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.
CAPITULO 2. CRITERIOS DE PROTECCION RADIOLOGICA EN MEDICINA NUCLEAR 6
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:
CAPITULO 2. CRITERIOS DE PROTECCION RADIOLOGICA EN MEDICINA NUCLEAR 7
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.
CAPITULO 2. CRITERIOS DE PROTECCION RADIOLOGICA EN MEDICINA NUCLEAR 8
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
CAPITULO 2. CRITERIOS DE PROTECCION RADIOLOGICA EN MEDICINA NUCLEAR 9
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.
CAPITULO 2. CRITERIOS DE PROTECCION RADIOLOGICA EN MEDICINA NUCLEAR 10
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).
CAPITULO 2. CRITERIOS DE PROTECCION RADIOLOGICA EN MEDICINA NUCLEAR 11
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
CAPITULO 2. CRITERIOS DE PROTECCION RADIOLOGICA EN MEDICINA NUCLEAR 12
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
CAPITULO 2. CRITERIOS DE PROTECCION RADIOLOGICA EN MEDICINA NUCLEAR 13
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
CAPITULO 2. CRITERIOS DE PROTECCION RADIOLOGICA EN MEDICINA NUCLEAR 14
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-
CAPITULO 3. PROGRAMA DE MONITOREO INDIVIDUAL EN MEDICINA NUCLEAR 17
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
CAPITULO 3. PROGRAMA DE MONITOREO INDIVIDUAL EN MEDICINA NUCLEAR 18
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
CAPITULO 3. PROGRAMA DE MONITOREO INDIVIDUAL EN MEDICINA NUCLEAR 19
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
CAPITULO 3. PROGRAMA DE MONITOREO INDIVIDUAL EN MEDICINA NUCLEAR 20
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
CAPITULO 3. PROGRAMA DE MONITOREO INDIVIDUAL EN MEDICINA NUCLEAR 21
(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.
CAPITULO 3. PROGRAMA DE MONITOREO INDIVIDUAL EN MEDICINA NUCLEAR 22
• 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.
CAPITULO 3. PROGRAMA DE MONITOREO INDIVIDUAL EN MEDICINA NUCLEAR 23
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
CAPITULO 3. PROGRAMA DE MONITOREO INDIVIDUAL EN MEDICINA NUCLEAR 24
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
CAPITULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131I 27
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.
CAPITULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131I 28
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.
CAPITULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131I 29
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:
CAPITULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131I 30
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”.
CAPITULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131I 31
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:
CAPITULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131I 32
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.
CAPITULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131I 33
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
CAPITULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131I 34
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
CAPITULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131I 35
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.
CAPITULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131I 36
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
CAPITULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131I 37
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:
CAPITULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131I 38
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
CAPITULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131I 39
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
CAPITULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131I 40
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
CAPITULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131I 41
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.
CAPITULO 5. ANALISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 44
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].
CAPITULO 5. ANALISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 45
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].
CAPITULO 5. ANALISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 46
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.
CAPITULO 5. ANALISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 47
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
CAPITULO 5. ANALISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 48
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
CAPITULO 5. ANALISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 49
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,
CAPITULO 5. ANALISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 50
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
CAPITULO 5. ANALISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 51
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-
CAPITULO 5. ANALISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 52
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
CAPITULO 5. ANALISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 53
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
CAPITULO 5. ANALISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 54
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
CAPITULO 5. ANALISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 55
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.
CAPITULO 5. ANALISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 56
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-
CAPITULO 5. ANALISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 57
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)
CAPITULO 6. ESTIMACION DE DOSIS EFECTIVA COMPROMETIDA E(50) 60
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
CAPITULO 6. ESTIMACION DE DOSIS EFECTIVA COMPROMETIDA E(50) 61
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:
CAPITULO 6. ESTIMACION DE DOSIS EFECTIVA COMPROMETIDA E(50) 62
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
CAPITULO 6. ESTIMACION DE DOSIS EFECTIVA COMPROMETIDA E(50) 63
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 .
CAPITULO 6. ESTIMACION DE DOSIS EFECTIVA COMPROMETIDA E(50) 64
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.
CAPITULO 7. SOFTWARE DE CALCULO DOSIE 67
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
CAPITULO 7. SOFTWARE DE CALCULO DOSIE 68
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.
CAPITULO 7. SOFTWARE DE CALCULO DOSIE 69
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:
CAPITULO 7. SOFTWARE DE CALCULO DOSIE 70
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.
CAPITULO 7. SOFTWARE DE CALCULO DOSIE 71
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
CAPITULO 7. SOFTWARE DE CALCULO DOSIE 72
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�
CAPITULO 7. SOFTWARE DE CALCULO DOSIE 73
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
CAPITULO 7. SOFTWARE DE CALCULO DOSIE 74
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
CAPITULO 7. SOFTWARE DE CALCULO DOSIE 75
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
CAPITULO 7. SOFTWARE DE CALCULO DOSIE 76
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
2. Valores de m(t) de tiroides y orina resultantes de resolver el modelo biocinetico
del 131I considerando como principal vıa de incorporacion Inhalacion, caso Vapor.
3. Valores de m(t) de tiroides y orina resultantes de resolver el modelo biocinetico
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].
CAPITULO 7. SOFTWARE DE CALCULO DOSIE 77
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
CAPITULO 7. SOFTWARE DE CALCULO DOSIE 78
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
CAPITULO 7. SOFTWARE DE CALCULO DOSIE 79
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.
APENDICE A. DEFINICIONES BASICAS 84
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.
APENDICE A. DEFINICIONES BASICAS 85
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
APENDICE A. DEFINICIONES BASICAS 86
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)
APENDICE B. SOLUCION DEL PROBLEMA COMPARTIMENTAL 89
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
APENDICE B. SOLUCION DEL PROBLEMA COMPARTIMENTAL 90
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)
APENDICE B. SOLUCION DEL PROBLEMA COMPARTIMENTAL 91
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
APENDICE B. SOLUCION DEL PROBLEMA COMPARTIMENTAL 92
- 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)
APENDICE B. SOLUCION DEL PROBLEMA COMPARTIMENTAL 93
- 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)
APENDICE B. SOLUCION DEL PROBLEMA COMPARTIMENTAL 94
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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