunicaciones que deben hacerse a la ARN, crite-rios para llevar a cabo intervenciones en el caso de situaciones provocadas por accidentesy para la exposición de los voluntarios que ejecuten la intervención. Finalmente se estable-cen requisitos para el transporte de materiales radiactivos.

El Anexo I de la norma contiene los factores de conversión para dosis efectiva en irradiaciónexterna para campos de fotones y de neutrones de varias energías, para irradiación de cuer-po entero.

El Anexo II lista los factores utilizados para determinar la dosis efectiva comprometida porunidad de incorporación, para ingestión e inhalación de distintos nucleídos, tanto paramiembros del público como para trabajadores.

El Anexo III establece los niveles de intervención para alimentos correspondientes a dosgrupos de nucleídos y los niveles de no acción para el libre comercio de alimentos.

El Anexo IV es un glosario de magnitudes y unidades utilizadas en la norma que incluye suexpresión matemática y una somera descripción de las mismas.

De la Norma Básica de Seguridad Radiológica se derivan todas las normas AR específicaspara cada práctica. En el caso de las aplicaciones médicas de las radiaciones ionizantes seencuentran vigentes las siguientes:


AR 8.2.1.Uso de fuentes selladas en braquiterapia

Establece los requisitos mínimos de seguridad radiológica aplicables a la utilización de fuen-tes radiactivas sólidas no dispersables con fines terapéuticos, en aplicaciones de braquite-rapia intersticiales, superficiales e intracavitarias.

AR 8.2.2.Operación de aceleradores lineales de electrones para uso médico

Establece los requisitos mínimos de seguridad radiológica en la operación de aceleradoreslineales de electrones para uso médico.

AR 8.2.3Operación de equipos de cobaltoterapia

Establece los requisitos mínimos de seguridad radiológica aplicables a la operación de equi-pos de telecobaltoterapia.

AR 8.2.4Protección radiológica en medicina nuclear(*)

Establece los requisitos mínimos de protección radiológica en la práctica de la medicinanuclear.

AR 8.11.1Permisos individuales para el empleo de material radiactivo y radiaciones ionizantes en seres humanos

Establece los requisitos que debe cumplir un médico para solicitar y renovar permisos in-dividuales.

AR 10.12.1.Gestión de residuos radiactivos

Establece los requisitos generales para que la gestión de residuos radiactivos se realice conun nivel adecuado de protección radiológica de las personas y de preservación del ambien-te tanto en el caso de las generaciones actuales como en el de las futuras.

AR 10.16.1.Transporte de materiales radiactivos

Establece que el transporte de dichos materiales debe ajustarse a las condiciones previstasen el Reglamento para el Transporte Seguro de Materiales Radiactivos del OIEA, el cual fueadoptado formalmente en el país en el año 1977.

(*) A la fecha de impresión del manual se encuentra próxima su puesta en vigencia.

DOCUMENTOS REGULATORIOS EN LAS APLICACIONES NUCLEARES A LAS ACTIVIDADES MÉDICAS

En el campo de las aplicaciones nucleares a las actividades médicas están vigentes, ade-más de la Ley Nº 24.804 y de las normas regulatorias AR descritas en la sección anterior,los siguientes documentos regulatorios:


Decretos Nº 255/96 y Nº 236/98Régimen de Sanciones por Incumplimiento de las Normas de Seguridad Radiológica en las Aplicaciones de laEnergía Nuclear a la Medicina, al Agro, a la Industria y a la Investigación y Docencia

El artículo 16 de la Ley Nacional de la Actividad Nuclear faculta a la ARN a aplicar sanciones,las que deberán graduarse según la gravedad de la falta en: apercibimiento, multa (que de-berá ser aplicada en forma proporcional a la severidad de la infracción y en función de la po-tencialidad del daño), suspensión de una licencia, permiso o autorización, o su revocación.

El mismo artículo de la ley faculta a la ARN a establecer los procedimientos para la aplica-ción de sanciones que correspondan por la violación de normas que dicte en ejercicio de sucompetencia, asegurando el principio del debido proceso (ver Resolución N° 75/99).

El régimen de sanciones funciona como último eslabón de la cadena de seguridad. En efecto,si el sistema regulatorio es realmente efectivo y si los titulares de Autorización de Operaciónasí como los poseedores de permiso individual ejercen plenamente sus responsabilidades, laaplicación de sanciones y multas debería llevarse a cabo sólo en casos excepcionales. Lo con-trario indicaría, entre otras cosas, un sistema regulatorio deficiente y una pobre “Cultura de laSeguridad”.

Por Cultura de la Seguridad se entiende una actitud interrogante y deseosa de aprender porparte de los individuos y organizaciones con respecto a la protección radiológica y seguri-dad, velando para que los problemas que la afecten se detecten y corrijan rápidamente. Eneste sentido debe precisarse claramente la responsabilidad en materia de protección radio-lógica y seguridad de cada individuo, incluyendo la de aquellos situados a nivel directivo su-perior, debiéndose establecer cauces de comunicación que permitan una circulaciónexpedita de la información sobre protección radiológica y seguridad.

En tal sentido, una función regulatoria no formal de la ARN es concientizar a los titulares deAutorización de Operación y a los poseedores de permiso individual de su responsabilidadpor la seguridad, para que cada vez hagan más suya la cultura de la seguridad.

Resolución CNEA Nº 1790/76Normas para el uso de radioisótopos en medicina

Las “Normas para el Uso de Radioisótopos en Medicina” fueron establecidas por Resolu-ción de la COMISIÓN NACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA y luego fueron refrendadas y adop-tadas por el entonces ENTE NACIONAL REGULADOR NUCLEAR (ENREN) creado por elDecreto N° 1540 del 30/8/94 y precursor de la ARN. Las mismas establecen los requisitos alos que deben ajustarse la emisión o la renovación de permisos individuales para el uso deradioisótopos y de radiaciones ionizantes en medicina.

Estas normas determinan la formación teórica requerida para el empleo de radioisótopos yradiaciones ionizantes tanto en medicina nuclear como en radioterapia, y la participaciónclínica activa (bajo la dirección de un Preceptor), que deben cumplir quienes soliciten per-miso individual para los distintos usos médicos de radioisótopos y radiaciones ionizantes enseres humanos.

También se establecen los requisitos que debe cumplir el médico para acceder a cada em-pleo de radioisótopos y radiaciones ionizantes previsto en la norma, así como la casuística


que debe acompañar la solicitud de permiso, a fin de acreditar el cumplimiento de la partici-pación clínica activa en un lapso determinado.

La ARN ha resuelto mantener la vigencia de esta Resolución en forma transitoria y comple-mentaria con la norma AR 8.11.1. antes mencionada, hasta que sociedades científicas, co-legios médicos o instituciones aceptados por la ARN, certifiquen la especialización de losmédicos en los usos de radioisótopos y radiaciones ionizantes en medicina nuclear y en ra-dioterapia, en lo que compete al accionar médico.

Resolución CNEA Nº 871/76Normas para proceder a la autorización de responsables como asesores físicos en servicios de radioterapia

Las “Normas para proceder a la autorización de responsables como asesores físicos en ser-vicios de radioterapia” dictadas por Resolución de la COMISIÓN NACIONAL DE ENERGÍAATÓMICA, también fueron oportunamente refrendadas y adoptadas por la ARN. Las mis-mas establecen los requisitos a los que deben ajustarse la emisión o la renovación de per-misos individuales para desempeñarse como “Especialista en Física de la Radioterapia” ycomo “Técnico en Física de la Radioterapia”.

Estas normas establecen la formación teórica requerida para este personal de servicios deradioterapia, y la correspondiente práctica hospitalaria a ser cumplida bajo la dirección deun Preceptor en un plazo mínimo de 1 año en ambos casos. También se establecen las fun-ciones y responsabilidades de los “Especialistas en Física de la Radioterapia” y de los “Téc-nicos en Física de la Radioterapia”.

Resolución ENREN Nº 165/95Uso de fuentes selladas de Ra226

Mediante esta Resolución se dio un plazo de 5 años que venció el 31 de julio de 1999, paraproceder al recambio de fuentes selladas de radio 226 en la forma de tubos, estableciéndo-se que a la fecha indicada dichas fuentes debían gestionarse como residuos radiactivos.Esta reglamentación es complementaria de una anterior, la Resolución CNEA Nº 144/93,que limitó al 30 de junio de 1995 la validez de todos los permisos otorgados para el uso defuentes de radio 226 en forma de placas y agujas. Por lo tanto, al presente está discontinua-do el uso de Ra226 para aplicaciones médicas en todo el país.

Resolución ARN Nº 15/98Instalaciones médicas consideradas relevantes que requieren Autorización de Operación

Esta reglamentación que fue modificada posteriormente por la Resolución N° 35/99, esta-blece que determinadas instnes de uso médico encuadradas en el artículo 9° de la normaAR 10.1.1 requieren Autorización de Operación. También establece una serie de requeri-mientos adicionales para otorgar dicha autorización.

Este proceder se basa en el hecho que los equipos de telegammaterapia, aceleradores li-neales de uso médico e irradiadores de sangre poseen diseños conocidos y probados, y setrata de instalaciones de escasa complalacioejidad operativa. Por otra parte, los requisitosde capacitación y entrenamiento de su personal son equivalentes a los del personal de ins-talaciones menores.


Resolución ARN Nº 19/98Pautas generales a las que deben ajustarse los titulares de autorización de operación y los poseedores de per-misos individuales

Esta reglamentación establece una serie de requisitos a los titulares de Autorización deOperación y a los poseedores de permiso individual, que deben ser cumplidos conjunta-mente con aquellos establecidos en las correspondientes normas de aplicación. Aunqueestos requisitos están vigentes desde el inicio del accionar regulatorio argentino, se losmantuvo a través de esta Resolución porque no estaban incluidos en la nueva legislación debase.

Resolución ARN Nº 23/99Régimen de Tasas por Licenciamiento e Inspección

El artículo 26 de la Ley Nacional de Actividad Nuclear determina que la ARN dictará un “Ré-gimen de Tasas por Licenciamiento e Inspección” para aquellas personas físicas o jurídicasque soliciten el otorgamiento o sean titulares de licencias, autorizaciones de operación, au-torizaciones específicas y permisos individuales, como así también aquéllas que soliciten elotorgamiento o sean titulares de certificados de aprobación del transporte de material ra-diactivo emitidos por la ARN.

El mismo artículo de la Ley determina que las personas físicas o jurídicas alcanzadas debenabonar anualmente y por adelantado la tasa por licenciamiento e inspección, cuyo montose establece teniendo en cuenta el accionar regulatorio que, en materia de seguridad radio-lógica y nuclear, sea necesario efectuar con relación al trámite en cuestión.

Con respecto a las instalaciones menores y otras instalaciones y prácticas autorizadas seaplica una tasa por licenciamiento e inspección, al accionar regulatorio relacionado con:

¤ La emisión o renovación de la Autorización de Operación.

¤ La operación de la instalación.

¤ La modificación de la Autorización de Operación.

¤ La emisión o renovación del Permiso Individual.

¤ La supervisión de trasvases de fuentes de radiación.

Resolución ARN Nº 31/99Requisitos para obtener permiso individual para el uso de Sm153 en el tratamiento de las metástasis óseas

Esta reglamentación incorpora a las “Normas para el Uso de Radioisótopos en Medicina”(Resolución CNEA N° 1790/76), el uso de Sm153 o de otros radionucleídos con el mismo me-canismo de acción farmacológica en el tratamiento de metástasis óseas. La misma esta-blece los requisitos que debe satisfacer el profesional médico para obtener el permisoindividual, incluyendo formación teórica sobre Radioterapia Metabólica y realización de par-ticipación clínica activa bajo la supervisión de un Preceptor.


Resolución ARN Nº 75/99Procedimiento para la Aplicación de Sanciones por incumplimiento de las Normas de Seguridad Radiológica enlas Aplicaciones de la Energía Nuclear a la Medicina, al Agro, a la Industria y a la Investigación y Docencia

Este procedimiento interno de la ARN describe la metodología utilizada para la aplicación desanciones regulatorias en el marco del “Régimen de Sanciones por Incumplimiento de lasNormas de Seguridad Radiológica en las Aplicaciones de la Energía Nuclear a la Medicina,al Agro, a la Industria y a la Investigación y Docencia” (Decreto N° 236 del 2/3/98).

El mismo contempla la designación de un “investigador”, quien analiza los antecedentesy toma todas las acciones que aporten al esclarecimiento del caso bajo investigación. Elobjeto es producir una relación circunstanciada de los hechos investigados, en la que sedeben analizar los elementos de prueba acumulados e identificar eventuales responsa-bles, si los hubiere. Cuando se determina la eventual comisión de una trasgresión, el Pre-sidente del Directorio ordena la instrucción del expediente de sanción regulatoriacorrespondiente.

La substanciación del expediente es realizada por un “instructor” facultado para investigarlos hechos y reunir las pruebas, debiendo notificar a las personas físicas y jurídicas involu-cradas para que produzcan su descargo sobre el incumplimiento presumido y ofrezcan me-didas de prueba. También debe realizar las diligencias pertinentes para el esclarecimientode los hechos y dar vista de lo actuado a la parte imputada para que pueda hacer uso del de-recho de defensa.

Una vez concluida la instrucción del sumario, éste se eleva a consideración del Directoriocon un informe circunstanciado del instructor, previo dictamen del sector legal de la ARN.La correspondiente resolución del Directorio es notificada a los imputados, con la adverten-cia de los recursos que tienen derecho a interponer.


REQUISITOS PARA OBTENER AUTORIZACIONES DE OPERACIÓN Y PERMISOS INVIDIDUALES

Los requerimientos necesarios para obtener autorizaciones de operación y permisos indivi-duales en las aplicaciones médicas de las radiaciones ionizantes, son los siguientes:

Diagnóstico y tratamiento en medicina nuclear

La instalación debe contar, como mínimo, con:

Equipamiento Instalación Dotación de personal

Calibrador de dosis destinado a determinar la

actividad a ser administrada al paciente.

Detector de radiaciones destinado a medir las tasas

de exposición a la radiación y las posibles

contaminaciones.

Brazo de captación y centellógrafo lineal, para la

medición in vivo, con su escalímetro y/o

espectrómetro asociado para diagnósticos

con yodo 131.

Cámara gamma o SPECT con sus sistemas de

computación asociados.

Eventualmente, un Tomógrafo por Emisión de

Positrones (PET).

Se debe confinar el

movimiento de material

radiactivo a una zona del

servicio. En esta zona se

ubicarán el cuarto caliente o

laboratorio activo, el cuarto

de aplicación, el o los

cuartos de medición, un

baño y una sala de espera

para pacientes con material

radiactivo incorporado.

Cada uno de los equipos

de medición in vivo debe ser

instalado en un cuarto de

medición independiente.

El Responsable será

un profesional médico

con permiso individual

específico.

En general, entre el personal

se incluyen técnicos que

trabajan

bajo la supervisión del

responsable.

La administración del

radiofármaco debe ser

efectuada por, o en

presencia, de un médico con

permiso individual.

Los médicos que desarrollen esta práctica deben cumplir los siguientes requisitos indivi-duales:

Uso en diagnóstico

(Estudios centellográficos en general, estudios dinámicos de flujos cardiovasculares, etc.)

Experiencia mínima Formación práctica

El médico debe haberse desempeñado en forma

continua durante por lo menos 3 años en un

servicio oficial en alguna de las ramas de la

clínica médica.

Práctica clínica activa con un mínimo de 400 horas en un lapso no

menor de 20 semanas, y en un programa médico en el que se

realicen estudios dinámicos y/o cinéticos, y centellografía, y en el

que se hayan realizado estudios en no menos de 75 pacientes.

Los médicos especialistas en Medicina Nuclear pueden obtener, sin requisitos adicionales,su Permiso Individual para este propósito.


Uso en tratamiento

Experiencia mínima Formación práctica

El médico debe cumplir con las condiciones exigidas para solicitar

permiso para diagnóstico.

- Para tratamiento de hipertiroidismo o disfunciones cardíacas, el

médico debe ser especialista en endocrinología o haberse

desempeñado en forma continua durante por lo menos 3 años en un

servicio de esta especialidad.

- Para tratamiento de carcinoma de tiroides, el médico debe ser

especialista en endocrinología o haberse desempeñado en forma

continua durante por lo menos 3 años en un servicio de esta

especialidad.

- Análogamente, para tratamiento de hemopatías y metástasis óseas,

el médico debe ser especialista en hematología o haberse

desempeñado en forma continua durante por lo menos 3 años en un

servicio de esta especialidad.

- Para tratamientos con estroncio 89, el médico debe poseer permiso

para fósforo 32 o poseer permiso individual para tratamiento con

yodo 131. Si el médico es radioterapeuta deberá acreditar además

conocimientos teóricos sobre manipulación de fuentes no

encapsuladas.

- Para el tratamiento del dolor por metástasis óseas, el médico debe

poseer permiso para tratamiento y acreditar formación teórica sobre

Radioterapia Metabólica.

Práctica activa en el tratamiento y observar

la evolución de un mínimo de:

- Quince pacientes con hipertiroidismo o

disfunciones cardíacas en un lapso no

menor de 25 semanas y en un programa

médico en el que se emplee yodo131.

- Cinco pacientes con carcinoma de tiroides

en un programa de trabajo en el que se

emplee yodo131.

- Un mínimo de 300 horas distribuidas

en aproximadamente 20 semanas corridas,

en el que se emplee fósforo 32 para el

tratamiento de hemopatías y metástasis

óseas, en un mínimo de 10 pacientes.

- Es necesario una práctica

con un mínimo de 10 pacientes

tratados con estroncio 89.

- Cinco pacientes en un programa de trabajo

en el que se cumple samario 153 o

estroncio 89.

TELETERAPIA, BRAQUITERAPIA, RADIOCOLOIDES Y APLICADORES BETA

Recinto blindado

Características del recinto blindado para teleterapia o braquiterapia

El recinto donde se alojará el equipo

de teleterapia o donde se realizará la

práctica de braquiterapia, debe

cumplir ciertos requisitos de blindaje,

de modo que las dosis en el personal

de operación y el público en los

distintos locales, no superen los

límites de dosis establecidos y

resulten en todos los casos tan bajas

como razonablemente sea posible

conseguir.

A los efectos de verificar que esto se

cumple, para equipos de teleterapia, se

solicita un plano en escala de la planta del

recinto de irradiación, con los cortes

longitudinal y transversal (pasando por el

isocentro del equipo), más una vista del

nivel superior e inferior del mismo y la

presentación de la memoria de cálculo de

los blindajes (espesores de los muros) del

recinto, acordes con las características del

equipo a instalar.

Para braquiterapia, se

requiere la presentación de

un plano de planta de las

instalaciones, indicando la

posición del depósito de

material radiactivo y de las

salas de aplicación e

internación, junto con la

presentación de la memoria

de cálculo de blindajes de

las salas de internación.


Equipamiento para teleterapia

La instalación debe contar con:

Equipamiento mínimo para teleterapia Características

Equipo isocéntrico de alta energía(Telecobaltoterapia, o acelerador lineal defotones o electrones).

Dosímetro.

Equipo simulador de tratamiento.

Por lo menos 80 cm de radio de giro con fuente de actividad mínimainicial de (4500 Ci) 166,5 TBq, o un acelerador lineal de electronesisocéntrico de 4 MV de potencial eléctrico acelerador mínimo.

Apto para el rango de energías y tasas de dosis utilizados, condesviaciones máximas del 2% dentro de cada rango de energías,repetibilidad dentro del 1% del valor promedio, calibradoperiódicamente en un centro de referencia reconocido.

Como accesorio, maniquí de agua o sólido.

Equipamiento para braquiterapia

La instalación debe contar con:

Equipamiento mínimo para teleterapia Características

Aplicadores intracavitarios de retrocarga.

En algunos casos, equipos remotos de carga diferida.Detector de radiaciones.

Los pacientes deben ser internados en salasespecíficamente habilitadas.Se requiere un recinto blindado.

Dotación de personal para teleterapia o braquiterapia

¤ El Responsable debe ser un profesional médico con permiso individual para el propósitoespecífico.

¤ Profesionales médicos con permiso individual para el uso de equipos de teleterapia, opara braquiterapia en el caso de equipos de carga diferida remota, en número suficientepara cubrir todo el horario de trabajo de atención de los pacientes.

En el caso de braquiterapia, la aplicación de las fuentes radiactivas en el paciente debe serefectuada por el profesional médico.

¤ Un profesional especialista en física de la radioterapia o un técnico en física de la radiotera-pia supervisado por el citado especialista según corresponda, quién deberá entre otras ta-reas: establecer los procedimientos de trabajo que debe seguir el personal auxiliar,supervisar el inventario, transporte y almacenamiento de materiales radiactivos, colaborarcon el médico radioterapeuta en la planificación del tratamiento y asegurar que éste se ad-ministre exactamente en la forma prescripta.

¤ En los servicios de radioterapia se recomienda la colaboración del personal especialista enfísica de la radioterapia en carácter permanente o periódico, según el volumen de trabajo.

¤ Técnicos operadores de radioterapia que posean la certificación correspondiente, paraoperar los equipos de teleterapia.

¤ En los aceleradores lineales un especialista en física de la radioterapia durante la operación.


Las condiciones particulares para obtener permiso individual son:

Uso específico Condiciones particulares

Radiocoloides enaplicacionesintracavitarias.

Aplicacionesintersticiales,superficiales eintracavitarias.

Equipos detelegammaterapia.

Aplicadores de radiaciónbeta.

Aceleradores lineales, ogeneradores de radiaciónde alta energía.

Especialista en física dela radioterapia.

Técnico en física de laradioterapia.

El médico debe ser especialista en radioterapia o haberse desempeñado en formacontinua durante por lo menos 3 años en un servicio en el que se utilicen equiposconvencionales de telegammaterapia y/o fuentes corpusculares o encapsuladas dematerial radiactivo.Participación clínica activa en la aplicación intracavitaria de coloides de fósforo 32 u oro198 en un mínimo de 10 tratamientos de tumores de próstata, o como paliativo de lasrecidivas de tumores de distinta etiología.

El médico debe ser especialista en Radioterapia o haberse desempeñado en formacontinua durante por lo menos 3 años en un servicio en el que se utilicen equiposconvencionales de telegammaterapia y/o fuentes corpusculares o encapsuladas dematerial radiactivo.Participación clínica activa en un mínimo de 30 tratamientos mediante la aplicación dealguno de los tipos de fuentes mencionadas.Para aplicaciones intersticiales estereotáxicas con la finalidad de lisis cerebral, el médicodebe ser especialista en Neurocirugía.

Ser médico especialista en Radioterapia o haberse desempeñado en forma continuadurante al menos 3 años en un servicio oficial de la especialidad.Participación clínica activa en el tratamiento de un mínimo de 50 pacientes en un lapsono menor a 6 meses.

En los tratamiento mediante radiación beta, de lesiones superficiales de piel u oculares,el médico puede ser especialista en Dermatología y/o en Oftalmología con experienciasuficiente en efectos de las radiaciones en los órganos bajo tratamiento, o habersedesempeñado en forma continua durante por lo menos 3 años en un servicio en el que seefectúen tales tratamientos.

Participación clínica activa en el tratamiento de lesiones superficiales, con radiación betao rayos x blandos, en un mínimo de 20 pacientes.

Ser médico especialista en Radioterapia o haberse desempeñado en forma continuadurante al menos 3 años en un servicio oficial de la especialidad.Participación activa en la indicación, planificación, ejecución del tratamiento y evaluacióny seguimiento de un mínimo de 100 pacientes durante un lapso mínimo de 2 años paratécnicas similares a las factibles de efectuar mediante la autorización solicitada. Uno delos 2 años de práctica puede ser realizado simultáneamente con las prácticas paratelegammaterapia.

El profesional debe poseer título universitario nacional, pudiéndose tratar de Licenciado oDoctor en Física, Ingeniero o un título equivalente en carreras completas de CienciasExactas afines con la radioterapia.La formación teórica la obtiene con la aprobación de un curso reconocido, y la formaciónpráctica consiste en realizar una práctica hospitalaria cumpliendo tareas de laespecialidad durante por lo menos un año a razón de 20 horas semanales en un servicioreconocido a tales fines.

El técnico debe poseer título secundario.La formación teórica la obtiene con la aprobación de un curso reconocido, y la formaciónpráctica consiste en realizar una práctica hospitalaria cumpliendo tareas de laespecialidad durante por lo menos un año a razón de 20 horas semanales.


Silvia Alvarez

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Radioprotección

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