“Propuesta de un protocolo de calibración de cámaras

gamma para estimación de la incorporación de

radionucleidos en situaciones de emergencia.”

UNER

Facultad de Ingeniería

Bioingeniería

OBJETIVO

El objetivo de este trabajo es evaluar una metodología simple y factible para el monitoreo de trabajadores e individuos del público utilizando los equipos disponibles en los Centro de Medicina Nuclear. Dicha evaluación se realizara en base a la siguiente publicación científica: “Propuesta de un protocolo de calibración de cámaras gamma para estimación de la incorporación de radionucleidos en situaciones de emergencia.” Dantas, B.M., Lucena, E.; Terán, M.; Paolino, A.; Hermida, J.C.; Rojo, A.M.; Puerta, J.A.; Morales, J.; López Bejerano, G.M.; Alfaro, M.; Ruiz, M.A.; Videla, R.; Piñones, O.; Gónzalez, S.; Navarro, T.; Dantas, A.L.A.; Araujo, F.; Melo, D. y Cruz Suarez, R. Presentado en: Primer Congreso Americano del IRPA (International Radiation Protection Association). Acapulco, México, 4-8 setiembre 2006.

INTRODUCCION

El aumento del uso de radionucleidos con fines médicos representa riesgos ocupacionales en las propias instalaciones en las cuales el material es manipulado, y también riesgos de exposición en las etapas de producción y transporte. En el caso de accidentes en la etapa de distribución puede ocurrir también exposición de individuos del público.De acuerdo a la metodología propuesta por el OIEA (1999), los trabajadores ocupacionalmente expuestos en Centros de Medicina Nuclear deben ser sometidos al monitoreo individual interno. Este es utilizado para la estimación de la dosis efectiva comprometida relacionada a la incorporación del radionucleido por el individuo ocupacionalmente expuesto o involucrado en el accidente.La dosimetría interna es una forma de evaluar la dosis recibida por la persona que incorpora material radiactivo y puede originarse por contacto directo. Esta incorporación se puede dar por inhalación, ingestión o a través de la piel. Según los expertos, la medicina nuclear es una de las aplicaciones en la que existe este tipo de riesgo porque allí se manipula material radiactivo en forma líquida y algunos de ellos son volátiles como el 131I.Los análisis permiten determinar la cantidad de material radiactivo incorporado y precisar si dicha incorporación está dentro del rango permitido y, en este caso, mantener un historial del individuo y la dosis recibida durante toda su vida laboral. Si la cantidad de material radiactivo incorporado supera el rango de registro, el operario entra en fase de investigación para realizar las medidas correctivas al respecto.Por la responsabilidad que se tiene en la determinación de la dosis debida a la incorporación de material radiactivo, es necesario establecer procedimientos, métodos y estándares en la dosimetría interna.

PROBLEMATICA

Desde el punto de vista ocupacional, durante el desarrollo de prácticas que involucran la manipulación de material radiactivo en forma de fuentes abiertas, el personal involucrado en estas actividades en su lugar de trabajo se ve expuesto a las siguientes posibilidades de exposición:

Exposición externa a cuerpo entero. Exposición externa en forma localizada, en particular de manos y piel. Exposición interna debido a incorporación de material radiactivo durante el fraccionamiento y

administración de radiofármacos, cuya vía principal de incorporación es la inhalación.

En la actualidad la vigilancia radiológica individual de las dosis ocupacionales en Medicina Nuclear, comprende únicamente la estimación de dosis debido a exposición externa a cuerpo entero o en manos mediante los dosímetros de película o TLD, no existiendo un criterio generalizado de evaluación de las dosis ocupacionales debido a incorporación de material radiactivo.Considerando la frecuencia de monitoreo recomendada por la International Commission on Radiological Protection (ICRP), los costos de transporte y el gran número de trabajadores potencialmente expuestos, es prácticamente inviable la centralización del monitoreo en instituciones que ofrecen servicio de dosimetría interna.

DESARROLLO

Las exposiciones a las radiaciones ionizantes se clasifican, según la relación entre la fuente y las personas, en tres tipos diferentes:

Exposición ocupacional: es la recibida en el lugar de trabajo y principalmente como consecuencia del trabajo.

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

Exposición del público: incluye todas las demás exposiciones

Los criterios básicos en que se apoya la seguridad radiológica establecen que las prácticas que utilicen radiaciones ionizantes deben estar justificadas, que la protección radiológica debe ser optimizada, que deben respetarse los límites y restricciones de dosis establecidos y que la probabilidad de accidentes-exposiciones potenciales- debe ser mínima.Un programa de protección radiológica para aplicaciones médicas de fuentes abiertas deberá considerar aspectos de protección desde la recepción del material radiactivo hasta la gestión y/o disposición de los residuos radiactivos. El paciente al que se le haya administrado material radiactivo deberá ser también considerado como una fuente de radiación. A fin de identificar las medidas de protección que son necesarias en un departamento de medicina nuclear un método práctico consiste en realizar una clasificación de la instalación sobre la base del riesgo. El parámetro primario que determine el riesgo será la actividad total empleada y en segundo lugar la radiotoxicidad de los radionucleidos a emplear y el tipo de operaciones que se lleven a cabo. Los riesgos asociados a esta práctica son la irradiación externa y la contaminación interna (por ingestión o inhalación).

LÍMITES Y RESTRICCIONES DE DOSIS

Las dosis de radiación que reciban los trabajadores expuestos, en una dada instalación o práctica de Medicina Nuclear, no podrán superar el valor de 6 mSv en un año. La restricción es aplicable al personal que cumpla una jornada laboral de ocho horas. Cuando la jornada de labor sea menor deberá aplicarse la parte proporcional del valor establecido.La ARN recibe regularmente información relativa a las dosis de los trabajadores de instalaciones relevantes, la cual le permite verificar el cumplimiento de los límites de dosis.Las dosis, informadas por las instalaciones, corresponden a mediciones individuales de exposición a la radiación externa, realizadas con dosímetros termoluminiscentes y estimaciones de dosis debidas a contaminación interna a partir del análisis de muestras de orina y mediciones realizadas en contador de cuerpo entero.

El control de la exposición del público debido a situaciones normales se realiza mediante la aplicación de controles sobre la fuente, más que sobre el ambiente. Estos controles se logran fundamentalmente mediante la optimización de los sistemas de depuración de los efluentes, restringiendo adecuadamente las dosis resultantes, y utilizando límites autorizados de descarga para cada instalación en particular.Actualmente, la norma AR 10.1.1. recomienda un límite de exposición del público, expresado en términos de dosis efectiva, de 1 mSv en un año. No obstante, en circunstancias especiales se podrá permitir un valor más alto de dosis efectiva en un año, siempre que el valor promedio en 5 años no supere 1 mSv.

El cumplimiento del límite de dosis efectiva de 1 mSv en un año garantiza la no ocurrencia de efectos deterministas. No obstante, la norma AR 10.1.1. establece límites anuales de dosis equivalente de 15 mSv para el cristalino y 50 mSv para la piel, promediado sobre cualquier área mayor de 1 cm2, independientemente de la zona expuesta.No es posible, en la mayoría de los casos, determinar por medio de mediciones directas en el ambiente o en el hombre, las dosis que recibe la población debido a la exposición a la radiación ambiental. Para ello, es necesario utilizar modelos que representan el transporte de los radionucleidos a través del ambiente hasta el hombre. Las dosis por irradiación externa debidas a material radiactivo disperso en la atmósfera dependen, principalmente, de la distribución espacial y temporal de la actividad, así como del tipo y energía de la radiación emitida por cada radionucleido. La radiación es atenuada por los edificios y vehículos de transporte, reduciéndose las dosis respecto a las que se tendrían a cielo abierto. La estimación de la irradiación interna de las personas, debida a la liberación de material radiactivo a la atmósfera, ingerido o inhalado por las mismas, comienza con la determinación de la concentración de radionucleidos en el aire y de la actividad depositada en las superficies de interés, para continuar con el análisis de la transferencia de los radionucleidos hasta el hombre.

MONITOREO DE LA EXPOSICIÓN OCUPACIONAL

El monitoreo de los trabajadores expuestos a las radiaciones ionizantes es la herramienta fundamental que contribuye a alcanzar los objetivos de la protección radiológica ocupacional, esto es, asegurar que en condiciones normales de trabajo no se superen los límites de dosis y reducir las exposiciones al nivel más bajo que razonablemente pueda alcanzarse.Los métodos de monitoreo ocupacional pueden agruparse en dos categorías, los aplicados en los ambientes de trabajo y aquellos utilizados directamente sobre el individuo.En relación a los primeros se pueden citar el monitoreo de los campos de radiación ambiental; el monitoreo de la contaminación del aire; y la medición de la contaminación de las superficies. Respecto a los segundos se pueden citar los dispositivos para la dosimetría individual de la radiación externa (dosímetros); el monitoreo de la contaminación interna mediante contador de cuerpo entero o de la actividad parcial en algún o algunos órganos; el monitoreo de la contaminación interna por técnicas de radio-bioanálisis; y la medición de la contaminación de la piel y ropa.

MONITORAJE INDIVIDUAL DE LA CONTAMINACIÓN INTERNA

Cuando por alguna circunstancia no puede excluirse la posibilidad de la contaminación regular y significativa de un ambiente de trabajo o cuando se ha producido un incidente cuyas secuelas pudieran dar lugar a problemas de contaminación durante un tiempo, es necesario el monitoreo individual rutinario de la contaminación interna. El mismo tiene por finalidad determinar la incorporación de radionucleidos y en consecuencia, evaluar la dosis equivalente comprometida recibida en todo el cuerpo o en determinados órganos o tejidos del mismo.La evaluación de las exposiciones internas se lleva a cabo por medio de la implantación de un programa de monitoreo, que de acuerdo al Estándar Internacional ISO 20553, debe formar parte de un programa de protección radiológica global, y cuyo propósito general está orientado en verificar y documentar que cada trabajador este protegido adecuadamente contra los riesgos de incorporación de radionucleidos, y que esta protección cumpla con los requisitos legales actuales. Esta verificación debe incluir evaluaciones que permitan identificar las situaciones de trabajo en que existe el riesgo de incorporación de radionucleidos en los trabajadores, así como la cuantificación de una probable incorporación de material radiactivo y la dosis efectiva comprometida resultante de dicha incorporación, con la adecuada interpretación de los resultados obtenidos.

Para el control de la contaminación interna pueden utilizarse por separado o en combinación los dos métodos que siguen, cuya elección depende principalmente de las propiedades físicas de los contaminantes:

Evaluación de la cantidad de materiales radiactivos presentes en todo el cuerpo o algunos órganos por mediciones in vivo.

Análisis de excretas u otras muestras biológicasEn el primero se lleva a cabo con equipos que miden la radiación emitida desde el interior del cuerpo humano, sólo puede emplearse para radionucleidos que emiten radiación penetrante. El requisito básico para su aplicación es que la radiación emitida por el material radiactivo depositado internamente sea detectable desde el exterior del cuerpo.Para el control de la contaminación interna debida a radionucleidos emisores de radiaciones penetrantes, independientemente de su localización dentro del cuerpo, el trabajador debe concurrir a un laboratorio de mediciones in vivo que utilice un contador de todo el cuerpo (CTC). Los contadores de todo el cuerpo utilizan un contador de centelleo de alta eficiencia de detección instalado en un recinto blindado, donde permanece la persona durante la medición. Los datos obtenidos en el contador son procesados en un analizador multicanal, para identificar cada radionucleido y determinar la respectiva carga corporal.Se podría emplear un contador para efectuar la medición externa de la radiactividad de algunos órganos únicamente. En estos casos, es importante que la respuesta del contador sea adecuada para los radionucleidos que tiendan a acumularse en un órgano determinado. Esto es básicamente lo que propone el artículo designado

SISTEMAS PARA MEDICIONES DE RADIACIÓN ɤ “IN VIVO”

Prácticamente todos los sistemas de detección se basan en detectores de centelleo con cristales de ioduro de sodio activado con talio. Se utilizan cristales cilíndricos y la electrónica asociada permite la necesaria amplificación, análisis de la altura de pulso y su medición.La sensibilidad del detector depende de las dimensiones del cristal en relación a las energías de las radiaciones involucradas. Para energías medias, un cristal de 50 mm de diámetro y 25 mm de espesor es satisfactorio. Los cristales mayores mejoran la sensibilidad especialmente para mayores energías. Se debe rodear el detector con un blindaje de plomo para reducir su respuesta a la radiación ambiental y se debe contar con un blindaje plomado que actuará como colimador para lograr las necesarias características direccionales. El detector blindado y colimado se monta en un soporte ajustable permitiendo que sea adecuadamente posicionado en relación con el paciente. Usualmente están provistos de colimadores intercambiables de modo que las características 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)

ESQUEMA GENERAL DEL PROGRAMA DE MONITOREO INDIVIDUAL OPERACIONAL DE LA EXPOSICIÓN INTERNA DE LOS TRABAJADORES DE UN SERVICIO DE MEDICINA NUCLEAR (PROPUESTO PARA 131I)

ACCIONES PREVIAS

Las acciones previas a la implementación de un programa de monitoreo operacional de acuerdo al esquema presentado se basan en el análisis de las características de los SMN posterior a la selección de los mismos. En esta etapa las acciones a seguir se describen brevemente a continuación.

Revisión de los Procedimientos e InstalaciónEl análisis de las características del servicio tiene como fin realizar una revisión de los procedimientos y las áreas de trabajo que serán tomadas en cuenta en la evaluación. Esto incluye:

Conocer el número de trabajadores involucrados en las tareas de fraccionamiento y administración de soluciones de Iodo.

Los procedimientos realizados rutinariamente por cada trabajador. Planos del SMN y de los equipos disponibles. Sistemas de protección radiológica aplicados actualmente en el servicio.

El análisis de procesos en las áreas de interés debe incluir Identificación de los radionucleidos y los compuestos manipulados. Posibilidad de liberación.

Duración de posibles exposiciones. Tamaño del aerosol (AMAD), y otros factores que puedan influir en una dada exposición.

Revisión de las condiciones de cada trabajador por individualLuego de la Revisión de Procedimientos e Instalación del SMN escogido, se debe proceder a realizar una revisión de las condiciones de cada trabajador por individual, que permita clasificar a los trabajadores a los que se les diseñará un plan de monitoreo.Los datos que se deben extraer de cada trabajador son:

Informar sobre las labores que realiza: Fraccionamiento, elusión y/o administración Especificar si trabaja en más de un SMN Definir la cantidad de actividad manipulada y cronograma de labores. Aclarar si manipula otros tipos de radionucleidos. Indagar si el trabajador se le ha sido administrado algún radiofármaco recientemente como

parte de un estudio y/o tratamiento

Diseño de un plan de monitoreoEl diseño de un plan de monitoreo dependerá de las clasificación realizada a los trabajadores de acuerdo a la revisión de las condiciones de los mismos.El cronograma de mediciones que se realice debe ser personalizado dependiendo de la información referente a cada trabajador. Los puntos importantes que debe incluir el plan de monitoreo son:

Tipos de mediciones a realizar de acuerdo a la distribución del radionucleido en el cuerpo: El caso del 131I se recomiendan mediciones in vivo de la tiroides, pudiendo complementarse con mediciones in Vitro (orina, aire y/o superficies).

Frecuencia de las mediciones: La frecuencia de las mediciones dependerá del cronograma de actividades que informe el trabajador y debe ser suficiente para cubrir múltiples potenciales incorporaciones en el mismo SMN. Se sugiere cubrir como mínimo un lapso de 2 semanas con diferentes métodos de medición. En el caso de la tiroides, una forma de caracterizar el proceso de captación posterior a una incorporación, es por medio de las mediciones realizadas a las 2, 4 y 24 horas. Esto se comprueba revisando la curva de retención del 131I en tiroides donde se observa que la mayor captación (en un adulto normal) se da a las 24 horas luego de una incorporación por inhalación. Esta puede ser observada en la figura

Equipos disponibles en el SMN para la realización de las mediciones: Si la instalación cuenta con la disponibilidad de utilizar un sistema de espectrometría gamma dotado de un cristal yoduro de Sodio (NaI(Tl)), este es el método y equipo más recomendado para la realización de las mediciones. En la figura se muestra un sistema de espectrometría gamma portátil que es utilizado para las mediciones directas en tiroides en un SMN.

En caso de no poseer un equipo de espectrometría gamma como el sugerido en primera opción, se recomienda el uso de la cámara gamma para realizar las mediciones directas.

La cámara gamma utiliza un cristal de NaI(Tl) de poco espesor y gran diámetro con un gran número de fotomultiplicadores, una electrónica compleja y un sistema de procesamiento de datos por computadora. La cámara gamma permite obtener imágenes en dos dimensiones, que representan la proyección de la distribución de la actividad (radiofármaco) existente, en órganos o estructuras corporales.Los fotones emitidos por el paciente o la fuente de calibración llegan al cristal después de pasar por el colimador de plomo. Los colimadores utilizados pueden ser de diferentes tipos según los agujeros paralelos: divergentes y convergentes. La elección del colimador se realiza 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 sistema electrónico asociado se traduce en información posicional. El sistema comprende, asimismo, un instrumento que permite obtener la imagen por pantalla y su posterior impresión en papel o en película fotográfica. Las imágenes que se obtienen son planares.

Las cámaras gamma utilizadas en los Servicios de Medicina Nuclear tienen entre sus componentes elementos que conforman sistemas espectrométricos como los empleados en la

evaluación de la incorporación interna por mediciones in vivo, por lo cual además de su uso para diagnóstico por imagen ellas pueden ser calibradas por medio de simuladores antropomórficos y también fuentes puntuales para la cuantificación de la actividad retenida en tiroides.

IMPLEMENTACION

Si las mediciones in vivo se realizan con un sistema de cámara gamma, es necesario contar con un procedimiento de calibración que, consiste en la aplicación de diferentes técnicas para conocer la respuesta del sistema de medición a la incidencia de radiaciones ionizantes de diferentes energías en condiciones de geometría similares a las condiciones de medición de la persona de interés. Básicamente este procedimiento consta de las siguientes etapas consecutivas que se desglosan a continuación:

1. Calibración en energía:

En un equipo de espectrometría, la calibración en energía consiste en el establecimiento de una constante de proporcionalidad entre la energía de los radionucleidos empleados en ella y su correspondiente canal del fotopico, con el objetivo de permitir la posterior identificación de cualquier otro radionucleido a determinar durante las mediciones. Es esencial que todas las configuraciones y ajustes del sistema se hagan antes de determinar la calibración de energía y que se mantengan hasta que se realice una nueva calibración.Es normalmente hecha con fuentes puntuales de radionucleidos que emiten fotones en el rango de energía de interés. Esta calibración se efectúa en función de la energía de más de dos fuentes patrones certificadas, manteniendo una geometría de referencia.

De estas mediciones se debe tomar las siguientes consideraciones:

Cada fuente puntual usada para la calibración debe ser posicionada frente al detector a calibrar y realizar la adquisición del espectro característico de cada una. En la siguiente imagen se muestra como ejemplo el espectro característico del 137Cs, radionucleido ampliamente usado en los procedimientos de calibración por energía.

Las fuentes puntuales emisoras gamma a utilizar deberán contener radionucleidos que abarquen con sus emisiones un rango de 100 - 1500 keV.

A cada espectro obtenido se realiza la identificación de la posición del canal del vértice del o los fotopicos que presente cada radionucleido . Como mínimo deben ser identificados 5 fotopicos y en lo posible deberán estar formados por áreas bajo la curva mayores a 10000 cuentas.

A partir de estos picos obtenidos obtener la curva calibración por energía en función del canal.

2. Calibración en eficiencia

La calibración en eficiencia establece una relación entre las áreas netas de los fotopicos identificados en un espectro y las actividades de los radionucleidos. Permite cuantificar el radionucleido presente en la persona.La calibración en eficiencia requiere emplear un maniquí simulador de cuello y una fuente emisora gamma con forma de tiroides, se supone que la tiroides presenta una distribución uniforme de material partiendo de una solución patrón certificada. En el caso de la determinación de actividad de 131I se puede emplear una fuente de patrón en forma de tiroides certificada de 131I o 133Ba (de aprox. 1 µCi). Esta calibración permite la determinación de un factor de calibración en cpm/Bq.El uso de una fuente certificada de 133Ba tiene como ventaja, que además de que su energía es cercana a la del 131I, su periodo de semidesintegración es mayor. Simulador de cuello y tiroides utilizado para la calibración en eficiencia:

La siguiente figura muestra la disposición adoptada con el maniquí para calibración en eficiencia.

En este caso se debe: Ubicar el simulador de tiroides frente al detector con la geometría de medición establecida

(geometría patrón). La distancia entre el detector y el simulador de tiroides debe coincidir con la distancia en que será colocada la persona a evaluar.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 campo de radiación producido por fuentes únicas alejadas del trabajador. 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 aproximación para el caso de un cuerpo inmerso en una nube radiactivaLas 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

longitudinal del cuerpo. Cuando es necesario, se especifica si es desde la derecha a la izquierda (DLAT) o desde la izquierda a la derecha (ILAT); en caso de no existir diferencias significativas 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, perpendicular 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.

Colectar el espectro sin colimador con el objetivo de aumentar la sensibilidad del sistema de detección, hasta que los picos de interés estén bien conformados, es decir hasta que el pico contenga un número de cuentas estadísticamente significativo. (error aprox 1 %).

El tiempo de medición establecido debe coincidir con el tiempo de medición con que es realizada la medición a una persona. Se recomienda un tiempo de medición de 5 a 10 minutos.

Repetir este procedimiento variando la distancia entre el simulador y el detector (10, 15, 20 y 25 cm.)

3. Determinación de la Actividad Mínima Detectable (AMD)

La AMD es la actividad mínima que puede ser informada para determinadas condiciones de análisis con importancia estadística, es decir, valora la capacidad del equipo de detección para discernir entre la actividad correspondiente a una persona contaminada y una no contaminada. Está magnitud se determina para la geometría de la calibración hecha con el simulador y para el 133Ba o 131I.

4. Medición del fondo

Una medición importante que debe realizarse consiste en evaluar la contribución del fondo del área donde se realizarán las mediciones in vivo y cuyo resultado debe ser sustraído de la medición que se realice a un trabajador. Se sugiere evaluar el fondo de la siguiente forma:

Se debe determinar la contribución del fondo realizando una adquisición en el área del fotopico del 131I, utilizando una persona que no ha manipulado material radiactivo

Para la adquisición del espectro de fondo se debe colocar a la persona a la misma distancia en que fue colocado el simulador de tiroides.

El tiempo de medición del fondo debe ser igual al tiempo establecido para la medición de la persona a evaluar. Se sugiere mediciones de 5 minutos.

ANALISIS DE LA PROPUESTA DEL ARTÍCULO “Propuesta de un protocolo de calibración de cámaras gamma para estimación de la incorporación de radionucleidos en situaciones de emergencia.”

Del trabajo de Terán. M, Paolino.A, Hermida.J.C, Savio,Dantas.B.M "Monitoreo de la contaminación interna de personal ocupacionalmente expuesto en servicios de medicina nuclear mediante el uso de gamma cámaras" , los investigadores optaron por realizar las mediciones del simulador sin colimador con el objetivo de aumentar la sensibilidad del sistema de detección.Los resultados de dicha investigación (Terán) se resumen a continuación

Factor de Calibración (FC)

Se graficaron los valores de Factor de Calibración (FC) en función de las distancias para cada tiempo de estudio, tanto con colimador como sin él. Los FC obtenidos con colimador muestran que no se ajustan a un perfil lineal como el observado en el que los FC fueron obtenidos con colimador. Asimismo los valores de FC sin colimador no muestran variaciones con el tiempo de medida en todo el rango de distancias estudiados.

Actividades Mínimas Detectables (AMD)

En aquellos obtenidos con colimador, los valores presentan poca variación con la distancia, lo que indica escasa sensibilidad a los cambios de la misma, sin embargo los valores de AMD son menores al aumentar el tiempo de medida.Para la serie de datos obtenida sin colimador, las AMD son de un orden de magnitud menor que en el caso anterior y se aprecian variaciones al modificar la distancia, lo cual verifica mayor sensibilidad del método.

Dosis efectivas Mínimas Detectables (DMD)

Con los valores obtenidos de AMD se determinaron las Dosis efectivas Mínimas Detectables (DMD) utilizando el software AIDE considerando una incorporación aguda de 131I por inhalación y que la medición se realizó en la mitad del período de monitoreo es decir en el día 7 posterior a la incorporación de acuerdo a la ICRP 78.Las siguientes figuras muestran los valores de DMD con y sin colimador, revelando mayor sensibilidad en el de sin colimador, no solo mostrando variaciones con la distancia detector-fuente sino también registrando un orden de magnitud de dosis por debajo de las DMD determinadas con colimador.

EXPERIENCIA DESARROLLADA EN EL ARTÍCULO

Utilizando, o basándose en el trabajo anterior, se procedió a la determinación del factor de calibración, en cpm/Bq, con un simulador de tiroides-cuello conteniendo 26.30 kBq de 133Ba uniformemente distribuido en un papel de filtro con la forma de la tiroides.Como ya dijimos, las mediciones se realizaron sin colimador, y en series de cinco mediciones del simulador a diferentes distancias entre este y el detector (10, 15, 20 y 25 cm) y se determinaron los factores de calibración dividiendo el promedio de las tasas de conteo en cada geometría por la actividad del simulador en Bq.Posteriormente se realizaron series de mediciones de individuos no expuestos para determinar los valores de Actividad Mínima Detectable en cada una de las geometrías.La siguiente tabla presenta los resultados de calibración de la cámara gamma sin colimador.Asimismo se determinaron los valores de Dosis Efectiva Mínima Detectable utilizando el software AIDE y considerando que la medición fue ejecutada 1 día después de la fecha de incorporación.Los valores de Actividad Mínima Detectable para 131I en la tiroides fueron calculados para el tiempo de conteo de 10 minutos con base en serie de cinco mediciones in vivo en individuos no expuestos ocupacionalmente para cada una de las distancias.

Distancia [cm] FC [cpm/Bq] AMD [Bq] DMD [mSv]10 2.35 ± 0.03 81 7.04 x 10-3

15 1.81 ± 0.02 106 9.22 x 10-3

20 1.28 ± 0.01 149 13.0 x 10-3

25 1.01 ± 0.01 189 16.4x 10-3

Como conclusión, llegaron a que los valores de DMD determinados para la medición in vivo de tiroides, considerando las condiciones de trabajo de 10 minutos de conteo, gamma cámara sin colimador y 24 horas posteriores a la incorporación, se encuentran todos por debajo del nivel de registro de 1mSv para una única inhalación de vapor de 131I. Esto demuestra que la técnica propuesta es factible para el monitoreo rutinario de trabajadores y para situaciones de emergencia.La implementación del protocolo propuesto en este trabajo en un número significativo de hospitales públicos permitirá la ejecución de mediciones in vivo de radionucleidos en situaciones de sospecha de contaminación interna y también para el monitoreo rutinario de trabajadores con riesgo de exposición interna en los centros de medicina nuclear.

PROTOCOLO QUE SE UTILIZA ACTUALMENTE EN SITUACIONES DE EMERGENCIA COMO LAS DESCRIPTAS EN EL ARTÍCULO.

ACCIDENTES O EMERGENCIAS RADIOLÓGICAS

En 1996 la OIEA definió el concepto de accidente del modo siguiente: “todo suceso imprevisto, incluyendo errores de accionamiento, fallos en el equipo u otros percances, cuyas consecuencias o posibles consecuencias son inaceptables desde el punto de vista de la protección de la seguridad”

TIPOS DE ACCIDENTES O EMERGENCIAS RADIOLÓGICAS

Existe una variedad de accidentes con consecuencias radiológicas posibles. Estos, según el lugar del hecho, pueden agruparse como sigue:

En instalaciones radiactivas: fuentes de radiación, materiales radiactivos de uso médico, industrial y comercial.

En instalaciones nucleares: centrales nucleares y otras instalaciones del ciclo de combustible e investigación y desarrollo.

Durante el transporte de material radiactivo: fuentes de diverso tipo y sustancias conteniendo material radiactivo.

Los accidentes más frecuentes, para los cuales hay que planificar la respuesta a la emergencia, suelen ocurrir en instalaciones no nucleares. Comprenden a eventos iniciantes relacionados con el manejo o gestión de fuentes, tales como pérdidas, daño en la integridad del blindaje, contacto inapropiado con el público, derrames o emisiones durante la fabricación o uso, etc. En el otro extremo están los accidentes relacionados con las centrales nucleares. Los accidentes graves en este tipo de instalaciones pueden generar irradiación dentro del propio emplazamiento y a miembros del público. Esto último sucede cuando se pierde la integridad de la contención y se liberan radionucleidos al medio ambiente y con la consecuente exposición a la población en los alrededores de la instalación.En el caso de pérdida de fuentes o accidentes en el transporte de materiales radiactivos, sólo es posible una planificación general ya que no puede conocerse con anticipación el sitio de la emergencia.La gran variedad de situaciones, impide utilizar un solo tipo de accidente o secuencia de sucesos para servir de base al desarrollo de planes de actuación. Los planes de respuesta a la emergencia contemplan los eventos accidentales más probables y sus consecuencias asociadas, pero la efectividad de las acciones de mitigación se basan en la actuación y evaluación por parte de personas expertas en la materia.

MARCO REGULATORIO

La Ley Nº 24.804 denominada Ley Nacional de la Actividad Nuclear crea la AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR como entidad autárquica, en jurisdicción de la Presidencia de la Nación, sucesora del Ente Nacional Regulador Nuclear, con la función de regular y fiscalizar la actividad nuclear en todo lo referente a los temas de seguridad radiológica y nuclear, protección física y no proliferación nuclear.La Autoridad Regulatoria Nuclear tiene como objetivo establecer, desarrollar y aplicar un régimen regulatorio para todas las actividades nucleares que se realicen en la República Argentina, como así también asesorar al Poder Ejecutivo Nacional en las materias de su competencia. La ley consta de 5 capítulos y 42 artículos, entre los cuales las principales funciones, facultades y obligaciones conferidas a la ARN, en el área de aplicaciones médicas de las radiaciones ionizantes son:

Dictar normas regulatorias referidas a seguridad radiológica, licenciamiento y fiscalización y transporte de materiales nucleares.

Otorgar, suspender y revocar licencias, permisos o autorizaciones en las aplicaciones nucleares a las actividades médicas, industriales, agrícolas e investigación y docencia.

Realizar inspecciones y evaluaciones regulatorias en las instalaciones sujetas a la regulación 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 en función de la potencialidad del daño, suspensión de una licencia, permiso o autorización, o su revocación.

PLANES DE EMERGENCIA

Toda actividad que implique el uso de radiaciones ionizantes, regulada por la ARN, debe tener procedimientos o planes de emergencia. Estos forman parte del proceso de licenciamiento y fiscalización de esas actividades. El plan de emergencia en el que se basa la intervención es el conjunto de acciones a implementar, quien las ejecuta y la forma de hacerlo. Es requerido por licencia a las instalaciones relevantes, previo al inicio de su puesta en marcha.La ARN fija criterios y evalúa los planes y procedimientos de emergencias radiológicas y nucleares que elaboran las instalaciones controladas para hacer frente a situaciones de accidente.La intervención para mitigar las consecuencias tiene como objetivo:

• Conducir la situación provocada por el accidente.• Estimar las consecuencias potenciales.• Introducir las contramedidas necesarias para evitar o mitigar las consecuencias radiológicas, o derivadas de ellas, en los individuos y el ambiente.• Tomar las acciones tendientes a restablecer la situación al estado previo al accidente.

Para las instalaciones menores se requieren procedimientos de emergencias para contrarrestar las consecuencias de posibles accidentes. Para la intervención en las emergencias radiológicas en instalaciones distintas a las centrales nucleares 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 menores donde se produzcan accidentes que no puedan ser controlados por los responsables de las mismas o que involucren a público, y en situaciones de emergencias radiológicas no previstas en áreas públicas.

Asesorar a las autoridades públicas que intervienen en el control de emergencias radiológicas.

El SIER cuenta con un grupo de intervención primaria que realiza guardias en turnos semanales, durante todo el año. Posee equipamiento específico y la estructura logística necesaria para la intervención rápida y eficiente en situaciones accidentales con posibles consecuencias radiológicas.Por otra parte, la ARN ha establecido acuerdos y convenios de cooperación para actuar en situaciones de emergencia con otros organismos tales como Policía Federal, Gendarmería Nacional y Prefectura Naval.Con el fin de dar cumplimiento a lo establecido en la Ley Nº 24.804 y su decreto reglamentario, la ARN ha creado, por Resolución del Directorio Nº 25/99, el Sistema de Intervención en Emergencias Nucleares (SIEN), que complementa al preexistente SIER.En el cuadro siguiente se resumen las características principales de los sistemas de intervención en emergencias SIEN y SIER de la ARN:

NORMA PARA PRESTADORES DEL SERVICIO DE DOSIMETRÍA PERSONAL (Resolución Nº 631/90)

Esta Resolución permite a prestatarios privados de Servicios de Dosimetría personal, el desarrollo 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 por personas 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 autoridad

de Salud. Si algún dosímetro supera los límites de dosis establecidos debe informar al responsable del

uso de la instalación, a la Autoridad Nacional de Salud y a la Autoridad Provincial de Salud 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 por 30

años.

REQUISITOS PARA OBTENER AUTORIZACIONES DE OPERACIÓN Y PERMISOS INVIDIDUALESDiagnóstico y tratamiento en medicina nuclear. La instalación debe contar, como mínimo, con:

ACCIONES EN CASO DE UNA CONTAMINACIÓN SUPERFICIAL

Se debe evaluar, en primer lugar, la magnitud de la contaminación. Si los valores hallados corresponden 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 inmediata descontaminación. Si la tasa de dosis es alta y el radionucleido tiene período de semidesintegración corto puede resultar más conveniente sellar la superficie contaminada (por ejemplo, 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 hacerse de

manera segura. La atención de los requerimientos médicos de cualquier persona debe considerarse prioritaria.

Contener el derrame de material con papel absorbente. Señalizar el área y prevenir el ingreso de personas a la misma.

Informar al responsable de protección radiológica. Asegurarse que las personas que abandonen el área contaminada no hayan sido salpicadas o

no han tocado de alguna manera la superficie contaminada. Usar un monitor de contaminación adecuado para chequear la posible contaminación externa

de las personas que dejan el área. Esto no será posible para pacientes que hayan sido inyectados con un radiofármaco. A ellos puede hacérseles un frotis con algodón y medirlo, 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 contaminado otras partes del cuerpo puede usarse una ducha. Cualquier herida debe lavarse con abundante agua.

El personal que lleve a cabo la descontaminación deberá usar guantes, cubre-zapatos y delantales descartables.

Levantar el material de vidrio u otros materiales punzantes o muy contaminados, con pinzas. Absorber las salpicaduras visibles con toallas de papel teniendo especial cuidado de no esparcir

la contaminación. Emplear un detector adecuado para localizar otros focos de contaminación. Lavar las áreas contaminadas con papel humedecido con alguna solución descontaminante. Toda la indumentaria de protección personal empleada en la descontaminación y el material

contaminado deben ser introducidos en bolsas plásticas que deben sellarse y etiquetarse para ser gestionadas como residuos radiactivos.

Informar el incidente a la ARN.

La contaminación superficial debe ser reducida a los niveles más bajos como resulte alcanzable.Si no pudiera lograrse una buena descontaminación, la superficie debe sellarse y aislarse hasta que la actividad decaiga a niveles aceptables o realizar algún otro tipo de maniobras para remover los materiales contaminados.Si la cantidad de material radiactivo derramada corresponde a una dosis de diagnóstico o inferior, puede hablarse de una contaminación menor y sólo serán de aplicación algunas de las recomendaciones anteriores.Materiales y equipos que deben formar parte de un botiquín de descontaminación: monitor portátil de contaminación superficial, cintas de separación y señalización de áreas, guantes, cubre-zapatos y delantales descartables, toallas de papel y descontaminantes, gasa de 10 x 10 cm, pinzas de mango largo, bolsas de polietileno de diversos espesores, detergentes descontaminantes comerciales, palas y recipientes plásticos, polvo limpiador, tijeras, cinta adhesiva.

CARACTERÍSTICAS DE LOS RADIONUCLEIDOS CON LOS QUE SE PUEDE UTILIZAR LA CÁMARA GAMMA.

La adquisición de imágenes nucleares utiliza sustancias radiactivas (radionucleidos combinados con una molécula orgánica, el vector) las cuales, una vez inyectadas en el paciente, tienen la particularidad de distribuirse y concentrarse específicamente en tejidos según el tipo de vector sobre el que se fijan los radionucleidos. Usando isótopos emisores de radiación gamma, será posible obtener una imagen plana de una zona definida y realizar un diagnostico de la evolución de la enfermedad que afecta a este tejido. Este método de exploración funcional se denomina gammagrafía.Radiofármacos comercialmente disponibles y sus indicaciones (emisores gama)

ISOTOPO FORMA QUIMICA DEL RADIOFARMACO

INDICACIONES

Cromo 51 Cromato de sodio

Edetato

Marcaje in vitro/ex vivo de glóbulos rojos (medición de volúmenes, masas y tiempo de supervivencia)Filtración renal

Galio 67 Citrato Adquisición de imágenes tumorales, localización de inflamaciónIndio 111 Cloruro

DPTAOxiquinolina

Marcaje de péptidos, proteínas y anticuerpos para la adquisición de imágenes en oncología y hematología

Yodo 123 Yoduro de sodio

Yobenguano (MIBG)

FP-CITÁcido graso

Gammagrafía de tiroidesMarcaje de moléculas para adquisición de imágenesAdquisición de imágenes morfológicas y funcionales de tiroidesDetección de tumoresNeurología (enfermedad de Parkinson)Estudios del metabolismo cardiaco

Yodo 125 Albumina humana yodada Estudios de volumen sanguíneo y renovación de la albumina en sangre

Yodo 131 Yodohipurato de sodioYodometilnorcolesterol

Estudios de filtración renalEnfermedades adenocorticales

Hierro 59 Citrato de hierro Absorción gastrointestinalRubidio 82 Adquisición de imágenes cardiacasTecnecio 99 Albumina humana

BicisatoDisofeninaDTPAExametazina

MebrofeninaMertiatidaPertecnetato de sodio

FosfonatosFitatoPirofosfato de estañoSestamibiSulfuro de renio coloidalSuccímeroTetrofosminaAnticuerpo y péptidos

Adquisición de imágenes vasculares y pulmonaresAdquisición de imágenes cerebralesEvaluación de la función biliarAdquisición de imágenes vasculares, cerebrales, renales y pulmón.Perfusión cerebral - marcaje de células sanguíneas para detección de infeccionesAdquisición de imágenes de hígadoFiltración renalAdquisición de imágenes vasculares, cerebrales, glándulas salivales, tracto gástrico, tracto lacrimalGammagrafía ósea - Adquisición de imágenes de metástasis óseasAdquisición de imágenes de hígadoAdquisición de imágenes vascularesAdquisición de imágenes cardiacasAdquisición de imágenes de hígado, detección de ganglio centinelaAdquisición de imágenes de la corteza renalSitios infectados a partir de adquisición de imágenes de estructuras tumorales

Talio 201 Cloruro Gammagrafía miocárdicaXenón 127 y 133 Xenón Perfusión pulmonar y cerebral

MODIFICACIONES AL PROTOCOLO PROPUESTO EN EL ARTÍCULO

Debido a que el protocolo propuesto en el artículo solo está definido para la utilización de 131I, proponemos realizar la calibración de la cámara gamma para el uso de los todos los radioisótopos utilizados en un centro de medicina nuclear. Para poder llevar a cabo los estudios en las condiciones óptimas, deberíamos determinar los distintos factores de calibración relacionados con cada radioisótopo y contar además con los distintos fantomas para realizar la calibración del aparato.

VENTAJAS Y DESVENTAJAS DE LA IMPLEMENTACIÓN DEL PROTOCOLO.

Ventajas

Establece una metodología simple y factible para el monitoreo de trabajadores utilizando los equipos disponibles en los centros de medicina nuclear.

Evita el transporte de la persona con sospecha de incorporación para un contador de cuerpo entero convencional cuando hubiera un centro de medicina nuclear cercano al sitio donde ocurrió el accidente

Disminuye el tiempo de respuesta y economiza costos para la implementación de las contramedidas necesarias.

Permite la medición “in vivo” del personal que trabaja con fuentes abiertas, cumpliendo con la dosimetría interna quincenal o mensual, como lo recomiendan los Estándares Internacionales Básicos de Seguridad (BSS)

Permite a los médicos nucleares darse cuenta si los métodos de trabajo relacionados con la protección radiológica están realizados correctamente.

Las evaluaciones que se realicen dentro del marco de este programa de monitoreo deben influir en la decisión de realizar mejoras tanto en la instalación, como en los procedimientos que realiza el trabajador de forma de mejorar sus condiciones en el lugar de trabajo donde se encuentre más expuesto y de esta forma disminuir la probabilidad de incorporación y por tanto la dosis recibida.

Desventajas

Se debe realizar un protocolo de calibración distinto para cada radioisótopo. Es necesario contar con los fantomas adecuados para cada órgano y para cada radioisótopo. Si bien a priori la utilización de la cámara gamma permite disminuir los costos y tiempos

necesarios que conllevaría trasladar al personal a los contadores de cuerpo entero, ello implicaría la no utilización de la cámara gamma para el fin que fue adquirida por lo que sería necesario evaluar la relación costo beneficio.

En la actualidad no existe ninguna reglamentación vigente sobre el protocolo propuesto. La vigilancia radiológica individual de las dosis ocupacionales en medicina nuclear, comprende únicamente la estimación de dosis debido a exposición externa a cuerpo entero o en manos mediante los dosímetros de película o TLD. En cuanto a las exposiciones internas es necesario contar con un contador de cuerpo entero o con un equipo de espectrometría gamma.

La determinación de las dosis por exposición interna por la incorporación de radionucleidos al organismo humano no puede medirse directamente, sino que tienen que inferirse a partir de la Actividad medida en el cuerpo o en excretas. La evaluación dosimétrica se complica debido al hecho de que cada compuesto químico se comporta de forma diferente dentro del cuerpo, la distribución de la Actividad es inhomogénea y las dosis se prolongan a lo largo del tiempo.

El cálculo de la Dosis Efectiva Comprometida en caso de incorporación de material radiactivo, requiere la aplicación de modelos biocinéticos (que describen el comportamiento del radionucleido dentro del cuerpo) y de parámetros de entrada como el momento de la incorporación, el tipo de absorción del isótopo incorporado y el tamaño de partículas (AMAD). Incluso en el caso que toda esta información sea correcta, el resultado de E(50) depende de la habilidad del evaluador y de las herramientas (hardware/software) disponibles.

La implementación del protocolo se justifica en los siguientes casos:

Cuando resulte inviable el monitoreo en instituciones que ofrecen servicio de dosimetría interna, debido a los costos de transporte y al gran número de trabajadores potencialmente expuestos.

En situaciones de emergencia donde sea posible y factible el uso de las cámaras gamma. Para evitar el transporte de la persona, con sospecha de incorporación de algún radio nucleído,

para un contador de cuerpo entero convencional, cuando hubiera un centro de medicina nuclear cercano al sitio donde ocurrió el accidente, disminuyendo el tiempo de respuesta y economizando costos para la implementación de las contramedidas necesarias.

Cuando se cuente con los modelos biocinéticos, los parámetros de entrada, el tipo de absorción del isótopo incorporado y el tamaño de partículas (AMAD).

BIBLIOGRAFÍA:

Propuesta de un protocolo de calibración de cámaras gamma para estimación de la incorporación de radionucleidos en situaciones de emergencia Dantas, B.M., Lucena, E.; Terán, M.; Paolino, A.; Hermida, J.C.; Rojo, A.M.; Puerta, J.A.; Morales, J.; López Bejerano, G.M.; Alfaro, M.; Ruiz, M.A.; Videla, R.; Piñones, O.; Gónzalez, S.; Navarro, T.; Dantas, A.L.A.; Araujo, F.; Melo, D. y Cruz Suarez, R.

Aplicaciones de la radiactividad en el diagnóstico y la terapia – Richard Zimmermann Manual Práctico – ARN- Lic. Esteban Thomasz – Compilador -Sector Información Técnica de la

ARN Análisis de la influencia de parámetros radiológicos relacionados con la esposicion interna de

los trabajadores de medicina nuclear con 131I – Lic. Erika Rodriguez Carrascal Monitoreo de la contaminación interna de personal ocupacionalmente expuesto en servicios de

medicina nuclear mediante el uso de gamma cámaras - Terán. M, Paolino.A, Hermida.J.C, Savio,Dantas.B.M

Uso de una Metodología de Calibración de Cámaras Gamma para la Vigilancia de Trabajadores usando un Simulador de Tiroides - ALFARO MERCEDES, MOLINA GUSTAVO, VAZQUEZ RAÚL, GARCÍA OLGA Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares, México. Carretera México-Toluca S/N, La Marquesa, Ocoyoacac, Estado de México, México, C.P. 52750.

Normas de la ARN - www.arn.gov.ar Manual ARN – Capítulos 7 EMERGENCIAS RADIOLÓGICAS INFORME ANUAL 2004 Sistema de emergencias - ARN