Radioproteccion en Aplic.medicas

Tabla de contenido

captulo 1 FUENTES DE RADIACIN IONIZANTEFENMENO DE LA RADIACTIVIDADTipos de radiaciones Ley de decaimiento Actividad Tabla de nucleidos

pginas 111 3 4 4

FUENTES NATURALESRadiacin csmica Radiacin terrestre

99 9

FUENTES ARTIFICIALES APLICACIONES DE LAS RADIACIONESConservacin de alimentos Investigacin agrcola Control de plagas Medicina Industria Arqueologa y paleontologa Hidrologa Investigacin biolgica Produccin de energa elctrica

10 1111 11 11 12 14 14 15 15 15

DOSIS MEDIA ANUAL

16

captulo 2 MAGNITUDES DOSIMTRICASMAGNITUDES DOSIMTRICAS BSICASEnerga impartida Exposicin Factor de calidad de la radiacin, Q

192021 22 22

MAGNITUDES UTILIZADAS EN PROTECCIN RADIOLGICADosis absorbida en un rgano, DT Factores de ponderacin de la radiacin, wR Dosis equivalente en un rgano o tejido, HT Factor de ponderacin de los tejidos u rganos, wT Dosis efectiva, E Dosis equivalente comprometida en un rgano o tejido, HT(t)

2323 23 24 24 25 25

Tabla de contenido

i

Dosis efectiva comprometida, E(t) Magnitudes para grupos de individuos expuestos

26 26

captulo 3 DOSIMETRA EN RADIOPROTECCINIRRADIACIN EXTERNAEstimacin de la dosis efectiva a partir del kerma en aire Estimacin de la dosis efectiva a partir de magnitudes operacionales

292930 33

CONTAMINACIN INTERNAVas de entrada Modelos metablicos Clculo de la dosis equivalente en un rgano Lmite anual de incorporacin (ALI)

3737 38 39 41

captulo 4 EFECTOS BIOLGICOS DE LAS RADIACIONESCLASIFICACIN DE LOS EFECTOS BIOLGICOSEfectos estocsticos Efectos deterministas

454646 47

EFECTOS DETERMINISTAS DE LAS RADIACIONES IONIZANTESEfectos deterministas por sobreexposicin de todo el cuerpo Efectos deterministas localizados

4848 51

CARCINOGNESIS RADIOINDUCIDAEstudios radioepidemiolgicos Modelos de proyeccin de riesgo Estimaciones de riesgo de cncer radioinducido

5556 57 57

EFECTOS HEREDITARIOSEstimacin de la probabilidad de trastornos hereditarios

5859

EFECTOS PRENATALES

59

captulo 5 FUNDAMENTOS DE LA PROTECCIN RADIOLGICACRITERIOS BSICOS DE LA PROTECCIN RADIOLGICAJustificacin de la prctica Optimizacin de la proteccin radiolgica Lmites y restricciones de dosis

636464 65 65

ii

Tabla de contenido

RESIDUOS RADIACTIVOS TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO EXPOSICIONES POTENCIALES INTERVENCIN EN EMERGENCIAS

68 70 73 74

captulo 6 MONITORAJE DE LA EXPOSICIN OCUPACIONALClasificacin de reas Sealizacin

7777 78

MONITORAJE AMBIENTALMonitoraje de los campos de radiacin ambiental Monitoraje de la contaminacin del aire Medicin de la contaminacin en superficies

8080 81 81

MONITORAJE INDIVIDUAL DE LA IRRADIACIN EXTERNADosmetros de emulsin fotogrfica Dosmetros termoluminiscentes Dosmetros de cmara de bolsillo Dosmetros de alarma y advertencia

8282 83 84 84

MONITORAJE INDIVIDUAL DE LA CONTAMINACIN INTERNAMedicin directa de la actividad del cuerpo Medicin indirecta de la actividad del cuerpo

8485 86

captulo 7 SISTEMAS DE PROTECCIN CONTRA LA RADIACINTCNICAS BSICAS DE PROTECCINReduccin del tiempo de exposicin Reduccin de la actividad de la fuente Aumento de la distancia fuente-punto de inters Blindaje entre las personas y la fuente de radiacin

898989 90 90 91

CLCULO DE BLINDAJES PARA RAYOS XBlindaje para la radiacion directa Blindaje para la radiacin dispersa Blindaje para la radiacin de fuga del tubo

9697 99 100

captulo 8 RADIODIAGNSTICO MDICOGENERACIN DE RAYOS X EQUIPOS GENERADORES DE RAYOS XTubo de rayos x

105106 108108

Tabla de contenido

iii

Fuente de alta tensin Sistema de control de emisin

110 110

SEGURIDAD RADIOLGICA DE LAS INSTALACIONES Y EQUIPOS EXPOSICIN OCUPACIONALClasificacin del rea de trabajo Dosimetra personal Dispositivos de proteccin radiolgica Calibracin de instrumentos

112 113114 114 114 114

EXMENES ESPECFICOS: Aspectos de radioproteccinRadioscopa Exmenes con equipos mviles de rayos x Radiologa peditrica Mamografa Exmenes dentales Exmenes con rayos x durante el embarazo Exmenes con rayos x en mujeres con capacidad para gestar Radiografa obsttrica Otros exmenes con rayos x durante el embarazo

114115 115 115 116 116 116 116 117 117

EXPOSICIN MDICACmo evitar dosis innecesarias

117117

NIVELES DE DOSIS REFERENCIA CRITERIOS DE ACEPTABILIDAD DE INSTALACIONES DE RADIODIAGNSTICOInstalaciones radiogrficas de diagnstico general Revelado de placas, propiedades de los receptores de imgenes y condiciones de visualizacin Radioscopa Tomografa convencional y computarizada Radiografa dental Mamografa

122 124124 126 128 129 131 131

captulo 9 MEDICINA NUCLEAREQUIPAMIENTO EN MEDICINA NUCLEARCalibradores de actividad o activmetros Sistemas de deteccin para mediciones in vitro Sistemas para mediciones de radiacin g in vivo Brazo de captacin Centellgrafo Sistema de tomografa por emisin de fotn nico (SPECT) Tomgrafo por emisin de positrones (PET)

137138138 139 140 140 141 143 144

SEGURIDAD RADIOLGICA DE LAS INSTALACIONESBlindajes Ventilacin Piletas Acabado de superficies

146146 147 147 147

iv

Tabla de contenido

Requisitos mnimos para un laboratorio de medicina nuclear Requisitos mnimos para un laboratorio de radioinmunoanlisis

148 149

EXPOSICIN OCUPACIONALControl sobre el material radiactivo Monitoraje personal y de rea Acciones en caso de una contaminacin superficial Gestin de residuos radiactivos Registros Control del equipamiento

149150 151 153 154 155 156

EXPOSICIN MDICANiveles de referencia

157157

captulo 10 RADIOTERAPIAEQUIPAMIENTO EN RADIOTERAPIAEquipos de cobaltoterapia Equipos aceleradores lineales de electrones Equipos de rayos x de baja y media energa

165166165 173 178

EQUIPAMIENTO DE BRAQUITERAPIA SEGURIDAD RADIOLGICA EN TELETERAPIASeguridad radiolgica en el diseo de instalaciones para teleterapia Seguridad radiolgica en equipos de cobaltoterapia Seguridad radiolgica en equipos aceleradores lineales

178 180180 181 184

SEGURIDAD RADIOLGICA EN BRAQUITERAPIABraquiterapia manual Braquiterapia remota Carga o recambio de las fuentes radiactivas Aspectos ocupacionales en la prctica de la braquiterapia

185185 186 187 188

EXPOSICIN OCUPACIONALClasificacin del rea de trabajo Monitoraje individual Controles peridicos al equipo Sistema de registros Procedimientos de emergencia Recambio de fuentes radiactivas Transporte de material radiactivo Sistema de calidad

189189 189 189 189 190 190 190 190

EXPOSICIN MDICAJustificacin Optimizacin Calibracin del haz de radiacin Participacin de intercomparaciones dosimtricas Dosimetra clnica

190190 190 191 191 191

Tabla de contenido

v

PROGRAMA DE GARANTA DE CALIDADGaranta de calidad en radioterapia externa Garanta de calidad de equipos y fuentes de braquiterapia

191192 199

captulo 11 ACCIDENTES EN LA PRCTICA MDICAACCIDENTES EN RADIOTERAPIA: EXPOSICIONES POTENCIALES Y PREVENCIN DE ACCIDENTES EN LA PRCTICA MDICA ACCIDENTES EN MEDICINA NUCLEAR SISTEMA DE INTERVENCIN EN EMERGENCIAS DE LA ARN

205206 217 218

anexo MARCO REGULATORIORADIODIAGNSTICOLey N 17.557 Requisitos para instalacin y utilizacin de equipos generadores de rayos x Normas bsicas de seguridad radiosanitaria Norma para prestadores del servicio de dosimetra personal Estudios mamogrficos Equipos para control de equipajes

223223223 224 225 229 230 230

MEDICINA NUCLEAR Y RADIOTERAPIALey nacional de la actividad nuclear: ley N 24.804 Normas regulatorias AR Norma bsica de seguridad radiolgica Uso de fuentes selladas en braquiterapia Operacin de aceleradores lineales de electrones para uso mdico Operacin de equipos de cobaltoterapia Proteccin radiolgica en medicina nuclear Permisos individuales para el empleo de material radiactivo y radiaciones ionizantes en seres humanos Gestin de residuos radiactivos Transporte de materiales radiactivos Documentos regulatorios en las aplicaciones nucleares a las actividades mdicas Rgimen de Sanciones por Incumplimiento de las Normas de Seguridad Radiolgica en las Aplicaciones de la Energa Nuclear a la Medicina, al Agro, a la Industria y a la Investigacin y Docencia Normas para el uso de radioistopos en medicina Normas para proceder a la autorizacin de responsables como asesores fsicos en servicios de radioterapia Uso de fuentes selladas de Ra226 Instalaciones mdicas consideradas relevantes que requieren Autorizacin de Operacin Pautas generales a las que deben ajustarse los titulares de autorizacin de operacin y los poseedores de permisos individuales Rgimen de Tasas por Licenciamiento e Inspeccin Requisitos para obtener permiso individual para el uso de Sm153 en el tratamiento de las metstasis seas

231231 232 232 234 234 234 234 234 234 234 234 235 235 236 236 236 237 237 237

vi

Tabla de contenido

Procedimiento para la Aplicacin de Sanciones por incumplimiento de las Normas de Seguridad Radiolgica en las Aplicaciones de la Energa Nuclear a la Medicina, al Agro, a la Industria y a la Investigacin y Docencia Requisitos para obtener autorizaciones de operacin y permisos invididuales Diagnstico y tratamiento en medicina nuclear Teleterapia, braquiterapia, radiocoloides y aplicadores beta

238

239 240

Tabla de contenido

vii

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Prlogo

A mediados de 1999 representantes de la Cmara de Instituciones de Diagnstico Mdico (CADIME) solicitaron a las autoridades de la Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN) y de la Comisin Nacional de Energia Atmica (CNEA) la revisin del Manual de Radioproteccin, editado por dicha Cmara en 1996. La ARN propuso ampliar su contenido tcnico incorporndole el anlisis de otras prcticas mdicas con radiaciones ionizantes, tales como la radioterapia y la medicina nuclear. Se elabor un programa temtico y, con la participacin de diferentes especialistas de las tres instituciones, comenz a redactarse esta Gua en Radioproteccin, dirigida a profesionales y tcnicos que trabajan en las aplicaciones mdicas de las radiaciones ionizantes con el objetivo de proporcionarles los principales elementos de proteccin radiolgica. Al cabo de algo ms que un ao de trabajo, se edita el presente libro estructurado en 11 captulos y un anexo. Los primeros cuatro captulos, de carcter introductorio, estn dedicados a las magnitudes y tcnicas dosimtricas empleadas en radioproteccin, tanto para la irradiacin externa como para la contaminacin interna, y a describir los efectos biolgicos de las radiaciones. Los fundamentos de la radioproteccin, las tcnicas de monitoraje individual y los sistemas de proteccin contra la radiacin se desarrollan posteriormente a lo largo de los tres captulos siguientes. La segunda mitad del libro est ntegramente dedicada a las prcticas mdicas con radiaciones ionizantes. Esto es, se tratan los principales aspectos de radioproteccin en: Radiodiagnstico Medicina Nuclear Radioterapia En cada una de estas reas se ha tratado de seguir un desarrollo comn que consiste en la descripcin del equipamiento bsico, en el tratamiento de los principales temas de seguridad radiolgica de las instalaciones y equipos asociados a cada una de las prcticas y en los aspectos referidos a la exposicin ocupacional y a la exposicin mdica correspondiente a cada caso. Se incluyen los niveles de dosis de referencia para los estudios radiodiagnsticos, las actividades recomendadas en la administracin de radiofrmacos en estudios de medicina nuclear, los criterios de aceptabilidad de instalaciones de radiodiagnstico y los procedimientos de garanta de calidad en radioterapia. El captulo final est dedicado a accidentes ocurridos a nivel internacional en el campo de las aplicaciones mdicas de las radiaciones ionizantes. El Anexo, de carcter regulatorio, compendia el conjunto de normas, leyes, decretos y dems reglamentaciones vigentes en materia de seguridad radiolgica referidas al radiodiagnstico, a la medicina nuclear y a la radioterapia.

Como ya fue expresado, este libro es resultado del trabajo en comn de tres instituciones: la Autoridad Regulatoria Nuclear, la Comisin Nacional de Energa Atmica y la Cmara de Instituciones de Diagnstico Mdico. Los especialistas de la ARN que colaboraron activamente en la redaccin y/o revisin de los diferentes captulos fueron: la Lic. Ana M. Bomben, la Lic. Ins Gomez Parada, la Lic. Ana M. Larcher, la Dra. Mara del R. Perez, el Ing. Csar Arias, el Ing. Daniel Hernandez, el Ing. Jos M. Kay, el Ing. Pedro Sajaroff y el Dr. Francisco Spano. La Dra. Diana Feld y la Lic. Margarita Sarav, ambas pertenecientes a la CNEA, efectuaron un importante aporte en el captulo 10 dedicado a la radioterapia. Por otra parte, los comentarios realizados por el Ing. Ricardo Moll a dicho captulo, quien adems efectuara una revisin integral del mismo, enriquecieron su contenido. Personal especializado de CADIME realiz la revisin del contenido del Anexo en los aspectos regulatorios referidos al radiodiagnstico. El Diseo grfico y correccin de estilo del texto fueron realizados ntegramente en la ARN por Carina M. Olivelli y Silvia G. Alvarez. Esperando que el presente libro, referido a la seguridad radiolgica en las aplicaciones mdicas de las radiaciones ionizantes, sea de utilidad a los tcnicos y profesionales de dicha rea, agradecemos profundamente el aporte de cada uno de los especialistas que colaboraron en su redaccin. Finalmente, cabe sealar que es intencin de la ARN continuar con esta linea editorial durante los aos venideros. En particular, en continuidad con el presente texto la prxima entrega abarcar solo los aspectos prcticos de radioproteccin con el que deben enfrentarse mdicos y tcnicos en su trabajo diario con las radiaciones ionizantes. La ARN asume este compromiso y proyecta editar junto con CADIME un Manual prctico a fines del ao entrante.

Lic. Esteban Thomasz Compilador Sector Informacin Tcnica de la ARN

Buenos Aires, 1 de noviembre de 2000

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captulo

1

FUENTES DE RADIACIN IONIZANTELa mayor parte de la radiacin recibida por la poblacin del mundo proviene de fuentes naturales, siendo inevitable la exposicin a la mayora de ellas. Durante las ultimas dcadas, el hombre ha producido artificialmente radionucleidos y ha aprendido a utilizar la energa nuclear con diferentes propsitos, tales como la aplicacin con fines mdicos, la generacin de energa elctrica, la prospeccin de minerales, etc. Estas fuentes, denominadas artificiales, aumentan la dosis de radiacin recibida por los individuos y por la sociedad en su conjunto. Antes de analizar las diferentes variedades de fuentes naturales y artificiales existentes, veamos algunas nociones bsicas sobre radiactividad.

FENMENO DE LA RADIACTIVIDADEn la naturaleza hay ciertos elementos inestables en el sentido que pueden emitir espontneamente partculas o radiacin modificando la naturaleza o el estado de los ncleos de sus tomos. Este proceso de emisin se llama desintegracin radiactiva y el fenmeno radiactividad. La desintegracin radiactiva responde a las leyes estadsticas y sus propiedades son independientes de cualquier influencia del entorno, tales como, presin, temperatura, campos elctricos o magnticos y reacciones qumicas. Para precisar ms, es una propiedad caracterstica de cada nucleido en particular. Se suele denominar nucleido, al ncleo estudiado, sin hacer referencia al tomo del que forma parte. Considerando una muestra formada por tomos de un elemento radiactivo, en instantes de tiempo estadsticamente al azar se producirn desintegraciones radiactivas. Esto ocurrir con una probabilidad, que es propia del nucleido considerado. Se define entonces una constante de desintegracin, que es la probabilidad de que un ncleo se desintegre en la unidad de tiempo. Se la denota con la letra l y su unidad es la inversa de tiempo, por ejemplo: segundo-1, minuto-1, ao-1.

TIPOS DE RADIACIONESLos trabajos de P. Becquerel, M. Curie y E. Rutherford entre 1896 y 1907, demostraron no slo la existencia de la transformacin espontnea llamada desintegracin, sino tambin que haba radiaciones que tenan distinto poder de penetracin. Fuentes de radiacin ionizante - Captulo 1 pgina 1

A las radiaciones menos penetrantes, que son absorbidas por una hoja de papel o una delgada lmina metlica, se las denomin rayos a y a otras, ms penetrantes, rayos b. Se comprob que estos rayos, que podan ser desviados por un campo magntico, son de naturaleza corpuscular. Ms tarde se reconoci que las partculas a son ncleos de helio y las partculas b, electrones. Otro tipo de radiacin, a la que se denomin rayos g, que no se desva en presencia de un campo magntico, fue identificada con la emisin de radiacin electromagntica o fotones. Tambin se detectaron partculas con propiedades idnticas a las b pero cuya desviacin en un campo magntico indicaba que tenan carga positiva. A stas se las llam b+, y a las anteriores, para diferenciarlas, b-. En la Tabla 1 se muestran algunas propiedades generales de los tipos de radiacin emitida por ncleos radiactivos y en la Figura 1 un esquema representativo de la penetracin de la radiacin. Interesa la penetracin de la radiacin en la materia fundamentalmente por dos motivos, primero, porque cuando la radiacin es frenada se produce una conversin de la energa de la radiacin en energa trmica y, segundo, porque la radiacin es daina para los sistemas biolgicos y es necesario conocer cmo protegerlos de las fuentes de radiacin. Tabla 1. Naturaleza y penetracin de la radiacinRadiacin a b g Naturaleza ncleo de helio (2 protones y 2 neutrones) electrn Radiacin electromagntica Carga +2e -1e 0 Penetracin en aire ~ centmetros ~ metros ~ 100 metros Penetracin en slidos ~ micrmetros ~ milmetros ~ centmetros/metros

Figura 1. Penetracin de la radiacin

Fuente a Fuente b Fuente g Fuente a Fuente b Fuente g Fuente a Fuente b Fuente g

Papel Detector

5 mm de Aluminio

Detector

1 cm de Plomo

Detector

pgina 2

Captulo 1 - Fuentes de radiacin ionizante

LEY DE DECAIMIENTOEn una muestra de materiales radiactivos compuesta por N0 ncleos en un instante t0, se producirn desintegraciones radiactivas de modo que en un instante t posterior ya no se tendr N0 ncleos de la sustancia original, sino un nmero menor dado por la siguiente expresin conocida N ( t) = N 0 e -lt como ley general de la desintegracin radiactiva: Esta expresin permite calcular el nmero de ncleos de una sustancia activa presentes al tiempo t, conociendo cuntos haba en el instante t0. La constante l es una propiedad de cada nucleido que lo identifica inequvocamente, independiente de cualquier factor exterior. En consecuencia, si se conoce una sustancia es posible identificar su l y si se mide el l de una sustancia incgnita, se puede revelar su naturaleza. Es cmodo definir otra magnitud asociada a la velocidad con que una sustancia radiactiva se desintegra, llamada indistintamente semiperodo de desintegracin, perodo de semidesintegracin, o simplemente perodo. El perodo T es el tiempo que debe transcurrir para que el nmero de ncleos de una sustancia radiactiva en una muestra se reduzca a la mitad de su valor inicial, es decir: Si se reemplaza en la ley general de la desintegracin, se hallar la relacin entre T y l: N(T) = N0 2

T=

In2 0,693 = l l

El perodo se mide en unidades tiempo. Su valor puede variar desde el orden de los 10-10 segundos hasta 1015 aos. En la Tabla 2 se presentan algunos valores indicativos. Tabla 2. Valores indicativos del perodo de semidesintegracinNucleido Radiactivo238 92 86 26 131 53 33 76 218 84 218 85 214 84

Perodo T 4,5 . 109 aos 1620 aos 8,05 das 26,5 horas 3,05 minutos 3,05 minutos 1,64 . 10-4 segundos

Constante de Desintegracin l 4,9 . 10-18 s-1 1,3 . 10-11 s-1 10 . 10-7 s-1 7,3 . 10-6 s-1 3,78 . 10-3 s-1 0,4 seg-1 4,23 . 10-3 s-1

U Ra I As Po At Po

Fuentes de radiacin ionizante - Captulo 1

pgina 3

ACTIVIDADEn una muestra dada de material radiactivo se desintegran dN ncleos en el tiempo dt. En dN tonces el cociente - es el nmero de ncleos que se desintegran en la unidad de dt tiempo. Esta magnitud, que puede entenderse como dN A =una velocidad de desintegracin, se llama actividad, y dt se la denota con la letra A: A partir de la expresin anterior es posible expresar la actividad como funcin del tiempo: A( t) = A O e -lt

Se observa que la actividad sigue tambin una ley exponencial. La actividad se puede presentar medida en unidades inversas de tiempo, por ejemplo, como desintegraciones/segundo. La Comisin Internacional de Unidades y Medidas de Radiacin (ICRU), en su Publicacin N 33, recomienda el uso del Becquerel (Bq) como unidad de actividad. Se define el Becquerel como una de1 Bq = 1 s -1 sintegracin por segundo: Dado que 1 Bq es una cantidad muy pequea de actividad es muy frecuente el uso de los mltiplos del mismo, por ejemplo, MBq, GBq, TBq, etc. Durante mucho tiempo se utiliz otra unidad de actividad llamada Curio o Curie. El Curie, cuya abreviacin es Ci, es una unidad de actividad definida como la cantidad de cualquier nucleido radiactivo 1Ci = 3,7.10 10 Bq 10 desintegraciones por segundo. que produce 3,7.10 Se puede escribir entonces: Si se desconoce el perodo T de una sustancia, para la que se pudo graficar A(t) en cierto intervalo de tiempo mayor que dicho perodo, se puede hacer una determinacin grfica del mismo en forma muy sencilla como se aprecia en la Figura 2.

ACTIVIDAD ESPECFICALa actividad especfica de una muestra de sustancia radiactiva es la actividad de dicha muestra por unidad de masa y se expresa en Bq/g. Ae = A m

TABLA DE NUCLEIDOSTodos los istopos existentes, estables e inestables, pueden mostrarse en una tabla como la indicada en la Figura 3.

pgina 4

Captulo 1 - Fuentes de radiacin ionizante

Figura 2. Determinacin grfica del perodo

104

2000 des/min 1000 des/min=A 103

T T

500 des/min=A 2

ACTIVIDAD (des/min)

10

2

10

1

0

10

20

30

40 MINUTOS

50

60

70

Figura 3. Tabla de nucleidos: vista parcial

4

Be 9,01218s 0,0092 2p

Be 6

Be 7 53,29 de g 478 s n,p 480000 2a

Be 8

Bo 9 100s 0,0092

Be 10 1,8 - 105 a-

Be 11 13,8 sb 11,5 ... g 2125; 6791 .... ba 0,77 ...

Be 12 24,4 msb- 11,7 ...

Be 14

b 0,6 no g

-

3

Li 6,941s 70,7 p

Li 5

Li 6 7,5s 0,028 s n,a 940

Li 7 92,5-

Li 8 842 msb 1,25 b2a ~ 1,6

Li 9 178,3 msb- 13,6 bn 0,7 ba n

Li 10

s 0,037

b- ~ 18; 20, 4 ... g 3368; 320; .... 2590 ...; bn; b2n; b3n; ba

Li 11 8,7 ms

10

2

He 4,00260s abs< 0,05

He 3 0,000135s 0,00006 s n,p 5327

He 4 99,999862n

He 5

He 6 808,1 msb- 3,5 n

He 7

He 8 122 msb-~ 10 ... g 981 bn n

He 9

1

H 1,0079s 0,332

H1 99,985s 0,332

H2 0,015s 0,00053

H3 12,323 ab- 0,02

4

6

8

n1 10,6 mb 0,8-

2


pgina 5

En este tipo de clasificacin, originalmente propuesta por E. Segre, se representan los nucleidos conocidos (emisores artificiales, naturales o ncleos estables) en un sistema de ejes en el cual Z, nmero atmico, corresponde a las ordenadas y N = A - Z, nmero de neutrones, a las abscisas. Los istopos son nucleidos con el mismo nmero de protones y se encuentran ubicados horizontalmente uno al lado del otro. Los istonos son nucleidos con el mismo nmero de neutrones y se encuentran ubicados verticalmente uno encima del otro. Los isbaros son nucleidos con el mismo nmero de nucleones, A = N + Z, y se encuentran ubicados sobre una diagonal de pendiente negativa. En la Figura 4 se muestran esquemticamente los aspectos mencionados. Figura 4. Esquema de la tabla de nucleidos

ISBAROS

4948 47 74

ISTOPOS

Z43

45 44 72

60

62

64

66

68

70

N

ISTONOS

Cada nucleido ocupa un cuadrado cuyo color identifica sus propiedades. Para cada nucleido se indica el smbolo, el nmero msico y la abundancia del mismo, si fuese estable. Tambin figuran, el perodo de semidesintegracin, el tipo o tipos de decaimiento radiactivo y la energa de la radiacin emitida. Los elementos estables ocupan una estrecha franja indicada habitualmente con un grisado caracterstico. En las Figuras 5 y 6 se pueden observar algunos detalles ms especficos de la tabla de nucleidos. pgina 6 Captulo 1 - Fuentes de radiacin ionizante

Figura 5. Tipos de desintegracin: colores y smbolos

Nucleidos estables

Radionucleidos primordiales, esto es, los producidos durante la formacin de la materia terrestre y presentes en ella hasta el presente.

b+ : Desintegracin b + : Captura electrnica b : Desintegracin ba : Desintegracin a Sf : Fisin espontnea p : Desintegracin p

e-

e+ b

b-

a

sf

p

Los datos de la columna izquierda se refieren al estado metaestable y los de la derecha al estado fundamental. lg: indica fotones g emitidos en la transicin al estado fundamental. Indica que la asignacin de datos de desintegracin al estado metaestable o al estado fundamental es dudosa. Los ismeros de perodos cortos que se desintegran exclusivamente por fisin espontnea, se indican mediante un rectngulo vertical verde.

lg

sf


pgina 7

Figura 6. Clasificacin de los smbolos y datos

ELEMENTOS

Cd 112,41s 2450

Smbolo del elemento 12 Peso atmico estndar basado en C=12 Seccin eficaz de absorcin para neutrones trmicos (b)

NUCLEIDOS ESTABLES

Te 126 18,95s 0,135 + 0,90

Smbolo del elemento y nmero de nucleones Abundancia isotpica en el elemento natural expresada en por ciento atmico Secciones eficaces de los procesos (n,g) para la formacin del127m

Te y del 127g Te con neutrones trmicos (b)

Se 7717,5sI g 162

7,6s 42

Smbolos del elemento y nmeros de nucleones Lado izquierdo: perodo de semidesintegracin del estado metaestable energa del fotn g emitido durante la transicin isomtrica en keV Lado derecho: abundancia isotpica en el elemento natural en por ciento atmico; seccin eficaz (n,g) para neutrones trmicos (b)

NUCLEIDOS INESTABLES

b- 1,0...

Tm 170 128,6 d

Smbolo del elemento y nmero de nucleones Perodo de semidesintegracin Formas de desintegracin; energa mxima de la radiacin b en MeV, energa del fotn g en keV Electrones de conversin y seccin eficaz (b) del proceso (n,g) para neutrones trmicos

e

g 84... e_, s 92

Sr 85 67,7m 64,9d... e;b+I g 232 ... g 151...

Smbolo del elemento y nmero de nucleones Perodos Ambos estados se desintegran por captura electrnica, pero el estado metaestable tambin pasa parcialmente al estado fundamental 5%2 MeV a 20 MeV >20 MeV Protones, salvo los de retroceso, de energas mayores que 2 MeV Partculas alfa, fragmentos de fisin y ncleos pesados wR 1 1 5 10 20 10 5 5 20

DOSIS EQUIVALENTE EN UN RGANO O TEJIDO, HTEn proteccin radiolgica interesa ponderar la dosis absorbida en un rgano mediante la calidad de la radiacin incidente. A tal efecto se define la dosis equivalente media en un rgano o tejido T como el producto entre la dosis absorbida media en el rgano o tejido T y el factor de ponderacin de la radiacin, Unidad: J.kg-1 La unidad de la magnitud dosis equivalente recibe el nombre de sievert (Sv). H T = w R . D T, R

Para el caso de campos de radiacin compuestos por diferentes tipos de partculas y energas, la expresin ms general de la dosis equivalente en un rgano HT es, H = w DT

R

R T, R

FACTOR DE PONDERACIN DE LOS TEJIDOS U RGANOS, wTSe ha observado que la relacin existente entre la probabilidad de aparicin de efectos estocsticos y la dosis equivalente depende tambin del rgano o tejido irradiado. Resulta por tanto apropiado definir otra magnitud, derivada de la dosis equivalente, para expresar el efecto estocstico total debido a una combinacin arbitraria de las dosis recibidas en los diferentes ganos y tejidos del cuerpo. El factor utilizado para ponderar la dosis equivalente en un tejido u rgano se denomina factor de ponderacin del tejido, wT. Los valores de wT, indicados en la Tabla 3, se han elegido de tal forma que una dosis equivalente uniforme en todo el cuerpo d lugar a una dosis efectiva numricamente igual a dicha dosis uniforme. La suma de los factores de ponderacin de las distintos tejidos es, entonces, igual a la unidad.

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Captulo 2 - Magnitudes dosimtricas

Tabla 3. Factores de ponderacin de los tejidos, wTTejido u rgano Gonadas Mdula sea (roja) Colon Pulmn Estmago Vejiga Mamas Hgado Esfago Tiroides Piel Superficie sea Resto wT 0,20 0,12 0,12 0,12 0,12 0,05 0,05 0,05 0,05 0,05 0,01 0,01 0,05

El resto est compuesto, a los efectos del clculo, de los tejidos u rganos adicionales siguientes: glndulas suprarrenales, cerebro, intestino grueso superior, intestino delgado, riones, msculo, pncreas, bazo, timo y tero.

DOSIS EFECTIVA, ELa dosis efectiva, E, es la suma de las dosis equivalentes ponderadas en todos los rganos y tejidos del cuerpo. Est dada por la siguiente expresin: Unidad: J.kg-1 = Sv donde HT es la dosis equivalente en el tejido u rgano T y wT es el factor de ponderacin para el tejido T. Notar que expresando HT en funcin de la dosis absorbida en el rgano T resulta: E = w T . w R . D T, RT R

E = w T.HTT

En la expresin obtenida puede observarse la dependencia que presenta la dosis efectiva, tanto de los factores de ponderacin de la radiacin como de los factores de ponderacin de cada rgano T.

DOSIS EQUIVALENTE COMPROMETIDA EN UN RGANO O TEJIDO, HT(t)La exposicin a un campo externo de radiacin tiene como resultado inmediato una deposicin de energa en cada rgano o tejido. Sin embargo, la irradiacin interna de un tejido causada por la incorporacin de un dado radionucleido se extiende en el tiempo, producindose el depsito de energa a medida que el nucleido decae en el interior del organismo. Para tener en cuenta este comportamiento se recomienda el uso de la dosis equivalente comprometida, definida como la integral, en un dado perodo de tiempo, de la tasa de dosis equivalente en un determinado tejido que ser recibida por un individuo tras una incorporacin de material radiactivo. Magnitudes dosimtricas - Captulo 2 pgina 25

La dosis equivalente comprometida se define, entonces, mediante la siguiente expresin: Unidad: J.kg-1 = Sv La integral corresponde a una sola incorporacin al

H T ( t) =

t o +t . to

H T ( t) dt

tiempo to y donde, H T es la tasa de dosis equivalente en un tejido u rgano T, al tiempo t,y t es el perodo de tiempo sobre el cual se efecta la integracin. Cuando t no est especificado, se toma igual a 50 aos para adultos y en el caso de nios, se integra hasta la edad de 70 aos. En la Figura 1 se esquematiza la relacin entre la dosis absorbida, la dosis equivalente y la dosis efectiva. Figura 1. Relacin entre las dosis en el cuerpo humano

FUENTE Externa o Interna

Emisin

RGANOS Dosis absorbida [Gy]

Factores de ponderacin de la radiacin WR

RGANOS Dosis equivalente [Sv]

Factores de ponderacin de los tejidos WT

CUERPO ENTERO Dosis efectiva [Sv]

DT

HT

E

DOSIS EFECTIVA COMPROMETIDA, E(t)Si las dosis equivalentes comprometidas en cada tejido u rgano debidas a una dada incorporacin se multiplican por los correspondientes factores de ponderacin wT, y se suman dichos productos, se obtiene la dosis efectiva comprometida, E ( t) = w T . H T ( t) T Unidad: J.kg-1 = Sv

MAGNITUDES PARA GRUPOS DE INDIVIDUOS EXPUESTOSDOSIS EQUIVALENTE COLECTIVA, STEsta magnitud expresa la exposicin total a la radiacin de un rgano determinado T, en un grupo de individuos y se define mediante la integral siguiente,

ST =

0 H T dH T dH T

dN

donde, (dN/dHT)dHT es el nmero de individuos que reciben una dosis equivalente comprendida en el intervalo HT y HT + dHT. pgina 26 Captulo 2 - Magnitudes dosimtricas

La forma discretizada de expresar esta magnitud es mediante la sumatoria siguiente, donde, Ni es el nmero de individuos en el subgrupo isimo de la poblacin, que reciben una dosis equivalente media en el rgano T igual a H T , i . Unidad: Sv.hombre S T = H T, i . N ii

DOSIS EFECTIVA COLECTIVA, SSi se desea dar una medida de la exposicin a la radiacin en una poblacin, se puede calcular la dosis efectiva colectiva, mediante la siguiente expresin: donde ahora (dN/dE)dE indica el nmero de individuos expuestos por intervalo diferencial de dosis efectiva. S =E0

dN dE dE

BIBLIOGRAFAATTIX, F.H. Introduction to Radiological Physics and Radiation Dosimetry. New York, J. Wiley, 1986. INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION. Limits for Intakes of Radionuclides by Workers. ICRP Publication 30. Part. Annals of the ICRP 4 N 3/4, 1980. Oxford, Pergamon, 1980. INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION. 1990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 60. Oxford, Pergamon, 1990. INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIATION UNITS AND MEASUREMENTS. Measurements of Dose Equivalents from External Photon and Electron Radiations. ICRU Report N 47. Bethesda, Maryland, USA, ICRU, 1992. INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIATION UNITS AND MEASUREMENTS. Fundamental Quantities and Units for Ionizing Radiation. ICRU Report N 60. Bethesda, Maryland, USA, ICRU, 1998.

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Magnitudes dosimtricas - Captulo 2

pgina 27

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captulo

3

DOSIMETRA EN RADIOPROTECCINDurante el desarrollo de una prctica con radiaciones ionizantes existen dos formas de exposicin: Irradiacin externa. Contaminacin interna. La irradiacin externa es caracterstica en el trabajo con fuentes encapsuladas y se d, por ejemplo, en prcticas tales como el radiodiagnstico y la radioterapia. La contaminacin interna es caracterstica en las prcticas que utilizan fuentes abiertas. Esta contaminacin con material radiactivo en el organismo puede tener lugar por distintas vas de entrada, tales como, la ingestin, la inhalacin o directamente a travs de la piel. Los trabajadores pertenecientes a la medicina nuclear estn expuestos a este tipo de riesgo y a la irradiacin externa. Tanto la dosimetra de la irradiacin externa como la dosimetra de la contaminacin interna, con fines de proteccin radiolgica, tienen por objetivo final la determinacin de las dosis equivalentes en diferentes rganos y tejidos del cuerpo humano y, principalmente, de la dosis efectiva. Teniendo en cuenta que en la contaminacin interna deben considerarse mecanismos especficos de incorporacin de radionucleidos al organismo, los procedimientos para evaluar las dosis en el cuerpo, son diferentes a los empleados en la irradiacin externa. Por lo tanto, en las secciones siguientes se desarrollan, por separado, los mtodos dosimtricos empleados en cada una de las dos formas de exposicin mencionadas.

IRRADIACIN EXTERNADesde un punto de vista dosimtrico resulta necesario poder estimar, con fines de proteccin radiolgica, la dosis efectiva que recibe un trabajador en un dado campo de radiacin. La evaluacin de la dosis efectiva requiere en principio el conocimiento detallado de la dosis equivalente media en varios rganos y/o tejidos del cuerpo. Dado que estas magnitudes son difciles de conocer e imposibles de medir durante las prcticas con radiaciones, es necesario disponer de mtodos alternativos para su estimacin. El problema de evaluar adecuadamente la dosis efectiva, E, tiene dos posibles soluciones: A partir de magnitudes fsicas, tales como kerma en aire (Ka) o fluencia de energa (Y).

Dosimetra de la contaminacin interna - Captulo 3

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A partir de magnitudes operacionales de uso prctico en proteccin radiolgica de la irradiacin externa (la dosis equivalente ambiental, H*(d) y la dosis equivalente personal, Hp(d)), definidas en la publicacin ICRU 39. Veamos a continuacin cada uno de estos mtodos.

ESTIMACIN DE LA DOSIS EFECTIVA A PARTIR DEL KERMA EN AIREExisten mtodos de clculo dosimtrico que permiten obtener las distribuciones de dosis equivalente y la dosis efectiva en campos externos de rayos x y g, para diferentes energas y geometras de irradiacin. En las publicaciones ICRP 51 e ICRP 74 es posible encontrar los resultados de dichos clculos expresados como factores de conversin dosimtricos para irradiacin externa. Como ejemplo, en la Figura 1 se puede observar el factor que expresa la relacin entre la dosis efectiva y el kerma en aire libre de receptor en campos externos de radiacin x y g, para distintas geometras de irradiacin. Figura 1. Relacin entre la dosis efectiva, E, y kerma en aire, en funcin de la energa de los fotones, para distintas geometras de irradiacin2.0 1.8 1.6 1.4AP PA ILAT ROT ISO

E / Ka (Sv /Gy)

1.2 1.0 0.8 0.6 0.4 0.2 0.0 0.01 0.1 1

Energa de fotones (MeV)

Las geometras de irradiacin estudiadas son: A/P: el campo de irradiacin 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 radiacin incide lateralmente, en forma perpendicular al eje longitudinal del cuerpo. Cuando es necesario, se especifica si es desde la derecha a la izquierda

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Captulo 3 - Dosimetra de la contaminacin interna

(DLAT) o desde la izquierda a la derecha (ILAT); en caso de no existir diferencias significativas entre las dosis absorbidas para ambas geometras, se trabaja con el promedio. ROT: se define al rotar el cuerpo a una velocidad constante, en un haz unidireccional, perpendicular al eje longitudinal. ISO: se define como un campo de radiacin en el que el nmero de partculas por unidad de ngulo slido es independiente de la direccin. Figura 2. Geometras de irradiacin Las geometras de irradiacin definidas son idealizaciones de las situaciones prcticas. Por ejemplo, las geometras A/P, P/A y LAT son consideradas como aproximaciones del campo de radiacin producido por fuentes nicas alejadas del trabajador. La geometra ROT, es una aproximacin de un caso de irradiacin proveniente de una fuente plana ampliamente dispersada, mientras que la geometra ISO es una aproximacin para el caso de un cuerpo inmerso en una nube radiactiva. La Figura 2 esquematiza las geometras de irradiacin enumeradas. Utilizando al factor de conversin representado en la Figura 1 es posible a partir de una medicin en aire libre y conociendo las caractersticas del campo de radiacin (energa y condicin geomtrica) estimar la dosis efectiva.

Ejemplos:Supongamos que en un campo externo de radiacin proveniente de una fuente de cobalto 60 se midi en un punto un valor de kerma en aire libre de 2 mGy. a) Cul es la dosis efectiva recibida por una persona en ese lugar? Suponiendo geometra A/P y energa de 1,2 MeV, entrando en la Figura 1, resulta un factor de conversin: E mSv @1 K mGy Dosimetra de la contaminacin interna - Captulo 3 pgina 31

Por lo tanto, E = 2 mSv Repitamos la evaluacin pero ahora suponiendo un campo de rayos x monoenergtico de 100 keV y geometra A/P. El factor de conversin obtenido de la Figura 1 resulta Por lo tanto, E = 2,8 mSv. b) Veamos ahora cmo determinar la dosis equivalente en tiroides en los mismos campos de radiacin anteriores. El factor de conversin entre kerma en aire libre y dosis equivalente en tiroides se muestra en la Figura 3. Figura 3. Relacin entre la dosis equivalente en tiroides y el kerma en aire en funcin de la energa de los fotones, para distintas geometras de irradiacin2.0 1.8 1.6 1.4

E mSv @ 14 , K mGy

TiroidesAP PA ILAT ROT ISO

HT / Ka (Sv /Gy)

1.2 1.0 0.8 0.6 0.4 0.2 0.0 0.01 0.1 1


Para

E = 1,2 MeV geometra A/P Ka = 2 mSv

} KTH

H

a

= 125 ,

mSv H tiroides = 2,50 mSv mGy

Para

E = 100 keV geometra A/P Ka = 2 mSv

} KT

a

= 190 ,

mSv H tiroides = 3,80 mSv mGy

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Notar que para una misma medicin de kerma en aire libre, la dosis efectiva y la dosis equivalente en tiroides para energa de rayos x de 100 keV son casi un 50% mayores que para radiacin g de cobalto 60. Se observa, adems, 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 conversin que permiten transformar la medicin en aire libre (kerma) en la dosis equivalente en diferenes tejidos radiosensibles tales como piel, mamas, mdula sea roja, colon, pulmones y cristalino para irradiacin A/P como funcin de la energa de la radiacin x g incidente. Figura 4. Dosis equivalente en diferentes rganos en funcin de la energa para geometra A/P2.0

1.5

PIEL MAMA MDULA SEA ROJA COLON PULMN CRISTALINO

E / Ka (Sv /Gy)

1.0

0.5

0.0 0.01 0.10 1.00 10.00


ESTIMACIN DE LA DOSIS EFECTIVA A PARTIR DE MAGNITUDES OPERACIONALESCon el objeto de simplificar la metodologa anterior, y no porque necesariamente haya que abandonarla, se han introducido magnitudes operacionales para la irradiacin externa que permiten una estimacin rpida de las dosis en el cuerpo humano. Las principales magnitudes de aplicacin introducidas en la publicacin 39 de ICRU y adoptadas en la norma AR 10.1.1. son la dosis equivalente ambiental y la dosis equivalente individual. Las magnitudes operacionales para dosimetra de rea o ambiental fueron definidas, para radiacin x y g, en un fantoma esfrico tejido equivalente indicado en la Figura 5.


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Figura 5. Composicin de la esfera ICRU

C 11,1%

cm 30

N 2,6% H 10,1% O 76,2%

Las magnitudes operacionales se definen en campos expandidos y alineados esquematizados en la Figura 6. Campo expandido: los campos de radiacin en el punto de medicin se expanden conservando la fluencia y distribucin espectral y angular. Campo alineado: los campos de radiacin en el punto de medicin son llevados a coincidir en una determinada direccin, conservando la fluencia y la distribucin espectral. Figura 6. Campos expandidos y alineados

EXPANDIDO

ALINEADO

EXPANDIDO Y ALINEADO

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Monitoraje de reaEn el monitoraje de rea se define la siguiente magnitud: Dosis equivalente ambiental, H*(d) Es la dosis equivalente que ser producida por el correspondiente campo alineado y expandido, a una profundidad d en el radio de la esfera ICRU. Esta magnitud es apropiada para radiacin fuertemente penetrante. Figura 7. Relacin entre la dosis efectiva, E, y la dosis equivalente ambiental, H*(10), para fotones en distintas geometras de irradiacin1.0

0.8

E / H*(10) (Sv/Gy)

0.6

0.4

0.2

AP PA ILAT ROT ISO0.01 0.1 1

0.0


Se observa que la dosis equivalente ambiental H*(10) es mayor que la dosis efectiva en todas las geometras de irradiacin presentadas en la Figura 7. Por lo tanto, si disponemos de un detector calibrado en unidades de dosis equivalente ambiental y lo empleamos en un campo externo de radiacin x g, el valor medido por dicho instrumento es un indicador (conservativo) de la dosis efectiva que recibira una persona en ese lugar. El resultado anterior es un hecho importante e idealizado en el monitoraje de la irradiacin externa: tener un instrumento cuya sola medicin aproxime el valor de la dosis efectiva en ese lugar. Dado que muy pocos laboratorios disponen de instrumentos calibrados en unidades de dosis equivalente ambiental H*(10), est, por lo tanto, vigente la metodologa descrita en la seccin anterior: medir kerma en aire libre con instrumentos tradicionales y evaluar posteriormente la dosis efectiva utilizando factores de conversin (vase Figura 1 y los ejemplos asociados a dicha figura).

Monitoraje individualPara aplicacin en el monitoraje individual de la irradiacin externa del personal, se define la siguiente magnitud: Dosimetra de la contaminacin interna - Captulo 3 pgina 35

Dosis equivalente individual, Hp(d) Es la dosis equivalente en tejido muscular, a la profundidad apropiada d, bajo un punto especificado en la superficie del cuerpo. En todos los casos de aplicacin de las magnitudes de dosis equivalente ambiental e individual, se debe indicar la profundidad d en milmetros a que se la refiere. Para la piel y rganos superficiales se recomienda d = 0,07 mm, para el cristalino d = 3 mm, mientras que para rganos y tejidos profundos y estimacin de la dosis efectiva, se adopta d = 10 mm. En la Figura 8 se puede observar la relacin entre la dosis efectiva en un dado lugar y la dosis equivalente personal en ese mismo sitio, para radiacin x y g, en diferentes geometras de irradiacin. Figura 8. Relacin entre la dosis efectiva, E, y la dosis equivalente personal, Hp(10), para fotones en distintas geometras de irradiacin1.0

0.8

E / Hp(10) (Sv/Sv)

0.6

0.4

0.2

AP PA ILAT ROT ISO0.01 0.1 1

0.0


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 radiacin x y g en las geometras de irradiacin presentadas en la Figura 8. Por lo tanto, calibrando adecuadamente dosmetros individuales en unidades de Hp(10) se dispone de un detector cuya medicin nos permite estimar dosis efectiva en los campos radiacin estudiados. No obstante, se debe tener cuidado en no generalizar esta afirmacin a cualquier campo de radiacin existente en la prctica. Por ejemplo, para una exposicin inhomognea la expresin anterior no es vlida. En estos casos debe efectuarse un anlisis del lugar de trabajo y determinar factores dosimtricos especficos para dicha prctica. Sin embargo muchas situaciones reales pueden aproximarse por alguna de las situaciones presentadas en la Figura 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.

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CONTAMINACIN INTERNADurante el desarrollo de prcticas en las que se trabaja con material radiactivo en forma de fuentes abiertas, el personal involucrado est expuesto a posibles incorporaciones, esto es, a contaminarse internamente. El radionucleido incorporado se deposita en rganos y tejidos, que se comportan como fuentes de irradiacin. La energa se entrega en el mismo rgano de depsito, en el caso de radiacin alfa y beta, y tambin en el resto del cuerpo en el caso de radiacin gamma. Por las caractersticas mismas del proceso, la estimacin de las dosis debidas a la incorporacin de material radiactivo, tiene una metodologa propia diferente de la utilizada en el caso de irradiacin externa. La diferencia reside en el hecho de que la fuente, al estar incorporada al organismo, seguir irradiando los tejidos hasta que decaiga o sea eliminada del organismo. Esto conduce al concepto de dosis integrada debida a contaminacin interna. Conceptualmente, este trmino indica la dosis total que se recibe durante un tiempo establecido debida a una o varias incorporaciones de material radiactivo. Una contaminacin interna comprende las sucesivas etapas que se detallan a continuacin: Depsito a nivel de la va de entrada. Transferencia del material incorporado hacia la sangre (absorcin). Distribucin de la actividad incorporada en todo el organismo, en forma uniforme o localizada en ciertos rganos o tejidos. Retencin en rganos o tejidos. Excrecin.

VAS DE ENTRADALas posibles vas de entrada de un contaminante al organismo son:

Vas de entrada

Inhalacin

Ingestin

Absorcin a travs de la piel

INHALACIN El material radiactivo incorporado por inhalacin se deposita, inicialmente, en los distintos tramos del tracto respiratorio, donde se depura por transferencia a la sangre y hacia los ganglios linfticos y tambin, por pasaje al tracto gastrointestinal. Para describir el comportamiento del material radiactivo inhalado en el tracto respiratorio, la Comisin Internacional de Proteccin Radiolgica (ICRP) propuso un modelo pulmonar, preDosimetra de la contaminacin interna - Captulo 3 pgina 37

sentado en la publicacin 30 de la ICRP, que se mantuvo vigente hasta el ao 1994. En ese ao, fue reemplazado por otro modelo del tracto respiratorio, presentado en la publicacin 66 de la ICRP. INGESTIN Parte del material radiactivo incorporado por ingestin se transfiere hacia los lquidos extracelulares, particularmente, a nivel del intestino delgado. El resto es excretado por heces. El pasaje por el tracto digestivo del material radiactivo incorporado est descripto en el modelo para el tracto gastrointestinal de la publicacin 30 de la ICRP. Este modelo sigue an vigente, y los cambios producidos ltimamente se refieren a la fraccin del material que, desde el tracto digestivo, pasa a la sangre. INCORPORACIN POR PIEL La piel es, en general, una buena barrera para la incorporacin de material radiactivo. Sin embargo deja de serlo cuando ha sufrido una lesin (herida o quemadura). El material que ha atravesado la barrera cutnea puede ser transferido directamente a los lquidos extracelulares o bien ser retenido en los tejidos subcutneos y muscular y en los ganglios linfticos locales.

MODELOS METABLICOSUna vez que los radionucleidos han entrado al organismo por cualquiera de las posibles vas, se distribuyen de acuerdo a las caractersticas fsico-qumicas de los compuestos y a sus vas de entrada. Para hallar la dependencia en el tiempo de la distribucin de los radionucleidos incorporados, esto es, encontrar las ecuaciones de retencin de los radionucleidos, se plantean modelos biomatemticos que describen, en forma aproximada, los procesos reales. A causa de la variabilidad biolgica, una descripcin matemtica de la distribucin del material radiactivo en el organismo necesita la definicin del llamado hombre de referencia. Esto significa fijar parmetros biolgicos que, si bien pueden no coincidir exactamente con los reales de cada caso particular, sirven para los fines de proteccin radilogica y de referencia para la evaluacin de casos individuales. En general, los modelos metablicos planteados son del tipo compartimental con coeficientes de transferencia constantes entre los diferentes compartimientos. Estos modelos metablicos dan lugar a sistemas de ecuaciones diferenciales de primer orden con coeficientes constantes, de cuya resolucin surgen las ecuaciones de retencin y de excrecin. Las ecuaciones de excrecin tienen particular importancia pues permiten estimar, en algunos casos, la actividad incorporada de un determinado radionucleido a partir de mediciones realizadas sobre excretas. Para fines normativos, se usan los parmetros ya estimados para el hombre de referencia. En evaluaciones dosimtricas particulares, puede ser necesario, segn sea la exactitud deseada en la evaluacin, fijar los parmetros para cada caso. pgina 38 Captulo 3 - Dosimetra de la contaminacin interna

Los modelos propuestos para las vas de entrada pulmonar y a travs del tracto gastrointestinal pueden ser utilizados para todos los radionucleidos. Luego de que el material radiactivo pasa a sangre, lo que se denomina incorporacin sistmica, su distribucin y retencin en el organismo se describe por modelos metablicos especficos para cada elemento incorporado. En la Figura 9 se muestran las posibles vas de entrada y caminos metablicos a considerar en el anlisis de la contaminacin interna. Figura 9. Vas de entrada y caminos metablicos

Remocin Extrnseca Inhalacin Exhalacin Ingestin

Ndulos Linfticos Piel Absorcin Sudor Tejido Subcutneo

Tracto Respiratorio

Compartimiento de Transferencia

Hgado

Herida Piel

Otros rganos

Rin

Heces

Vejiga Urinaria Orina

CLCULO DE LA DOSIS EQUIVALENTE EN UN RGANOUna incorporacin de material radiactivo lleva a que ste se deposite en rganos o tejidos. Cada uno de estos rganos o tejidos se comporta como una fuente de irradiacin para los rganos o tejidos circundantes, y tambin para s mismos. El rgano que irradia se denomina rgano fuente S, y cada uno de los rganos o tejidos irradiados se denominan blanco T.


Tracto Gastro Intestinal

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Para cada tipo de radiacin (i), de un determinado radionucleido (j), localizado en un rgano fuente S, la dosis equivalente integrada en 50 aos HT(50) en un rgano blanco depende de dos factores: la actividad integrada y la energa especfica efectiva.

ACTIVIDAD INTEGRADALa actividad integrada US es el nmero total de desintegraciones del nucleido j en el rgano fuente S durante un intervalo de tiempo prefijado posterior a la incorporacin. La actividad presente en un rgano o tejido desaparece del mismo por el decaimiento fsico del radionucleido y por su eliminacin biolgica (pasaje a otro rgano o tejido o excrecin). La combinacin de estos dos procesos d por resultado una funcin de la actividad, generalmente decreciente en el tiempo y que se denomina funcin de retencin. Estas funciones son en general del tipo exponencial o suma de exponenciales: En la expresin de la derecha: R(t) es la actividad retenida en un determinado rgano o tejido o en cuerpo entero en un determinado tiempo t, y ai es la fraccin de la actividad incorporada que se elimina con una constante lef,i l ef,i es la constante de decaimiento efectiva Esta constante de decaimiento efectiva puede expresarse como la suma de dos trminos: donde: lb = Tf = ln2 Tb Tb : perodo de decaimiento biolgico Tf : perodo de decaimiento fsico l ef = l f + l b

R ( t) = a i ei

-lef ,i t

ln2 Tf

La integral en el tiempo de la funcin de retencin se denomina actividad integrada US y expresa el nmero de desintegraciones en el intervalo de tiempo de inters. En el control ocupacional la integracin se lleva a cabo por un espacio de tiempo equivalente a 50 aos. Se contempla as la situacin ms desfavorable, esto es, una incorporacin de material radiactivo producida en el comienzo de la vida laboral. En casos particulares, el intervalo de integracin ser el perodo de tiempo que se considere de inters para calcular la dosis (dosis en un da, en un ao, etc.).

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ENERGA ESPECFICA EFECTIVALa energa especfica efectiva (SEE) es la energa absorbida por unidad de masa en el rgano blanco T. Sus unidades son MeV/g desintegracin. Los valores de SEE se encuentran tabulados en la publicacin 30 de la ICRP para diferentes radionucleidos y para diferentes combinaciones de rganos fuente y blanco, por lo que no es necesario calcularlos en una estimacin dosimtrica. Puede ser de inters modificarlos en los casos particulares en que la masa de los rganos blanco considerados se alejan significativamente de los datos del hombre de referencia.

DOSIS EQUIVALENTE COMPROMETIDA EN UN RGANO O TEJIDO, HT(t)Teniendo en cuenta las expresiones obtenidas anteriormente la dosis equivalente integrada a 50 aos, o dosis equivalente comprometida en un rgano blanco T, debida a las desintegraciones producidas en un rH T (T S ) = 1610 -10 U s SEE (T S ) Sv , gano fuente S, es: Un factor numrico transforma, en la expresin anterior, las unidades de modo que la dosis resultante se exprese en Sv. La dosis equivalente comprometida absorbida por un rgano blanco se obtiene sumando el aporte de todos los rganos fuente que lo irradian y de todos los tipos de emisiones correspondientes a los radionucleidos presentes en los rganos fuente. En el caso de que una persona haya incorporado ms de un radionucleido deben tenerse encuenta el aporte de cada uno de ellos.

LMITE ANUAL DE INCORPORACIN (ALI)En el control ocupacional de la contaminacin interna, se define un lmite secundario de utilidad prctica para el diseo de instalaciones y para el control de las condiciones de trabajo. Este lmite es conocido como el lmite anual de incorporacin (ALI, sigla en ingls). Se denomina ALI a la actividad de un radionucleido que, incorporada anualmente, implica una dosis efectiva integrada en 50 aos igual al lmite anual propuesto para la dosis efectiva, esto es 20 mSv. Para determinar el valor del ALI, para un dado compuesto radiactivo, se calcula la incorporacin nica que resulta en una dosis efectiva integrada a 50 aos de 20 mSv. De esta manera, el ALI para cada radionucleido puede ser obtenido dividiendo el lmite anual de dosis efectiva (0,02 Sv) por el coeficiente de dosis - e(50) - correspondiente a las caractersticas de la incorporacin. Esto es: 0,02 Bq e(50)

ALI =


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Los coeficientes de dosis e(50) se expresan en Sv/Bq y representan la dosis efectiva comprometida que resulta de una incorporacin de 1 Bq. Estos coeficientes se conocen y pueden ser obtenidos en el anexo de la norma AR 10.1.1. Un lmite derivado de uso corriente es el lmite derivado de concentracin en aire (DAC, sigla en ingls). Este lmite se define como la concentracin de radionucleido en el aire de un ambiente de ALI Bq DAC = trabajo, en el que si un trabajador permanece 2000 ho 2400 m 3 ras al ao, incorporara un ALI. El DAC se puede expresar numricamente como: En el control ocupacional de la contaminacin interna el objetivo es estimar la cantidad de material radiactivo incorporado por un trabajador, para luego, usando los coeficientes de dosis, evaluar la dosis debida a esa incorporacin. La incorporacin y la correspondiente dosis, se comparan con los lmites establecidos. Por su parte la cantidad de material radiactivo incorporado se determina mediante mediciones directas sobre el cuerpo del trabajador o a travs del anlisis de excretas. Para mayor informacin, vase captulo 6.

BIBLIOGRAFAAUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR. Curso de Post-Grado en Proteccin Radiolgica y Seguridad Nuclear. Buenos Aires, ARN, 2000. AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR. Norma Bsica de Seguridad Radiolgica. AR 10.1.1. Revisin 2. Buenos Aires, ARN, 2000. INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIATION UNITS AND MEASUREMENTS. Radiation Quantities and Units. ICRU Report N 33. Bethesda, Maryland, USA, ICRU, 1980. 2da. reimp.1992. INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIATION UNITS AND MEASUREMENTS. Determination of Dose Equivalents Resulting from External Radiation Sources. ICRU Report N 39. Bethesda, Maryland, USA, ICRU, 1985 reimpr.1991. INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIATION UNITS AND MEASUREMENTS. Fundamental Quantities and Units for Ionizing Radiation. ICRU Report 60. Bethesda, Maryland, USA, ICRU, 1998. INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION. Limits For Intakes of Radionuclides by workers. ICRP Publication 30 Part I, Annals of the ICRP v. 2 N 3/4, 1979. Oxford, Pergamon, 1980. INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION. Data for Use in Protection Against External Radiation. ICRP Publication 51, Annals of the ICRP v. 17 N 2/3, 1987. Oxford, Pergamon, 1987.

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captulo

4

EFECTOS BIOLGICOS DE LAS RADIACIONESEl ncleo es la estructura celular ms sensible a las radiaciones. En l se almacena la informacin gentica dentro de la molcula de ADN. Sin embargo, fuera del ncleo, tambin hay estructuras celulares sensibles a los efectos radioinducidos. Tal es el caso de las organelas vinculadas con el metabolismo aerobio, as como el sistema de endomembranas y la membrana celular. Cuando un sistema biolgico es irradiado, se produce excitacin o ionizacin al nivel de molculas crticas que lo componen. La modificacin de ese sistema se produce en este caso por accin directa de la energa entregada (efecto directo). Pero hay que considerar tambin que, los sistemas biolgicos son esencialmente acuosos, de modo que la energa absorbida en ese volumen de agua generar molculas intermediarias con gran reactividad qumica (radicales libres), dando lugar a los mecanismos secundarios de dao (efectos indirectos). En las exposiciones a radiacin de baja transferencia lineal de energa baja LET (vase pgina 22) predominan los efectos indirectos, mientras que en las exposiciones a radiacin de alta LET, predominan los efectos debidos a mecanismos directos de dao. Una irradiacin puede producir distintos tipos de lesiones en la molcula de ADN: Rupturas de cadenas (simples o dobles). Alteracin de las bases nitrogenadas. Oxidacin de azcares. Formacin de dmeros entre dos bases. Formacin de puentes entre las dos cadenas del ADN (cross links). Cuando se produce una irradiacin, el tiempo entre dos eventos ionizantes es importante porque es el intervalo en el cual la clula puede poner en marcha mecanismos de reparacin o de adaptacin a la injuria. Esto es, a mayor tiempo entre dos eventos subletales mayor es la probabilidad de recuperacin del dao. En la clula existen mecanismos de reparacin muy eficaces que implican la participacin de numerosas enzimas: endonucleasas, ADN polimerasas y ligasas, entre otras. Las rupturas dobles presentan ms dificultades para los mecanismos reparadores que las rupturas simples pues en las primeras la cadena contralateral, que podra servir como modelo para iniciar la reparacin, tambin est daada.

Efectos biolgicos de las radiaciones - Captulo 4

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Los dos mecanismos principales de reparacin son: escisin y resntesis que permite la reparacin de rupturas simples, y las recombinaciones homlogas o heterlogas, reparadoras de las rupturas dobles. En un dado sistema biolgico, la proporcin de clulas sobrevivientes disminuye cuando la dosis aumenta. La tasa de supervivencia depender de la dosis, del sistema celular estudiado y de las condiciones de estudio. Existen varios factores que pueden modificar la respuesta biolgica, entre los cuales pueden mencionarse: Concentracin de oxgeno Tasa de dosis Fraccionamiento de la dosis Calidad de la radiacin

CLASIFICACIN DE LOS EFECTOS BIOLGICOSEl proceso de ionizacin producido por las radiaciones lleva a cambios, a veces en forma transitoria, que pueden daar a las clulas. Si se producen daos celulares y no se reparan adecuadamente, puede ocurrir que las clulas afectadas mueran o se vea impedida su reproduccin, o bien que se origine una clula viable, pero modificada. Ambos extremos tienen implicancias profundamente distintas para el organismo. Si el nmero de clulas que murieron es lo suficientemente elevado se producir un dao susceptible de ser observado, que ser el reflejo de una prdida de funcionalidad del tejido. La probabilidad de que se produzcan tales daos ser cero a dosis pequeas, pero por encima de un determinado nivel de dosis (umbral) aumentar rpidamente hasta la unidad (100%). Por encima del umbral aumentar asimismo la gravedad del dao con la dosis. Este tipo de efectos, conocidos anteriormente como no estocsticos, se denominan ahora deterministas. El resultado ser muy diferente si en vez de producirse la muerte de la clula irradiada, sta sobrevive con una alteracin en su genoma. Este tipo de efectos se denominan estocsticos, es decir de naturaleza aleatoria o estadstica. Si la transformacin se produce en una clula cuya funcin es transmitir informacin gentica a generaciones posteriores (clula germinal en gnadas) el efecto de variado tipo y gravedad se expresar en la descendencia de la persona expuesta. Este tipo de efecto estocstico se denomina hereditario. Si en cambio la transformacin ocurre en una clula somtica podra dar lugar, luego de un largo perodo de latencia, a la induccin de un cncer (carcinognesis).

EFECTOS ESTOCSTICOSLos efectos estocsticos son aquellos en los cuales la probabilidad de que se produzca el efecto es funcin de la dosis, mientras que la severidad del mismo es independiente de la dosis, y no tienen umbral (Figura 1). Los efectos estocsticos se producen como consecuencia del dao sobre una clula o un pequeo nmero de clulas. Ejemplos de efectos estocsticos son los efectos carcinognicos y los efectos hereditarios de las radiaciones ionizantes.

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Captulo 4 - Efectos biolgicos de las radiaciones

Figura 1. Efectos estocsticos en funcin de la dosis

Frecuencia

Severidad

DOSIS

DOSIS

EFECTOS DETERMINISTASLos efectos deterministas son aquellos en los que la gravedad del efecto y su frecuencia varan en funcin de la dosis. La relacin dosis-efecto tiene umbral (Figura 2). El 100% de frecuencia de un efecto determinista se logra con una dosis suficiente como para alcanzar el umbral de severidad en toda la poblacin. La dosis umbral es la dosis necesaria para provocar el efecto en por lo menos el 1 - 5% de los individuos expuestos. Figura 2. Efectos deterministas en funcin de la dosisFrecuencia (%)

100

50

0

DOSIS VARIACIN DE LA SENSIBILIDAD ENTRE INDIVIDUOS EXPUESTOS

(a)

(b)

(c)

Severidad

UMBRAL PARA SITUACIONES PATOLGICAS

DOSIS


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EFECTOS DETERMINISTAS DE LAS RADIACIONES IONIZANTESLos efectos deterministas son la consecuencia de la sobreexposicin externa o interna, instantnea o prolongada sobre todo o parte del cuerpo, provocando la muerte de una cantidad de clulas tal, que no pueda ser compensada por la proliferacin de clulas viables. La prdida resultante de clulas puede causar deterioros severos de la funcin de un rgano o tejido, clnicamente detectables. El estudio de los efectos deterministas se basa en el anlisis de la distribucin espacial y temporal de la dosis sobre el cuerpo.

EFECTOS DETERMINISTAS POR SOBREEXPOSICIN DE TODO EL CUERPOLos efectos letales de la radiacin expresan la insuficiencia de determinados rganos vitales para el organismo. Estas insuficiencias se evidencian luego de distintos perodos de tiempo de acuerdo a la cintica celular de los tejidos afectados. La secuencia de eventos se caracteriza por una combinacin de signos observados y sntomas manifestados, es decir sndromes. Diferentes rganos expresan insuficiencia en distintos rangos de dosis. De acuerdo a la dosis recibida en todo el cuerpo, se pueden distinguir las siguientes formas del Sndrome Agudo de Radiacin (SAR): Hemopoytica Gastrointestinal Neurolgica La severidad de las manifestaciones clnicas depende de la dosis, y se pueden agrupar de la siguiente forma: 0 - 0,25 Gy No hay manifestaciones clnicas. Se puede detectar un aumento en la frecuencia de aberraciones cromosmicas en linfocitos. Sin sntomas o solo nuseas transitorias. En sangre hay disminucin de los linfocitos, a veces leve reduccin del nmero de plaquetas. Se detectan aberraciones cromosmicas en linfocitos. En algunos pacientes se registran cambios en el electroencefalograma. Grado leve de la forma hemopoytica. En un porcentaje de los sobreexpuestos se presentan nuseas y vmitos en las primeras horas. Entre las 6 - 8 semanas luego de la irradiacin disminuye el nmero de granulocitos neutrfilos y plaquetas, pero esta reduccin no es suficiente para producir infeccin y hemorragia. Se debe realizar seguimiento hematolgico. La mayora de los pacientes se recupera sin tratamiento.

0,25 - 1 Gy

1 - 2 Gy

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2 - 4 Gy

Grado moderado de la forma hemopoytica. La mayora de las personas sobreexpuestas presentan nuseas y vmitos luego de 1 - 2 horas de la irradiacin. Los niveles ms bajos en el nmero de neutrfilos y plaquetas se alcanzan en 3 - 4 semanas luego de la irradiacin, acompaados de fiebre y hemorragia. Con las condiciones teraputicas actuales todos los pacientes se pueden recuperar. Grado severo de la forma hemopoytica. Las nuseas y vmitos aparecen luego de 0,5 - 1 hora post- irradiacin. Hay fiebre y eritema en piel y mucosas. Los valores ms bajos en el recuento de neutrfilos y plaquetas ocurren entre la 2 - 3 semana luego de la irradiacin, y persisten durante dos semanas. Sin tratamiento, la mayora de los pacientes muere como consecuencia de hemorragias e infecciones. Sin embargo, si se aplican tratamientos de sostn, la mayora de las personas sobreexpuestas tienen posibilidades de recuperacin. Grado extremadamente severo de la forma hemopoytica. Las nuseas y los vmitos aparecen dentro de los 30 minutos posteriores a la sobreexposicin. Un alto porcentaje de personas sobreexpuestas presentan diarrea en 1- 2 horas. Los niveles ms bajos de neutrfilos y plaquetas se detectan a los 10 - 14 das luego de la irradiacin. Sin el tratamiento correspondiente la mortalidad alcanza el 100%. Si la terapia es la apropiada, y se aplica tempranamente, una fraccin de las personas sobreexpuestas se puede recuperar. La mortalidad en estos casos est dada por la asociacin entre la grave insuficiencia hemopoytica y las lesiones en otros rganos, tales como el tracto gastrointestinal y el pulmn. Se desarrollan las formas gastrointestinal, cardiovascular y neurolgica. Cualquiera fuese el tratamiento aplicado la letalidad es del 100%.

4 - 6 Gy

6 - 10 Gy

> 10 Gy

A continuacin se describirn las tres formas en que evoluciona el sndrome agudo de radiacin:

Sndrome hematopoyticoEl sndrome hematopoytico se produce con dosis de 1 - 10 Gy en todo el cuerpo. La muerte por falla de la mdula sea est asociada a la linfopenia, granulocitopenia y plaquetopenia. El recuento de linfocitos es uno de los indicadores sanguneos ms sensibles de injuria por radiacin, debido a que para la misma dosis los niveles ms bajos son alcanzados ms temprano que otros tipos celulares. La muerte de los linfocitos en interfase, con Efectos biolgicos de las radiaciones - Captulo 4 pgina 49

dosis de 1 - 2 Gy, hacen que su nmero decline hasta un 50% de su valor normal en 48 horas. Se alcanza una meseta la cul es dosis dependiente, con una duracin de casi 45 das y luego sigue una lenta recuperacin de varios meses. Luego de una irradiacin con dosis mayores de 1-2 Gy los granulocitos neutrfilos muestran un incremento inicial durante los primeros das, despus de la irradiacin. Este primer ascenso abortivo es mayor despus de irradiaciones con altas dosis. En la forma neurolgica el aumento de neutrfilos es muy pronunciado y persiste hasta la muerte. Esta fase inicial de granulocitosis es seguida de un descenso en el nmero de neutrfilos, siendo su tasa y duracin dependiente de la dosis. Diez das despus de una irradiacin con dosis de 2 - 5 Gy, comienza un segundo ascenso abortivo, probablemente debido a la divisin celular de una poblacin daada genticamente que no puede continuar su proliferacin. Este ascenso se extiende por casi 15 das. La ausencia de este segundo ascenso abortivo es un signo desfavorable, ya que no se observa si las dosis son mayores de 5 Gy. Esta etapa es seguida de un segundo descenso de casi 25 das de duracin. Con dosis de aproximadamente 6 Gy, el nivel de granulocitos puede ser reducido al 10%, de 5000 clulas/ml se pasa a 500 clulas/ml (nivel crtico), en 12 - 14 das. Con dosis de 2 - 5 Gy el perodo comprendido entre los das 20 y 30 es crtico por los riesgos de fiebre e infecciones. Cuando el paciente sobrevive a la cada de neutrfilos, le sigue una espontnea recuperacin, que comienza alrededor de la quinta semana. El comportamiento de las plaquetas es similar al de los granulocitos, pero las plaquetas no muestran un segundo ascenso abortivo. Las plaquetas muestran un aumento durante los primeros 2 - 3 das posteriores a la irradiacin, seguido de una acelerada disminucin, con casi 100 000 plaquetas/ml a los 30 das con dosis de 1 Gy. Con dosis de 6 Gy, un nivel mnimo de 10 000 plaquetas/ml es observado a los 10 - 15 das. Cuando el nmero de plaquetas alcanza valores por debajo de 30 000/ml puede haber hemorragias, lo que requiere tratamiento mediante transfusin de plaquetas.

Sndrome gastrointestinalEl sndrome gastrointestinal corresponde a la forma del sndrome agudo de radiacin que aparece con dosis de 10 a 50 Gy. Los signos y sntomas de esta forma siguen a aquellos de la fase prodromal. Algunos de los signos y sntomas del sndrome gastrointestinal son: anorexia, letargia, diarrea, disminucin de los fluidos y electrolitos corporales, prdida de peso, etc. El contaje de leucocitos cae dramticamente, puede haber hemorragias y bacteriemia, agravando la injuria y contribuyendo a la muerte. Pueden observarse lceras gstricas y colnicas. La enteritis severa ocurre alrededor de 4 das despus de una irradiacin con dosis de 10 Gy.

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Sndrome neurolgicoEl sndrome neurolgico se presenta con dosis superiores a los 50 Gy en todo el cuerpo. El sndrome del sistema nervioso central se caracteriza por los signos y sntomas de la fase prodromal, pero agravados, y es seguido por un perodo de depresin transitoria, hasta una total incapacidad y muerte. Con estas dosis, se producen en el sistema nervioso central cambios patolgicos, tales como un aumento de la permeabilidad vascular y la produccin de edema y hemorragia.

EFECTOS DETERMINISTAS LOCALIZADOSLa gravedad del dao que puede ser tolerado en un tejido u rgano depende de varios factores: nivel de deplecin o prdida celular que produce disfunciones en los tejidos; momento de manifestacin del dao; capacidad de reparacin y recuperacin del tejido; volumen irradiado, entre otros.

PIELLos efectos de las radiaciones sobre la piel son dependientes de la dosis y de la profundidad y del rea de la piel irradiada. La escala de severidad de los sntomas es la misma que para las quemaduras comunes: eritema, edema, ampollas, lceras, necrosis y esclerosis. Las dosis umbral para efectos deterministas despus de una dosis aguda en un campo de 3 cm de dimetro, se encuentra en los siguientes rangos:

Depilacin temporaria Depilacin 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 tamao de la zona irradiada. Las dosis umbral para efectos deterministas por irradiacin fraccionada son ms altas:

Depilacin permanente Eritema

50 - 60 Gy > 30 Gy


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APARATO DIGESTIVOLos daos en el tubo digestivo provocan sntomas agudos y crnicos, que van desde la diarrea y la dispepsia hasta la lcera, la estenosis y las obstrucciones. Hay una variada radiosensibilidad de las diferentes partes del tubo digestivo, siendo la parte ms sensible el intestino delgado. Recto, colon y estmago siguen en orden decreciente de sensibilidad. Estos efectos producen un sndrome gastrointestinal mortal cuando gran parte del intestino es expuesto en forma aguda a una dosis mayor de 10 Gy. Las complicaciones tardas debido a lesiones localizadas en el aparato digestivo se manifiestan meses o aos posteriores a la exposicin, y aparecen en forma de obstrucciones, constricciones y adherencias, resultantes de la fibrosis, pudiendo aparecer perforaciones y fstulas.

APARATO RESPIRATORIOEl pulmn es el rgano del trax ms sensible a la radiacin. La neumonitis por irradiacin puede sobrevenir en forma precoz y semanas o meses despus, producirse una radiofibrosis. Cuando todo el volumen o la mayor parte de ambos pulmones es irradiada se puede producir una neumonitis mortal. La fibrosis puede manifestarse despus de la irradiacin de campos grandes. Sin embargo, dosis altas administradas en campos reducidos pueden tambin, conducir a la fibrosis. La DL50 por irradiacin aguda es de 8 - 10 Gy y de 20 - 30 Gy para exposiciones fraccionadas en 6 - 8 semanas.

SISTEMA CARDIOVASCULAREl corazn no es considerado un rgano altamente radiosensible. Sin embargo, una dosis de 40 Gy fraccionada puede causar algn grado de degeneracin miocrdica. Una dosis mayor de 60 Gy para todo el corazn puede llevar a la muerte por derrame pericrdico y pericarditis constrictiva. Los vasos sanguneos en todos los rganos muestran cambios despus de recibir de dosis de 40 - 60 Gy. En general la permeabilidad vascular y flujo sanguneo tienden a incrementarse en las primeras fases de la respuesta a la radiacin. Luego de varios meses se produce degeneracin de las clulas endoteliales, engrosamiento de la membrana basal, y esclerosis gradual. Los cambios tardos en los vasos sanguneos incluyen generalmente la proliferacin endotelial focal, engrosamiento de la pared, estrechamiento de la luz y reduccin del flujo sanguneo.

SISTEMA URINARIOEl rin es el elemento ms radiosensible del sistema urinario, mientras que la vejiga tiene una sensibilidad intermedia y los urteres son los ms resistentes, aunque pocas veces son irradiados en toda su longitud.

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Con dosis fraccionadas de 20 Gy en 3 - 4 semanas se puede observar una reduccin en la funcin renal. Con dosis ms altas se produce nefritis aguda en un plazo de 6 - 12 meses, que puede ser letal o conducir a la nefritis crnica. La nefritis crnica se caracteriza por esclerosis y fibrosis. Generalmente estos cambios van acompaados de hipertensin arterial.

SISTEMA NERVIOSO CENTRALTradicionalmente se consideraba que los tejidos del sistema nervioso central eran radiorresistentes. Sin embargo, el tejido nervioso posee muy poca capacidad de repoblacin, lo que sumado a datos obtenidos de la experiencia radioteraputica, es motivo suficiente para no considerarlo radiorresistente. Se considera que la dosis de tolerancia para todo el cerebro es de alrededor de 55 Gy fraccionados en 5 - 6 semanas. Para la mdula espinal las dosis de tolerancia son ms bajas que para el cerebro. Las estimaciones de una dosis segura para la mdula cervical, torcica y lumbar varan entre 35 Gy en 4 semanas y 50 Gy en 5 semanas. La lesin radioinducida en la mdula espinal es inversamente proporcional a la longitud de la mdula irradiada.

TEJIDO HEMATOPOYTICOEl sistema hemopoytico es uno de los tejidos ms radiosensibles del cuerpo. Se pueden advertir respuestas a la radiacin luego de una dosis de 0,5 - 1 Gy, ya sea que se administren en exposicin nica o en una serie de fracciones pequeas. Despus de la exposicin aguda accidental, la DL50 en el hombre est comprendida entre 3 - 5 Gy, si bien, el uso de cmaras estriles, antibiticos y una cuidadosa atencin mdica con transfusiones y trasplantes de mdula sea, han hecho posible que las vctimas de accidentes radiolgicos sobrevivan a dosis ms altas. La dosis umbral para detectar depresin en la hemopoyesis, durante la exposicin ocupacional se ha estimado en un valor mayor a 0,4 Sv/ao y la dosis umbral que induce a aplasia medular mortal probablemente es mayor a 1 Sv/ao. La irradiacin de la mdula sea se traduce tambin en cambios a largo plazo. Se hallaron casos de reduccin del nmero de clulas de la serie blanca hasta 7 aos despus de la radioterapia de las glndulas mamarias y tejidos adyacentes con dosis mayores de 50 Gy administrados durante 1 - 3 meses.

EFECTOS A NIVEL OCULAREntre los tejidos de la regin del ojo (glndulas lagrimales, conjuntiva, crnea, retina) el cristalino es el ms sensible a la radiacin. La produccin de opacidades es la consecuencia del dao sobre las clulas del epitelio anterior del cristalino. El cristalino es particularmente sensible a la irradiacin uniforme y responde a dosis de aproximadamente 1 Gy en tratamiento nico 4 Gy en forma fraccionada, con la formacin de cataratas. Opacidades estacionarias mnimas se observaron despus de dosis nicas de 1 - 2 Gy, y con ms de 5 Gy se producen Efectos biolgicos de las radiaciones - Captulo 4 pgina 53

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

RGANOS DE LA REPRODUCCINOVARIO El ovario es un rgano sumamente radiosensible. Dosis nicas de 2 - 6 Gy producen esterilidad temporal, siendo necesarias dosis mayores cuando se administran fraccionadas para igual efecto. Las mujeres mayores son ms susceptibles, probablemente debido a un decreciente nmero de folculos que se produce con la edad. La dosis umbral para esterilidad permanente disminuye con la edad. TESTCULO El testculo es tambin un rgano radiosensible. Dosis de 0,1 - 0,15 Gy producen esterilidad temporal. La dosis que induce esterilidad permanente en el 100% de los hombres expuestos es mayor a los 6 Gy.

HUESO Y CARTLAGOEl hueso y el cartlago en desarrollo son mucho ms sensibles a la radiacin que esos mismos tejidos en el adulto. La radiacin puede producir retardo o incluso la detencin del crecimiento. Con dosis superiores a 20 Gy se producen escoliosis, cifosis, deslizamientos de las epfisis femorales, hipoplasia, retraso del crecimiento, problemas dentales, etc. El cartlago maduro es mucho ms resistente al dao por radiacin y las dosis para producir necrosis son altas. En general el hueso adulto es considerado radiorresistente a pesar que despus de la irradiacin se vuelve susceptible al trauma y a la infeccin, y posee escasa capacidad de regeneracin.

SISTEMA ENDCRINOLa disfuncin tiroidea puede ser debida a la irradiacin de la glndula tiroides o del eje hipotlamo-hipofisario. La glndula tiroides se considera como un rgano radiorresistente desde el punto de vista de la destruccin y de la deficiencia funcional. Se requiere un mnimo de 300 Gy para producir la ablacin total en un corto perodo, por ejemplo, 2 semanas. El hipotiroidismo es el ms frecuente de los efectos deterministas tardos que afectan a la glndula tiroides despus de la irradiacin. El dao clnico puede manifestarse varios meses o aos despus. El dao directo a la glndula tiroides debido a la radiacin ionizante puede causar hipotiroidismo primario, mientras que la irradiacin del eje hipotlamo-hipofisario produce hipotiroidismo secundario.

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CARCINOGNESIS RADIOINDUCIDASe denomina carcinognesis a la sucesin de eventos que llevan a la aparicin de un cncer. Se incluye bajo esta denominacin a un conjunto de enfermedades que pueden afectar distintos rganos, que tienen como elemento comn el crecimiento celular ilimitado, invasivo y potencialmente letal. El sustrato fisiopatolgico del cncer es una afectacin severa del comportamiento celular como consecuencia de anomalas genticas que se traducen en alteraciones en la produccin y la funcin de numerosas protenas. La manifestacin clnica de un cncer es el resultado final de una serie de cambios celulares producidos a lo largo de un tiempo muy prolongado (aos), denominado perodo de latencia. Es un proceso complejo, de etapas mltiples, que tiene su origen en mutaciones relativamente simples a nivel del ADN. En la actualidad se acepta la teora monoclonal del origen del cncer. Se entiende por clon a una familia de clulas que se originaron inicialmente en una nica clula madre que dio por resultado dos clulas hijas las que a su vez se duplicaron y dieron origen a cuatro clulas, y as sucesivamente dando como resultado un clon. Los agentes capaces de inducir este tipo de cambios en las clulas se llaman carcingenos. Existen numerosos agentes carcingenos: Agentes qumicos: hidrocarburos policclicos aromticos, benzopirenos, asbestos, dioxina, aflatoxina, metales pesados, anilinas, nitrosaminas, cloruro de vinilo, drogas antineoplsicas, etc. Agentes fsicos: radiaciones ionizantes, radiacin ultravioleta. Agentes biolgicos: virus oncognicos (SV40, HPV, adenovirus). Las estimaciones de los riesgos de las exposiciones a bajas dosis de radiacin tienen importancia fundamental en el mbito de la radioproteccin. Estas estimaciones se basan fundamentalmente en la interpretacin de datos epidemiolgicos y de estudios experimentales. Tambin se sustentan en el conocimiento creciente del proceso de carcinognesis y de los mecanismos moleculares de la respuesta de la clula a la injuria por radiacin. Desde el punto de vista biolgico, el cncer radioinducido no presenta diferencias respecto del cncer que aparece espontneamente en una poblacin dada. Es decir que, hasta el momento no existe ningn indicador que permita demostrar con certeza que un cncer determinado ha sido o no inducido por la radiacin. Es por eso que la cuantificacin del riesgo de cncer radioinducido en humanos se basa fundamentalmente en los denominados estudios epidemiolgicos que comparan riesgos entre poblaciones expuestas y no expuestas. Existe siempre un tiempo mnimo entre la irradiacin y la aparicin de cncer radioinducido en una poblacin expuesta. Este perodo se denomina perodo mnimo de latencia y su duracin vara con la edad y con el tipo de tumor. Para el caso de las leucemias y ciertos tumores seos (osteosarcoma inducido por Radium) puede ser de 2 aos mientras que para la mayor parte de los tumores slidos se considera de 10 aos. Asimismo existe un tiempo durante el cual se continua observando un exceso de casos de cncer atribuible a la radiacin. Es el denominado tiempo de expresin del riesgo que, en el caso de la leucemia, es del alrededor de 25 aos y para los tumores slidos puede alcanzar toda la vida. Tambin en este caso hay variabilidad debida a la edad en el momento de la exposicin. Efectos biolgicos de las radiaciones - Captulo 4 pgina 55

La informacin existente al respecto permite inferir que la induccin de cncer por radiacin se ve influida por factores de naturaleza fsica (ligados a la radiacin) y factores de naturaleza biolgica (ligados a los individuos expuestos). Factores fsicos: dosis, tasa de dosis, fraccionamiento, calidad de la radiacin (alta LET baja LET). Factores biolgicos: edad en el momento de la exposicin, sexo, edad alcanzada (tiempo transcurrido desde la exposicin), predisposicin individual (hbitos, carga gentica, factores raciales).

ESTUDIOS RADIOEPIDEMIOLGICOSNumerosos estudios epidemiolgicos han sido llevados a cabo en este terreno. Solo haremos referencia al estudio de cohorte en los sobrevivientes de las aplicaciones atmicas de Hiroshima y Nagasaki, por tratarse del estudio ms importante sobre cuyos resultados se sustentan las actuales estimaciones de riesgo de cncer radioinducido.

COHORTE DE HIROSHIMA Y NAGASAKILa Fundacin para la Investigacin sobre los Efectos de la Radiacin (RERF, sigla en ingls) de Japn ha llevado a cabo desde 1950 un estudio de cohorte en los sobrevivientes de las explosiones atmicas de Hiroshima y Nagasaki, conocido como Life Span Study (LSS). Los datos resultantes de los anlisis peridicos de la mortalidad de esa cohorte han servido como base de sustentacin para muchos de los clculos de coeficientes de riesgo de cncer radioinducido. Este estudio reviste un inters excepcional puesto que se trata de una poblacin numerosa, de ambos sexos y todas las edades. Es un estudio prospectivo. Desde su comienzo la poblacin expuesta ha sido seguida de manera muy rigurosa y constituye sin duda la principal fuente de informacin cuantitativa acerca de radiocarcinognesis humana. Hacia fines de 1990 el 56% de los miembros de la cohorte an estaban vivos, particularmente aquellos que fueron expuestos en edades muy tempranas. Esto implica que slo se ha podido completar el seguimiento en toda la vida en algo ms de la mitad de los integrantes. Los datos obtenidos han permitido evaluar la naturaleza y magnitud de los riesgos asociados a la exposicin a las radiaciones ionizantes y la influencia de factores tales como sexo, edad en el momento de la exposicin y tiempo transcurrido desde la exposicin. Al respecto pueden sealarse los siguientes hallazgos: El exceso de muertes por leucemia se observ dos aos despus de la explosin. El exceso de mortalidad por tumores slidos se hizo evidente 10 aos despus de la explosin. Los resultados del estudio LSS fueron significativos para leucemia (con excepcin de la leucemia linftica crnica) y todos los cnceres slidos considerados en conjunto, (esfago, estmago, colon, pulmn, mama, ovario, tracto urinario y mieloma mltiple). Para los individuos expuestos in utero se confirm

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