TESIS MAESTR IA EN F ISICA MEDICA -...

TESISMAESTRIA EN FISICA MEDICA

ANALISIS DE LA INFLUENCIA DE PARAMETROSRADIOLOGICOS RELACIONADOS CON LA

EXPOSICION INTERNA DE LOS TRABAJADORES DEMEDICINA NUCLEAR CON 131I

Lic. Erika P. Rodrıguez Carrascal

Lic. Ana Maria RojoDIRECTORA

Mgs. Sebastian Gossio, Mgs. Nancy Puerta YepesCO-DIRECTORES

Lic. Erika P. Rodrıguez CarrascalMAESTRANDO

Instituto BalseiroComision Nacional de Energıa Atomica

Universidad Nacional de CuyoDiciembre 2009

Para el logro del triunfo siempre ha sido indispensable pasar por la senda de los

sacrificios.

Simon Bolıvar

A Martha por su amor y carino constante.

Erika

Agradecimientos

- A mis padres, hermanos, tıa, prima y el consentido Shemuel por el apoyo incondi-

cional y todo el carino que me han brindado en cada uno de los proyectos que me

he trazado. A mama y papa, todo lo que soy es gracias a ustedes.

- A la CNEA, Instituto Balseiro, FUESMEN y ARN por la oportunidad que se me

brindo para realizar esta maestrıa con el financiamieno otorgado y con todos los

conocimientos y experiencia impartidos durante este ano y medio de estudios.

- A mi directora la Lic. Ana Maria Rojo por todo el carino, apoyo y profesionalismo

brindado en todo momento. Gracias por tus buenos y oportunos consejos, por la

paciencia y buen humor. Gracias Ana.

- A mis co-directores Mgters. Sebastian Gossio y Nancy Puerta Yepez, por toda

la ayuda y amistad brindada. Y al resto del equipo de dosimetrıa interna: Adrian

Villella e Ines Gomez Parada por toda la colaboracion prestada y la buena voluntad

en todo momento.

- A todas aquellas personas con las cuales he compartido, me han ayudado y/o

acompanado en mi ano y medio en este lindo paıs. Ellos saben quienes son.

- Y por ultimo y no menos importante, quiero agradecer a quienes fueron como mi

familia durante este ano y medio, mis companeros y amigos de la maestrıa en fısica

medica: Gabi, Sebas, Richi, Eri, Mary y Pablo, fue una gran experiencia la vivi-

da con ustedes, aprendı tantas cosas enriquecedoras, gracias por todos los buenos

momentos, los quiero mucho.

Gracias Totales.

Indice general

1. Introduccion 1

1.1. Objetivos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2

1.1.1. Objetivo General . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2

1.1.2. Objetivos especıficos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2

2. Criterios de Proteccion Radiologica en Medicina Nuclear 4

2.1. Identificacion y analisis de escenarios . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4

2.1.1. Pasos a seguir para determinar en que clasificacion se encuentra

un Laboratorio de Radionucleidos . . . . . . . . . . . . . . . . . 6

2.2. Aplicacion de Analisis de Escenarios a un Servicio de Medicina Nuclear 8

2.3. Limitacion de dosis . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9

2.4. Situacion Actual Internacional . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 12

3. Programa de Monitoreo Individual en Medicina Nuclear 15

3.1. Clasificacion de las areas de trabajo en un SMN . . . . . . . . . . . . . 16

3.2. Tipos de Monitoreo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 18

3.3. Clasificacion de los trabajadores . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 19

3.4. Eleccion de los Metodos de Medicion de la Exposicion Interna . . . . . 20

3.5. Metodos de calculo de dosis con los software disponibles . . . . . . . . 22

3.6. Otros elementos que forman parte del diseno de un programa de moni-

toreo individual . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 24

4. Protocolo de Monitoreo Operacional en un SMN para 131I 25

4.1. Objetivos generales del Protocolo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 25

4.2. Acciones Previas . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27

4.2.1. Revision de los Procedimientos e Instalacion . . . . . . . . . . . 27

INDICE GENERAL v

4.2.2. Revision de las condiciones de cada trabajador por individual . 28

4.2.3. Diseno de un plan de monitoreo . . . . . . . . . . . . . . . . . . 28

4.3. Implementacion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 31

4.3.1. Mediciones In Vivo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 31

4.3.2. Mediciones In Vitro . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 36

4.4. Evaluacion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 40

4.5. Criterios a establecer luego de culminada la Evaluacion de un Monitoreo

Operacional . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 40

5. Analisis del Modelo Biocinetico del Iodo 42

5.1. Modelo Biocinetico del Tracto Respiratorio - ICRP 66 . . . . . . . . . . 43

5.1.1. Descripcion del Modelo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 43

5.2. Modelo Biocinetico del Tracto Gastrointestinal . . . . . . . . . . . . . . 49

5.3. Modelo Biocinetico para el Iodo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 51

5.3.1. Data dosimetrica . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 54

6. Estimacion de Dosis Efectiva Comprometida E(50) 58

6.1. Estimacion de la Incorporacion con un solo dato de medicion . . . . . . 59

6.1.1. Monitoreo Rutinario . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 59

6.2. Estimacion de la Incorporacion con multiples mediciones . . . . . . . . 62

6.3. Calculo de la dosis efectiva comprometida [E(50)] . . . . . . . . . . . . 64

7. Software de Calculo DOSIE 65

7.1. Inicio . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 66

7.2. Modulo de Calculo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 67

7.2.1. Eleccion de los Parametros del Modelo . . . . . . . . . . . . . . 68

7.2.2. Calculo de m(t) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 68

7.2.3. Seleccion Tipo de Monitoreo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 69

7.3. Aplicacion del programa DOSIE v 1.0 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 75

7.3.1. 1era Verificacion: Valores de m(t) obtenidos en el software DOSIE 75

7.3.2. 2era Verificacion: Estimacion de la Incorporacion y Dosis Efectiva

Comprometida E(50) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 77

8. Conclusiones 80

INDICE GENERAL vi

A. Definiciones Basicas 82

A.1. Glosario de Terminos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 82

A.2. Tablas . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 85

Apendices 82

B. Solucion del Problema Compartimental 87

B.1. Modelos de Compartimentos lineales . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 87

B.2. Metodo Matricial . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 89

B.3. Ecuaciones del Modelo Biocinetico del I-131 Inhalacion . . . . . . . . . 91

C. Criterios para rechazar el ajuste 95

C.1. Definicion de test de chi-cuadrado estadıstico . . . . . . . . . . . . . . . 95

Indice de figuras

3.1. Esquema de calculo de dosis e incorporacion . . . . . . . . . . . . . . . 22

4.1. Esquema General del Programa de Monitoreo Individual Operacional de

la exposicion interna de los trabajadores de un SMN . . . . . . . . . . 26

4.2. Sistema de Espectrometrıa gamma . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 29

4.3. Camara gamma . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 29

4.4. Curva de retencion del 131I en tiroides en funcion del tiempo posterior a

la incorporacion de 1 Bq. Curva obtenida a partir de resolver el problema

compartimental en MATLAB . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 30

4.5. Disposicion de las fuentes puntuales al detector para la calibracion en

energıa . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 32

4.6. Espectro caracterıstico del 137Cs . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 32

4.7. Maniquı simulador de cuello y tiroides . . . . . . . . . . . . . . . . . . 33

4.8. Calibracion en eficiencia . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 34

4.9. Determinacion del fondo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 35

4.10. Calibracion de la camara gamma con el simulador de tiroides [21] . . . 36

4.11. (a) Muestreo de Area. (b) Muestreo Personal . . . . . . . . . . . . . . . 38

4.12. Revision de la contaminacion externa . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 39

5.1. Modelo general que describe el tracto respiratorio . . . . . . . . . . . . 44

5.2. Division del tracto respiratorio en 14 compartimentos, segun ICRP 66 . 46

5.3. Modelo del Tracto Gastrointestinal . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 50

5.4. Modelo biocinetico para el Iodo en adultos, ICRP Publicacion 67 y refe-

rencia [30] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 52

5.5. Esquema de decaimiento del 131I. Las energıas asociadas se pueden ver

en la tabla 5.6 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 53

INDICE DE FIGURAS viii

5.6. Modelo Biocinetico del 131I considerando una incorporacion, tipo F por

inhalacion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 56

6.1. Esquema de calculo de dosis e incorporacion . . . . . . . . . . . . . . . 58

7.1. Esquema general de las caracterısticas que posee el programa DOSIE . 66

7.2. Pantalla de Inicio de DOSIE . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 67

7.3. Modulo de calculo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 67

7.4. Calculo de m(t) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 69

7.5. Casillas de Ingreso de datos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 70

7.6. Influencia Incorporaciones previas . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 71

7.7. Influencia Incorporaciones previas . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 71

7.8. Casillas de Ingreso de datos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 72

7.9. Opcion Monitoreo Especial . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 72

7.10. Mensaje: Instructivo data.xls . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 73

7.11. Cargar data.xls . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 73

7.12. Mensaje informativo y pantalla de resultados obtenidos . . . . . . . . . 74

7.13. Visualizacion grafica de los datos manejados. Criterio visual del ajuste

realizado.(Ejemplo de 3 mediciones) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 74

7.14. Valores de m(t) para 131I, Inhalacion con AMAD=5µm . . . . . . . . . 76

7.15. Valores de m(t) para 131I, Inhalacion Tipo V (vapor) . . . . . . . . . . 77

7.16. Valores de m(t) para 131I, Ingestion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 77

7.17. Mediciones Caso: ejemplo de Inhalacion Aguda, Evaluacion con el DOSIE 79

B.1. Modelo general bicompartimental . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 87

B.2. Modelo Biocinetico del 131I considerando una incorporacion tipo F por

inhalacion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 91

C.1. Una distribucion teorica del chi-cuadrado (χ2) con 10 grados de libertad

[18] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 96

Indice de Tablas

2.1. Clasificacion de los tipos de laboratorios en base al tipo de radiotoxici-

dad de los radionucleidos usados y la actividad manejada en cualquier

momento [1] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8

3.1. Caracterısticas del 131I . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 18

3.2. Necesidad de un programa de monitoreo de acuerdo a la situacion de

exposicion [5] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 19

4.1. Comparacion entre las principales caracterısticas del 131I y el 133Ba [14] 33

5.1. Fraccion de deposicion para un trabajador estandar, con una tasa de

respiracion normal de 1.2 m3/h . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 45

5.2. Valores de deposiciones iniciales Di en el Tracto Respiratorio para varios

AMAD . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 47

5.3. Tipos de absorcion [3] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 49

5.4. Clasificacion de los gases y vapores [3] . . . . . . . . . . . . . . . . . . 49

5.5. Caracterısticas del TGI [24] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 50

5.6. Energıas asociadas al esquema de decaimiento del 131I. [14] . . . . . . . 54

5.7. Compuesto, tipo de absorcion y valores de f1, (tomado del ICRP 78 [30]) 54

5.8. Coeficiente de dosis . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 55

5.9. Tecnica de Medicion [30] . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 55

7.1. Eleccion de parametros del modelo biocinetico a ser usado para el calculo

de los valores de m(t) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 68

7.2. Seleccion del Tipo de Monitoreo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 69

7.3. Opcion Monitoreo Rutinario . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 70

7.4. Medicion de la actividad de 131I retenida en tiroides . . . . . . . . . . . 78

INDICE DE TABLAS x

7.5. Resultados de la estimacion de incorporacion y E(50) . . . . . . . . . . 79

A.1. Valores de CDA de 131I para distintas clases de modo de inhalacion [30] 83

A.2. Valores de ALI de 131I para distintas clases de modo de inhalacion [30] 84

A.3. Clasificacion de los radionucleidos de acuerdo a su relativa radiotoxicidad

por unidad de actividad . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 86

Resumen

ANALISIS DE LA INFLUENCIA DE PARAMETROS RADIOLOGICOS

RELACIONADOS CON LA EXPOSICION INTERNA DE LOS

TRABAJADORES DE MEDICINA NUCLEAR CON 131I

Se ha identificado al 131I como uno de los radionucleidos de mayor potencialidad de exposicion inter-

na significativa durante los procedimientos de fraccionamiento y/o administracion de dosis terapeuticas

en medicina nuclear, debido a su alta radiotoxicidad y alta volatilidad a temperatura ambiente. Por lo

tanto es de interes relevar la exposicion interna en aquellos lugares donde se realicen tareas de mani-

pulacion de fuentes abiertas que permita la evaluacion de la proteccion radiologica de los trabajadores.

En este trabajo se presenta una propuesta sencilla y concreta de monitoreo operacional ocupacional

de la exposicion interna sobre la base a las publicaciones actuales IAEA [3], ICRP [23, 30], ISO 20553

[5] y el proyecto IDEAS [18] que puede ser aplicada en los SMN de distintos hospitales utilizando los

equipos disponibles en la instalacion. Esta propuesta incluye el desarrollo de una nueva herramienta

de calculo de dosis desarrollada en MATLAB, llamada DOSIE V1.0, enfocada especialmente en la

evaluacion de las mediciones que se realicen dentro de programas de monitoreo debido a incorporacion

de material radiactivo en el ambito de la medicina nuclear. 1

1Palabras clave: Medicina Nuclear, Monitoreo, Operacional, DOSIE, Radiologico, parametros

Capıtulo 1

Introduccion

En los ultimos anos, el uso de fuentes de radiacion ionizante en forma de fuentes

abiertas se ha incrementado notablemente como consecuencia del aumento en el nume-

ro de Servicios de Medicina Nuclear (SMN) y de la produccion de nuevos radiofarmacos

en vista de los beneficios que estas practicas ofrecen en el diagnostico y tratamiento de

diversas patologıas.

Desde el punto de vista ocupacional, durante el desarrollo de practicas que involu-

cran la manipulacion 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 exposicion:

Exposicion externa a cuerpo entero.

Exposicion externa en forma localizada, en particular de manos y piel.

Exposicion interna debido a incorporacion de material radiactivo durante el fraccio-

namiento y administracion de radiofarmacos, cuya vıa principal de incorporacion

es la inhalacion.

En la actualidad la vigilancia radiologica individual de las dosis ocupacionales en

medicina nuclear, comprende unicamente la estimacion de dosis debido a exposicion

externa a cuerpo entero o en manos mediante los dosımetros de pelıcula o TLD, no

existiendo un criterio generalizado de evaluacion de las dosis ocupacionales debido a

incorporacion de material radiactivo.

CAPITULO 1. INTRODUCCION 2

Especıficamente, se ha identificado que es el 131I uno de los radionucleidos mas uti-

lizados y que presenta mayor potencialidad de exposicion interna significativa para los

trabajadores cuando se realizan tareas de manipulacion o fraccionamiento. Es por ello

que el grupo de Dosimetrıa Interna de la Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN), dentro

del marco del Proyecto de Investigacion y Desarrollo, ha establecido la necesidad de di-

senar e implementar un programa de monitoreo operacional en diferentes instituciones

hospitalarias donde sea manipulado este radionucleido.

Este trabajo plantea una propuesta para el relevamiento de las exposiciones internas

que comienza con la evaluacion de parametros radiologicos de interes necesarios para

la implementacion de un programa de monitoreo. Los objetivos que se plantean en este

trabajo, se presentan a continuacion.

1.1. Objetivos

1.1.1. Objetivo General

Proponer un programa de vigilancia radiologica operacional para la evaluacion de

las dosis ocupacionales debido a la incorporacion de 131I en centros de medicina nuclear.

1.1.2. Objetivos especıficos

Analizar los parametros fısicos y radiologicos de interes y los metodos utilizados

para la evaluacion de la exposicion interna.

Revisar y analizar los modelos biocineticos propuesto por la Comision Internacional

de Proteccion Radiologica (ICRP, siglas en ingles) en las publicaciones 30, 66 y 78

[24, 29, 30].

Desarrollar una herramienta de calculo en MATLAB (DOSIE (Doses and Intake

Estimation)) que resuelva el sistema matricial derivado del modelo de comparti-

mentos del 131I y realice el calculo de dosis, basado en el procedimiento de calculo

de la actividad de radionucleido incorporado y de la dosis efectiva comprometida

propuesto por las guıas IDEAS (Guıas de la Comunidad Europea para el Calculo

de Dosis por Exposicion Interna) [18].

CAPITULO 1. INTRODUCCION 3

Verificar los resultados obtenidos con el software de calculo DOSIE desarrolla-

do en este trabajo, comparandolo con los otros metodos de calculo de actividad

incorporada y estimacion de la Dosis Efectiva Comprometida E(50).

Capıtulo 2

Criterios de Proteccion Radiologica en Medicina

Nuclear

Existen dos criterios importantes que permiten identificar la necesidad de implantar

un programa de proteccion radiologica en centros donde se realizan tareas relaciona-

das con la manipulacion de material radiactivo en forma de fuentes abiertas, estos son:

identificacion y analisis de escenarios, y sistema de limitacion de dosis que permiten

establecer niveles de referencia a la hora de realizar evaluaciones.

El paso inicial para establecer la necesidad de realizar un programa de monitoreo

operacional es por medio de la identificacion y analisis de escenarios; posteriormente

es importante establecer un sistema de limitacion de dosis adecuado al escenario de

acuerdo a lo sugerido por las referencias [2, 19].

2.1. Identificacion y analisis de escenarios

La manipulacion y uso de fuentes radiactivas en forma de fuentes abiertas pue-

de ocasionar dispersion del material durante su manipulacion, y aquellos trabajadores

involucrados en estas actividades pueden recibir dosis debido a exposicion externa y

exposicion interna. Con el objetivo de asegurar una adecuada proteccion en los luga-

res de trabajo, la OIEA en la Safety Series No 1 [1], introduce una clasificacion de

las instalaciones o laboratorios de acuerdo a la radiotoxicidad de los radionucleidos que

se utilizan, la actividad utilizada de los mismos, y a los procesos a los que son sometidos.

Primeramente definimos como “Instalaciones Radiactivas” aquellas en las que

CAPITULO 2. CRITERIOS DE PROTECCION RADIOLOGICA EN MEDICINA NUCLEAR 5

se producen, fabrican, almacenan o usan fuentes radiactivas o dispositivos generadores

de radiacion ionizante, o en las que se tratan, acondicionan o almacenan desechos ra-

diactivos. Dentro de esta definicion entra un laboratorio de radionucleidos en donde se

producen, fabrican, almacenan o manipulan sustancias radiactivas en forma de fuentes

abiertas.

Segun la referencia [1], los laboratorios de radionucleidos presentan una clasificacion

en tipo C, B y A; la cual se basa en el tipo de radiotoxicidad del radionucleido usado en

la instalacion, la actividad manejada en cualquier momento, y la naturaleza del trabajo

realizado. Adicionalmente se toma en cuenta la clasificacion de Areas Supervisadas y

Areas Controladas tal como lo especifican las referencias [2, 23].

Las referencias [1, 9] describen estos tipos de laboratorio de la siguiente forma: Un la-

boratorio tipo C, es un laboratorio quımico de buena calidad, es decir; un laboratorio

previsto para la manipulacion de radionucleidos de bajas actividades, cuya estructura

y equipos usados en dicha instalacion son similares a las de un laboratorio de quımica

moderno. Entre las caracterısticas mas relevantes que debe poseer este tipo de insta-

laciones se remarca que: debe proveer un adecuado sistema de ventilacion y alarmas

de humo e instalaciones sencillas para contener derrames con cubiertas desechables y/o

lavables para superficies de trabajo. Las paredes y techos deben estar cubiertos con

pintura lavable y no porosa y pisos con baldosas de caucho o de cloruro polivinilo.

Un laboratorio tipo B, esta disenado especialmente para la manipulacion de radio-

nucleidos. Entre las caracterısticas mas relevantes que presenta este tipo de instalacion

se senala que en adicion a las especificaciones descritas brevemente para un laborato-

rio tipo C; en este caso el diseno de las uniones de pisos, paredes, techo y superficies

de trabajo deben estar completamente selladas. Debe existir un sistema de ventilacion

mecanica que permita mantener la presion de aire en el area de manipulacion durante

el uso de sustancias radiactivas. Todas las operaciones que tengan la probabilidad de

producir contaminacion radiactiva en aire, debe realizarse a presiones menores a la at-

mosferica o dentro de campanas de extraccion de aire o cajas de guantes. Se recomienda

la instalacion de extractores de aire que deben encontrarse localizados tan cerca como

sea posible de la campana de humo de forma de prevenir la acumulacion y recirculacion

de sustancias radiactivas en dicha region.


En cuanto a un laboratorio tipo A, es un tipo de laboratorio especialmente di-

senado para el manejo de grandes actividades de sustancias radiactivas. La maxima

cantidad de material radiactivo que puede ser manipulado en este tipo de instalaciones

dependera de las condiciones ambientales, los sistemas de seguridad del laboratorio,

las propiedades y actividades de los radionucleidos usados. En algunos casos debe ser

evaluado y realizado el calculo de blindaje de dichas instalaciones. Deben estar bien

delimitados y diferenciados los distintos lugares de trabajo de acuerdo a la naturaleza

de las operaciones realizadas y debe existir un sistema de seguridad fısica en toda la

instalacion para vigilar la seguridad de las misma con un sistema de monitoreo personal

a la salida de las areas controladas, con el fin de garantizar que las personas que salgan

de dichas areas, esten libres de contaminacion radiactiva. Las especificaciones descritas

para los laboratorios tipo C y B son tomados en cuenta.

A la hora de poder identificar en que tipo de laboratorio se encuentra clasificada la

instalacion a evaluar de acuerdo a los parametros antes senalados (radiotoxicidad del

radionucleido involucrado, actividad manejada en todo momento, tipo de trabajo rea-

lizado, etc.), se pueden seguir una serie de pasos los cuales se describen a continuacion.

2.1.1. Pasos a seguir para determinar en que clasificacion se encuentra un

Laboratorio de Radionucleidos

Para determinar el tipo de laboratorio en que se encuentra una determinada insta-

lacion, se debe:

1. Determinar el o los radionucleidos que se van a utilizar en la instalacion, ası como

la (o las) actividad(es) de los mismos que se pretenden manejar.

2. Determinar la radiotoxicidad de los radionucleidos identificados.

La radiotoxicidad de un radionucleido esta definida como la capacidad que tiene

un radionucleido para producir una lesion en virtud de sus emisiones radiactivas,

cuando es incorporado al cuerpo. Un radionucleido puede ser clasificado en uno de

los cuatro siguientes grupos de radiotoxicidad por unidad de actividad:


Grupo I: Toxicidad muy alta,

Grupo II: Toxicidad alta,

Grupo III: Toxicidad moderada,

Grupo IV: Toxicidad baja.

La clasificacion de los radionucleidos de acuerdo a su radiotoxicidad se muestran

en la tabla A.3 del apendice A. Esta clasificacion esta basada principalmente en el

riesgo de inhalacion.

3. Identificar de la tabla A.3 del apendice A el grupo al que pertenece el radionucleido

de mayor radiotoxicidad, es decir, en el caso de que sean usados varios radionu-

cleidos, la clasificacion dependera del radionucleido de mayor radiotoxicidad.

4. Tomar en cuenta el tipo de operaciones que se van a realizar en dicha instalacion,

con el o los radionucleidos seleccionados. A cada tipo de operacion le corresponde

un factor de modificacion especıfico que puede ser aplicado en la clasificacion final

del tipo de actividades que puede llegar a manejar un laboratorio tipo C, B o A.

Los coeficientes para varias operaciones son los siguientes [1]:

Procedimiento Factor de Modificacion

Deposito (soluciones madres) x 100

Operaciones simples por vıa humeda x 10

Operaciones quımicas normales x 1

Operaciones complejas por vıa humeda con riesgo de derrame x 0.1

Operaciones simples por vıa seca x 0.1

Operaciones por vıa seca y/o con sustancias en polvo x 0.01

5. Una vez determinada la radiotoxicidad del radionucleido de interes, la cantidad

de actividad a ser manejada y especificando el factor de modificacion que corres-

ponde al tipo de operacion(es) realizada(s), se determina el tipo de laboratorio de

radionucleidos, aplicando los factores de modificacion en las ultimas tres columnas

de la Tabla 2.1.


Tabla 2.1: Clasificacion de los tipos de laboratorios en base al tipo de radiotoxicidad de los

radionucleidos usados y la actividad manejada en cualquier momento [1]

RadiotoxicidadCantidad mınima

considerada (kBq)

Clasificacion de la Instalacion

Tipo C Tipo B Tipo A

Muy alta 3.7 ≤ 370 KBq 370 KBq - 370 MBq ≥ 370 MBq

Alta 37 ≤ 3.7MBq 3.7 MBq - 3.7 GBq ≥ 3.7 GBq

Moderada 370 ≤37 MBq 37 MBq - 37 GBq ≥ 37 GBq

Baja 3700 ≤ 370 MBq 370 MBq - 370 GBq ≥ 370 GBq

La aplicacion de un factor de modificacion sobre los valores especificados en la ulti-

mas 3 columnas de la tabla 2.1, acota en un rango la maxima actividad permitida que

puede ser manejada en cualquier momento y que no debe ser excedida.

Un ejemplo especifico de la aplicacion de estos pasos se puede llevar a cabo para

identificar en que tipo de laboratorio de radionucleidos se encuentra ubicado un servicio

de medicina nuclear en donde se manipulan diversos tipos de radionucleidos, entre los

que se encuentra el 131I, ya que es de interes en este trabajo este caso en particular.

2.2. Aplicacion de Analisis de Escenarios a un Servicio de Me-

dicina Nuclear

Uno de los radionucleidos mas utilizados en un servicio de medicina nuclear para

el diagnostico de patologıas tiroideas y en terapia para destruir el tejido tiroideo re-

manente post tiroidectomıa total, ası como las metastasis locales y a distancia de los

pacientes con carcinomas papilares o foliculares de tiroides es el 131I y desde el punto

de vista del control de los trabajadores es de gran interes debido a las cantidades que

son manipuladas. (Ver Capitulo 5).

Para identificar el tipo de laboratorio de radionucleidos en el que se encuentra un

Servicio de Medicina Nuclear en donde se puede llegar a manipular semanalmente has-

ta 18.5GBq (500mCi) de 131I, se siguen los pasos descriptos en la seccion 2.1.1, de la

siguiente forma:

El 131I se encuentra dentro del grupo 2 de la clasificacion de radionucleidos con


radiotoxicidad alta. De acuerdo a la experiencia observada en los diversos centros de

medicina nuclear y desde el punto de vista del control de los trabajadores, la operacion

donde ocurre mayor probabilidad de incorporacion de este radionucleido es el fraccio-

namiento y/o elusion (en soluciones lıquidas), que segun la referencia [11] se identifica

como “Operaciones con lıquidos volatiles” y que dentro de la descripcion de operacion

de la IAEA en la referencia [1] se clasifica como “Operaciones complejas por vıa humeda

con riesgo de derrame” lo cual presenta un factor de modificacion de x0.1. Este factor

al ser multiplicado a las ultimas 3 columnas de la Tabla 2.1 y suponiendo que por lo

menos una vez a la semana se fracciona y administra una dosis terapeutica de 5.5 GBq

(150 mCi), tenemos que:

Un centro de medicina nuclear que manipula 131I para terapia se encuentra

clasificado como un laboratorio de radionucleidos tipo A, cuyas caracterısti-

cas relevantes que debe poseer este tipo de instalacion estan descritas en la

seccion 2.1.

Entre la especificacion mas importante que deben poseer este tipo de instalacion

se describe [9] que la manipulacion de fuentes abiertas con sustancias volatiles, gases y

aerosoles (tal como ocurre con el 131I) debe realizarse dentro de campanas de extraccion

de aire adecuadas, si es posible con filtros de retencion para impedir la dispersion del

material en el ambiente y los lugares de trabajo deberan disponer de un sistema de

ventilacion apropiado.

2.3. Limitacion de dosis

En base a lo descrito en la seccion anterior, y siguiendo con los criterios que deben

ser considerados para determinar la necesidad de implementar un programa de moni-

toreo ocupacional debido a exposiciones internas, es de interes realizar una revision del

sistema de limitacion de dosis, que es uno de los tres principios basicos en los que se

basan los sistemas de proteccion radiologica de acuerdo a lo establecido por la ICRP

103 [23], y que es tomado en cuenta en aquellos lugares de trabajo donde se realizan

labores de manipulacion de radionucleidos.


El Organismo Internacional de Energıa Atomica en la norma basica No 115 (NBS)

[2] establece que, todo trabajador ocupacionalmente expuesto debera ser sometido a un

programa de vigilancia radiologica ocupacional, segun los riesgos radiologicos inheren-

tes al puesto de trabajo.

Con el proposito de establecer un sistema de limitacion de dosis que proteja a los

trabajadores, se fijan los siguientes lımites de dosis:

1. Dosis Efectiva de 100 mSv a cuerpo entero, por un promedio de 5 anos, ponderado

a 20 mSv anual y nunca mayor de 50 mSv.

2. Dosis Equivalente al cristalino de 150 mSv en un ano.

3. Dosis Equivalente a las extremidades o la piel de 500 mSv en un ano.

A los efectos de cumplir con los lımites de dosis establecidos en el parrafo anterior,

debe tomarse en cuenta la dosis equivalente personal causada por exposicion externa a

radiacion penetrante en un perıodo especificado y la dosis equivalente comprometida o

la dosis efectiva comprometida causada por incorporaciones de substancias radiactivas

en el mismo perıodo, verificandose esto por medio de los siguientes metodos:

a. Comparando la dosis efectiva total con el lımite de dosis correspondiente, en cuyo

caso la dosis efectiva total se calculara con arreglo de la siguiente expresion:

ET = Hp(d) +∑j

e(g)j,ingIj,ing +∑j

e(g)j,inhIinh (2.1)

Donde:

ET = Dosis Efectiva personal debida a la exposicion a radiacion penetrante du-

rante el ano. Expresado en Sv.

Hp(d) = Dosis Equivalente personal en profundidad, expresado en Sv.

e(g)j,ing/inh = Dosis efectiva comprometida por unidad de incorporacion por in-

gestion o inhalacion del radionucleido j por el grupo de edad g. En terminos de

Sv/Bq.

Ij,ing/inh = Incorporacion por ingestion o inhalacion del radionucleido j. Expresado

en terminos de actividad (Bq).


b. O satisfaciendo la siguiente condicion:

Hp(d)

DL+∑j

Ij,ingIj,ing,L

+∑j

Ij,inhIj,inh,L

≤ 1 (2.2)

Donde:

DL = es el lımite de dosis anual aplicable de dosis efectiva.

El factor L corresponde al lımite anual de incorporacion por radionucleido.

Los valores de Ij,L son obtenidos a partir de los valores correspondientes de la

dosis efectiva comprometida por unidad de incorporacion, aplicando la siguiente

relacion:

Ij,L =DL

ej,inh(2.3)

En el caso de los trabajadores en medicina nuclear de acuerdo al puesto de trabajo,

se dara cumplimiento de los lımites de dosis siempre y cuando se satisfaga la siguiente

ecuacion, la cual ha sido derivada a partir de la ecuacion 2.1:

ET = Hp(d) +∑j

e(g)j,inhIinh (2.4)

Considerando que la vıa principal de incorporacion es la inhalacion. En la practica

para verificar que se satisfagan los lımites de dosis de acuerdo a la ecuacion anterior, la

vigilancia radiologica individual de estos trabajadores comprendera:

Vigilancia Radiologica de las dosis debido a exposicion de radiacion externa a

cuerpo entero.

Vigilancia Radiologica de las dosis debido a exposicion de radiacion externa en

manos.

Vigilancia Radiologica de las dosis ocupacionales debido a incorporacion de mate-

rial radiactivo.

Como se expreso en la introduccion, en la actualidad la vigilancia radiologica indi-

vidual de las dosis ocupacionales en medicina nuclear, comprende unicamente la esti-

macion de dosis debido a exposicion externa a cuerpo entero o en manos mediante los

dosımetros de pelıcula o TLD, no existiendo un criterio generalizado de evaluacion de

las dosis ocupacionales debido a incorporacion de material radiactivo. En otras pala-

bras, unicamente el termino Hp(10) es tomado en consideracion para fines de vigilancia


radiologica individual.

Una adecuada forma de verificar que las dosis que reciben los trabajadores debido

a exposiciones internas por la manipulacion de 131I no superen los niveles de referencia

que establece el Estandar Internacional ISO 20553 [5], es por medio del diseno de un

programa de monitoreo operacional que este directamente relacionado con labores es-

pecificas dentro de areas de trabajo controladas y que este acotado en el tiempo.

Sin embargo, al realizar una revision acerca de los requerimientos de monitoreo indi-

vidual de la exposicion interna de los trabajadores en un Servicio de Medicina Nuclear

en el mundo, se encontro que no existe una reglamentacion nacional que especifique la

obligatoriedad de realizarse dicha evaluacion. Los antecedentes de la situacion actual

de diversos paıses se muestran a continuacion.

2.4. Situacion Actual Internacional

Argentina: Para los servicios de medicina nuclear no es un requerimiento “a

priori” el monitoreo individual rutinario de los trabajadores que manipulan 131I.

[12].

Australia: En la publicacion AS2243 part 4 pp 80 de la ARPANSA se especifica

que la evaluacion de la incorporacion por diferentes metodos solo se lleva a cabo

si existe la posibilidad de exposicion a fuentes abiertas. Pero debido a que solo

se manipula 131I en forma de capsulas no se realiza rutinariamente la medicion

de la exposicion interna. Existiendo sin embargo la capacidad para responder a

incidentes.

Italia: En los servicios de medicina nuclear no existe un requerimiento nacional

de realizar rutinariamente la medicion de la exposicion interna, aunque todos los

servicios de medicina nuclear realizan rutinariamente la medicion quincenal de la

actividad retenida en la tiroides de los trabajadores involucrados en terapia con

yodo, siendo menos comun los involucrados en la parte de diagnostico. Esta tarea

es de los fısicos que forman parte del SMN por requerimiento. En la mayorıa de

los centros se utilizan capsulas de 131I, nunca lıquido por su volatilidad.

Francia: En los Servicios de Medicina Nuclear no existe un requisito nacional en


Francia en lo que concierne al la vigilancia radiologica para 131I. Sin embargo a los

trabajadores se les realiza en un intervalo de 6 meses un monitoreo rutinario de

muestras de orina, no realizandose mediciones in vivo.

Espana: En los servicios de medicina nuclear no existe un requerimiento nacional

de realizar rutinariamente la medicion de la exposicion interna.

Alemania: Existe un requerimiento nacional de realizar rutinariamente la medi-

cion de la exposicion interna de los trabajadores que superen 1 mSv/ano. Se realiza

a los involucrados en terapia con yodo la medicion quincenal de la actividad rete-

nida en la tiroides de los trabajadores.

UK: En los servicios de medicina nuclear no existe un requerimiento nacional de

realizar rutinariamente la medicion de la exposicion interna. Si realizan medicion

de tiroides de los trabajadores involucrados en terapia con yodo.

USA: La US Nuclear Regulatory Comission establece en su publicacion U:S:

NRC - 20.1502 “Condiciones para el monitoreo individual de la exposicion interna”

que: ... Cada responsable de licencia realizara el monitoreo de la incorporacion de

material radiactivo y evaluara la dosis efectiva en los trabajadores que reciban en

1 ano una incorporacion que supere 10 % del ALI.

Uruguay: En el Hospital de Clınicas de Montevideo se realiza rutinariamente la

medicion quincenal de la actividad retenida en la tiroides de los trabajadores de

todo el paıs. Es requerimiento de la Autoridad Regulatoria de Uruguay desde 2006.

Dado que existe un crecimiento en cantidad de los Servicios de Medicina Nuclear

donde se realiza la manipulacion de 131I en terapia de las patologıas tiroideas, y en

base a los antecedentes y criterios descritos anteriormente, se senala la necesidad de

proponer el diseno de un programa de monitoreo debido a las exposiciones internas que

reciben los trabajadores en esta area.

En este trabajo se realizara una revision de los parametros fısicos y radiologicos

que son necesarios para el diseno de un programa de monitoreo debido a exposiciones

internas, dando una propuesta de un programa de monitoreo operacional debido a la

incorporacion de 131I que permita una evaluacion inicial de dosis y de esta forma se

pueda clasificar a los trabajadores que deben ingresar a programas de monitoreos mas


especıficos y/o tomar acciones preventivas para asegurar que las condiciones de trabajo

sean las adecuadas y se de un cabal cumplimiento de los lımites de dosis establecidos

internacionalmente [2, 23]. En el siguiente capitulo se describen los componentes que

debe poseer un programa de monitoreo, que nos sirva de base para la propuesta que se

desea realizar.

En la busqueda del mejoramiento de los programas de monitoreo ocupacionales de-

bido a las exposiciones internas, y enriqueciendo la propuesta del diseno de monitoreo

operacional que se vera en detalle en el Capıtulo 3; en este trabajo se desarrollara una

herramienta de calculo de dosis debido a la incorporacion de radionucleidos involucrados

en el area de medicina nuclear, con la incorporacion inicial de los modelos biocineticos

del 131I propuestos por la ICRP en sus publicaciones 30 y 66 respectivamente [24, 29].

Capıtulo 3

Programa de Monitoreo Individual en Medicina

Nuclear

Los programas de monitoreo para exposicion ocupacional son disenados con el obje-

tivo principal de proporcionar un nivel adecuado de proteccion en el lugar de trabajo

por medio de la evaluacion de las condiciones en el mismo y de las exposiciones indivi-

duales. Este proceso de evaluacion requiere de la estimacion de las exposiciones externas

e internas para llegar a la evaluacion de dosis efectiva total Et en el individuo durante

un periodo especifico, y de esta forma demostrar el cumplimiento de los lımites de dosis.

La evaluacion de las exposiciones internas se lleva a cabo por medio de la implan-

tacion de un programa de monitoreo, que de acuerdo al Estandar Internacional ISO

20553 [5], debe formar parte de un programa de proteccion radiologica global, y cuyo

proposito general esta orientado en verificar y documentar que cada trabajador este

protegido adecuadamente contra los riesgos de incorporacion de radionucleidos, y que

esta proteccion cumpla con los requisitos legales actuales. Esta verificacion debe incluir

evaluaciones que permitan identificar las situaciones de trabajo en que existe el riesgo de

incorporacion de radionucleidos en los trabajadores, ası como la cuantificacion de una

probable incorporacion de material radiactivo y la dosis efectiva comprometida resul-

tante de dicha incorporacion, con la adecuada interpretacion de los resultados obtenidos.

Especıficamente, la decision de implementar un programa de monitoreo debido a

exposiciones internas en un Servicio de Medicina Nuclear (SMN), se basa en la identi-

ficacion y analisis inicial del escenario, ası como del establecimiento de un sistema de

limitacion de dosis de forma de verificar que los trabajadores de dicha instalacion estan

CAPITULO 3. PROGRAMA DE MONITOREO INDIVIDUAL EN MEDICINA NUCLEAR 16

protegidos en las labores de trabajo que realicen. En el Capıtulo 2 se establecio que

la forma de realizar esta verificacion en un SMN es por medio de la evaluacion de la

ecuacion 2.4:

ET = Hp(d) +∑j

e(g)j,inhIinh

Sin embargo, en ese mismo Capıtulo se senalo que en la actualidad solo es evaluada la

magnitud Hp(d) debido a exposiciones externas a cuerpo entero y/o manos, generandose

la necesidad de implementar un programa de monitoreo individual que permita evaluar

la exposicion interna de los trabajadores de los SMN, especialmente a aquellos centros

en donde es manipulado 131I en forma lıquida para terapia.

Esto es debido a que el 131I es uno de los radionucleidos mas utilizados en medicina

nuclear y el que presenta mayor potencialidad de exposicion interna significativa debido

a su alta volatibilidad a temperatura ambiente, constituyendo un problema de protec-

cion radiologica en cuanto a la exposicion interna en locales donde se realicen tareas de

manipulacion de fuentes abiertas sin adecuados sistemas de extraccion de aire.

Es por ello que en este Capıtulo se presentan los parametros radiologicos que deben

ser tenidos en cuenta en un programa de monitoreo, que permita la evaluacion de la

exposicion interna de los trabajadores de Medicina Nuclear que tiene como objetivo

principal establecer en dichos centros una metodologıa simple y factible para el moni-

toreo de los trabajadores utilizando los equipos disponibles en los centros de medicina

nuclear.

3.1. Clasificacion de las areas de trabajo en un SMN

Un paso previo para reconocer la existencia de un evento significativo de incorpo-

racion si llegase a ocurrir, es ubicarse primeramente en el lugar de trabajo y evaluar

las condiciones presentes en el mismo. Esto se logra por medio de la identificacion y

analisis de escenarios, tal como lo establecimos en el Capıtulo 2.

Esta clasificacion que realiza la IAEA en la referencia [1] de los tipos de laboratorio

de radionucleido, toma en cuenta una la definicion de areas de trabajo en: Areas Su-


pervisadas y Areas Controladas. Estas areas de trabajo, tales como las define la ICRP

103 [23] e implementa la NBS No115 [2] establecen las bases del programa de monitoreo

ocupacional.

Las areas clasificadas como areas controladas, requieren un programa activo de mo-

nitoreo en curso, mientras que las designadas como areas supervisadas necesitan ser

tenidas en cuenta, pero generalmente no requieren control ni monitoreo. De esta forma,

se hace enfasis en el monitoreo de aquellos que trabajan en areas controladas, partiendo

de la premisa de que son estos trabajadores los que presentan una mayor probabilidad

de exposicion. Y aunque el monitoreo individual no es necesario en areas supervisa-

das, no debe ignorarse la exposicion ocupacional de trabajadores en esas areas, que

debera ser evaluada si llegase a ser necesario.

Como se senalo en la seccion 2.2, un Servicio de Medicina Nuclear (SMN) donde se

realizan procedimientos de fraccionamiento y administracion de 131I en forma lıquida

para fines terapeuticos, con la manipulacion de hasta 500 mCi semanal, clasifica como

un laboratorio tipo A. Las consideraciones del area de trabajo y de las caracterısticas

de radionucleido que deben ser tomadas en cuenta en la escogencia de un SMN para la

implantacion de programa de monitoreo debe incluir:

Considerar aquellos servicios que se trabaje con un numero considerable de trata-

mientos con 131I.

Considerar que la principal vıa de incorporacion en labores rutinarias de trabajo

es la Inhalacion. Tomando en cuenta que en caso de accidentes se debe considerar

la inhalacion e/o ingestion como posibles vıas de incorporacion.

Los coeficientes de dosis e(50) que son tomados en cuenta para la realizacion de

los calculos, para inhalacion con distintos AMAD1, y para ingestion.

Para exposiciones ocupacionales, el tamano de partıcula del radionucleido en el

lugar de trabajo que es considerado el mas apropiado es de 5µm. Para el 131I, se

ha identificado que existe una alta probabilidad de incorporacion de este radionu-

cleido por medio de la emanacion de vapores que se generan en dichos trabajos

de manipulacion. En este caso el valor del AMAD considerado es de 0 µm. En la

siguiente tabla se muestran los valores relevantes del 131I:1A.M.A.D.:Diametro aerodinamico medio por actividad


Tabla 3.1: Caracterısticas del 131I

T1/2

(dıas)

EnergıaRadiotoxicidad

Forma

quımica

e(50) (Sv/Bq)

Inhalacion Ingestion

(KeV) 1µm 5µm Vapor f1=1

8.04606.3 β− Grupo 2:

131INa7.6×10−9 1.1×10−8 2.0×10−8 2.2×10−8

364.3 γ Radiotoxicidad

alta

3.2. Tipos de Monitoreo

De acuerdo a los propositos y situaciones que se presenten en un SMN, se puede

llegar a implantar cualquiera de los siguientes tipos de monitoreo, tal como lo sugiere

la ICRP en su publicacion 78 [30] y el Estandar Internacional ISO 20553 [5]:

Monitoreo Rutinario: asociado a operaciones continuas y debera ser planea-

do para demostrar que las condiciones de trabajo, incluyendo los niveles de dosis

individual, continuan siendo satisfactorios y cumplen con los requisitos regulato-

rios. Las decisiones que se toman para la realizacion del programa se realizan de

antemano en todo lo que se refiere a los metodos, la frecuencia y los modelos

metabolicos involucrados. Mas especıficamente es apropiado definir un Monitoreo

Rutinario Individual:

• Monitoreo Rutinario Individual: Realizado a cada uno de los trabajadores ex-

puestos. Consiste en la determinacion de la actividad retenida en el cuerpo y/o

de la actividad excretada. El metodo de eleccion para un monitoreo individual

dependera de la naturaleza de los radionucleidos presentes y la biocinetica

respectiva.

Monitoreo Especial: se lleva a cabo para cuantificar las exposiciones significa-

tivas luego de un evento anormal o la sospecha del mismo (incidentes o accidentes).

Los casos mas frecuentes se presentan cuando los resultados del monitoreo rutinario

exceden los niveles de investigacion derivados establecidos.

Monitoreo Relativo a una Tarea (Operacional): se recomienda cuando se

realizan operaciones de material radiactivo fuera de la rutina, o cuando no hay

certeza de la incorporacion que pudiese provocar dicha tarea. Por medio de este

tipo de vigilancia se puede obtener mas informacion sobre el periodo y duracion de


la exposicion, la naturaleza fısica y quımica del compuesto y la vıa mas probable

de incorporacion de una actividad especıfica.

La necesidad de disenar e implementar un programa de monitoreo de la exposicion

interna se basa en tres factores importantes: verificar la magnitud de una probable

incorporacion, la necesidad de reconocer un evento de incorporacion si este ocurriere y

la necesidad de evaluar la efectividad de los equipos de proteccion. La tabla 3.2 muestra

los criterios que definen la necesidad de un programa de monitoreo.

Tabla 3.2: Necesidad de un programa de monitoreo de acuerdo a la situacion de exposicion [5]

Tipo de monitoreo

requerido

Normativa Nivel Recomendado

Monitoreo en el lugar

de trabajo

Si el trabajador esta ocupacional-

mente expuesto y la contribucion de

dosis evaluada por la incorporacion

de radionucleidos sea probable signi-

ficativa.

Si la dosis efectiva comprometida

probablemente excede 1 mSv.

Monitoreo Individual Si el trabajador puede llegar a ser ex-

puesto a mas del 30 % del lımite de

dosis por exposicion interna.

Si el lımite de dosis total anual

probablemente exceda los 6 mSv.

Segun la referencia [13] la forma de determinar la magnitud de una posible incor-

poracion es por medio de la revision de resultados de monitoreo anteriores (mediciones

de actividad en aire o mediciones individuales), correspondientes a la instalacion a ser

evaluada. En caso de no tener referencias anteriores, la realizacion de un programa de

monitoreo operacional permitira establecer valores de referencia de las dosis que reciben

los trabajadores antes y despues de la realizacion de ciertas tareas que involucren la

manipulacion de material radiactivo y de esta forma poder realizar una clasificacion

de los trabajadores de acuerdo a la magnitud de la posible incorporacion, tal como

sera descrito en la siguiente seccion.

3.3. Clasificacion de los trabajadores

El Estandar Internacional “ISO 20553” utiliza adicionalmente una clasificacion de

los trabajadores en grupos de acuerdo a la Magnitud de la Posible Incorporacion (MPI),

y en este trabajo se considera importante la inclusion de este parametro en el diseno de


un programa de monitoreo. La referencia [13] resume estos grupos de la siguiente forma:

MPI “no significativa” = a los trabajadores que entran en esta clasificacion no

es necesario la realizacion de un monitoreo rutinario, ya que se considera que la

exposicion anual esperada es probablemente menor a 1 mSv/ano.

MPI “baja” = el criterio de evaluacion establece que cuando la exposicion anual

esperada puede llegar a exceder 1 mSv/ano pero es menor a los 6 mSv/ano, los

trabajadores seran monitoreados, permitiendose ası la cuantificacion de sus expo-

siciones anuales, pero el monitoreo no estara necesariamente basado en mediciones

individuales. Se podran usar mediciones indirectas de la actividad en aire con

muestreadores fijos.

MPI “alta”= Si en la evaluacion de un trabajador la exposicion anual puede llegar

a exceder los 6 mSv/ano, los trabajadores deben ser monitoreados individualmente,

permitiendo ası una estimacion confiable de la exposicion anual y asegurando que

la necesidad de medidas correctivas sea reconocida a tiempo.

De acuerdo a esta clasificacion se toma la decision de si es necesario o no la realizacion

de un monitoreo rutinario de area y/o individual, o si es necesaria una evaluacion

especial por un hecho inusual que haya sido registrado.

3.4. Eleccion de los Metodos de Medicion de la Exposicion

Interna

La eleccion de los metodos de medicion de la actividad retenida en el cuerpo poste-

rior a una incorporacion, depende directamente de una evaluacion previa de las carac-

terısticas del radionucleido a monitorear, esto incluye, estudio de la biodistribucion del

radionucleido en el cuerpo tomando en cuenta los tiempos de retencion y excrecion de

los distintos organos involucrados (ver Capıtulo 5).

Los metodos mayormente utilizados en el monitoreo individual, segun la referencia

[3] se basa en: Medida directa (In Vivo) de la actividad en cuerpo entero o de los orga-

nos, y medicion indirecta (In Vitro) por medio del analisis de muestras de excretas


(orina) o por medio de la determinacion de la concentracion de actividad en aire.

Un SMN donde se manipula 131I, establece un procedimiento de medicion adecuado

a los equipos disponibles en la institucion a partir de las sugerencias establecidas por

las referencias [30, 12], que considera el estudio del comportamiento biocinetico del Iodo

en el cuerpo. Los tipos de mediciones que se pueden realizar en este caso particular son:

Medicion directa (In Vivo) de la actividad retenida en la tiroides : debido a la alta

afinidad que tiene este radionucleido con la tiroides y dadas las caracterısticas de

emision, este es el metodo mas recomendado en los programas de monitoreo. Los

detectores ideales para la realizacion de las mediciones en tiroides son los Ioduro

de Sodio (NaI(Tl)).

La determinacion de la actividad en tiroides por medio de un sistema de espec-

trometrıa gamma dotado con un cristal de NaI(Tl) debe incluir un procedimiento

calibracion con el objetivo de relacionar la respuesta del sistema de deteccion en

un intervalo de tiempo con la actividad de 131I correspondiente a la fraccion de

retencion en la glandula tiroides. Por lo general la calibracion del sistema compren-

de: calibracion en energıa, calibracion en eficiencia, determinacion de la actividad

mınima detectable (AMD), etc.

Medicion indirecta (In Vitro): este tipo de mediciones dentro de un programa de

monitoreo son considerados para realizar una evaluacion de las condiciones del

lugar de trabajo y ademas sirven como mediciones confirmatorias a las mediciones

In Vivo realizadas. Los tipos de mediciones In Vitro que se realizan son:

• Determinacion de la concentracion de actividad en muestras de orina, en termi-

nos de (Bq/l) por medio de tecnicas de espectrometrıa. De acuerdo a que las

condiciones fisiologicas y ambientales de cada trabajador pueden variar, los

analisis deben realizarse a muestras de orina recolectadas durante 24 horas

para estimar con exactitud la tasa de excrecion diaria.

• Analisis de la concentracion de aire a partir de la colocacion de muestreador

de aire personal colocado en la solapa del operador y muestreador de aire fijo

instalado en el local donde se realiza la tarea de manipulacion del radionuclei-

do.


• Mediciones superficiales para determinar si existe contaminacion superficial

sobre el trabajador o el lugar de trabajo que influya en la determinacion de

una medicion.

Es de recalcar que la ICRP en su publicacion 78 [30] recomienda que las tecnicas

principales de medicion de Iodo sean: mediciones directas en tiroides y mediciones

indirectas de las muestras de orina con tecnicas de espectrometrıa cuyos lımites de

deteccion son especificados en esa publicacion.

3.5. Metodos de calculo de dosis con los software disponibles

El calculo de incorporacion y dosis efectiva comprometida a partir de una medicion

se lleva a de acuerdo al siguiente esquema de evaluacion:

I =M

m(t)=⇒ E(50) = Ie(50)

Figura 3.1: Esquema de calculo de dosis e incorporacion

Un paso importante en la evaluacion de la actividad incorporada y la dosis efectiva

comprometida E(50), es el analisis de los modelos biocineticos que describen matemati-

camente la dinamica de los radionucleidos incorporados. Estos modelos permiten evaluar

cuantitativamente y temporalmente las actividades presentes en los organos y las ex-

cretas por orina, en funcion de la actividad incorporada y de la ruta de incorporacion

(inhalacion y/o ingestion). De la solucion de estos modelos se obtienen los valores de

m(t) que son las fracciones retencion en y/o excrecion, que ademas dependen del tiempo

que haya transcurrido luego de una incorporacion.


Del esquema tambien se senala que los valores de e(50)inh son los coeficientes de

dosis efectiva comprometida para inhalacion y que pueden ser obtenidos consultando

la referencia [30, 2].

La evaluacion de las dosis tambien dependera del momento en que ocurre la incor-

poracion, para lo cual las Guıas IDEAS [18] establece diversas etapas para realizar la

estimacion de las dosis. Existen diversos software de calculo de dosis debido a incorpo-

racion de radionucleidos, en el que se destaca actualmente el software AIDE (Activity

and Internal Dose Estimate) desarrollado en la region para el calculo de actividad in-

corporada y estimacion de la Dosis Efectiva Comprometida E(50).

Dentro del marco de esta propuesta de monitoreo operacional individual de las ex-

posiciones internas de los trabajadores en medicina nuclear, en este trabajo fue desa-

rrollada en MATLAB una nueva herramienta de calculo llamada DOSIE version 1.0

(Dose and Intake Estimation), que surge de la necesidad de obtener nuevos software de

calculo mas especializados al area de medicina nuclear, que sean faciles de utilizar por

parte de cualquier evaluador, y que se adapte a la evaluacion de cualquier programa de

monitoreo ocupacional de la exposicion interna.

Entre las caracterısticas mas importantes que presenta este nuevo software de calculo

que se propone utilizar en los centros de medicina nuclear, tenemos que:

Resuelve el modelo de compartimento de radionucleidos relacionados en el area

de medicina nuclear dependiendo de la vıa de incorporacion (ingestion, inhala-

cion) obteniendose las curvas de las fracciones de retencion y/o excrecion para los

organos de interes para dıas despues de la incorporacion.

Sencilla herramienta de evaluacion de dosis a los trabajadores en medicina nuclear

que esten inscritos en un programa de monitoreo ocupacional individual con dis-

posicion al codigo fuente para el desarrollo e inclusion de nuevos radiofarmacos y

modificacion de los existentes.

Los procesos de evaluacion de las dosis e incorporacion estan desarrollados en base

a las Guıas IDEAS, tomando en consideracion el metodo de maxima probabilidad

para la evaluacion de la incorporacion cuando se presentan varias mediciones y


otros metodos estadısticos para la evaluacion de las incertezas, que sera explicado

en el Capıtulo 6.

Presenta una interfaz grafica amigable y facil de utilizar, estando disponible en

Ingles y Espanol.

Puede llegar a ser utilizado en plantas productoras y distribuidoras de material

radiactivo a gran escala, en donde sean implantados programas de monitoreo ocu-

pacional debido a exposicion interna.

Dentro de esta propuesta de monitoreo operacional individual debido a incorporacion

de 131I se incorporo al software DOSIE la solucion del modelo de compartimentos del

Iodo para inhalacion a distinto valores de AMAD y para vapor, y para ingestion en

caso de accidentes o situaciones inusuales.

3.6. Otros elementos que forman parte del diseno de un pro-

grama de monitoreo individual

Existen otros elementos que deben ser tomados en cuenta en el diseno de un programa

de monitoreo individual y que se senalan a continuacion:

Estudio de las acciones de seguimiento en caso de un hallazgo de exposicion.

Metodos a aplicar en caso de una emergencia radiologica.

Aseguramiento de la Calidad (QA): En todo programa de monitoreo individual

debe considerarse la inclusion de un programa efectivo de aseguramiento de la

calidad basado en los Estandares Internacionales norma ISO 170245 e ISO 12790-

1. El aseguramiento de la calidad incluye el control de calidad, que involucra todas

aquellas acciones con las que se evaluan el equipamiento, la instrumentacion y los

procedimientos de los laboratorios de acuerdo a los requerimientos establecidos.

Capıtulo 4

Protocolo de Monitoreo Operacional en un SMN

para 131I

De acuerdo a los puntos planteados en los capıtulos anteriores que senalan la necesi-

dad de implementar un programa de monitoreo operacional individual de las exposicio-

nes internas en Servicios de Medicina Nuclear (SMN) donde se manipula 131I, y tomando

como base los parametros radiologicos descriptos en el Capıtulo 3, en este trabajo se

presenta la propuesta de un programa de monitoreo operacional de la exposicion interna

debido a la manipulacion de 131I en la practica de medicina nuclear, enmarcada dentro

un protocolo que establece una metodologıa simple y factible de monitoreo usando los

recursos disponibles en los SMN.

La realizacion de este protocolo se basa principalmente en el relevamiento de los

parametros radiologicos en el SMN, para identificar los puntos donde es conveniente

realizar esfuerzos tendientes a mejorar la proteccion radiologica de los trabajadores,

y ası minimizar las posibles dosis por exposicion interna recibidas en las operaciones

de manipulacion de 131I en la instalacion. Los objetivos que presenta este protocolo se

describen a continuacion.

4.1. Objetivos generales del Protocolo

1. Establecer una metodologıa simple y factible para el monitoreo de trabajadores

utilizando los equipos disponibles en los centros de medicina nuclear.

2. Definir metodologıas de calculo de dosis. Ası como promover el uso del software

de calculo DOSIE para la evaluacion de dosis.

3. Promover la proteccion radiologica del trabajador en el ambito de medicina nu-

clear, especıficamente en la terapia con iodo.

CAPITULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131I 26

En la Figura 4.2 se muestra un esquema general del protocolo de monitoreo operacional

propuesto:

Figura 4.1: Esquema General del Programa de Monitoreo Individual Operacional de la exposicion

interna de los trabajadores de un SMN


De acuerdo al esquema general presentado en la Figura 4.2, el programa de monitoreo

operacional propuesto esta divido en tres etapas:

1. Etapa 1: Acciones Previas

2. Etapa 2: Implementacion

3. Etapa 3: Evaluacion

A continuacion se describe con detalle los pasos a seguir en cada una de las etapas de

este protocolo.

4.2. Acciones Previas

Las acciones previas a la implementacion de un programa de monitoreo operacio-

nal de acuerdo al esquema presentado se basan en el analisis de las caracterısticas de

los SMN posterior a la seleccion de los mismos. Los SMN deben ser seleccionados de

acuerdo al laboratorio donde pertenecen de acuerdo a lo establecido en la Seccion 2.1

del Capıtulo 2 y en la Seccion 3.1 del Capıtulo 3.

En esta etapa las acciones a seguir se describen brevemente a continuacion.

4.2.1. Revision de los Procedimientos e Instalacion

El analisis de las caracterısticas del servicio tiene como fin realizar una revision de

los procedimientos y las areas de trabajo que seran tomadas en cuenta en la evaluacion.

Esto incluye:

Conocer el numero de trabajadores involucrados en las tareas de fraccionamiento

y administracion de soluciones de Iodo.

Los procedimientos realizados rutinariamente por cada trabajador.

Planos del SMN y de los equipos disponibles.

Sistemas de proteccion radiologica aplicados actualmente en el servicio.

El analisis de procesos en la areas de interes debe incluir:

Identificacion de los radionucleidos y los compuestos manipulados.

Posibilidad de liberacion.


Duracion de posibles exposiciones.

Tamano del aerosol (AMAD), y otros factores que puedan influir en una dada

exposicion.

Estas caracterısticas son descriptas con detalle en la seccion 3.1 del Capıtulo 3 donde

se incluye un analisis previo realizado al 131I y en el Capıtulo 5 se hace un analisis

completo del modelo biocinetico de este radionucleido.

4.2.2. Revision de las condiciones de cada trabajador por individual

Luego de la Revision de Procedimientos e Instalacion del SMN escogido, se debe

proceder a realizar una revision de las condiciones de cada trabajador por individual,

que permita clasificar a los trabajadores a los que se les disenara un plan de monitoreo.

Los datos que se deben extraer de cada trabajador son:

Informar sobre las labores que realiza: Fraccionamiento, elusion y/o administra-

cion.

Especificar si trabaja en mas 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 algun radiofarmaco reciente-

mente como parte de un estudio y/o tratamiento.

4.2.3. Diseno de un plan de monitoreo

El diseno de un plan de monitoreo dependera de las clasificacion realizada a los

trabajadores de acuerdo a la revision de las condiciones de los mismos, tal como fue

establecido en la seccion anterior. El cronograma de mediciones que se realice debe ser

personalizado dependiendo de la informacion referente a cada trabajador. Los puntos

importantes que debe incluir el plan de monitoreo son:

Tipos de mediciones a realizar de acuerdo a la distribucion del radionu-

cleido en el cuerpo:

El caso del 131I se recomiendan mediciones in vivo de la tiroides, pudiendo com-

plementarse con mediciones in Vitro (orina, aire y/o superficies), tal y como fue

descrito en la seccion 3.4 del Capıtulo 3.


Equipos disponibles en el SMN para la realizacion de las mediciones:

• Si la instalacion cuenta con la disponibilidad de utilizar un sistema de espec-

trometrıa gamma dotado de un yoduro de Sodio (NaI(Tl)), este es el metodo

y equipo mas recomendado para la realizacion de las mediciones. En la Figura

4.2 se muestra un sistema de espectrometrıa gamma portatil que es utilizado

para las mediciones directas en tiroides en un SMN.

Figura 4.2: Sistema de Espectrometrıa gamma

• En caso de no poseer un equipo de espectrometrıa gamma como el sugerido

en primera opcion, se recomienda el uso de la camara gamma para realizar las

mediciones directas de acuerdo a lo establecido en las referencias [20, 21].

Figura 4.3: Camara gamma

Ambos sistemas de medicion deben poseer un protocolo de calibracion cuyos

componentes seran senalados brevemente en la siguiente seccion.

Frecuencia de las mediciones:


La frecuencia de las mediciones dependera del cronograma de actividades que

informe el trabajador y debe ser suficiente para cubrir multiples potenciales in-

corporaciones en el mismo SMN. Se sugiere cubrir como mınimo un lapso de 2

semanas con diferentes metodos de medicion.

Pueden realizarse mediciones antes, durante y despues de realizados procedimien-

tos de fraccionamiento, preparacion y administracion de diferentes actividades de131I y considerando varios intervalos de medicion (a las 2, 4, 24 horas luego de

realizada una actividad donde se suponga que ocurrio una posible incorporacion)

de acuerdo al metodo de medicion escogido.

La decision de realizar mediciones en estos intervalos de tiempo se basa en

el estudio del comportamiento biocinetico del 131I en tiroides y orina. En el caso

de la tiroides, una forma de caracterizar el proceso de captacion posterior a una

incorporacion, es por medio de las mediciones realizadas a las 2, 4 y 24 horas. Esto

se comprueba revisando la curva de retencion del 131I en tiroides donde se observa

que la mayor captacion (en un adulto normal) se da a las 24 horas luego de una

incorporacion por inhalacion. Esta puede ser observada en la Figura 4.4.

Figura 4.4: Curva de retencion del 131I en tiroides en funcion del tiempo posterior a la incorpo-

racion de 1 Bq. Curva obtenida a partir de resolver el problema compartimental en MATLAB

Los pasos descritos anteriormente son necesarios e indispensables para poder seguir a

la Etapa 2: “Implementacion del Programa”.


4.3. Implementacion

Luego de realizados los pasos especificados en la Etapa 1, se pasa a la Etapa 2 de

Implementacion del programa de monitoreo con la realizacion de las mediciones. El

seguimiento de los trabajadores involucrados en la manipulacion de 131I de acuerdo a

los metodos de medicion establecidos en la seccion 3.4, se detalla a continuacion.

4.3.1. Mediciones In Vivo

Sistema de espectrometrıa gamma con cristal de NaI(Tl) [22]

Si las mediciones in vivo se realizan con un sistema de espectrometrıa gam-

ma dotado con un cristal de yoduro de Sodio NaI(Tl), es necesario contar con un

procedimiento de calibracion que, consiste en la aplicacion de diferentes tecnicas

para conocer la respuesta del sistema de medicion a la incidencia de radiaciones

ionizantes de diferentes energıas en condiciones de geometrıa similares a las con-

diciones de medicion de la persona de interes.

Basicamente este procedimiento consta de 3 etapas consecutivas que se desglosan

a continuacion:

1. Calibracion en energıa:

En un equipo de espectrometrıa, la calibracion en energıa consiste en el

establecimiento de una constante de proporcionalidad entre la energıa de los

radionucleidos empleados en ella y su correspondiente canal del fotopico, con el

objetivo de permitir la posterior identificacion 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 calibracion de energıa y

que se mantengan hasta que se realice una nueva calibracion.

Es normalmente hecha con fuentes puntuales de radionucleidos que emiten

fotones en el rango de energıa de interes. Esta calibracion se efectua en funcion

de la energıa de mas de dos fuentes patrones certificadas, manteniendo una

geometrıa de referencia, tal como se muestra en la Figura 4.5. Para la ejecucion

de estas mediciones se debe tomar las siguientes consideraciones:


Figura 4.5: Disposicion de las fuentes puntuales al detector para la calibracion en energıa

• Cada fuente puntual usada para la calibracion debe ser posicionada frente

al detector a calibrar y realizar la adquisicion del espectro caracterıstico

de cada una. En la siguiente imagen se muestra como ejemplo el espectro

caracterıstico del 137Cs, radionucleido ampliamente usado en los procedi-

mientos de calibracion por energıa.

Figura 4.6: Espectro caracterıstico del 137Cs

• Las fuentes puntuales emisoras gamma a utilizar deberan contener radio-

nucleidos que abarquen con sus emisiones un rango de 100 - 1500 keV.

• A cada espectro obtenido se realiza la identificacion de la posicion del

canal del vertice del o los fotopicos que presente cada radionucleido . Como

mınimo deben ser identificados 5 fotopicos y en lo posible deberan estar

formados por areas bajo la curva mayores a 10000 cuentas.

• A partir de estos picos obtenidos obtener la curva calibracion por energıa

en funcion del canal.


2. Calibracion en eficiencia

La calibracion en eficiencia establece una relacion entre las areas netas de

los fotopicos identificados en un espectro y las actividades de los radionuclei-

dos. Permite cuantificar el radionucleido presente en la persona.

La calibracion en eficiencia requiere emplear un maniquı simulador de

cuello y una fuente emisora gamma con forma de tiroides, se supone que la

tiroides presenta una distribucion uniforme de material partiendo de una so-

lucion patron certificada. En el caso de la determinacion de actividad de 131I

se puede emplear una fuente de patron en forma de tiroides certificada de 131I

o 133Ba.

El uso de una fuente certifica de 133Ba tiene como ventaja, que ademas

de que su energıa es cercana a la del 131I, su periodo de semidesintegracion es

mayor. Esto se resumen en la Tabla 4.1 En la Figura 4.7 se muestra un

Tabla 4.1: Comparacion entre las principales caracterısticas del 131I y el 133Ba [14]

Radionucleido T1/2 Energıa (KeV) Intensidad ( %)131I 8.04 dıas 364.48 81.2

133Ba 10.74 anos 356.01 62.05

simulador de cuello y tiroides utilizado para la calibracion en eficiencia:

Figura 4.7: Maniquı simulador de cuello y tiroides


La Figura 4.8 muestra la disposicion adoptada con el maniquı para calibracion

en eficiencia.

Figura 4.8: Calibracion en eficiencia

En este caso se debe:

• Ubicar el simulador de tiroides frente al detector con la geometrıa de medi-

cion establecida (geometrıa patron), y velar por que la misma se reproduzca

lo mas fielmente posible en cada medicion. La distancia entre el detector y

el simulador de tiroides debe coincidir con la distancia en que sera colocada

la persona a evaluar.

• Colectar el espectro hasta que los picos de interes esten bien conformados,

es decir hasta que el pico contenga un numero de cuentas estadısticamente

significativo. (error ∼ 1 %).

• El tiempo de medicion establecido debe coincidir con el tiempo de medi-

cion con que es realizada la medicion a una persona. Se sugiere realizar

mediciones de 5min aproximadamente.

3. Determinacion de la Actividad Mınima Detectable (AMD)

La AMD es la actividad mınima que puede ser informada para determinadas

condiciones de analisis con importancia estadıstica, es decir, valora la capaci-

dad del equipo de deteccion para discernir entre la actividad correspondiente a

una persona contaminada y una no contaminada. Esta magnitud se determina

para la geometrıa de la calibracion hecha con el simulador y para el 133Ba

o 131I. La ecuacion utilizada para la evaluacion de esta magnitud se puede


consultar en el referencia [3].

4. Medicion del fondo

Una medicion importante que debe realizarse consiste en evaluar la contri-

bucion del fondo del area donde se realizaran las mediciones in vivo y cuyo

resultado debe ser sustraıdo de la medicion que se realice a un trabajador. Se

sugiere evaluar el fondo de la siguiente forma:

• Se debe determinar la contribucion del fondo realizando una adquisicion en

el area del fotopico del 131I, utilizando una persona que no ha manipulado

material radiactivo, tal como se muestra en la Figura 4.9

Figura 4.9: Determinacion del fondo

• Para la adquisicion 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 medicion del fondo debe ser igual al tiempo establecido para

la medicion de la persona a evaluar. Se sugiere mediciones de 5 minutos.

Uso de la camara gamma del SMN

Las camaras gamma utilizas en los SMN estan constituidas por un gran cristal

de NaI(Tl) y tienen entre sus componentes elementos que conforman sistemas es-

pectrometricos como los empleados en la evaluacion de la incorporacion interna

por mediciones in vivo, por lo cual ademas de su uso para diagnostico por imagen

ellas pueden ser calibradas por medio de simuladores antropomorficos y tambien

fuentes puntuales para la cuantificacion de la actividad retenida en tiroides.


Si las mediciones in vivo se realizan a traves de la camara gamma usada en el

SMN, se debe realizar un procedimiento de calibracion y medicion que basicamente

consiste en [20]:

• Utilizar de un simulador de cuello y tiroides que contenga una actividad certifi-

cada de 131I o 133Ba (de aprox. 1 µCi), como el mostrado en la Figura 4.7. Esta

calibracion permite la determinacion de un factor de calibracion en cpm/Bq.

La disposicion adoptada es como la que se presenta en la Figura 4.10.

Figura 4.10: Calibracion de la camara gamma con el simulador de tiroides [21]

• Localizar el simulador frente al detector en la misma posicion en que se ubicarıa

el cuello de la persona a medir.

• Colectar el espectro sin colimador con el objetivo de aumentar la sensibilidad

del sistema de deteccion. Se recomienda un tiempo de medicion de 5 a 10

minutos.

• Obtener el factor de calibracion de la geometrıa dividiendo el promedio de las

tasas de conteo de por lo menos 3 mediciones independientes por la actividad

del simulador en Bq .

• Repetir este procedimiento variando la distancia entre el simulador y el detec-

tor (10, 15, 20 y 25 cm.)

4.3.2. Mediciones In Vitro

Tal como fue senalado en la seccion 4.2.3, en este protocolo se establece que la me-

todologıa in vivo es la mas adecuada a ser implementada en el programa de monitoreo,

sin embargo estas mediciones pueden ser complementadas con mediciones in Vitro que


permitan confirmar los resultados obtenidos de las mediciones en tiroides. Los tipos

de mediciones in Vitro recomendados por las referencias [1, 12, 30] que pueden llegar

a realizarse de acuerdo con la disposicion de equipos con los que cuente el SMN se

describen a continuacion.

1. Muestras de Orina:

Para determinar la concentracion de actividad en una muestra de orina, en termi-

nos de (Bq/l), se deben tomar en cuenta las siguientes consideraciones:

La orina contiene sustancias de desecho y otros materiales con lo cual se debe

asumir una eliminacion nominal diaria de 1.4 Litros para hombres y 1.2 Litros

para las mujeres.

La eliminacion depende de condiciones fisiologicas y ambientales de cada tra-

bajador por lo cual es necesario recolectar la totalidad de las micciones de 24

horas para estimar con exactitud la tasa de excrecion diaria y si no se pudie-

ran recolectar muestras de 24 horas es preferible emplear para el analisis la

primera orina de la manana.

La tasa de excrecion de 131I en orina es mucho mas rapida que la retencion en

tiroides, este comportamiento se puede observar notablemente en las curvas

retencion y excrecion que surgen de la obtencion de los valores de m(t) del

modelo biocinetico del 131I, que es explicado con detalle en el Capıtulo 5 y

que pueden ser revisado por medio del uso del software DOSIE desarrollado

en este trabajo.

Las muestras pueden analizarse bien sea en un sistema de espectrometrıa gam-

ma con un NaI(Tl), o por medio de un sistema de espectrometrıa gamma de

alta resolucion con un detector de estado solido de Germanio Hiperpuro GeHp.

Las muestras de orina deben ser recolectadas en envases especiales que deben

ser entregados al trabajador por lo menos 24 horas antes de la realizacion del

estudio.

2. Concentracion de 131I en Aire

Las mediciones de la concentracion de 131I en aire deben realizarse durante los

procedimientos de fraccionamiento, preparacion y administracion de diferentes ac-

tividades de este radionucleido a los pacientes. Estas mediciones incluyen:


a) Muestreo de Area:

Permite conocer los valores promedio de concentracion en aire en el sitio donde

esta instalado el equipo.

El equipo muestreador debe ser instalado en el local donde se realiza la

tarea, utilizando un portafiltros de fibra de vidrio de alta eficiencia para re-

tener el contaminante presente como aerosol y un filtro de carbon activado

para retener el contaminante presente como vapor y gas. Un ejemplo de la

instalacion de este tipo de equipo se muestra en la Figura 4.11.

b) Muestreo Personal:

Permite conocer los valores promedio de concentracion en aire a la que esta

expuesto el trabador durante la tarea.

Para el muestreo personal, se debe colocar en la cintura del operador, una

bomba de aspiracion portatil; la misma debe proveer un portafiltros denomi-

nado de “solapa” que se situa proximo a la zona respiratoria. De esta forma

se asegura que la bomba este aspirando la misma concentracion de aire que

respira el operador. En la Figura 4.11 se muestra un ejemplo del uso de este

equipo sobre el trabajador. Este muestro es un excelente indicador de la dosis

incorporada por inhalacion.

(a) (b)

Figura 4.11: (a) Muestreo de Area. (b) Muestreo Personal


3. Nivel de Contaminacion superficial - Control Contaminacion Externa

Debe realizarse en las areas de trabajo que fueron seleccionadas a partir de

los criterios implementados en la Etapa 1 (Seccion 4.2.2). Tambien debe realizarse

sobre el trabajador a evaluar para determinar si existe alguna contaminacion ex-

terna que pueda falsear los resultados de la medicion in vivo. Ver Figura 4.12

Figura 4.12: Revision de la contaminacion externa

La revision de la contaminacion superficial sobre el trabajador se puede realizar

de la siguiente forma:

En el lugar donde se realice la medicion debe proporcionarse ropa exclusiva-

mente empleada para la medicion del trabajador, evitando con ello que una

contaminacion externa del trabajador falsee los resultados de la medicion.

Se debe indagar si el trabajador viene directamente desde su trabajo posterior

a la manipulacion de sustancias radiactivas, si se realizo el control de la con-

taminacion externa y si tiene conocimientos del resultado de dicha medicion.

De no haberse realizado este control se recomienda que personal del SMN lo

realice.

En caso de que se conozca de la presencia de contaminacion externa, debe

ser indicado que el trabajador proceda a su descontaminacion. Personal del

laboratorio debe supervisar este procedimiento. Al concluir el mismo se reali-

zara nuevamente al trabajador una medida de la contaminacion externa. Este

ciclo se repite mientras exista presencia de contaminacion externa.

En situaciones de accidentes en las cuales es muy importante una estimacion

de la incorporacion y no es posible remover toda la contaminacion externa se

puede blindar la region contaminada del cuerpo para minimizar la interferencia


en la medicion in vivo.

4.4. Evaluacion

Con los datos M de las mediciones en tiroides, obtenidos a partir de la ejecucion

de la Etapa 2: “Implementacion”; se debe proceder a la Etapa 3 de Evaluacion en la

cual se realiza la interpretacion de las mediciones a partir de la herramienta de calculo

DOSIE, software desarrollado en este trabajo con el objetivo de realizar la evaluacion

de las mediciones obtenidas dentro cualquier tipo de programa de monitoreo que se

desee implementar en un SMN. La utilidad de este software fue explicado brevemente

en la seccion 3.5 del Capıtulo 3.

Este software DOSIE es un herramienta de calculo de incorporacion y dosis efectiva

comprometida E(50) basado en las metodologıas de calculo sugeridas por las Guıas

IDEAS [18]. En el Capıtulo 7 se explica con detalle como puede ser utilizado este

programa dependiendo de la cantidad de mediciones obtenidas dentro de un programa

de monitoreo rutinario, especial y/o operacional.

4.5. Criterios a establecer luego de culminada la Evaluacion

de un Monitoreo Operacional

Los resultados obtenidos de la evaluacion de las dosis dentro del programa de moni-

toreo operacional permiten realizar una clasificacion de los trabajadores de acuerdo a

la probabilidad de incorporacion tal como fue establecido en la seccion 3.3, con lo cual

se determina si es necesario o no la realizacion de otros tipos de monitoreo. Se resume

a continuacion las acciones a tomar en cada caso de acuerdo a los resultados obtenidos:

Trabajadores exentos: Son aquellos trabajadores cuya evaluacion de dosis de-

termina que la dosis anual esperada sera menor a 1 mSv/ano, con lo cual no es

necesario su ingreso a un programa de monitoreo rutinario mensual o quincenal.

Trabajadores con baja probabilidad de incorporacion: Son aquellos traba-

jadores cuya evaluacion de dosis determina que la dosis anual esperada probable-

mente sea mayor a 1 mSv/ano, con lo cual es necesario el ingreso a un programa


de monitoreo rutinario mensual o quincenal.

Trabajadores con alta probabilidad de incorporacion: En este caso la eva-

luacion determina que la dosis anual esperada exceda los 6 mSv, con lo cual debe

realizarse un programa de monitoreo individual especial.

Capıtulo 5

Analisis del Modelo Biocinetico del Iodo

En este capitulo abordaremos lo relacionado a la seleccion del modelo biocinetico

del 131I. La solucion del mismo proporciona la fraccion de la actividad retenida en un

organo o la actividad excretada diariamente por orina y heces despues de la incorpora-

cion de 1 Bq del radionucleido.

La Comision Internacional de Proteccion Radiologica (ICRP) a lo largo de los anos ha

propuesto varios modelos metabolicos que describen la distribucion de los radionucleidos

a traves del cuerpo, seguido de una incorporacion, dependiente de la vıa de entrada

inicial, esto es:

Ingestion: Modelo Tracto Gastrointestinal [24, 25, 26, 27]

Inhalacion: Modelo del Pulmon [24, 25, 26, 27], Modelo del Tracto Respiratorio

[29]

El estudio de los modelos metabolicos permiten relacionar la dosis efectiva en el

periodo de vigilancia E(τ) con la actividad incorporada, haciendo uso de la ecuacion:

Incorporacion = I =M

m(t)(5.1)

Donde M es la actividad del radionucleido medido bien sea en excretas (medidas

in Vitro) y/o en organos del cuerpo o cuerpo entero (medidas in Vivo) en funcion

del tiempo despues de la incorporacion y m(t) es la fraccion de retencion o tasa de

excrecion que es determinada con la solucion del modelo metabolico propuesto para el

radionucleido de interes.

CAPITULO 5. ANALISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 43

El desarrollo de estos modelos depende de varios factores, tales como: vıa de in-

corporacion (inhalacion, ingestion o a traves de la piel), elemento quımico y forma

fısico-quımica del radionucleido, y tamano de la partıcula en el caso de que la incorpo-

racion sea por inhalacion [3].

5.1. Modelo Biocinetico del Tracto Respiratorio - ICRP 66

El tracto respiratorio es una importante vıa para la incorporacion de radionucleidos

en suspension o en forma de gas, en especial para aquellos trabajadores que manipulan

de forma directa o indirecta materiales radiactivos en forma de fuentes abiertas, como

ocurre en los puestos de trabajo en el area de medicina nuclear. Este modelo resuelve

y toma en consideracion las multiples variables que afectan la estimacion de dosis en

el caso de la inhalacion de aerosoles, puesto que en el momento de estar inmerso en un

aire contaminado intervienen una gran cantidad de variables fısicas, quımicas y biologi-

cas. Una vez inhalado el radionucleido, las propiedades fısicas y quımicas del aerosol

determinaran la penetracion del mismo en las vıas respiratorias, los lugares en los que

se depositara, los perıodos durante los que permaneceran en cada organo, su absorcion

en la sangre y las tasas a las que se transferiran a otros compartimentos. Todos estos

factores, junto con las caracterısticas radiologicas del contaminante y la radiosensibi-

lidad de los organos afectados determinaran las dosis a cada tejido u organo, es por

ello que es necesario definir un conjunto de valores por defecto que puedan aproximar-

se a las condiciones y caracterısticas de las exposiciones mas comunes encontradas en

poblaciones de referencia.

5.1.1. Descripcion del Modelo

El modelo simulador del sistema respiratorio, aplicable a la inhalacion de partıculas

radiactivas o gases, se presenta de la forma mas actualizada y vigente en el ICRP 66

[29] cuya division compartimental esta representada esquematicamente en la Figura 5.1.

Esta Figura identifica las regiones anatomicas donde ocurre la deposicion, limpieza y

retencion. Este sistema se agrupa en dos regiones:

1. REGION EXTRATORACICA:

ET1: nariz y pasajes nasales anteriores.


ET2: pasajes nasales posteriores, faringe y laringe

2. REGION TORACICA(corresponde a los pulmones.)

BB: traquea, bronquios principales (primera bifurcacion de las vıas respirato-

rias, o generacion 1a del arbol pulmonar) y bronquios (hasta la generacion 8a

del arbol pulmonar).

bb: bronquiolos (aprox. de la generacion 9a a la 15a del arbol pulmonar).

AI: alveolos (de la generacion 16a hasta la ultima, que suele ser la 18-20a

generacion del arbol pulmonar).

Figura 5.1: Modelo general que describe el tracto respiratorio

Los valores de referencia de dimensiones y factores de escala para individuos de di-

ferentes edades se especifican en el ICRP 66 [29].


En este trabajo se analizo el modelo mas sencillo del tracto respiratorio que consta

de 14 compartimentos, considerando que no existe posibilidad de recirculacion ya que

el tipo de absorcion elegida es la denominada del tipo F (rapida).

El proceso de deposicion propuesto considera a las regiones del tracto respiratorio

ET1, ET2, BB, bb y Al como filtros en serie, donde el material respiratorio puede

depositarse en los procesos de inhalacion y exhalacion. La determinacion de la fraccion

de deposicion en las diferentes regiones del tracto respiratorio dependera del tamano

de las partıculas. La ICRP 66 [29], proporciona algunos graficos de deposicion versus

el diametro aerodinamico medio por actividad, AMAD de 0,1 a 100 µm. Las fracciones

depositadas en cada region se calculan para una distribucion log-normal de tamano de

partıcula. La Tabla 5.1 muestra los valores de fraccion de deposicion en cada una de las

regiones del tracto respiratorio, para un trabajador estandar respirando 1.2 m3/h por

la boca.

Tabla 5.1: Fraccion de deposicion para un trabajador estandar, con una tasa de respiracion

normal de 1.2 m3/h

Region Deposito en % de 5 µm AMAD Deposito en % de Gas tipo SR-1

ET1 33.85 10

ET2 39.91 20

BB 1.78 10

bb 1.10 20

AI 5.32 40

Total 81.96 100

*fs(BB) 32.66 50

*fs(bb) 39.21 50*Las fracciones fs son las fracciones de deposito en la region que se libera lentamente.

Este modelo es especıfico para diferentes edades y sexo y es aplicable tanto para gases

como para partıculas. Los organos descritos se subdividen en varios compartimentos

hasta alcanzar el modelo teorico final del tracto respiratorio, que se puede observar en la

Figura 5.2. Este modelo es descrito matematicamente por el metodo de compartimentos

con coeficientes constantes que es explicado brevemente en el Apendice B [33].


Figura 5.2: Division del tracto respiratorio en 14 compartimentos, segun ICRP 66

La ICRP 66 [29] considera que pequenas fracciones depositadas en las regiones ex-

tratoracica, ET2, bronquial, BB y bronquiolar, bb, son retenidas en las paredes de los

ductos de estas regiones. Esto esta representado por los compartimentos ETseq, BBseq,

y bbseq (seq=sequestered) respectivamente. Se adopto que las partıculas llevadas a los

compartimentos “seq” sean transportadas a los nodos linfaticos (LN), ademas que una

fraccion de deposicion en ETseq sea igual a 0,0005 de aquella en ET2. Similarmente,

se adopto que una fraccion de 0,007 del total depositado en las regiones BB y bb iran

para BBseq y bbseq respectivamente, independiente del tamano de la partıcula. Los com-

partimientos BB1 y bb1, representan la liberacion rapida por accion mucociliar de los

bronquios y bronquiolos. Una fraccion fs, del depositado en BB y bb, tiene una libera-

cion lenta, lo que esta representado por los compartimientos BB2 y bb2, y esta fraccion

esta relacionada con la distribucion del tamano de la partıcula. La deposicion en la

region AI fue dividida en tres compartimentos, se asume que la fraccion depositada en

AI no depende del tamano de la partıcula, se atribuye: 30 % para AI1, 60 % para AI2 y

10 % para AI3. En la Figura 5.2 los numeros junto a las flechas simbolizan las tasas de

remocion de los compartimientos en d−1.


El modelo de deposicion de aerosoles y vapores fue propuesto para estimar la frac-

cion de actividad del aire respirado que se deposita en cada region anatomica de los

individuos expuestos. El modelo estima la deposicion regional para un rango amplio de

tamano de las partıculas. Las deposiciones Di, en el tracto respiratorio, de acuerdo con

el modelo, estan dadas por el siguiente conjunto de expresiones:

DET1 = DET1 Dbb1 = (0.993 - Fs(bb) )×Dbb

DET2 = 0.9995×DET2 Dbb2 = 0.993× Fs(bb) ×Dbb

DET2seq= 0.0005*DET2 Dbbseq

= 0.007×Dbb

BB1= (0.993 - Fs(BB) )×DBB DAI1 = 0.3× DAI

DBB2 = 0.993×Fs(BB)×DBB DAI2 = 0.6× DAI

DBBseq = 0.007×DBB DAI3 = 0.1× DAI

Los valores de las deposiciones iniciales Di en el tracto respiratorio, fueron calcula-

dos a partir de los valores de fraccion de deposicion de cada compartimento del tracto

respiratorio de la Tabla 5.1, estos valores Di en cada caso se muestran n la Tabla 5.2.

Tabla 5.2: Valores de deposiciones iniciales Di en el Tracto Respiratorio para varios AMAD

Compartimentos AMAD 5µm AMAD 0 µm

DET1 0.3385 0.1490

DET2 0.3997 0.1899

DETseq 0.0002 0.0001

DBB1 0.0119 0.0069

DBB2 0.0058 0.0060

DBBseq0.0001 0.0001

Dbb1 0.0066 0.0099

Dbb2 0.0043 0.0095

Dbbseq 0.0001 0.0001

DAI1 0.0160 0.0344

DAI2 0.0319 0.0689

DAI3 0.0053 0.0115


El material depositado en ET1 es removido por medios extrınsecos. En las otras re-

giones la depuracion es competitiva entre el movimiento hacia el tracto gastrointestinal

y nodulos linfaticos (transporte de partıculas por depuracion mucociliar o translocacion

a nodulos linfaticos ) y la absorcion a sangre. Los caminos de liberacion mostrados en

la Figura 5.2, indican los compartimentos en los cuales el material inhalado se deposita

inicialmente. Se asume que las partıculas depositadas en el pasaje nasal, (ET1) seran

removidas por medios extrınsecos. El material depositado en ET2, sera liberado rapida-

mente por los fluidos de las paredes que cubren esta region. La actividad depositada en

el torax, se divide entre las regiones BB y bb, bronquial y bronquiolar respectivamente,

las cuales representan la liberacion mucociliar.

La absorcion en la sangre depende de la forma fısico-quımica del radionucleido depo-

sitado en el sistema respiratorio, pero se considera que es independiente de la region de

deposito, con excepcion de ET1 para la que no se supone ninguna absorcion. El modelo

permite considerar los cambios en la disolucion y la absorcion en la sangre en funcion

del tiempo. Se proporcionan parametros de absorcion por defecto que se utilizan cuando

no se dispone de ninguna informacion especıfica:

Radionucleidos de velocidad de absorcion rapida o F

Radionucleidos de velocidad de absorcion moderada o M

Radionucleidos de velocidad de absorcion lenta o S

Las tasas de absorcion para los diferentes tipos de absorcion pueden expresarse como

perıodos biologicos aproximados y cantidades correspondientes del material depositado

en cada region que llega a los fluidos del cuerpo, tal como se muestra en la Tabla 5.3.

Para los tres tipos de absorcion, todo el material depositado en ET1 se elimina por

medios extrınsecos, tales como soplar por la nariz. En otras regiones, la mayor parte

del material depositado que no es absorbido pasa al tracto gastrointestinal mediante

el transporte de partıculas. Este modelo del ICRP 66 [29] asigna a los gases y vapores

tres clases de solubilidad/reactividad (SR) por defecto, dependiendo del patron inicial

de deposicion en las vıas respiratorias, este se muestra en la Tabla 5.4. La retencion

posterior en las vıas respiratorias y la absorcion por los fluidos del cuerpo se determinan

sobre la base de las propiedades quımicas del gas o vapor. Para los elementos en los

que la inhalacion de los radionucleidos en forma de gas o vapor es potencialmente


Tabla 5.3: Tipos de absorcion [3]

Tipo Perıodos Biologicos

F 100 % absorbido con T1/2 de 10 min. Hay una absorcion rapida de casi todo

el material depositado en BB, bb, y AI. La mitad del material depositado en

ET2 es depurado hacia el TGI por transporte de partıcula, y mitad absorbido

M 10 % es absorbido con T1/2 de 10 min. y 90 % con T1/2 de 140 dıas. Hay una

absorcion rapida de aproximadamente 10 % de lo depositado en BB y bb; y 5 %

de lo depositado en ET2. Aproximadamente el 70 % del deposito en AI llega

eventualmente a los fluidos del cuerpo por absorcion.

S 0.1 % es absorbido con T1/2 de 10 min. y 99.9 % con T1/2 de 7000 dıas. Hay

una pequena absorcion desde ET, BB o bb, y Aproximadamente el 10 % del

deposito en AI llega eventualmente a los fluidos del cuerpo por absorcion.

Tabla 5.4: Clasificacion de los gases y vapores [3]

Clases Descripcion

Clase SR-0 Insoluble y no reactivo: deposito despreciable en el TR.

Clase SR-1 Soluble o reactivo: el deposito puede ocurrir en todo el TR

Clase SR-2 Altamente soluble o reactivo: deposito total en las vıas extratoracicas

(ET2). Para el calculo se tratan como si fueran inyectadas directamente

en sangre.

importante, se recomienda utilizar las clases SR y los tipos de absorcion por defecto

(tipo F o tipo V, de absorcion muy rapida), en ausencia de informacion adicional. Solo

se analiza el comportamiento de los gases y vapores en concentraciones masicas bajas.

En el caso simple de gases clase SR-0, entre los cuales estan algunos gases inertes,

que son relativamente insolubles; la dosis interna es calculada considerando que to-

dos los caminos aereos estan uniformemente llenos con gas en la misma concentracion

del ambiente. Para el caso SR-1 el ICRP recomienda como medida conservativa una

incorporacion del 100 %.

5.2. Modelo Biocinetico del Tracto Gastrointestinal

El modelo del tracto gastrointestinal (TGI) usado en este trabajo es el propuesto por

el ICRP 30 [24]. Este modelo esta compuesto por cuatro compartimentos: estomago,


intestino delgado, intestino grueso superior (representa el colon ascendente y el colon

transverso) e intestino grueso inferior (representa el colon descendente). El modelo de

compartimentos para el TGI esta representado en la Figura 5.3, donde se muestra in-

formacion sobre la media vida de residencia del material en cada compartimiento. La

deposicion del material en el tracto gastrointestinal, se da vıa ingestion o transportado

desde el tracto respiratorio. La absorcion en sangre se da desde el intestino delgado. La

ICRP proporciona valores de f1 que es el valor especıfico de la fraccion absorbida.

Figura 5.3: Modelo del Tracto Gastrointestinal

Tabla 5.5: Caracterısticas del TGI [24]

Seccion del TGI Vida media de residencia(d) λ(d−1)

Estomago 1/24 24

Int. Delgado 4/24 6

Int. Grueso Sup 13/24 1.8

Int. Grueso Inf 24/24 1

La fraccion absorbida en intestino delgado se obtiene de la relacion:

λB =f1 ∗ 6

1− f1


Donde λB es el coeficiente de transferencia constante que va del compartimento del

intestino delgado al compartimento de la sangre y f1 es la fraccion del elemento estable

que es absorbido en el intestino delgado y alcanza los fluidos del cuerpo. Se asume que la

absorcion desde el tracto gastrointestinal por los fluidos corporales ocurre unicamente

en el intestino delgado y esta absorcion esta descrita por parametro denominado f1.

Cuando f1 =1, indica que todo el material fue absorbido, se asume que el material pasa

directamente del estomago a los fluidos del cuerpo y no pasa por otras regiones del

tracto gastrointestinal.

5.3. Modelo Biocinetico para el Iodo

El Iodo es un elemento quımico perteneciente al grupo VII-A de la tabla periodica,

en conjunto con el Fluor, Cloro, Bromo y Astato. El Iodo libre presenta un estado de

oxidacion cero y es poco soluble en agua, siendo bastante soluble en solucion de Ioduro

de Sodio. Para la fecha estan identificados alrededor de 24 radioisotopos de Iodo con

numero masico que varıa de 115 a 141 y con periodos de semidesintegracion que van

de 0, 5 segundos a 1, 6x107 anos. De todos estos, aproximadamente el 50 % ocurren en

procesos de fision.

Todas las formas comunes del Iodo son facilmente absorbidas por el cuerpo. Para la

inhalacion del Iodo en forma de partıculas, se supone una absorcion pulmonar de tipo F,

mientras que el vapor de Iodo elemental se asigna al tipo SR-1 (soluble o reactivo), con

absorcion de tipo F. Se supone que la absorcion del Iodo en el tracto gastrointestinal

es completa, es decir f1= 1.

El modelo biocinetico mas reciente para el Iodo sistemico es el recomendado por la

ICRP 78 [30]. Para adultos, se supone que del Iodo que llega a la sangre, el 30 % se

transporta al tiroides y el otro 70 % se excreta directamente con la orina a traves de la

vejiga urinaria. Se asume que el perıodo biologico en la sangre es de 0.25 dıas. El Iodo

incorporado a las hormonas tiroideas abandona la glandula con un perıodo biologico

de 80 dıas y penetra en otros tejidos, en los que se retiene con un perıodo biologico de

12 dıas. La mayor parte del Iodo (80 %) se libera posteriormente y esta disponible en

la circulacion para su paso por la tiroides o su excrecion urinaria directa; el remanente

(20 %)se excreta a traves del intestino grueso por las heces en forma organica. En la Fi-


Parametros modelo para el Iodo

Edad f1Incorporacion por Excrecion Perıodo de semidesintegracion biologica (d)

la tiroides, f fecal, e Sangre Ta Tiroides Tb Resto del cuerpo Tc

Adulto 1 0.3 0.2 0.25 80 12

Figura 5.4: Modelo biocinetico para el Iodo en adultos, ICRP Publicacion 67 y referencia [30]

gura 5.4 se ilustra la distribucion del Iodo en el organismo, representado por el modelo

de compartimento.

Este modelo biocinetico del Iodo asume que ese 30 % que se incorpora en la tiroides

y permanece ahı, luego es excretado en orina. De hecho, este porcentaje de retencion en

tiroides puede variar relativamente, dependiendo de muchos parametros dependiendo

de que si una persona presente disfunciones en la glandula tiroides. Por ejemplo, en

estadısticas ofrecidas del hombre estandar europeo se senala que el porcentaje de reten-

cion en tiroides esta entre un 20 y 25 %. Dependiendo de los estados patologicos de la

tiroides la fraccion de incorporacion en tiroides puede variar de 0-5 % hasta llegar a un

50 %. En el caso de un adulto con hipotiroidismo, este tendra una poca incorporacion

en tiroides, pero un prolongado tiempo de excrecion, resultando en una dosis mas baja


en tiroides que lo normal. En otro sentido, un adulto con hipertiroidismo en virtud

de su condicion patologica el Iodo es rapidamente absorbido y, por tanto su vida me-

dia biologica en tiroides sera menor, en consecuencia las dosis en tiroides seran menores.

Dentro de los radioisotopos del Iodo tenemos que, el 123I, 125I y el 131I son usados

en diagnostico y tratamientos medicos. Especıficamente el 131I tiene un periodo de

semidesintegracion de 8.04 dıas, la radiacion principal que emite es gamma con 364 KeV

(81 %) y beta con 606 KeV (energıa maxima), y es un producto de fision nuclear que

presenta alta volatibilidad en temperatura ambiente. La forma quımica del Iodo que es

suministrado en centros de medicina nuclear es en: 131INa conteniendo agente reductores

tales como tiosulfatos y agentes alcalizanizantes como carbonato o bicarbonato, que se

distribuye bajo la presentacion de capsulas y/o solucion. El esquema de decaimiento

del 131I se muestra en la Figura 5.5. En la Tabla 5.6 se muestran las respectivas energıas

asociadas al esquema de decaimiento de este radionucleido.

Figura 5.5: Esquema de decaimiento del 131I. Las energıas asociadas se pueden ver en la tabla

5.6


Tabla 5.6: Energıas asociadas al esquema de decaimiento del 131I. [14]

13153 I −→ β− +131

54 Xe

Vida Media (dıas) = 8.0228 ± 0.0024

Energıa (keV) Emisividad ( %) Tipo de emision

*247.9 2.10 β1

*333.8 7.27 β3

*606.3 89.9 β4

80.185 2.607 γ1

284.31 6.06 γ7

325.789 0.267 γ12

364.5 81.2 γ14

503.004 0.359 γ16

636.99 7.26 γ17

722.911 1.796 γ19

* Energıa maxima (KeV)

En un programa de monitoreo individual debido a incorporacion de 131I se de-

bera considerar la condicion patologica del trabajador, debido a que la incorporacion

de 131I en tiroides dependera de esta, es decir; la estimacion de dosis dependera de la

variable patologica, como ya fue indicado, los modelos usados asumen el caso del hom-

bre estandar. En las siguientes Tablas se resumen los parametros mas importantes del131I senalados anteriormente y que son sugeridos por el ICRP 78 [30] para el modelo

biocinetico del Iodo, y que es tomado en cuenta en este trabajo:

5.3.1. Data dosimetrica

La informacion de la forma quımica, tipo de absorcion, valor de f1 y coeficientes de

dosis se muestran en las Tablas 5.7 y 5.8 (valores tomados del ICRP [30]).

Tabla 5.7: Compuesto, tipo de absorcion y valores de f1, (tomado del ICRP 78 [30])

Incorporacion f1 Compuesto

Ingestion 1.0 Todos los compuestos

Inhalacion clase SR-1 1.0 Iodo vapor

Inhalacion tipo F 1.0 Todos los demas


Tabla 5.8: Coeficiente de dosis

Nucleido T1/2 Tipo ClaseInhalacion Ingestion

f1 e(50)inh(Sv/Bq) f1 e(50)ing(Sv/Bq)

131I 8.04 d F– 1.0 1,1×10−8 1.0 2,2×10−8

SR-1 1.0 2,0×10−8 – –

A partir de las especificaciones de energıa y de las caracterısticas generales del 131I

que fueron descritas anterioremente, se muestra en la Tabla 5.9 los lımites de deteccion

que sugiere la ICRP en su publicacion 78 [30].

Tabla 5.9: Tecnica de Medicion [30]

Metodo de medicion Lımite de deteccion

Espectroscopıa gamma in vivo Tiroides 100 Bq

Espectroscopıa gamma en mues-

tras biologicas

orina 1 Bq/l

En el ICRP 78 [30] se presentan valores de fraccion de retencion o excrecion para el131I de acuerdo al(los) dıa(s) despues de la incorporacion. Para este trabajo se tomo el

modelo de inhalacion para el 131I tal y como se muestra en la Figura 5.6.

El modelo biocinetico del Iodo con inhalacion tipo F, se representa en la Figura 5.6

con un total de 23 compartimentos, conformados en tres grandes grupos: el modelo

compartimental para el estado inicial del tracto respiratorio con 14 compartimentos, el

tracto gastrointestinal con 4 compartimentos (se asume absorcion rapida f1=1), el Iodo

por separado con 5 compartimentos. Cada compartimento se representa por medio de

ecuaciones diferenciales de primer orden homogeneas con coeficiente constante.

En el Apendice B, se deducen las ecuaciones que representan la distribucion del Iodo

por cada compartimento. Si se aplica el metodo matricial para diagonalizar esta ma-

triz, obtendremos los autovalores asociados a la misma y ası resolvemos el sistema de

23 ecuaciones de este modelo, en donde los autovalores asociados al compartimento de

la tiroides graficados en funcion del tiempo posterior a la incorporacion representan las

fracciones de retencion en tiroides m(t), esta fraccion de retencion depende del tiempo

trasncurrido entre la medicion in vivo y la incorporacion.


Figura 5.6: Modelo Biocinetico del 131I considerando una incorporacion, tipo F por inhalacion

Los autovalores asociados al compartimento de la orina al ser graficados en funcion

del tiempo despues de una incorporacion representan la tasa de excrecion diaria de

orina trascurrido un tiempo t posterior a la incorporacion, esto se refiere a la fraccion

excretada en un perıodo de 24 horas precedentes al momento de la recoleccion y es

tenido en cuenta el decaimiento radiactivo durante la fase de recoleccion.

La primera etapa del desarrollo del programa de calculo DOSIE, contemplo la re-

solucion del problema compartimental por medio del metodo matricial senalado en el

parrafo anterior. Este metodo de calculo requiere el conocimiento de las condiciones de

contorno inicial, es decir; se debe establecer un matriz de incorporacion inicial I0 para

la incorporacion de 1 Bq, la cual se construye a partir de considerar los porcentajes de

deposicion en cada uno de los compartimentos de tracto respiratorio dependiente del

tamano de partıcula considerado (AMAD: 0 µm, 1µm o 5µm). Las matrices de incor-


poracion inicial I0 dependiendo del tamano de la particula se presentan a continuacion.

Para el caso de Aerosoles - Vapor (se supone un AMAD de 0 µm):

I0 = [0,1; 0,1999; 0,0001; 0; 0,049; 0,05; 0,0007; 0,09860; 0,1; 0,0014; 0,12; 0,24; 0,04;

0; 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0]

Para un AMAD de 1 µm:

I0 = [0,1489; 0,1896; 0,0001; 0; 0,007; 0,00599; 0,00009; 0,00987; 0,00949; 0,0001365;

0,03444; 0,06888; 0,01148; 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0]

Para un AMAD de 5 µm:

I0 = [0,3385; 0,3989; 0,0002; 0; 0,012; 0,00584; 0,00012; 0,00664; 0,00428; 0,000077;

0,01596; 0,03180; 0,00532; 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0]

En el Capitulo 7 se muestran los resultados obtenidos de los valores de m(t) pa-

ra tiroides y orina que seran comparados con los valores que reporta la ICRP en su

publicacion 78 [29]. A partir de estos valores de m(t) y con los resultados de las medi-

ciones realizadas dentro del programa de monitoreo aperacional inidividual establecido

en el Capitulo 4, se puede determinar la dosis efectiva comprometida E(50), etapa que

sera explicada en proximo Capitulo.

Capıtulo 6

Estimacion de Dosis Efectiva Comprometida E(50)

La Etapa 3, establecida en el protocolo de monitoreo operacional para los SMN que

manipulan 131I, propuesta en el Capıtulo 4, tiene como objetivo la interpretacion de las

mediciones obtenidas en la Etapa 2 del programa.

La ejecucion de esta etapa requiere que ademas del analisis y solucion del mode-

lo biocinetico explicado en el Capıtulo anterior, sea necesario definir metodologıas de

calculo de dosis de acuerdo a los lineamientos establecidos por las Guıas IDEAS [18].

Basicamente la dosis efectiva comprometida E(50) puede ser obtenida de acuerdo al

esquema presentando en la Figura 3.1 del Capıtulo 3 y que se muestra nuevamente en

la Figura 6.1.

I =M

m(t)=⇒ E(50) = Ie(50)

Figura 6.1: Esquema de calculo de dosis e incorporacion

De este esquema se senala que:

CAPITULO 6. ESTIMACION DE DOSIS EFECTIVA COMPROMETIDA E(50) 59

M es obtenido a partir de los mediciones in Vivo e/o in Vitro (Etapa 2, Seccion

4.3).

Los valores de e(50)inh son los coeficientes de dosis efectiva comprometida para

inhalacion y/o ingestion. ICRP 78 [30].

Los valores de m(t) son las fracciones de retencion y/o excrecion despues de la in-

corporacion de 1 Bq del radionucleido de interes; obtenidos a partir de la aplicacion

de metodos de calculo numerico matricial que resuelve el modelo compartimental.

(Capıtulo 5)

En cuanto a la estimacion de la Incorporacion, esta dependera de dos factores que

se relacionan entre sı, esto es: Estimacion de la Incorporacion con un solo dato de

medicion que esta relacionada a mediciones realizadas dentro de un monitoreo rutinario

y/o operacional o; Estimacion de la Incorporacion con multiples mediciones que esta

relacionado con la realizacion de un monitoreo especial y/o operacional. (Etapa 3,

Esquema Fig. 4.2).

6.1. Estimacion de la Incorporacion con un solo dato de me-

dicion

Si se dispone de una unica medicion, la mejor estimacion de la Incorporacion es por

medio de la siguiente expresion:

I =M

m(t)(6.1)

Donde:

M es el resultado de la medicion (In Vivo o In Vitro). Esto es:

Actividad retenida en todo el cuerpo o en organos particulares (Bq),

Actividad excretada, generalmente por dıa (Bq/dıa).

6.1.1. Monitoreo Rutinario

En este caso se asume que la incorporacion ocurre a mitad del intervalo de monitoreo

de T dıas.

I =M

m(T/2)(6.2)


Donde:

m(T/2): Valor de la fraccion de actividad despues de la incorporacion de 1 Bq del radio-

nucleido por inhalacion o ingestion, considerando que la incorporacion ocurrio a mitad

del perıodo de monitoreo (ICRP 78 [30]).

Influencia de Incorporaciones Previas

Cuando se realiza una estimacion de la incorporacion dentro de un programa de mo-

nitoreo rutinario debe tomarse en cuenta la influencia de incorporaciones previas. Es por

ello que ante una medicion M2, el calculo de la contribucion (PI1) de una incorporacion

previa I1 se hace por medio de la siguiente expresion:

PI1 = I1 ·m(

∆T1

2+ ∆T2

)(6.3)

Donde:∆T1

2= es el intervalo transcurrido entre la medicion M1 y la estimacion de la primera

incorporacion.

∆T2= es el intervalo entre la medicion M1 y la medicion M2.

La estimacion de la incorporacion en este caso se realiza de acuerdo a los siguientes

criterios de comparacion entre el valor de la medicion M2 y PI1 :

1. Si N2 = M2−PI1 > 0 : Existe una posible ocurrencia de una segunda incorporacion

I2.

2. Si N2 = M2 − PI1 = 0 : La medicion M2 se debe solo a la incorporacion I1.

3. Si N2 = M2 − PI1 < 0 : Existe una incoherencia entre I1 y M2.

En el caso en que ocurre una segunda incorporacion y se toma en cuenta la contri-

bucion de la incorporacion previa I1 (Caso N2 = M2−PI1 > 0), el calculo de esta nueva

incorporacion I2 se realiza en base a la medicion M2 por medio de la siguiente ecuacion:

I2 =N2

m(∆T2/2)(6.4)

Siendo N2 = M2 − PI1


Incertidumbre de la Medicion

Adicionalmente las Guıas IDEAS [18] introducen una metodologıa para realizar una

estimacion de las incertezas de las mediciones por medio del concepto de Factor de

dispersion SF (Scattering Factor). El SF es la desviacion geometrica estandar de una

distribucion de conteo que puede ser aproximada por una distribucion log-normal.

El chequeo de una medicion M se realiza por medio del SF, con el objetivo de decidir

si esta es: debida a una nueva incorporacion o, debida a una incorporacion previa o, si

esta en contradiccion con evaluaciones previas.

Tıpicamente los componentes de la incertidumbre total SF son agrupados en dos cate-

gorıas:

Tipo A: comprende aquellos componentes que se ajustan a la distribucion de

Poisson (errores de conteo). La desviacion estandar geometrica SFA para este tipo

de error se puede obtener a partir de la incerteza σA del valor de la medicion M

por medio de la siguiente expresion:

SFA = exp(σAM

)(6.5)

Tipo B: comprende todos los otros componentes que se ajustan a la distribucion

log-normal (variacion de la senal de fondo, variacion de la posicion del individuo

durante la medicion in vivo, variacion de las dimensiones corporales, superposi-

cion de estructuras, distribucion de la actividad en el cuerpo durante la medicion

in vivo, variacion del comportamiento biocinetico, la incertidumbre del patron de

calibracion y la variacion del rendimiento quımico para una medicion in vitro).

Cuando se tiene un numero considerable de mediciones, las Guıas IDEAS propo-

ne aproximar ambos tipos de errores a una distribucion log-normal. En estas guıas,

ası como en el Estandar Internacional ISO/DIS 27048 se pueden obtener los valores por

“default” de SFA y SFB para distintos tipos de mediciones.

La siguiente expresion permite el calculo de la incertidumbre total SF tomando en

consideracion los errores tipo A y B respectivamente:


SFi = exp

√[ln(SFA)i]

2 + [ln(SFB)i]2 (6.6)

Criterio de Evaluacion de Incorporaciones Previas a partir del SF

El SF se usa para evaluar la incerteza de la contribucion PI1 de una incorporacion

previa a la medicion actual, por medio de la siguiente forma de evaluacion:

1. Si M2 > PI1 ∗ SF 2, y por lo tanto N2 = M2 − PI1 > 0. Se confirma una nueva

incorporacion significativa.

2. Si P/SF 2 < M2 < P ∗SF 2, y por lo tanto N2 = M2−PI1 = 0. Entonces el valor de

la medicion M2 es consistente con la incorporacion evaluada previamente, y existe

una alta probabilidad de que no haya una nueva incorporacion (es decir, no existe

evidencia de una nueva incorporacion).

3. Si N2 es negativo o si M2 < P/SF 2, existe una discrepancia con las evaluaciones

anteriores. La razon de la discrepancia podrıa ser, por ejemplo: que el valor de la

medicion M2 no es confiable y/o las evaluaciones anteriores son incorrectas.

6.2. Estimacion de la Incorporacion con multiples mediciones

Cuando ocurra una incorporacion significativa, se debe implantar el programa de

monitoreo especial, realizando mediciones consecutivas. El calculo de la incorporacion

se debe realizar a traves de metodos estadısticos. Las Guıas IDEAS proponen el metodo

de Maxima Probabilidad para la estimacion de la actividad incorporada a traves de las

multiples mediciones realizadas.

El metodo de maxima probabilidad calcula una dada incorporacion, asumiendo que

las mediciones (Mi) tienen una distribucion log-normal.

Este metodo se basa en el calculo de la probabilidad de obtener el dato de una

medicion para una dada incorporacion I, calculando la funcion de probabilidad. La

incorporacion que da el mejor ajuste es aquella para la cual la probabilidad es maxima


y se obtiene a partir del SFi, a traves de la siguiente relacion:

Li(I) =1

Miln(SFi)√

2πexp

[−1

2

N∑i

[ln(Mi)− ln(Im(t))]2

[ln(SFi)]2

](6.7)

Donde I es la incorporacion real aguda a un tiempo t=0.

Cuando hay N mediciones independientes de bioanalisis, la funcion de probabilidad

combinada es el producto de las funciones de probabilidad de las mediciones individua-

les:

L(I) =N∏i

Li(I) (6.8)

La incorporacion que da el mejor ajuste se obtiene maximizando la funcion de pro-

babilidad L(I), lo cual es equivalente a maximizar su logaritmo o minimizar el negativo

de su logaritmo. En otras palabras maximizar L es equivalente a minimizar la siguiente

magnitud que se extrae de la ecuacion 6.7:

χ20(I) =

N∑i

[ln(Mi)− ln(Im(t))]2

[ln(SFi)]2(6.9)

El valor de I que hace mınima la ecuacion 6.9 se obtiene derivando dicha expresion

con respecto a ln(I) e igualando a cero. De esta forma la actividad Incorporada I en el

caso de multiples mediciones se puede estimar a partir de la siguiente expresion:

ln(I) =

N∑i=1

ln(Ii)

[ln(SFi)]2

N∑i=1

1

[ln(SFi)]2

(6.10)

Donde Ii es la Incorporacion Ii = Mi

m(ti)calculada para la i-esima medicion.

El error de la estimacion esta dado por la desviacion estandar, que se presenta en la

siguiente ecuacion:

σI = I ·∑i

[σMi/[Mi · [ln(SFi)]

2]]∑i[1/[ln(SFi)]2]

(6.11)

El resultado final de la Incorporacion promedio estimada debera ser representada

con su desviacion estandar como I ± σI .


6.3. Calculo de la dosis efectiva comprometida [E(50)]

A partir de la estimacion de la Incorporacion [I (Bq)] y con los factores de con-

version de dosis [coeficiente de dosis efectiva comprometida e(50)] de las publicaciones

ICRP 68 (1994), ICRP 71 (1995) y ICRP 72 (1995), se puede estimar la Dosis Efectiva

Comprometida E(50) a partir de la siguiente ecuacion:

E(50) = I(Bq)× e(50) (Sv/Bq)) (Sv) (6.12)

Donde: I es la actividad incorporada (Bq) y e(50) es el factor de conversion de dosis

(Sv/Bq).

Dentro de la Etapa 3 del protocolo de monitoreo operacional propuesto en el Capıtu-

lo 4, se senala que la Incorporacion y la Dosis Efectiva Comprometida E(50) pueden

ser obtenidas a partir del uso de una herramienta de calculo de dosis.

En vista de que las herramientas de evaluacion con las que se cuenta actualmente

presentan una alta complejidad a la hora de ser utilizadas, uno de los objetivos que se

planteo en este trabajo fue el desarrollo de un sencilla herramienta de calculo, llamada

DOSIE, utilizando las ventajas que presenta el software matematico MATLAB en cuan-

to a la manipulacion de de matrices, representacion de datos y funciones, y creacion de

interfaces de usuario (GUI).

En la Seccion 3.5 del Capıtulo 3, fueron descritas algunas de las caracterısticas que

presenta DOSIE, las cuales comprende: la solucion del modelo biocinetico del 131I con-

siderando varıas vıas de incorporacion, ası como los tamano de partıcula mas relevantes

a ser tomados en cuenta en las evaluaciones ocupacionales realizadas en un SMN. En el

siguiente Capıtulo se explicara con detalle el entorno grafico disenado en este programa,

el cual es un elemento importante del programa de monitoreo operacional propuesto en

este trabajo.

Capıtulo 7

Software de Calculo DOSIE

En Capıtulos anteriores se ha venido senalando, que uno de los elementos de gran

importancia que presenta la propuesta de monitoreo, es la creacion de un nuevo software

de calculo que este mas enfocado a las evaluaciones que se realizan con radionucleidos

utilizados en un SMN, y cuyos metodos de calculo esten basados en las recomendaciones

internacionales [3, 18, 29, 30] descritas en los Capıtulos 5 y 6.

El software DOSIE version 1.0 (Dose and Intake Estimation), nace inicialmente de

resolver en MATLAB el problema compartimental del 131I para varıas vıas de incorpo-

racion, obteniendo en cada caso, las fracciones de retencion y/o excrecion m(t) para los

compartimentos de interes a la hora de realizar una evaluacion dıas posteriores a una

incorporacion.

A partir del desarrollo de una interfaz grafica amigable y utilizando los criterios de

evaluacion descriptos en el Capıtulo 6, se arma una herramienta que permite la esti-

macion de la Incorporacion debido a una unica medicion (monitoreo rutinario) o por

multiples mediciones (monitoreo especial) y a partir de esto realizar el calculo de la

Dosis Efectiva Comprometida E(50).

En el siguiente diagrama de flujo se simplifican las funciones que fueron desarrolladas

en este programa, las cuales se explicaran con mayor detalle a continuacion:

CAPITULO 7. SOFTWARE DE CALCULO DOSIE 66

Figura 7.1: Esquema general de las caracterısticas que posee el programa DOSIE

7.1. Inicio

El acceso a la pantalla de inicio del programa es a traves de la ventana de comando

de MATLAB, tecleando la palabra: DOSIE. En esta ventana de Inicio el usuario puede

ingresar al Modulo de Calculo a traves de la opcion Entrar (o Enter). Tal como se

muestra en la siguiente Figura.


Figura 7.2: Pantalla de Inicio de DOSIE

7.2. Modulo de Calculo

Al ingresar al Modulo de Calculo el usuario inicialmente puede seleccionar los para-

metros del modelo biocinetico de interes necesarios para la obtencion de los valores de

fracciones retencion y/o excrecion (m(t)). La pantalla de inicio del Modulo de calculo

es la que se muestra a continuacion:

Figura 7.3: Modulo de calculo

Los componentes que presenta este Modulo de calculo y las operaciones que se pueden


realizar se describen a continuacion.

7.2.1. Eleccion de los Parametros del Modelo

En la casilla General se presentan los parametros que el usuario puede seleccionar

para el analisis del modelo biocinetico de interes. Estos parametros se describen a

continuacion en la Tabla 7.1:

Tabla 7.1: Eleccion de parametros del modelo biocinetico a ser usado para el calculo de los

valores de m(t)

I Radionucleido: ∗ Inicialmente incluido los modelos del 131I

Nota: Opciones abiertas para el ingreso de

los modelos biocineticos de isotopos relacio-

nados en el area de medicina nuclear (Ej.99mTc,18F, etc.)

I Vıa de ∗ Ingestion

Incorporacion: ∗ Inhalacion.

I AMAD ∗ Vapor

(Caso Inhalacion) ∗ 1 µm

Nota: Opcion desacti-

vada en caso Ingestion

∗ 5 µm

I f1 Caso 131I de absorcion rapida f1=1.0

7.2.2. Calculo de m(t)

Los parametros descriptos anteriormente permiten la eleccion del modelo biocinetico

a evaluar. El siguiente paso luego de la eleccion de dichos parametros es el calculo de los

valores de retencion y/o excrecion m(t) en los compartimentos de interes, como funcion

de los dıas posteriores a una incorporacion de 1 Bq. Estos valores de m(t) son obtenidos

en el programa luego de pulsar el boton Calculo de m(t).

Estos valores de las fracciones de retencion y/o excrecion se obtienen de la resolver

el modelo compartimental a partir del metodo matricial explicado en el Apendice B.

Para el caso del 131I el programa resuelve el modelo biocinetico considerando las vıa

de incorporacion:Inhalacion e Ingestion. En el caso de Inhalacion se consideran los ta-

manos de partıculas mas relevantes en las evaluaciones ocupacionales.


En este programa se puede obtener de forma grafica y numerica los valores de m(t),

tal y como fue descrito en el Capıtulo 5, y que en el caso de la tiroides representa la

fraccion de retencion dependiendo del tiempo (en dıas) despues de una incorporacion,

y en el caso de orina recolectada 24 horas, representa la tasa de excrecion tambien en

funcion del tiempo (en dıas) despues de una incorporacion.

Figura 7.4: Calculo de m(t)

7.2.3. Seleccion Tipo de Monitoreo

Con la obtencion de los valores de m(t), se abre la opcion al usuario de Seleccionar

el Tipo de Monitoreo, cuyas opciones dependen de las cantidad de mediciones a ser

evaluadas, esto es:

Tabla 7.2: Seleccion del Tipo de Monitoreo

I Rutinario

Estimacion de incorporacion y dosis a partir de una sola medicion.

(Seccion 6.1 - Capıtulo 6)

I Especial

Estimacion de incorporacion y dosis a partir de multiples medicio-

nes. Metodo de Maxima Probabilidad. (Seccion 6.2 - Capıtulo 6)

I Opcion Rutinario:

El programa muestra la siguiente casilla que permite el calculo de Incorporacion y

Dosis Efectiva Comprometida E(50) en un Monitoreo Rutinario:


Tabla 7.3: Opcion Monitoreo Rutinario

ww�

La evaluacion de la Incorporacion en este Modulo se realiza de acuerdo a los criterios

presentados en la seccion 6.1 del Capıtulo 6 y a partir de los datos ingresados por el

usuario, esto es: Tiempo (en dıas) transcurrido luego de una incorporacion (se consi-

dera que la Incorporacion ocurre a mitad del perıodo de evaluacion), Medicion (Bq),

incerteza asociada a la medicion (Bq) que corresponde a los errores tipo A definidos

anteriormente.

Figura 7.5: Casillas de Ingreso de datos

Las operaciones que se realizan en este Modulo son:

1. Calculo del valor de SF a partir de los datos ingresados por el usuario y utilizando

la ecuacion 6.6. Para el calculo de SF se utilizaron los valores de SFB que reporta

las Guıas IDEAS [18].

2. Calculo de la Dosis Efectiva Comprometida E(50) de acuerdo a la ecuacion 6.12

explicada en la seccion 6.3.

3. Influencia de Incorporaciones Previas: Esta opcion se activa pulsando el boton

Incorporaciones Previas.


ww�

Figura 7.6: Influencia Incorporaciones previas

La ecuacion 6.3 es usada para el calculo de la contribucion (PI1) de una incorporacion

previa I1. Este programa utiliza el criterio de evaluacion de Incorporaciones Previas a

partir del SF explicado en el Capıtulo 6. En el caso en que N2 = M2−PI1 > 0, existe una

nueva incorporacion, y el programa da informacion al usuario del resultado obtenido a

traves de una pantalla externa de mensaje:

w�

Figura 7.7: Influencia Incorporaciones previas


4. En la opcion Ver grafica el usuario puede visualmente comparar la medicion

evaluada con la estimacion teorica del modelo a partir del valor de la incorporacion

I calculada. Tal como se muestra a continuacion:

Figura 7.8: Casillas de Ingreso de datos

I Opcion Especial:

El programa muestra la siguiente casilla que permite el calculo de Incorporacion y Dosis

Efectiva Comprometida E(50) en un Monitoreo Especial:

Figura 7.9: Opcion Monitoreo Especial

ww�


En este Modulo del programa el usuario puede estimar la Incorporacion a partir de

un conjunto de datos ingresados directamente desde una planilla de Excel. El metodo

estadıstico utilizado para la estimacion de la Incorporacion, a partir de un conjunto

de mediciones realizadas dentro de un programa de monitoreo especial, es el metodo

de Maxima Probabilidad sugerido por las Guıas IDEAS [18] y que fue brevemente

explicado en la Seccion 6.2 del Capıtulo 6. El proceso de evaluacion de un grupo de

mediciones se explicara a continuacion de acuerdo a la numeracion que sigue la Figura

7.9:

1. Instructivo data.xls: Al pulsar este boton el usuario encontrara las instrucciones

de como debe ordenar la informacion de los datos que desea analizar en la plantilla

de Excel:

Figura 7.10: Mensaje: Instructivo data.xls

2. Cargar data.xls: El usuario puede cargar el archivo “.xls” con los datos ordenados

en el orden especificado anteriormente. El sistema automaticamente realiza los

calculos de: Incorporacion, desviacion estandar de la Incorporacion estimada y la

Dosis Efectiva Comprometida E(50).

Figura 7.11: Cargar data.xls


3. Resultados de la Aplicacion del Metodo de Maxima Probabilidad

Al cargar los datos, el programa realiza la estimacion de la Incorporacion utilizando

el Metodo de Maxima Probabilidad explicado en la seccion 6.2. Las ecuaciones 6.10

y 6.11 son aplicadas para el calculo de la incorporacion y su respectiva desviacion

estandar. El programa emite adicionalmente los resultados obtenidos por medio de

un mensaje informativo al usuario, informando el metodo utilizado y confirmando

que los datos han sido cargados exitosamente.

=⇒

Figura 7.12: Mensaje informativo y pantalla de resultados obtenidos

4. Visualizacion grafica

Al igual que en el Modulo de Rutinario, en este caso el usuario tambien puede

visualmente comparar los datos evaluados con la estimacion teorica del modelo

a partir del valor de la incorporacion I calculada. Tal como se muestra en el

siguiente ejemplo de la evaluacion de 3 mediciones realizadas en un monitoreo

especial: Ejemplo:

Figura 7.13: Visualizacion grafica de los datos manejados. Criterio visual del ajuste realiza-

do.(Ejemplo de 3 mediciones)

5. Test Chi-cuadrado: Adicional al criterio visual que permite verificar si se desea

rechazar o no un ajuste. Este programa utiliza los criterios sugeridos por las Guıas

IDEAS para rechazar un ajuste cuando los datos de las mediciones realizadas


no esten en concordancia con las estimaciones teoricas, utilizando el Test Chi-

cuadrado de acuerdo a lo explicado en el Apendice C. Se debe verificar que el valor

de p 0.05 para aceptar el ajuste.

7.3. Aplicacion del programa DOSIE v 1.0

En esta seccion se presentaran algunas verificaciones de los resultados que fueron

obtenidos con el software DOSIE durante su desarrollo.

La primera parte de la verificacion se realizo utilizando el codigo computacional AI-

DE (Activity and Internal Dosis Estimate), que es un programa utilizado por los paıses

participantes del Proyecto ARCAL RLA/9/049 para la evaluacion de la actividad incor-

porada de radionucleidos y la dosis efectiva comprometida debido a esta incorporacion.

La segunda parte de verificacion se centro en la revision de los resultados obtenidos de

los ejercicios presentados en el Curso de Metodos Avanzados para Dosimetrıa Interna,

realizado por el grupo de Dosimetrıa Interna de la Autoridad Regulatoria Nuclear en

Agosto de 2009.

7.3.1. 1era Verificacion: Valores de m(t) obtenidos en el software DOSIE

La obtencion de los valores de m(t) de tiroides y orina que surgen a partir de resolver

el modelo compartimental del 131I es la etapa mas importante en la verificacion de los

resultados obtenidos con el DOSIE.

El problema compartimental del 131I, es un problema de un conjunto de ecuaciones

diferenciales homogeneas con coeficientes constantes que el software DOSIE resuelve

por medio de un algoritmo de calculo matricial que fue desarrollado en este trabajo.

Este metodo matricial es explicado brevemente en el Apendice B. Las consideraciones

iniciales tomadas en cuenta para la solucion del modelo (vıa de incorporacion, AMAD,

f1, vector de incorporacion inicial), fueron senaladas y explicadas en el Capıtulo 5.

Los autovalores asociados al compartimento de la tiroides graficados en funcion del

tiempo despues de una incorporacion representan las fracciones de retencion en tiroides

m(t), y los autovalores asociados al compartimento de la orina al ser graficados en

funcion del tiempo despues de una incorporacion representan la tasa de excrecion de


orina recolectada 24 horas (m(t)). Se realizo una verificacion de estos valores de m(t)

obtenidos en el DOSIE con los valores que reporta el software AIDE, los cuales se pueden

observar en las graficas que se presentan a continuacion. Con lıneas se representan los

valores reportados por el AIDE y por sımbolos se representan los obtenidos con el

DOSIE.

1. Valores de m(t) de tiroides y orina resultantes de resolver el modelo biocinetico

del 131I considerando como principal vıa de incorporacion Inhalacion y un AMAD

de 5µm.

Figura 7.14: Valores de m(t) para 131I, Inhalacion con AMAD=5µm


del 131I considerando como principal vıa de incorporacion Inhalacion, caso Vapor.


del 131I considerando como principal vıa de incorporacion Ingestion.

En los tres casos se pudo comprobar de forma satisfactoria que los valores de m(t)

obtenidos con el DOSIE reproducen de forma bastante aproximada el comportamiento

del 131I en los compartimentos de la tiroides y orina, ası como la hace el software AIDE

y como lo representa el ICRP en su publicacion 78 [30].


Figura 7.15: Valores de m(t) para 131I, Inhalacion Tipo V (vapor)

Figura 7.16: Valores de m(t) para 131I, Ingestion

7.3.2. 2era Verificacion: Estimacion de la Incorporacion y Dosis Efectiva

Comprometida E(50)

Durante todo el proceso de desarrollo del software DOSIE y la inclusion de los al-

goritmo de calculo de Incorporacion y Dosis Efectiva Comprometida E(50) se fueron

realizando diversas verificaciones por medio de un grupo de ejercicios que fueron presen-

tados y resueltos en el Curso de Metodos Avanzados para Dosimetrıa Interna, realizado


por el grupo de Dosimetrıa Interna de la Autoridad Regulatoria Nuclear en Agosto de

2009. En todas estas verificaciones los resultados obtenidos con el DOSIE concuerdan

de forma exitosa con los evaluados en dicho curso. Es por ello que en esta seccion se

presenta al menos un ejercicio que muestra la potencialidad del software a la hora de

realizar estos calculos.

Como se explico en el Capıtulo 6, la evaluacion de la Incorporacion dependera de

si las mediciones fueron realizadas dentro de un monitoreo rutinario, obteniendo una

estimacion a partir de un unico dato de medicion; o si se realizo un conjunto de me-

diciones dentro de un programa de monitoreo especial, con lo cual es usado el metodo

de maxima probabilidad. En este ejemplo que presentamos a continuacion se realiza

la estimacion de la dosis a partir de un monitoreo especial realizado a un trabajador

que presentaba un caso de incorporacion aguda. La descripcion del evento inicial que

conlleva a la evaluacion se presenta a continuacion:

Descripcion del evento: Caso Incorporacion aguda 131I

Un trabajador encargado de diversos procesos de manipulacion de 131I (fracciona-

miento y elusion) en altas cantidades, destinadas a enser entregadas en diversos

SMN, no siguio el procedimiento habitual por lo que no trabajo bajo la campana

de extraccion ni utilizo guantes de latex. El iodo, en forma volatil paso al aire y

fue respirado por el trabajador. Durante un monitoreo de rutina fue descubierta

una contaminacion interna, luego de que fuera medida la actividad en tiroides. La

frecuencia de monitoreo para la contaminacion interna es de 30 dıas. La fecha de

un monitoreo previo fue el 2 de junio de 2003 y en esa fecha no hubo Actividad

detectable. A partir del 2 de Julio de ese mismo ano se realizan tres mediciones

dentro de un programa de monitoreo especial, cuyos datos obtenidos se senalan en

la siguiente Tabla.

Tabla 7.4: Medicion de la actividad de 131I retenida en tiroides

Formal del material: Se supone Tipo Vapor

Tiempo (d) Actividad (Bq) Incerteza (Bq)

15 8750 900

22 5640 580

29 1950 220

La estimacion de Incorporacion y dosis realizando el proceso de evaluacion de


forma manual con ayuda de un hoja de calculo de excel y luego utilizando software

DOSIE arrojo los siguientes resultados:

Tabla 7.5: Resultados de la estimacion de incorporacion y E(50)

Metodo de Evaluacion: DOSIE Excel Error Porcentual

Incorporacion (Bq) (1.343 ± 0.142)×105 (1.346 ± 0.140)×105 0.15 %

Dosis Efectiva Comprometida

E(50) (mSv)

2.687 2.691 0.15 %

Los valores de m(t) utilizados para la estimacion de la Incorporacion en la plantilla

de excel fueron tomados de las tablas ofrecidas por el MONDAL/MONDES (Na-

tional Institute of Radiological Sciences, Japan). Como se observo en el Tabla 7.5

los resultados obtenidos con ambos metodos presentan un diferencia porcentual

de un 0.15 % que posiblemente se deba a errores de redondeo entre los metodos y

a pequenas diferencias entre los valores de m(t) que se obtienen con el DOSIE y

los que reporta el MONDAL. Para concluir con este caso, se muestra una grafica

obtenida en el DOSIE de las mediciones evaluadas, lo cual permite en primera

aproximacion decir si se rechaza o no el ajuste estadıstico realizado.

Figura 7.17: Mediciones Caso: ejemplo de Inhalacion Aguda, Evaluacion con el DOSIE

Capıtulo 8

Conclusiones

En el Capıtulo 1 de este trabajo se presentaron una serie de objetivos, los cuales

a lo largo del trabajo se fueron abordando, y del analisis y resultados obtenidos en el

desarrollo de este proyecto se presentan las siguientes conclusiones:

1. Se identifico la necesidad de desarrollar e implementar un programa de monitoreo

operacional debido a incorporacion de 131I a aquellos trabajadores relacionados a

tareas de fraccionamiento, elusion y administracion de iodo terapeutico, basado a

partir de los siguientes analisis iniciales:

a) Se identifico que los SMN en donde sea manipulado 131I para terapia, estan

clasificados como laboratorios de radionucleido tipo A, esto de acuerdo a la

radiotoxicidad del radionucleido y las cantidades que son manejadas.

b) El establecimiento de un sistema de limitacion de dosis y una revision de las

magnitudes que realmente son evaluadas en la actualidad en diversos paıses,

permitio identificar que en los SMN no es evaluada la dosis efectiva compro-

metida E(50), y no existe ni una reglamentacion vigente, ni un protocolo claro

y concreto que permite la evaluacion de los trabajadores de forma rutinaria

y/o operacional.

Como resultado de este analisis inicial y a partir del relevamiento de los parametros

radiologicos que forman parte de un programa de monitoreo ocupacional debido

a incorporacion de material radiactivo, en este trabajo de forma satisfactoria se

desarrollo una propuesta/ protocolo de un programa de monitoreo operacional de

forma sencilla y factible cuya implementacion en los SMN de hospitales puede

realizarse no solo por un organismo externo al SMN, sino tambien por medio del

CAPITULO 8. CONCLUSIONES 81

oficial de seguridad radiologica encargado del Servicio, utilizando los equipos que

posee la instalacion.

Esta propuesta permite de forma clara establecer los parametros necesarios para

poner en marcha un programa de monitoreo operacional que enmarcado dentro de

un programa de proteccion radiologica global, permita identificar no solo las areas

que deben ser relevadas dentro del servicio, si no tambien a aquellos trabajadores

involucrados que requieran una evaluacion de los procedimientos que realizan.

La implementacion del protocolo propuesto en este trabajo en los SMN de diversos

hospitales permitira la ejecucion de mediciones in vivo de radionucleidos en situa-

ciones de sospecha de exposicion interna y tambien para el monitoreo rutinario

de trabajadores con riesgo de exposicion interna. Las evaluaciones que se realicen

dentro del marco de este programa de monitoreo deben influir en la decision de

realizar mejoras tanto en la instalacion, como en los procedimientos que realiza el

trabajador de forma de mejorar sus condiciones en el lugar de trabajo donde se

encuentre mas expuesto y de esta forma disminuir la probabilidad de incorporacion

y por tanto la dosis recibida.

2. Uno de los elementos importantes que complementa esta propuesta de monitoreo

operacional debido a exposicion interna, fue el desarrollo de una nueva herra-

mienta de calculo de dosis llamada DOSIE orientada a cubrir las necesidades de

evaluacion de las dosis ocupacionales en los servicios de medicina nuclear. Entre

las caracterısticas mas importantes que presenta este software, se encuentra que:

a) Ha sido disenado en base a los ultimos lineamientos dados por las guıas IDEAS.

b) Presenta una interfaz grafica amigable y sencilla de utilizar por cualquier usua-

rio de los SMN.

c) Al poseer el codigo fuente, esto permite a futuro, la modificacion de los modelos

ya ingresados, ası como la inclusion de nuevos modelos, todo esto orientado a

que las mejoras que se realicen se ajusten cada vez mas a las necesidades de

evaluacion de los centros donde sea utilizado este programa.

Apendice A

Definiciones Basicas

A.1. Glosario de Terminos

1. Actividad Sistemica: En todos los modelos, la fraccion de la incorporacion que

entra al sistema circulatorio se denomina incorporacion sistemica (uptake).

2. AIDE (Activity and Internal Dosis Estimate): Estimacion de la actividad y

la dosis interna, especialmente disenado para atender a las necesidades de los paıses

participantes del Proyecto ARCAL RLA/9/049. Este codigo tiene como objetivos

evaluar la actividad incorporada de radionucleidos y la dosis efectiva comprometida

debido a esta incorporacion, a partir de datos de la vigilancia in vivo e in vitro.

3. AMAD - Diametro aerodinamico medio por actividad: El valor del diame-

tro aerodinamico es aquel en el cual el 50 % de la actividad suspendida en el aire en

un aerosol (clasificada aerodinamicamente) esta asociada a partıculas con diame-

tro aerodinamico (dae) mayor que el AMAD y 50 % de la actividad se asocia a

partıculas mas pequenas que el AMAD. se supone generalmente una distribucion

log-normal.

4. ARCAL: Acuerdo Regional de Cooperacion para la promocion de la Ciencia y

Tecnologıa Nuclear en America Latina.

5. ARN: Autoridad Regulatoria Nuclear.

6. CDA - Concentracion derivada en aire: Lımite derivado de la concentracion

de la actividad en el aire de un radionucleido especıfico, calculado de tal forma que

un trabajador tıpico que respire el aire con una contaminacion constante en la CDA

APENDICE A. DEFINICIONES BASICAS 83

mientras realiza una actividad fısica ligera durante un ano de trabajo, recibirıa el

lımite anual de incorporacion para el radionucleido en cuestion. Calculada como

el lımite anual de la dosis efectiva dividida por el coeficiente de dosis, e(50)inh,y

el volumen del aire inhalado por el trabajador adulto de referencia en un ano

activo (2.4×103m3). La unidad de la CDA es el (Bq/m3). Por ejemplo para el 131,

tomando los valores de ALI tenemos:

CDA =ALI

2,4× 103(Bq/m3) (A.1)

Tabla A.1: Valores de CDA de 131I para distintas clases de modo de inhalacion [30]

Clase ALI(Bq) CDA (Bq/m3)

- 1, 82× 106 758

SR-1 1, 00× 106 417

7. Diametro aerodinamico: El diametro de una esfera de densidad unitaria que

tiene la misma velocidad terminal de asentamiento en aire que la partıcula de

interes.

8. Dosis Absorbida: La magnitud dosimetrica fundamental utilizada en proteccion

radiologica es la Dosis Absorbida, D. Se define como la energıa absorbida por

unidad de masa, siendo su unidad el julio por kilogramo, que recibe la notacion de

gray (Gy). La dosis absorbida D, se define por la relacion:

D =dε

dm(A.2)

Donde dε es la energıa media impartida por la radiacion inonizante a la materia

en un elemento de volumen y dm es la masa de la materia en ese elemento de

volumen.

9. Exposicion: Acto o situacion de estar sometido a irradiacion. La exposicion puede

ser externa (irradiacion causada por fuentes situadas fuera del cuerpo humano),

o interna (irradiacion causada por fuentes existentes dentro del cuerpo humano).

La exposicion puede clasificarse en normal o potencial; ocupacional, medica o del

publico; ası como, en situaciones de intervencion, en exposicion de emergencia o

cronica.


10. Exposicion ocupacional: Toda exposicion de los trabajadores sufrida durante

el trabajo, con excepcion de las exposiciones excluidas del ambito de las Normas

y de las exposiciones causadas por las practicas o fuentes exentas con arreglo a las

Normas.

11. Incorporacion: Acto o proceso en el cual los radionucleidos ingresan en el cuerpo,

por inhalacion, o ingestion, o a traves de la piel; o actividad adquirida por un cuerpo

por ese acto o proceso (intake).

12. Lımite: Valor de una magnitud, aplicado en ciertas actividades o circunstancias

especıficas, que no ha de ser rebasado.

13. Lımite anua de incorporacion (ALI): Incorporacion por inhalacion, ingestion o

a traves de la piel, de un radionucleido dado en un ano, en el hombre de referencia,

que tendrıa como consecuencia una dosis comprometida igual al lımite de dosis

correspondiente. El ALI se expresa en unidades de actividad. Para el caso especıfico

del 131I con un e(50)inh(Sv/Bq)=1,1x10−8 y e(50)inh,SR−1(Sv/Bq)=2,0x10−8, y

suponiendo un lımite de dosis anual de 0.02 Sv, tenemos:

ALI =0,02

ej(50)(Bq) (A.3)

Tabla A.2: Valores de ALI de 131I para distintas clases de modo de inhalacion [30]

Clase e(50) (Sv/Bq) ALI(MBq)

- 1,1x10−8 1,82

SR-1 2,0x10−8 1,00

14. MONDAL/MONDES: National Institute of Radiological Sciences, Japan. Soft-

ware desarrollado por Ishigure Nobuhito, y consiste en la presentacion de tres

tablas de visualizacion electronica para la retencion/ excrecion de radionucleidos

inhalados o ingeridos, y un programa por medio del cual se puede calcular rapida-

mente la incorporacion de radionucleidos y la dosis efectiva comprometida.

15. OIEA: Organismo Internacional de Energıa Atomica.

16. SMN: Servicio de Medicina Nuclear.


17. Vida media biologica, Tb: El tiempo que le toma a un sistema biologico, tal

como un tejido o a todo cuerpo, para eliminar, por procesos naturales diferentes

del decaimiento radiactivo, 50 % de la cantidad de radionucleido que ha entrado

en el.

18. Vida media efectiva, Te: El tiempo que le toma a la cantidad de radionucleido

depositado en un organismo vivo reducirse en un 50 % como resultado de la accion

combinada del decaimiento radiactivo y la eliminacion biologica, es decir:

Te =TbTpTb + Tp

donde Tb es la vida media biologica y Tp es la vida media fısica.

A.2. Tablas


Tabla A.3: Clasificacion de los radionucleidos de acuerdo a su relativa radiotoxicidad por unidad

de actividad

Apendice B

Solucion del Problema Compartimental

B.1. Modelos de Compartimentos lineales

El analisis compartimental se basa en la descomposicion de un proceso o fenomeno en

un numero finito de partes llamadas compartimentos que interactuan entre sı a traves

del intercambio de flujo. En el caso particular de interes para este trabajo, trataremos

el caso de incorporacion y distribucion de isotopos en el organismo; estos fenomenos

son tratados matematicamente por medio de los modelos compartimentales lineales con

coeficientes constantes. A continuacion vamos a explicar un poco en que consiste estos

modelos. Un modelo compartimental esta normalmente representado por un diagrama

de bloques, donde los compartimentos se representan en circunferencias, o rectangulos;

los intercambios entre compartimentos entre sı y entre los compartimentos y el exterior,

estan representados por flechas, tal como se muestra en la Figura B.1:

Figura B.1: Modelo general bicompartimental

APENDICE B. SOLUCION DEL PROBLEMA COMPARTIMENTAL 88

Sea un modelo formado por los compartimentos 1 y 2, tal como se muestra en la

figura B.1, con entrada en ambos compartimentos representados por las funciones b1(t)

y b2(t) con t>0. Suponemos que hay transferencias desde 1 a 2 y desde 2 a 1, con

coeficientes de transferencia k12 y k21 respectivamente. Ademas suponemos que desde

1 y 2 hay eliminacion hacia el exterior dada por el coeficiente de eliminacion k10 y k20.

La variacion de Q1 y Q2 (por simplicidad eliminaremos de la notacion la dependencia

de t) podemos describirla como sigue:

En el compartimento 1:

dQ1

dt= −transfer. hacia 2− salida exterior + entrada desde 2 + entrada exterior

En el compartimiento 2:

dQ2

dt= −transfer, hacia 1− salida exterior + entrada desde 1 + entrada exterior

La tasa de transferencia de 1 a 2 en el instante t viene dada pork12Q1(t), y la salidas

de 1 al exterior viene dada por k10Q1(t), ambas con signo negativo por tratarse de salidas

del sistema. Las dos entradas al compartimento 1 son: una desde el compartimento 2

dada por k21Q2(t) y otra desde el exterior del sistema dada por b1(t), por lo que:

dQ1

dt= −k12Q1 − k10Q1 + k21Q2 + b1(t) (B.1)

En igual sentido, la variacion de Q2, en el compartimento 2, esta dada por:

dQ2

dt= −k21Q2 − k20Q2 + k12Q1 + b2(t) (B.2)

Reagrupando los terminos en comunes de las ecuaciones B.1 y B.2, tenemos:dQ1

dt= −(k12 + k10)Q1 + k21Q2 + b1(t)

dQ2

dt= −(k21 + k20)Q2 + k12Q1 + b2(t)

(B.3)

Estas ecuaciones junto con las condiciones iniciales Q1(0), Q2(0), que representan

la cantidad existente en cada compartimento en t=0, constituyen el modelo comparti-

mental. En notacion matricial se puede escribir por:

Q′(t) = AQ(t) + b(t)


Con:

Q′(t) =

(Q′1(t)

Q′2(t)

); A =

(−K12 k21

k12 K21

); x(t) =

(Q1(t)

Q2(t)

); b(t) =

(b1(t)

b2(t)

)Siendo K12 = k12 + k10 y K21 = k21 + k20. Podemos decir que K12 y K21 representan

el coeficiente de transferencia total desde los compartimentos 1 y 2, respectivamente.

Como en el caso a estudiar en este trabajo la sustancia transferida se trata de un ra-

dioisotopo debemos incluir la constante de desintegracion λR, entonces tendrıamos que

K12 = k12 + k10 + λR y lo mismo serıa para la constante K21.

Por lo que en general para cualquier compartimento i, de un sistema que contenga

n compartimentos, puede existir un flujo entrante hacia i procedente desde otros com-

partimentos del sistema y desde el exterior. Asimismo puede existir flujo saliente por

transferencias desde i hacia otros compartimentos del sistema, ası como por eliminacio-

nes desde i hacia el exterior. Por tanto la dinamica de intercambio de material en este

i-esimo compartimento esta dada por la ecuacion de balance de masa:

dQi

dt= tasa de flujo que entra− tasa de flujo que sale i = 1, 2, ..., n

Donde Qi(t) es la cantidad presente en el compartimento i en cualquier instante t>0.

A continuacion vamos a describir brevemente el metodo matematico usado para

resolver el problema de compartimentos de primer orden lineal. Cabe senalar que como

estas son ecuaciones diferenciales de primer orden con coeficientes constantes, existen

muchas herramientas matematicas que pueden ser usadas para resolver estas ecuaciones,

en este trabajo fue usado el metodo matricial.

B.2. Metodo Matricial

La transferencia entre compartimentos es de primer orden. la cinetica esta descrita

por un sistema de ecuaciones lineales de la forma:

dQ(t)

dt= KQ(t) (B.4)

Donde:

K = Matriz de tasa de transferencia biologica j→i con elementos Kij. Con i6=j


Q = Vector de estado con elementos Qi(t).

Ademas de la tasa de transferencia biologica, esta la tasa de decaimiento radiactivo λR

por tanto la cinetica queda descrita por:

dQ(t)

dt= AQ(t) (B.5)

con A = K − λI con Q(0) = Q0. Donde I es la matriz identidad.

La solucion de la ecuacion (B.5), es completamente analoga al problema unidimen-

sional:

Q(t) = Q0eAt (B.6)

Usando el problema de autovalores y autovectores propios de una matriz tenemos

que: Si una matriz S cuyas columnas son vectores propios de A con valor propio λ, se

cumple que:

AS = λS (B.7)

Cuyos valores propios se encuentran a partir de la relacion:

A− λI = 0 (B.8)

Y los vectores propios deben cumplir que:

[A− λI] S = 0 (B.9)

Para la matriz A m×m con un conjunto de m vectores propios linealmente indepen-

dientes se tiene:

A = SΛS−1 (B.10)

En donde S es una matriz cuyas columnas son formadas por los m vectores propios

Si. S−1 es la matriz inversa de S, y Λ es la matriz diagonal formada por los m valores

propios λ1, λ2, λ3, . . . , λm. Por lo que:

A = (S1, S2, . . . , Sm)

λ1 . . . . . . 0

0 λ2 . . . 0...

.... . .

...

0 . . . . . . λm

(S1, S2, . . . , Sm)−1 (B.11)


En particular;

eΛt = (S1, S2, . . . , Sm)

eλ1t . . . 0

.... . .

...

0 . . . eλmt

(S1, S2, . . . , Sm)−1 (B.12)

Por lo tanto la solucion del sistema de ecuaciones esta dada por:

Q(t) = S

eλ1t . . . 0

.... . .

...

0 . . . eλmt

S−1Q0 (B.13)

B.3. Ecuaciones del Modelo Biocinetico del I-131 Inhalacion

En el capitulo 5 se describio en detalle el modelo biocinetico del 131I considerando

como principal vıa de incorporacion la inhalacion, y absorcion tipo F. Las 23 ecuaciones

que representan la dinamica que sigue cada compartimento, se presentan a continuacion,

de acuerdo al modelo descrito en la siguiente Figura:

Figura B.2: Modelo Biocinetico del 131I considerando una incorporacion tipo F por inhalacion


- ET1dQET1(t)

dt= I(t)DET1 − (1 + λR)QET1(t) (B.14)

- ET2

dQET2(t)

dt= 0,9995I(t)DET2 + 10QBB1(t) + 0,03QBB2(t)− (200 + λR)QET2(t) (B.15)

- ETseq

dQETseq(t)

dt= 0,0005I(t)DET2 − (100, 001 + λR)QETseq(t) (B.16)

- LN(ET)dQLNET (t)

dt= 0,001QETseq(t)− (100 + λR)QLNET (t) (B.17)

- BB1

dQBB1(t)

dt= (0,993− fs(BB))I(t)DBB + 2Qbb1(t) + 0,03Qbb2(t)− (110 + λR)QBB1(t)

(B.18)

- BB2

dQBB2(t)

dt= fs(BB)I(t)DBB − (100, 03 + λR)QBB2(t) (B.19)

- BBseq

dQBBseq(t)

dt= 0,07I(t)DBB − (100, 01 + λR)QBBseq(t) (B.20)

- bb1

dQbb1(t)

dt= (0,993− fs(bb))I(t)Dbb + 0,0001QAI3(t) + 0,001QAI2(t) +

0,02QAI1(t)− (102 + λR)Qbb1(t) (B.21)

- bb2

dQbb2(t)

dt= fs(bb)I(t)Dbb − (100, 03 + λR)Qbb2(t) (B.22)

- bbseq

dQbbseq(t)

dt= 0,07I(t)Dbb − (100, 01 + λR)Qbbseq(t) (B.23)

- AI1dQAI1(t)

dt= 0,3I(t)DAI − (100, 02 + λR)QAI1(t) (B.24)

- AI2dQAI2(t)

dt= 0,6I(t)DAI − (100, 001 + λR)QAI2(t) (B.25)


- AI3dQAI3(t)

dt= 0,1I(t)DAI − (100, 00012 + λR)QAI3(t) (B.26)

- LN(TH)

dQLNTH(t)

dt= 0,01QBBseq(t) + 0,01Qbbseq(t) + 0,00002QAI3(t)− (100 + λR)QLNTH(t)

(B.27)

- Plasma

dQplasma(t)

dt= 100(QET2(t) +QETseq(t) +QBB1(t) +QBB2(t) +QBBseq(t) +

Qbb1(t) +Qbb2(t) +Qbbseq(t) +QAI1(t) +QAI2(t) +QAI3(t) +QLNET (t) +

QLNTH(t)) + 0, 0462Qotros(t) + 24Qest(t) + (2, 7726 + λR)Qplasma(t) (B.28)

- Tiroides

dQtiroid(t)

dt= 0,8316Qplasma(t)− (8,6625×10−3 + λR)Qtiroid(t) (B.29)

- Resto del cuerpo

dQotros(t)

dt= 8,6625×10−3Qtiroid(t)− (0,05775 + λR)Qotros(t) (B.30)

- EstomagodQest(t)

dt= 100QET2(t)− (24 + λR)Qest(t) (B.31)

- Intestino Grueso Superior (ULI)

dQULI(t)

dt= 1,15×10−2Qotros(t)− (1,8 + λR)QULI(t) (B.32)

- Intestino Grueso Inferior (LLI)

dQLLI(t)

dt= 1,8QULI(t)− (1 + λR)QLLI(t) (B.33)

- HecesdQheces(t)

dt= QLLI(t)− λRQheces(t) (B.34)

- VejigadQveg(t)

dt= 1,9404Qplasma(t)− (12 + λR)Qveg(t) (B.35)

- OrinadQorina(t)

dt= 12Qveg(t)− λRQorina(t) (B.36)


Donde λR = ln2T1/2

, que para el caso del 131I es de 8.04 dıas por lo que λR = 0,0862d−1.

Este sistema de ecuaciones es resuelto utilizando el metodo matricial descrito ante-

riormente por medio del software de calculo matematico MATLAB, obteniendose los

valores de retencion y/o excrecion m(t) para los organos involucrados.

Apendice C

Criterios para rechazar el ajuste

En la evaluacion de la incorporacion y la dosis, la hipotesis base se fundamenta

en que el modelo matematico utilizado es correcto, es decir; se asume que el modelo

biocinetico que sea escogido para la evaluacion es una representacion realista de los

procesos fısicos y biologicos que ocurren con la incorporacion de un radionucleido parti-

cular, y que los parametros escogidos de dicho modelo son correctos (Hipotesis nula Ho).

Sin embargo, existen casos en donde las predicciones del modelo son inconsistente

con los datos, con lo cual estadısticamente se puede llegar a rechazar el modelo y re-

petir las mediciones con parametros distintos del modelo anterior de forma de mejorar

el ajuste y que este no sea rechazado. Es por ello que exiten criterios para rechazar los

datos (Rechazar la Hipotesis Nula) y las Guıas IDEAS [18] proponen especıficamente

el test del Chi-cuadrado, χ2, para decidir si el ajuste es inadecuado.

El test Chi-cuadrado puede utilizarse para determinar la calidad del ajuste mediante

distribuciones teoricas (como la distribucion normal) de distribuciones empıricas (es

decir, las obtenidas de los datos de la distribuciones de la muestra).

C.1. Definicion de test de chi-cuadrado estadıstico

Si se asume que cada medicion, Mi es tomada de una distribucion normal con un

factor de dispersion SF , entonces para N mediciones, se puede calcular χ2 de acuerdo

a la ecuacion 6.9 descripta en el Capitulo 6.

APENDICE C. CRITERIOS PARA RECHAZAR EL AJUSTE 96

χ20(I) =

N∑i

[ln(Mi)− ln(Im(ti))]2

[ln(SFi)]2

En donde, I es la incorporacion estimada y m(ti) es la fraccion de la incorporacion

predicha. Entonces el producto Im(ti) es el valor predicho. Si las predicciones son in-

consistentes con los datos, entonces el valor calculado de χ sera inconsistente con la

distribucion teorica del (χ2), con (n− 1) grados de libertad. El valor esperado de χ2 es

igual al numero de grados de libertad (n− 1). La probabilidad de observar un valor de

χ2 mayor que χ para (n− 1) grados de libertad es denotado por α.

Entonces α es la fraccion de la distribucion real del χ2 que cae por debajo del valor

calculado del χ, tal como se ilustra en la Figura C.1

Figura C.1: Una distribucion teorica del chi-cuadrado (χ2) con 10 grados de libertad [18]

El valor de p (evaluacion del χ2) es el menor nivel de significancia para que rechaze-

mos la hipotesis nula para una observacion dada y α es un nivel de significancia del test

que me indica la probabilidad de rechazar la hipotesis nula Ho dado que sea verdadero.

Cuanto mas chico sea el valor de p, mas evidencia tenemos contra la hipotesis nula, el

criterio propuesto es el siguiente:

Si p< α, se rechaza la Hipotesis Nula Ho. En otras palabras, el ajuste es inadecuado

con un nivel de significancia α.

Si p> α, no se rechaza la Hipotesis Nula Ho. El ajuste es adecuado con un nivel

de significancia de α.

APENDICE C. CRITERIOS PARA RECHAZAR EL AJUSTE 97

Se propone que a la hora de realizar el test, se rechace el ajuste cuando el valor de

p < 0,05 con un nivel de significancia de α=0.05.

Una limitacion del test de χ2 es que depende de la incertidumbre asumida. Si la in-

certidumbre asumida se sobreestima entonces χ es demasiado pequeno. La convergencia

es tambien verdadera, si las incertidumbres son subestimadas entonces χ es demasiado

grande.

Considerar si el ajuste grafico es o no razonable a simple vista es un juicio subjetivo.

Sin embargo, un ajuste debe considerarse no razonable si todo o una importante serie

de datos fueron sistematicamente sub o sobreestimados.

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