entrevista: medicina nuclear · va, sobre el riesgo y la protección radiológica y también sobre...

Nº 36 • Vol. X • 2003

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M E D I C I N AN U C L E A RM E D I C I N AN U C L E A R

EspecialEspecialEntrevista:

María Teresa Estevan BoleaPresidenta del Consejode Seguridad Nuclear

El futuro de la medicinanuclear

Autorización de instalacionesde tomografía por emisiónde positrones. Experienciaadquirida

Protección radiológicadel paciente en la tomografíapor emisión de positrones

Protección radiológica eninstalaciones de tomografíapor emisión de positrones

Protección radiológicaoperacional en la técnicadel Ganglio Centinela

PORTADA PR36 24/6/03 17:26 Página 1

• Editorial 3• Entrevista 8

María Teresa Estevan BoléaPresidenta del Consejo de Seguridad Nuclear

• Noticias 4- de la SEPR 4- Breves 55- de España 67- del Mundo 70

• Colaboraciones 12- El futuro de la medicina nuclear 12

J.L. Carreras.

- Autorización de Instalaciones de Tomografía por emisión de positrones. Experiencia Adquirida. 17C. Álvarez y Mª L. Ramírez.

- Protección Radiológica del paciente en la tomografía por emisión de positrones 25J.M. Martí-Climent y M.J. García-Velloso.

- Protección radiológica en instalaciones de tomografía por emisión de positrones. 36J.A. Ruiz, C. Prieto y L. González.

- Protección Radiológica operacional en la técnica del Ganglio Centinela 43J.L. Carrasco, J.M. Jiménez-Hoyuela y A.C. Rebollo.

• Nota Técnica 48- Sondas Intraoperatorias

Ignasi Modolell i Farré

• Proyectos de Investigación 62• Publicaciones y Convocatorias 73

RADIOPROTECCIÓN • Nº 36 Vol X 2003

S U M A R I O

Directora: Pilar López FrancoCoordinadora: Almudena Real

Comité de RedacciónAgustín Alonso, Beatriz Gómez-Argüello, Paloma Marchena,

Matilde Pelegrí, Carlos Prieto, Carmen Roig, Ángeles Sánchez, Mª Luisa Sánchez-Mayoral y Marina Tellez de Cepeda.

Comité CientíficoPresidente: Agustín Alonso

D. Cancio, L. Corpas, F. Cortes, A. Delgado, L. Domínguez, E. Gil, L. González, A. Hernández. I. Hernando, R. Herranz, I. Lequerica,

Mª T. Macías, L. Martín, X. Ortega, P. Ortiz, T. Ortiz, T. Picazo, R. Puchal, L. Quindos, R. Ruiz, G. Sánchez, V. Serradell,

E. Sollet, L. Tobajas, A. Úbeda, E. Vaño

Realización, Publicidad y Edición: SENDA EDITORIAL, S.A.Directora: Matilde Pelegrí

Isla de Saipán, 47 - 28035 MadridTel.: 91 373 47 50 - Fax: 91 316 91 77

Correo electrónico: [email protected]

Imprime: Publiequipo.Depósito Legal: M-17158-1993 ISSN: 1133-1747

SOCIEDADESPAÑOLADE PROTECCIÓNRADIOLÓGICA

La revista de la SOCIEDAD ESPAÑOLA DE PROTECCIÓNRADIOLÓGICA es una publicación técnica y plural que puedecoincidir con las opiniones de los que en ella colaboran, aunqueno las comparta necesariamente.

www.sepr.es

EDICIÓN JUNIO 2003

Secretaría TécnicaCapitán Haya, 6 - 28020 Madrid

Tel.: 91 749 95 17 - Fax: 91 749 95 03Correo electrónico: [email protected]

Junta DirectivaPresidente: Pedro Carboneras.Vicepresidente: José Gutiérrez.

Secretario General: Ramón Almoguera.Tesorero: Eduardo Gallego.

Vocales: Francisco Carrera, Belén Fernández, Eugenio Gil, Pablo Gómez, Paloma Marchena.

Vicepresidente para el Congreso IRPA 11: Leopoldo Arranz.

Comisión de Asuntos InstitucionalesLeopoldo Arranz, David Cancio, Pío Cármena, Manuel Fernández Bordes,

Ignacio Hernando, Mª Teresa Macías, Xavier Ortega, Juan José Pena,Manuel Rodríguez, Eduardo Sollet.Responsable: Pedro Carboneras.

Comisión de Actividades CientíficasJosep Baró, Cristina Correa, Natividad Ferrer, Fernando González,

Fernando Legarda, Mª Teresa Macías, Patricio O’Donell, Pilar Olivares,Rafael Ruiz, José Carlos Saez.Responsable: José Gutiérrez.

Comisión de NormativaMª Luisa Chapel, Mª Luisa España, Mercé Ginjaume, Isabel Gutiérrez,Araceli Hernández, Mª Jesús Muñoz, Mª Teresa Ortiz, Turiano Picazo,

Eduardo Sollet.Responsable: Ramón Almoguera.

Comisión de Comunicación y PublicacionesLuis Corpas, Beatriz Gómez-Argüello, José Gutiérrez,

Olvido Guzmán, Pilar López Franco, Mª Teresa Macías, Carlos Prieto,Almudena Real, Eduardo Sollet.Responsable: Paloma Marchena.

Comisión de Asuntos Económicos y FinancierosMercedes Bezares, Pío Carmena, Jesús de Frutos, Marisa Marco, Patricio

O’Donell, María Teresa Ortiz.Responsable: Eduardo Gallego.

Foto de portada:Imágenes obtenidas con un PET-CT.

SUMARIO 8/10/03 09:11 Página 1

Cuando este número llegue a sus lectores, restará menos de un año pa-ra que la SEPR reciba en Madrid a la "gran familia" de la protección ra-diológica en el Congreso IRPA-11. El tiempo transcurre de un modo inexo-rable y este evento debe retornar al primer plano de preocupación y deocupación de la Junta Directiva y también de todos los socios de la SEPR.Mediante este editorial se recuerda a todos las fechas clave delCongreso (algunas tan próximas como el 30/06/03) y también se pidetodo el apoyo que se pueda prestar a las personas que están conducien-do el proceso organizativo, a través de los tres Comités que están funcio-nando y cuya constitución se puede ver en el 2º Anuncio distribuido hacealgún tiempo. Surgirán dificultades y tendremos que resolverlas entre to-dos, porque este empeño no es sólo de algunos, sino que lo es de laSEPR en su conjunto.

Las actividades de todo tipo de la SEPR continúan con toda normalidady sería poco oportuno hacer aquí una relación de ellas; pero se anima atodos a visitar la página electrónica de la Sociedad, que sigue tratandode mantenerse actualizada y de ofrecer a los socios información sobre elavance de las tareas y sobre las novedades que se van produciendo. Algosimilar se puede decir sobre la página electrónica del Congreso IRPA-11.

La Comisión de Actividades Científicas está trabajando para tratar deestablecer un marco claro y concreto que permita a la SEPR realizar activi-dades en el área de la formación y cualificación en protección radiológi-ca. El espectro de posibilidades es amplio y conviene analizarlo bien, pa-ra tratar de buscar la mayor eficacia y eficiencia de tales actividades.Una vez fijado el marco (y quizás algunas sugerencias concretas con él),el tema debería pasar al grupo temático correspondiente, de forma quelas iniciativas concretas surjan de aquellos socios interesados en el tema yla Junta Directiva pueda así optimizar sus esfuerzos. Esto es coherente conla idea básica de tales "Grupos Temáticos", algunos de los cuales ya hancomenzado a trabajar. Desde aquí se anima a todos los socios a ser acti-vos en aquellas áreas que sean de su interés, y a los "coordinadores" decada grupo temático se les pide que "muevan el árbol" y que comiencena enviar a la Junta Directiva sus iniciativas, a través del contacto que ca-da uno tiene definido en la Comisión de Actividades Científicas.

El presente número de la revista está dedicado, de forma monográfica,a presentar diversos temas de interés y actualidad indudables en la disci-plina de "Medicina Nuclear", y tiene una especial densidad de conteni-do. Los cuatro primeros artículos están dedicados a aspectos diferentes dela tomografía por emisión de positrones (PET) y el último se refiere a la téc-nica del ganglio centinela. Finalmente, se ha incluido una nota técnica so-bre sondas intraoperatorias.

En el primer artículo se destaca que la aplicación clínica fundamentaldel PET es el área de la oncología y se apuntan, como otras aplicacionesde gran interés, las de diagnóstico precoz y diferencial de demencias ysu caracterización, y el estudio de la viabilidad miocárdica.

EditorialEditorial

3S o c i e d a d E s p a ñ o l a d e P r o t e c c i ó n R a d i o l ó g i c a

En el segundo artículo, se establece una diferenciación clara entre lasinstalaciones de PET que disponen de ciclotrón y que "son activas" en lapreparación de sus radiofármacos, de aquellas otras que únicamente re-ciben el radiofármaco preciso y lo utilizan para el diagnóstico de pa-ciente. Para unas y otras se ofrecen interesantes detalles sobre su operati-va, sobre el riesgo y la protección radiológica y también sobre el controlque ejerce sobre ellas el Consejo de Seguridad Nuclear.

En el tercero, se centra la atención en la protección del paciente y enlos modos de obtener todo el beneficio diagnóstico en la aplicación dela PET, en forma compatible. Se describen los mecanismos adecuadosde control del equipo; se analizan las dosis al órgano crítico y la efecti-va para una amplia variedad de radiofármacos, y se apuntan buenasprácticas para lograr la optimización deseada.

El cuarto y último sobre la PET está dedicado de forma específica a laprotección radiológica de los trabajadores implicados en esta técnica.Se cubre todo el proceso, desde la producción del radiofármaco hastala obtención de la imagen y se destaca la importancia que tienen los as-pectos de diseño y la disponibilidad de procedimientos adecuados detrabajo y de sistemas y equipos de protección. Finalmente se minimiza eltema de los residuos radiactivos, por los cortos periodos de semidesinte-gración de los radionucleidos empleados.

El quinto artículo presenta los resultados de un estudio sobre las dosisocupacionales de personal de quirófano y del servicio de anatomía pa-tológica durante el análisis del ganglio centinela. Su localización y estu-dio son básicos como indicador de la afectación del resto de la cadenaganglionar, y se suele realizar a través de la administración local de unsulfuro coloide de Tecnecio-99m.

Por último se ha incorporado una nota técnica sobre las sondas intrao-peratorias, que son una herramienta fundamental en la cirugía radioguia-da. Con la introducción de la técnica del ganglio centinela, la cirugíaradioguiada se ha convertido en un tema de actualidad. Se presentan ydescriben disponibilidades tecnológicas y se ofrece un listado de prue-bas de control de calidad que pueden ser útiles para su aplicación.

En otro orden de cosas, conviene recordar que en septiembre de2003, el CIEMAT organiza una Conferencia Internacional sobre"Formación en Protección Radiológica y Estrategias de Futuro". Para opti-mizar tiempos y esfuerzos, la Junta Directiva planea organizar en esasmismas fechas su reunión periódica y también convocar la AsambleaGeneral Ordinaria de la SEPR prevista en los Estatutos. Próximamente sedistribuirá la oportuna convocatoria.

La Junta Directiva desea finalmente renovar su agra-decimiento a todos los que siguen haciendo posibleque esta revista llegue a todos los socios con regu-laridad y con su tradicional espíritu de mejora, yanima a todos a colaborar con ellos y a parti-cipar activamente en su contenido.

EDITORIAL 8/10/03 09:18 Página 1


N O T I C I A Sd e l a

S E P RS E P R

La Junta Directiva Informa

• Prosigue la actividad del Foro so-bre protección radiológica en el ámbi-to sanitario, en el que participan elConsejo de Seguridad Nuclear(CSN) y las Sociedades Científicas re-lacionadas con el tema (SEFM ySEPR).

• El pasado 27 de mayo tuvo lu-gar una nueva reunión del Foro sobreprotección radiológica en el ámbitosanitario, que viene funcionando des-de hace ya casi tres años, y que estágenerando resultados bien visibles yde indudable beneficio para las tresorganizaciones que lo constituyen y,por ende, para los profesionales quedesempeñan su actividad en dichosector. En un próximo artículo que seestá preparando actualmente para lasrespectivas revistas de las organiza-ciones que lo forman, se describirá lagénesis, la historia, los resultados ylos planes de futuro de este Foro.

La delegación del CSN estuvo encabezada por el director técnico deProtección Radiológica, acompañadodel subdirector general de ProtecciónRadiológica Ocupacional, de la jefadel Gabinete de Presidencia y deotros seis responsables técnicos de di-versas áreas y servicios. Por parte delas Sociedades estuvieron presentessus respectivos presidentes, acompa-ñados de otros cinco representantes.

A continuación se presentan, de for-ma esquemática, los resultados yacuerdos más significativos logrados:

1. El CSN informó de la esperablepróxima publicación de una normanacional que definirá los niveles decontenido radiactivos para que unmaterial residual deba ser considera-do como "radiactivo".

2. Está ultimado, y se incorporarápróximamente a la página electróni-ca, el documento y las fichas sobre laaplicación de la protección radiológi-ca a las trabajadoras gestantes. En

muy corto plazo se difundirán tambiénprofusamente unos trípticos divulgati-vos.

3. Se da por terminado el informesobre el estado de la metrología y laidentificación de las necesidades acubrir, que se incorporará también ala página electrónica. El CSN se hadirigido a las otras autoridades nacio-nales competentes, para tratar de in-ducir la adopción de las medidascomplementarias identificadas.

4. Están a punto de iniciar sus acti-vidades tres nuevos grupos de traba-jo, que deben acometer los siguientesobjetivos.

a) Desarrollar métodos y protoco-los para utilización de la dosimetríade área en el control dosimétricode trabajadores, en cumplimentodel artículo 31 del RINR.

b) Elaborar un documento infor-mativo-divulgativo y unas guías téc-nicas, para aplicar de forma prácti-ca y lógica el control decontaminación interna en medicinanuclear.

c) Desarrollar protocolos y guíastécnicas prácticas para aplicaciónde protección radiológica respectode los pacientes tratados en terapiametabólica.

Adicionalmente, un pequeño grupose ocupará de preparar un protocolopara aplicar en la práctica el controlde efluentes, según lo descrito en undocumento amplio preparado ya enel pasado y que asimismo se hará ac-cesible en la página electrónica en unfuturo próximo.

Finalmente, se exploraron otras po-sibles actividades a acometer, peroya en el año 2004.

5. El CSN y las Sociedades anali-zaron el modo óptimo en que éstaslleven a cabo actividades de forma-ción-información en protección radio-lógica a diversos colectivos amplios,no especialistas, del entorno sanitario.

En las próximas semanas deberá pro-ducirse una clarificación final de lasáreas y los objetivos a cubrir, parapoder firmar los acuerdos correspon-dientes con el CSN, que financiaría alas actividades de forma completa.

6. Otros temas tratados de interésgeneral.

a) Las dos Sociedades van a pre-parar un artículo sobre la formaciónen PR en el ámbito sanitario, parala revista del CSN.

b) El Ministerio de Sanidad va apresentar en Vigo, en junio de2003, el Plan de Actividades delOIEA sobre la protección del pa-ciente, emanado de la Conferenciade Málaga de hace unos meses.

c) El CSN apoyará la iniciativade las Sociedades para difundir eincitar al uso del protocolo reciente-mente preparado para realizar lasverificaciones y calibraciones ope-rativas de activímetros.

Finalmente, se acordó que todos losdocumentos que se preparen y acuer-den en el Foro serán divulgados comotales, con independencia de otraseventuales actuaciones propias quelas organizaciones participantes deci-dan acometer. En esta línea, se inclui-rán próximamente en la página elec-t rónica de la Sociedad losdocumentos generados por el Foroque aún no lo estaban, incluyendo losya mencionados.

La existencia del Foro se está de-mostrando de una elevada utilidad ysu funcionamiento, con la ayuda detodos, está siendo francamente efi-caz. El deseo de las tres organizacio-nes que lo forman es que continúeasí, y se insta a todos a apoyar consu trabajo y esfuerzo tal objetivo.

La próxima reunión será en el otoñode 2003.

(El Presidente de la SEPR)

noti SEPR 8/10/03 09:28 Página 2

RADIOPROTECCIÓN • Nº 36 Vol X 2003 5

RReunión de la Ponenciasobre PR

El pasado 14 de enero se celebró lareunión de la PONENCIA SOBREPROTECCIÓN RADIOLÓGICA, crea-

da por Acuerdo del Pleno del ConsejoInterterritorial del SNS, con la asisten-cia de representantes del CSN, de lasComunidades Autónomas, del Institutode Salud “Carlos III”, y de las Socieda-des de Física Médica y Protección Ra-diológica, así como otros asesores téc-

nicos, en función de los temas a tratar. El orden del día incluía los siguientes

asuntos a debatir: resultado del cursode auditores de radioterapia en la Co-munidad de Castilla y León, acuerdosobre información al público sobre me-didas sanitarias y comportamiento anteemergencias radiológicas, unificaciónde los cursos de formación en PR deprimer y segundo nivel para los radió-logos y cardiólogos intervencionistas,proyecto de Guía para la vigilanciamédica de trabajadores expuestos, titu-lación requerida para los jefes de PRde las instalaciones sanitarias en elámbito privado, propuesta de pruebasde aceptación de equipamiento radio-lógico elaborada por ANIEL, relaciónde mínimos a comprobar en las audito-rías de calidad de las unidades de me-dicina nuclear, y un apartado de “va-rios”.

De la reunión pueden destacarse lassiguientes cuestiones:

- Se anunció la creación de un Plande Acción Internacional para la Protec-ción Radiológica del Paciente, cuya se-sión constituyente se celebrará en Es-paña.

- El acuerdo del Consejo de Minis-tros acerca de las medidas sanitarias yel comportamiento de la población encaso de emergencia radiológica re-quiere la adopción de acciones con-juntas entre CSN y las autoridades sa-nitarias, consistentes en una primerafase en la elaboración y divulgaciónde información básica a la población,y el inventario de recursos sanitariosdisponibles. Una segunda fase iría des-tinada a especialistas sanitarios.

- Acuerdo para la creación de unGrupo de Trabajo que confeccione unprograma de formación en protecciónradiológica para radiólogos y cardió-logos intervencionistas que unifique laformación necesaria para la obtenciónde la acreditación de estos profesiona-les como directores de Instalaciones deRadiodiagnóstico, e incluya además laformación de segundo nivel, más espe-cífica, requerida por la legislación vi-gente.

- No se consideró viable modificar elReal Decreto 220/1997, por el quese crea y regula la obtención del título

Estimada directora, soy socio de la Sociedad Española de Protec-ción Radiológica, y me gustaría con esta carta felicitar a la Junta Di-rectiva de la Sociedad por la mejora realizada en la página electró-nica de la SEPR. Me gustaría resaltar, por la utilidad que estáteniendo para mi trabajo, la amplia información recogida en elapartado de enlaces. El hecho de poder acceder desde este apar-tado a multitud de instituciones nacionales e internacionales y a di-versas revistas relacionadas con la protección radiológica facilita lasiempre tediosa labor de estar al día en los últimos avances del te-

ma. También es de gran utilidad poder acceder a la revista Radioprotección "on line"para consultar u obtener artículos en ella publicados.

Aprovechando la carta, me gustaría comentar un aspecto que yo echo en falta. Creoque sería de gran utilidad para los socios poder acceder a cada uno de los grupos te-máticos de la SEPR, para lo cual sería conveniente crear un nuevo apartado en la pági-na en el que aparecieran los distintos grupos temáticos, sus coordinadores y, lógicamen-te, la información que en cada uno de ellos se vaya produciendo. Creo que ello podríaanimar a los socios a participar más activamente en los grupos más afines a su tema detrabajo.

Un cordial saludo.

Miguel Ángel Morcillo AlonsoDosimetría de Radiaciones

CIEMAT. Madrid.

Contestación a la carta de Miguel Á. Morcillo Alonso.Dosimetría de radiaciones CIEMAT. Madrid.

Estimado compañero:

Muchas gracias por tu atenta carta.Traslado la felicitación a la Junta Directiva junto con la propuesta, sumamente intere-

sante, de crear un nuevo apartado en la página electrónica de la Sociedad para, po-der acceder directamente a cada uno de los grupos temáticos, conocer el nombre desus coordinadores así como la actividad científica llevada a cabo por cada uno deellos. Estoy segura de que la Junta Directiva aprobará dicha propuesta, y posteriormentese procederá a actuar en consecuencia.

Iniciativas como la que se ponen de manifiesto en tu carta ayudan sin duda a mejorary optimizar el funcionamiento de la página electrónica de la Sociedad.

Gracias nuevamente y mi más cordial saludo.

Pilar López FrancoDirectora de Radioprotección

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N o t i c i a s

Oficial de especialista en radiofísicahospitalaria, para incluir la exigenciade la mencionada titulación a los jefesde Servicio de PR de las institucionessanitarias del ámbito privado, en con-sonancia con lo exigido a las públicas.El CSN y el MSC acuerdan estudiarotras vías de solución.

- En el apartado de varios, ademásde las presentaciones de la nueva ver-sión del Protocolo Nacional de Controlde Calidad en Radiodiagnóstico y delManual Genérico de Protección Radio-lógica en el ámbito sanitario, se trata-ron diversos asuntos como la agendadel SIPREM, el envío de datos a laUNSCEAR correspondientes a 2003,la celebración de un simposio sobreauditoría clínica en Tampere (Finlan-dia), la convocatoria para la contrata-ción de evaluadores para proyectosdel VI Programa Marco de Investiga-ción de la UE, la disponibilidad de se-ñalización adaptada al nuevo Regla-mento de Protección Sanitaria en elCND, y de ejemplares de distribucióngratuita del documento PR118 de laUE en el Servicio de Publicaciones delMSC, y la solicitud de regulación delos recursos mínimos necesarios para larealización de actividades relativas ala PR en los centros sanitarios, por par-te de las autoridades sanitarias.

Francisco CarrerasVocal Junta Directiva SEPR

RReunión del grupo temáticode la SEPR sobre medidade radiactividad en el medioambiente

El pasado 27 de febrero se celebróen Valencia la primera reunión del gru-po temático de la SEPR sobre "Medidade radiactividad en el medio ambien-te", en la que se constituyó oficialmentedicho grupo.

A la reunión asistieron, además delos coordinadores Lucila Ramos (CSN) yFernando Legarda (U. País Vasco), losmiembros de la SEPR Lourdes Romero(CIEMAT), Francisco de Lucas (Nucle-

nor) y Rafael García-Tenorio (U. Sevilla).Durante la reunión se acordó que los

temas científicos que constituirán el ám-bito de actuación del grupo son los si-guientes: Medida de radiactividad, in-cluyendo la necesaria radioquímica;muestreo; especiación de radionuclei-dos; modelos de migración de radionu-cleidos y obtención de parámetros rea-listas para condiciones mediterráneas(españolas).

Entre los objetivos del grupo se inclu-yen: 1) Fomentar la relación entre mo-delistas y experimentalistas; 2) mante-ner, en colaboración con la SociedadNuclear Española, la continuidad delas Jornadas sobre Calidad en el Con-trol de la Radiactividad Ambiental, asícomo organizar la realización de jor-nadas de discusión sobre cualquierade los temas de su competencia; 3)analizar, con el propósito de obtenervías de acreditación de la calidad ase-quibles a los intereses y peculiaridadesde los laboratorios implicados en lamedida de la radiactividad ambiental,las diferentes opciones actualmente dis-ponibles; (4) promover la creación degrupos encargados de recopilar el co-nocimiento existente actualmente sobrecontenido y migración de radionuclei-dos en España.

Para poder conseguir los objetivosarriba descritos, se realizó una primeradivisión en compartimentos y una asig-nación de coordinadores para mediomarino (Rafael García-Tenorio), medioterrestre (Lourdes Romero y FernandoLegarda), aguas continentales (MarcialMontero) y medio atmosférico (pen-diente de definir su coordinador).

Lucila Ramos y Fernando LegardaCoordinadores del grupo temático

JJornada de presentacióndel protocolo españolde calidaden radiodiagnóstico,Revisión 1

El día 9 de abril, en la sala Malu-quer de la antigua Dirección General

del Insalud (Madrid), tuvo lugar la Jor-nada Técnica de presentación del IProtocolo Español de Control de Cali-dad en Radiodiagnóstico, Revisión I,auspiciada por el Ministerio de Sani-dad y Consumo.

Al acto, inaugurado por José MªMartín Moreno, director general deSalud Pública, asistieron unas 100 per-sonas: radiólogos, técnicos, radiofísi-cos hospitalarios y representantes de laindustria.

Tras una sesión en la que intervinie-ron Mercedes Bezares, representantede la Dirección General antes citada;Manuel Fernández Bordes y PedroCarboneras Martínez, respectivos pre-sidentes de la SEFM y de la SEPR, yEduardo Fraile Moreno, en representa-ción de la Seram. El profesor Vañó Ca-rruana, coordinador de sendas versio-nes del Protocolo (1996 y revisiónactual), describió la importancia deldocumento, desde su inicio, en la im-plantación de la cultura de la calidady la optimización de la dosis recibidapor el paciente.

La versión objeto de la jornada tieneen cuenta las nuevas tecnologías, con-templa la Directiva Europea 97/43de EURATOM y el RD 1976/99, porel que se establecen los criterios de ca-lidad en radiodiagnóstico.

El presente documento, presentadopor Manuel Alonso, ha sido elaboradopor un grupo de trabajo de 15 miem-bros y pretende ser un documento enconstante evolución, de utilidad paralos radiólogos y radiofísicos. Está com-puesto por tres partes: Control de cali-dad, indicadores globales de calidad(dosis al paciente, calidad de imageny tasa de rechazo), y sistemas de re-gistro, visualización y almacenamientode imágenes.

El acto finalizó con un coloquio ge-neral en el que se puso de manifiestola importancia de la participación acti-va de los profesionales implicados enla obtención de imágenes con la re-lación calidad /dosis mejor posible.

Comité de Redacción



FForo sobre protecciónradiológica en el mediohospitalario

Dentro del Foro sobre Protección Ra-diológica en el Medio Hospitalario, ce-lebrado entre el Consejo de SeguridadNuclear, la Sociedad Española de Pro-tección Radiológica y la Sociedad Es-pañola de Física Médica, se han ela-borado una serie de documentos decarácter informativo dirigidos a los tra-bajadores y profesionales de la medici-na expuestos en el medio hospitalario alos riesgos derivados de la exposicióna las radiaciones ionizantes, entre losque se incluyen los riesgos para los fe-tos de las trabajadoras gestantes.

Dichos documentos se pueden consul-tar en la página electrónica de la SEPR(www.sepr.es).

EEl presidente de la SEPRy el vicepresidentedel Comité Organizadorde IRPA’11 entrevistadospara Nuclear España

Con motivo de la publicación de unpróximo número dedicado al estudiode las aplicaciones no energéticas delas radiaciones ionizantes, la revista dela Sociedad Nuclear Española,Nuclear España, ha entrevistado a Pe-dro Carboneras y a Leopoldo Arranz.

Pedro Carboneras ha informado so-bre los objetivos de la Sociedad y lasactividades que organiza para sus so-cios, haciendo especial énfasis en laimportancia que estas sociedades pro-fesionales tienen como elemento de ser-vicio a los profesionales. Además, haexpuesto la situación de la protecciónradiológica en España y su evoluciónen el ámbito internacional.

Por su parte, Leopoldo Arranz harealizado una completa presentaciónde IRPA’11, el programa científico y losaspectos organizativos más destaca-dos, animando a todos los profesiona-les y las empresas del sector a que par-ticipen activamente en este evento.

Actividades para 2003 de la SEPR

La Sociedad Española de Protección Radiológica desarrollará hasta finales de2003 las siguientes actividades:

Reuniones y Jornadas Científicas:Jornada sobre “Revisión y actualización del Protocolo de control de calidad enradiodiagnóstico”. Ministerio de Sanidad y Consumo, celebrada el 9 deabril de 2003.

Jornada sobre “Dosis a pacientes en el área de radiodiagnóstico”. HospitalRamón y Cajal de Madrid, a principios de octubre de 2003.

II Conferencia Internacional sobre “Formación en protección radiológica.Estrategias de futuro”. CIEMAT, del 17 al 19 de septiembre de 2003.

Organización del Congreso IRPA-11IRPA-11 se celebrará en el Palacio de Congresos y Exposiciones de Madrid,del 23 al 28 de mayo de 2004.

Actividades de difusiónRevista RADIOPROTECCIÓN.Página electrónica de la SEPR (www.sepr.es).

PublicacionesRevisión del “Protocolo español de control de calidad en radiodiagnóstico”.Manual genérico sobre “Protección radiológica en el ámbito sanitario”.

Otras actividadesParticipación en la traducción oficial al castellano de varias Guíasde Seguridad del Organismo Internacional de EnergíaAtómica.

Acuerdo de la SEPR y la SEFM para el desarrollo de activida-des de formación e información.

Actividades de carácter práctico y operativo:Aplicación de la Reglamentación sobre trabajadores externos.Definición y ejercicio de las responsabilidades atribuidas a los servicios de pro-tección radiológica.

Actividades del Grupo Iberoamericano de Sociedades Científicas deProtección Radiológica (GRIAPRA)

Las actividades previstas para 2003, a través de la SEPR (GRIAPRA), se con-cretan en los proyectos “Donación de equipamiento mamográfico yformación radiológica en hospitales pobres de América La-tina” y “Control de calidad en instalaciones iberoamericanasen mamografía, radiodiagnóstico y medicina nuclear”.

En la página electrónica de la SEPR (www.sepr.es) se puede encontrar toda lainformación completa sobre estas actividades, así como las ya celebradas duran-te 2003.



E n t r e v i s t a

María Teresa Estevan Bolea es ingeniera industrial por la Escuela Técnica Superiorde Ingenieros Industriales de Barcelona y diplomada en Alta Especialización en Soldadurae Ingeniería Ambiental. Pertenece al Cuerpo de Ingenieros Industriales del Estado.Ex diputada del Parlamento Europeo y miembro y portavoz de la Comisión de Energía,Investigación y Desarrollo Tecnológico y miembro de la Comisión de Medio Ambiente,de 1994 a 1999, Estevan ha sido diputada por Madrid en dos legislaturas y miembroy portavoz del Grupo Popular en materia de Energía y Medio Ambiente de la Comisiónde Industria del Congreso de los Diputados, así como miembro y portavoz de este grupoen la Comisión Mixta Congreso-Senado sobre Ciencias y Tecnología, y miembrode la Comisión Mixta para la Igualdad de Oportunidades de la Mujer.Ha sido directora general del Medio Ambiente y secretaria general de la ComisiónInterministerial del Medio Ambiente en el MOPU, así como subdirectora general en dichoministerio.Presidenta del Consejo Superior de Industria y Energía y Consejera de la ComisiónNacional de Energía.En el año 2001 fue designada presidenta del Consejo de Seguridad Nuclear.

Presidenta Presidenta del Consejo del Consejo de Seguridadde SeguridadNuclearNuclear

Entrevista con

María Teresa Estevan Bolea

ENTREvista pr 8/10/03 09:35 Página 2


LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA,EL FIN DEL CSN

La Ley de Seguridad Nuclear de1964, la Ley de creación del Con-sejo de Seguridad Nuclear de 1980y el Estatuto del CSN de 1982 sitú-an a la protección radiológica comouna función primordial de esteOrganismo Regulador.

Según su presidenta, “nuestro fines la protección radiológica de lostrabajadores, de las personas, delos bienes y del entorno de las insta-laciones, tanto si son centrales nu-cleares como instalaciones radiacti-vas, aunque la responsabilidad desu funcionamiento es de los titula-res”.

La autorización de estas instala-ciones depende de la DirecciónGeneral de Política Energética yMinas del Ministerio de Economía,mientras que el registro de los rayosX depende de las Autonomías. “ElConsejo lo que hace es licenciar alas personas, a las Unidades Téc-nicas de Protección Radiológica delos centros (UTPR), y estamos inten-tando estrechar mucho la colabora-ción con las Autonomías para lasencomiendas. Últimamente, conCanarias y Galicia creo que hemosrealizado un avance importante, yen estos momentos estamos intenta-do llevarlo a cabo también conAndalucía”.

EL PAPEL DEL CSNEN LAS INSTALACIONES RADIACTIVAS

A efectos de licenciamiento y con-trol, el Reglamento sobre instalacio-nes nucleares y radiactivas distingueentre las instalaciones radiactivasdel ciclo del combustible nuclear ylas instalaciones radiactivas con fi-nes científicos, médicos, agrícolas,comerciales e industriales, denomi-nadas simplemente instalaciones ra-

diactivas, que se clasifican como deprimera, segunda y tercera catego-ría, en función de su destino, de laactividad de los isótopos o de lascaracterísticas de los generadoresde radiación de que disponen.

A 31 de diciembre de 2002, tení-an transferidas las competenciasejecutivas sobre las instalaciones ra-diactivas de primera, segunda y ter-cera categoría Asturias, Baleares,Canarias, Cantabria, Cataluña,Castilla y León, Ceuta, Extrema-dura, Galicia, La Rioja, Madrid,Meli l la, Murcia, Navarra, PaísVasco y Valencia.

Aunque el número de instalacio-nes comerciales está incrementán-dose muchísimo, María TeresaEstevan Bolea explica que son lasinstalaciones médicas las que másle preocupan a ella. “Las instalacio-nes de rayos X, más de 21.000, serigen, según prevé la Ley deEnergía Nuclear, por un reglamentoespecífico que establece para ellasun sistema de declaración y registroa cargo de las Comunidades Autó-nomas. El cometido del Consejo, se-gún el Reglamento sobre instalacio-nes nucleares y radiactivas, es elcontrol del funcionamiento y la ins-pección de las instalaciones radiac-tivas una vez autorizadas, incluidaslas instalaciones de rayos X dediagnóstico. Para hacerlo, el Con-sejo cuenta con medios humanos yeconómicos, y con ayudas externasmuy buenas, como pueden ser elCIEMAT o ENRESA”. No obstante,en el ámbito de la medicina, elConsejo de Seguridad Nuclear notiene competencia para intervenirporque el control le corresponde alos Servicios de Protección Radio-lógica de los hospitales.

“En cuanto a la evaluación, licen-ciamiento y control de las instalacio-nes radiactivas, el artículo segundo

de la Ley de creación del CSN en-comienda algunas de estas activida-des a determinadas ComunidadesAutónomas, con objeto de estable-cer una relación más próxima, ágily flexible con los administrados, yde aumentar la intensidad de lasactuaciones”. María Teresa EstevanBolea asegura que estas encomien-das están funcionando muy bien enCataluña, en el País Vasco, en Va-lencia y pronto en Galicia.

En la actualidad existen enEspaña 1.315 instalaciones radiac-tivas (964 de primera categoría y350 de segunda) que cuentan conautorización de funcionamiento.“Así mismo, el Consejo de Seguri-dad Nuclear tiene constancia de lainscripción de 21.884 instalacionesde radiodiagnóstico en los corres-pondientes registros de las Comuni-dades Autónomas, con un total de78.000 personas trabajando en elámbito médico”.

Según el artículo segundo de laLey de creación del CSN, el Consejopuede elaborar y aprobar instruc-ciones y circulares de carácter técni-co aplicables a las instalaciones ra-diactivas, y el Reglamento sobreinstalaciones nucleares y radiactivasle concede la facultad para remitir,directamente a los titulares de auto-rizaciones, Instrucciones técnicascomplementarias para garantizar elmantenimiento de las condiciones yrequisitos de seguridad de las insta-laciones y para el mejor cumpli-miento de los requisitos incluidos enlas autorizaciones.

En el ámbito de las instalacionesindustriales, se ha continuado con elcontrol sobre los equipos y materia-les radiactivos fuera de uso. No es-tá justificado que se mantenga al-macenado durante mucho tiempoun equipo fuera de uso, ya quepuede entrañar riesgo de pérdida



E n t r e v i s t a

de control sobre el material o equi-po radiactivo. Por esta razón,cuando se detectan equipos en estasituación, el CSN insta a las empre-sas a que inicien las gestiones deretirada por los cauces reglamenta-rios y establece un seguimiento es-trecho del desarrollo de estas ges-tiones.

Por otra parte, durante el año2002 siguió la tendencia de solicitu-des de autorización para instalacio-nes radiactivas cuya finalidad era lacomercialización de monodosis deradioisótopos no encapsulados parausos médicos (radiofarmacias), asícomo de instalaciones radiactivascon fines de producción de emisoresde positrones (F-18) en ciclotrones ysíntesis de radiofármacos (principal-mente 18-FDG) para su comerciali-zación y uso en instalaciones dediagnóstico médico.

FUNCIONAMIENTO

DE LAS INSTALACIONES RADIACTIVAS

El Consejo de Seguridad Nuclearestima que el funcionamiento de lasinstalaciones radiactivas con finescientíficos, médicos, agrícolas, co-merciales e industriales se desarro-lló durante el año 2002 dentro delas normas de seguridad estableci-das, respetándose las medidas pre-cisas para la protección radiológicade las personas y el medio ambien-te, y, por tanto, sin que se produje-ran situaciones de riesgo indebido.

En este contexto, el Consejo estácentrando sus estrategias de actua-ción en una serie de temas genéri-cos: fomentar la implantación deuna cultura de seguridad mediantelos contactos pertinentes con institu-ciones y asociaciones profesionales;reforzar las actuaciones de inspec-ción; incrementar la eficacia y efi-ciencia en la aplicación de la nor-mativa; reforzar el enfoque de

proporcionalidad con el riesgo enlos requisitos incluidos en la norma-tiva y en las autorizaciones, así co-mo en las actuaciones de control delCSN, y mejorar la eficiencia de losprocesos internos.

LOS RETOS DEL CSNEN EL MUNDO SANITARIO

Teniendo en cuanta el espectacu-lar crecimiento del número de ciu-dadanos que son atendidos por lasanidad pública, la presidenta delCSN concede una importancia es-pecial a este sector.

“Aparte de licenciar, controlar,inspeccionar y registrar, tareas quevenimos desarrollando, es necesarioque el Consejo apoye a los profe-sionales de estos servicios para quesus inmediatos superiores valoren laentidad del trabajo que realizan.Por tanto, y puesto que las compe-tencias en materia sanitaria han si-do transferidas a las ComunidadesAutónomas, son las Consejerías deSanidad, y el Ministerio de Sanidadpara algunos temas, las que debendesarrollar esta labor de mentalizara los gerentes de los hospitales y a

los directores de los departamentos,porque es innegable que los Ser-vicios de Protección Radiológica delos hospitales desempeñan una fun-ción vital”.

Formación

Otro reto al que el Consejo deSeguridad Nuclear ha de hacerfrente es el de la capacitación, es-pecialmente en el mundo en que vi-vimos, “que avanza a una veloci-dad de vértigo y donde todo sesustituye rápidamente. En este con-texto, la rápida puesta al día de losconocimientos es fundamental por-que lo que hemos aprendido hace10 ó 5 años queda rápidamenteobsoleto. Por ejemplo, la braquite-rapia está avanzando mucho; losradiofármacos están aumentandoespectacularmente, y hay hospitalesque tienen cien tipos de isótopos co-mo radiofármacos; en radioterapiase está sustituyendo prácticamentetoda la cobaltoterapia por acelera-dores, y se extiende el uso de los ci-clotrones”.

Para María Teresa Estevan, uno delos principales problemas actuales



en España es el de la educación, es-pecialmente las carencias del bachi-llerato. Por eso, “todo lo que se ha-ga en educación, en formación enlos distintos niveles, es estupendo,porque, aunque sólo sea por docu-mentar y mentalizar a la gente, me-rece la pena”. En este contexto, lascarencias de la formación teórico-práctica de los técnicos sanitarios esun problema cuya solución, en opi-nión de la presidenta del Consejo,tiene que partir de las Consejeríasde Sanidad de las ComunidadesAutónomas y de los propios hospi-tales, aunque “instituciones como laSEPR también podrían acometer es-ta labor, si bien se trataría de unaactividad a desarrollar voluntaria-mente”.

LA PROTECCIÓN

DEL MEDIO AMBIENTE

María Teresa Estevan asegura queel control medioambiental es uno delos pilares más sólidos de la políticade actuación del Consejo deSeguridad Nuclear. “Tenemos la redREVIRA, integrada por más de 300estaciones. Hay cuatro redes decontrol para medir la contamina-ción potencialmente radiactiva por-que tenemos numerosos convenioscon distintas universidades reparti-das por todo el territorio nacional.Además de los datos que propor-ciona la red REA de Protección Civildel Ministerio de Interior, las univer-sidades miden, valoran y nos enví-an los datos”.

“Social y tecnológicamente esta-mos extraordinariamente avanza-dos. Pasan de la treintena los paísesque tenemos centrales nucleares; entotal hay 441 reactores nuclearesoperativos, y nos hemos mentaliza-do mucho con ello, con lo cual ex-trapolarlo hacia estas otras activi-dades de control ambiental ha sido

mucho más fácil, frente a lo que lesocurre a los países que no tienennucleares, que han dedicado menosatención y recursos a este tema”.

DOSIMETRÍA PERSONAL

En el año 2002 los trabajadoresexpuestos que desarrollaron su acti-vidad en las instalaciones radiactivasy que fueron controlados por los cen-tros fueron 78.688. Las lecturas dosi-métricas supusieron una dosis colec-tiva de 36.883 mSv por persona.

Si se considera en el cálculo deeste parámetro únicamente a lostrabajadores con dosis significati-vas, la dosis individual media de es-te colectivo resultó ser de 0,83mSv/año, lo que representó un por-centaje de 1,7% del límite anual dedosis (50 mSv/año).

En 11 trabajadores (un 0,01% deltotal) se registraron lecturas queconstituían casos de potencial supe-ración del límite anual de dosis es-tablecido en el Reglamento de pro-tección sanitaria contra radiacionesionizantes. En todos los casos depotencial superación del l ímiteanual de dosis, el Consejo deSeguridad Nuclear tiene establecidoun protocolo de investigación.

Según María Teresa Estevan, “enla mayoría de los casos, la dosis noha sido nunca recibida por la per-sona que portaba el dosímetro, ylos valores anormales se deben casisiempre a una mala gestión del do-símetro, es decir, al mal uso, pérdi-da, manipulación, olvido del mismodentro de la sala de exploración, ocausas similares”.

COMUNICACIÓN E INFORMACIÓN

La presidenta del CSN reconoceque en el ámbito de la comunica-ción y la información a la sociedadexisten unas carencias inmensas.

“Desde 1977 hasta 1982, con elGobierno de UCD, fui directora ge-neral de Medio Ambiente, el únicoOrganismo que se ocupaba del me-dio ambiente. Tuvimos la suerte deque en el Ministerio de Educaciónrenovaron todos los programas dela enseñanza primaria y secunda-ria, y pudimos introducir los temasde medio ambiente, no como asig-natura especial, sino transversal,poniendo el acento en el medio am-biente en ciencias, en historias, entodo. Me sentí muy optimista por-que entonces pensé que los chicosestaban educados, pero pronto medi cuenta de que no era así porqueel principal problema era, y siguesiendo, que desde las propias fami-lias no se estaba educando adecua-damente”.

Lo que sí es cierto es que desde elConsejo de Seguridad Nuclear sevan a seguir desarrollando y pro-moviendo todas aquellas actuacio-nes encaminadas a mejorar esta si-tuación. Un ejemplo lo tenemos enel Centro de Información del CSN,que recibe al año entre 5.000 y6.000 visitas y donde los niños dis-frutan enormemente aprendiendo loque son los isótopos que se utilizanen medicina para curar el cáncer, ocómo funciona y para qué sirve unacentral nuclear.

En opinión de la presidenta delCSN, “es necesario dar a conoceral público en general la realidad delas radiaciones ionizantes, sus efec-tos y los mecanismos de protección.Para ello, es fundamental la utiliza-ción de los medios de comunicacióncon gran tirada y difusión. Por otraparte, la colaboración con asocia-ciones profesionales como la SEPRes necesaria para abordar nuevasacciones de formación y comunica-ción, de una manera eficaz y per-manente”.



INTRODUCCIÓN

La Medicina Nuclear es una espe-cialidad que trata de las aplicacionesmédicas en diagnóstico y terapia demoléculas marcadas con isótopos ra-diactivos. Hace alrededor de 50 añoscoincidieron en el tiempo dos hechoshistóricos [1]. Uno de ellos fue el pro-grama americano "Atomos para laPaz", que intentaba lavar la malaimagen derivada del holocaustonuclear de la segunda guerra mundialpotenciando las aplicaciones pacífi-cas de la energía atómica que signifi-có el lanzamiento de la MedicinaNuclear. El segundo hecho históricofué la descripción de ADN por Wat-son y Crick, que supuso el despeguede la Biología Molecular. Hoy la Bio-logía Molecular y la MedicinaNuclear caminan juntas hacia un pro-metedor futuro común.

El concepto anatomo-clínico de Vir-chof de la enfermedad ha prestadograndes servicios a la medicina, perohoy se ha quedado corto. La medici-na moderna no sólo necesita diagnos-ticar la enfermedad con precisiónanatómica a nivel orgánico o tisular,sino además tiene que diagnosticar yclasificar la enfermedad desde unpunto de vista celular y molecular[2,3], con objeto de seleccionar untratamiento más efectivo y monitorizareste tratamiento.

En muchas ocasiones los métodos dediagnóstico por imagen de la Medi-cina Nuclear (gammagrafías, SPECT,PET) permiten hacer diagnósticos co-rrectos donde otros métodos de ima-gen, con una resolución espacial mu-cho mejor, fracasan. En numerosasenfermedades y situaciones los cam-bios moleculares y funcionales prece-den a los estructurales o anatómicos.

La información funcional, bioquímica,molecular y metabólica de los méto-dos nucleares produce imágenes conelevado contraste entre la lesión y lostejidos sanos que permite hacer diag-nósticos en algunos casos donde losmétodos de imagen estructural estánmás limitados.

Otro aspecto a reseñar es que lasrelaciones de la Medicina Nuclearcon las otras especialidades radioló-gicas (Oncología Radioterápica yRadiodiagnóstico) se están incremen-tando. Es sobre todo la PET la que es-tá estableciendo nexos de unión conestas especialidades.

Los tres pilares sobre los que asientael presente y el futuro inmediato de laMedicina Nuclear son: la PET, lasnuevas terapias y la cirugía radio-guiada, en especial la biopsia radio-guiada del ganglio centinela.

El futurEl futuro de la medicina nuclearo de la medicina nuclear

J.L. CarrerasServicio de Medicina Nuclear. Hospital Clínico San Carlos

ABSTRACT

Nuclear Medicine (NM) is dedicated to medicalapplications of molecules labeled with radionuclides. TheNM diagnostic images can surpass or complement otherdiagnostic imaging techniques in some clinical situations.The clinical usefulness of Positron Emission Tomography ismore and more evident, especially in Oncology. PET-TACand PET-NMR hybrid images offer new chances in diagnosisand Ratiotherapy planning and new relations between theradiological especialities. Radioguided surgery andradionuclide therapy are other development techniques ofthe NM.

RESUMEN

La Medicina Nuclear (MN) se dedica a las aplicacionesmédicas de las moléculas marcadas con radionucléidos. Lasimágenes diagnósticas de la MN pueden superar ocomplementar a otras técnicas de diagnóstico por imagenen determinadas situaciones clínicas. La utilidad clínica dela Tomografía por Emisión de Positrones (PET) es cada díamas evidente, especialmente en Oncología. Las imágeneshíbridas de PET y TAC o de PET y RNM abren nuevasoportunidades en diagnóstico y planificación deRadioterapia y nuevas relaciones entre las especialidadesradiológicas. La cirugía radiodirigida y la terapia conradionucléidos son otras líneas de desarrollo de la MN.

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LA TOMOGRAFÍA POR EMISIÓNDE POSITRONES (PET)

La Tomografía por Emisión de Posi-trones es el exponente mas claro dela evolución de la Medicina Nuclear.Utilizada previamente en investiga-ción, los últimos años del siglo pasa-do han contemplado su introducciónen la clínica, merced a la evoluciónde las cámaras PET y a la difusión deciclotrones. Su aplicación clínica fun-damental es la Oncología [4]. Aquípuede servir desde para determinarla naturaleza benigna o maligna deuna lesión (Figura 1) conocida hastapara confirmar, detectar y localizaruna recurrencia sospechada, pasan-do por la estadificación (Figura 2), re-estadificación, pronóstico y valora-ción de la respuesta a la terapia [5].En la mayoría de las citadas situacio-nes y en la mayoría de los tumores, oal menos en los mas frecuentes, la PETresulta no sólo muy eficaz, sino queademás es costo-eficiente si se utilizacorrectamente.

En España, se ha aprobado en Ma-yo del 2002 un Protocolo de Uso Tu-telado consensuado entre la Adminis-tración Central y Autonómica y lasSociedades Científicas. Las indicacio-nes aprobadas son: el nódulo solita-rio pulmonar (para diferenciación debenigno/maligno), la sospecha de re-currencia (melanoma, carcinoma colo-rrectal, carcinoma de tiroides, cáncerde cabeza y cuello), la estadificacióndel carcinoma no microcítico de pul-món, la estadificación inicial y masaresidual en el linfoma, la diferencia-ción recidiva/radionecrosis en tumo-res cerebrales tratados con radiotera-pia. En situaciones especiales sepuede aprobar también la PET en tu-mores de origen desconocido y en

epilepsia refractaria al tratamientopara la localización prequirúrgica delfoco epileptógeno.

Otras aplicaciones no oncológicasson el diagnóstico precoz y diagnósti-co diferencial de las demencias, lacaracterización de las enfermedades

psiquiátricas y el estudio de la viabili-dad miocárdica. No hay aprobacio-nes oficiales en España para estas in-dicaciones.

Todas estas indicaciones y aproba-ciones lo son para una única molécu-la trazadora: la Fluórdesoxiglucosa

Figura 1. PET de cuerpo completo. Proyecciones volumétricas anterior (izquierda) y oblicua anterior iz-quierda (derecha). Nódulo solitario pulmonar difícil de puncionar. PET indica que el nódulo esde alta probabilidad de malignidad.

Figura 2. PET de cuerpo completo. Proyecciones volumétricas anterior (izquierda) y oblicua anterior de-recha (derecha). Nódulo solitario pulmonar difícil de puncionar. PET indica que el nódulo es dealta probabilidad de malignidad y además está diseminado a ganglios mediastínicos homolate-rales.



C o l a b o r a c i o n e s

marcada con 18F (FDG). Aunque éstaes la molécula mas usada en PET, noes perfecta y tiene algunas limitacio-nes, como su fijación en procesos nomalignos (tumores benignos, inflama-ción, etc), su escasa fijación en tumo-res malignos de bajo grado, su faltade fijación en tumores benignos debajo grado y la escasa detectabilidadde lesiones próximas a órganos de al-ta captación (cerebro, vejiga, etc).Por todo ello se siguen investigandonuevas moléculas macadas con 18F ocon otros isótopos emisores de posi-trones.

IMÁGENES DE FUSIÓN

Pero las diversas técnicas de diagnós-tico por imagen, lejos de ser competiti-vas, deben ser complementarias. Utili-zando la Medicina Basada en laEvidencia tenemos que llegar a cono-cer la capacidad diagnóstica y el im-pacto de cada técnica, para aplicarlasde un modo correcto, seleccionando lamás adecuada o la secuencia másadecuada en cada caso. Otra opción,de origen ya antiguo, pero que se harelanzado en los últimos años, es la uti-lización combinada de dos o más téc-nicas de diagnóstico por imagen, nu-cleares y no nucleares, con el objetivode aprovechar sinérgicamente las cua-lidades y ventajas de ambas.

Se usan cada vez más las imágenesde fusión o híbridas (PET-TAC, PET-RMN, SPECT-TAC, etc.). Básicamentese trata de unificar en una sola ima-gen la información bioquímica de unatécnica con la información anatómicade la otra, la resolución espacial deuna técnica con la resolución de con-traste de la otra, para obtener una in-formación diagnóstica más precisa(Figuras 3-7). Pero la PET-TAC es mu-cho más que la PET y mucho más quela TAC, pudiendo ampliar el uso y las

indicaciones de ambas técnicas. Aun-que ya existen equipos multimodali-dad, que realizan o corregistran am-bas técnicas de modo sucesivo y enlas mismas condiciones de posiciona-miento, tampoco hay grandes proble-mas para fundir por software imáge-nes de dos modalidades realizadas

en dos equipos diferentes. Otras ven-tajas son la posibilidad de transmitirinformación relevante de una modali-dad a la otra o corregir artefactos deuna modalidad con la otra, especial-mente la corrección mediante la TACdel artefacto de atenuación de la PET.

Figura 3. Cortes transaxiales de RNM (izquierda), los mismos cortes de PET (centro) y fusión de ambos(derecha). Paciente tratada por cáncer de mama con mastectomía, linfadenectomía y radiotera-pia. Motivo del estudio: plexopatía braquial por recurrencia tumoral o por secuelas del trata-miento. PET sugerente de recurrencia tumoral.

Figura 4. Cortes transaxiales de RNM (izquierda), los mismos cortes de PET (centro) y fusión de ambos(derecha). Paciente con cáncer de ovario tratada con cirugía, quimioterapia y radioterapia. Sos-pecha de recurrencia por ↑ de CA 125. Metástasis hepáticas que se visualizan claramente enPET y no así en RNM.



¿Significa lo anterior que estemosabocados también a una fusión entrelas especialidades que se dedican ala imagen diagnóstica, especialmenteel Radiodiagnóstico y la MedicinaNuclear?. En mi opinión ambas espe-cialidades deben coordinarse mucho

más de lo que se coordinan actualmen-te pero nunca fundirse. Esta coordina-ción ha de ser a nivel general (progra-mas de las especialidades, revistas,congresos, relaciones con la adminis-tración y con terceras especialidades,etc.) y a nivel local de cada Hospital o

Centro (algoritmos, protocolos de ac-tuación, sesiones comunes, formaciónde residentes, formación continada,comunicación entre equipos de diferen-tes modalidades, archivos comparti-dos, informes conjuntos, etc.).

Aunque Radiodiagnóstico y MedicinaNuclear tienen muchos rasgos simila-res (uso de radiaciones, informática,diagnóstico por imagen, imagen tomo-gráfica, etc.), la Medicina Nuclear tie-ne unas peculiaridades que la hacenmuy distinta de otras especialidades[6]. Está sometida a una Legislación di-ferencial como el Real Decreto1841/1997 de Garantía de Calidaden Medicina Nuclear, que ha creadounos requisitos y actuaciones realmen-te complejos. La protección radiológi-ca en Medicina Nuclear es predomi-nantemente biológica (mientras que enRadiodiagnóstico es predominantemen-te física), dirigida no sólo contra lairradiación externa sino también con-tra la contaminación interna y requierelargos periodos de formación. Las cien-cias básicas necesarias para el ejerci-cio de la Medicina Nuclear son muydistintas a las de otras especialidades.Los métodos de adquisición, procesa-miento e interpretación de las imáge-nes son totalmente diferentes. La pro-ducción de isótopos, especialmente losemisores de positrones, se realiza enmuchos casos en el propio Hospital oCentro. Finalmente en MedicinaNuclear, la terapia con radionucléidosno encapsulados, junto con la PET, estállamada a tomar un papel preponde-rante, en especial la terapia con pépti-dos y anticuerpos monoclonales en di-versos tipos de neoplasias como loslinfomas, leucemias y otros [7]. La ten-dencia en la terapia en MedicinaNuclear es hacia la dosimetría pretera-péutica, acercándose a la OncologíaRadioterápica en este aspecto.

Figura 5. Cortes transaxiales de TAC (izquierda), los mismos de PET (centro) y fusión de ambas (dere-cha). Paciente con metástasis torácica y abdominal de melanoma maligno. La torácica se vi-sualiza en ambas técnicas. La abdominal sólo en PET.

Figura 6. Cortes de cráneo transaxial (superior) y sagital (inferior) de RNM (izquierda), PET (centro) y fu-sión de ambos (derecha) en un paciente con recidiva de glioblastoma previamente tratado conradioterapia. Elevada captación de FDG en la perifería de la lesión.




Por tanto parece que los intereses dela Ciencia aconsejan mantener a laMedicina Nuclear como una especiali-dad independiente, aunque muchomás coordinada con otras, especial-mente con el Radiodiagnóstico, Onco-logía Médica y Radioterápica, Endocri-nología, Cardiología, etc. La BiologíaMolecular es la compañera de viajenatural de la Medicina Nuclear sin quela Anatomía deje de ser una buenaamiga, aunque opiniones interesadasindiquen lo contrario. Hay que teneren cuenta que cuando los intereses acorto plazo de la administración y dela industria parecen contrapuestos alos dictados científicos, a la larga laciencia siempre acaba teniendo la ra-zón y lo mejor para la ciencia es tam-bién a la larga lo mejor para todos.

MEDICINA NUCLEAR YONCOLOGÍA RADIOTERÁPICA

Tradicionalmente gran parte de laactividad de los distintos Servicios yUnidades de Medicina Nuclear se ha

dedicado a pacientes oncológicos. LaPET refuerza esta vocación oncológi-ca de la Medicina Nuclear.

La PET mejora la estadificación delos tumores y la delimitación del volu-men tumoral y por tanto cambia laplanificación del tratamiento y el ma-nejo de los pacientes [8]. Esto ha sidoespecialmente evidente en cáncer depulmón, cáncer de esófago y tumoresde cabeza y cuello. Puede tambiénser utilizada para predecir la respues-ta a la radioterapia [9] y para guiarla radioterapia corformada y de in-tensidad modulada, conjuntamentecon TAC [10]. Nuevos trazadores dePET podrían contribuir a diseñar distri-buciones de dosis mas conformadas,a suministrar dosis adicionales en zo-nas específicas del tumor y a prescri-bir otras terapias coadyuvantes segúnel fenotipo y genotipo específico deltumor [11].

Con PET se pueden obtener imáge-nes que suministran información sobreaspectos importantes de los tumores

como son: presencia y abundancia dereceptores de hormonas, áreas de hi-poxia, tasa de proliferación celular,angiogénesis y apoptosis.

Se puede utilizar también la PET paravalorar la respuesta a la Radioterapiay a otras terapias como la quimiotera-pia y la terapia antiangiogénica.

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Figura 7. Cortes de cráneo transaxial (superior) y sagital (inferior) de RNM (izquierda), PET (centro) y fu-sión de ambos (derecha) en un paciente previamente tratado con radioterapia por astrocitoma yactualmente con radionecrosis. Ausencia de captación de FDG en la perifería de la lesión.



INTRODUCCIÓN

La Tomografía por Emisión de Positro-nes (PET) representa actualmente la téc-nica diagnóstica más avanzada enMedicina Nuclear para el estudio “invivo” de procesos metabólicos. La PETpermite detectar y cuantificar la distri-bución en el interior del organismo deun radionucleido emisor de positronesligado a un radiofármaco que se admi-nistra normalmente por vía intraveno-sa.

Los radiofármacos emisores de posi-trones, debido a su corto periodo desemidesintegración, han de sintetizarse

y realizar su control de calidad en ins-talaciones que se encuentren al ladodel sistema productor de los radionu-cleidos. Estos radiofármacos emisoresde positrones se obtienen por mediode generadores o ciclotrones. En mu-chas ocasiones, la administración delradiofármaco se produce en instalacio-nes que se encuentran cerca de los lu-gares de producción y síntesis, pero enotros casos se distribuye a otros cen-tros que pueden estar en otras ciuda-des.

Actualmente, en España se puedenproducir en ciclotrones los radionuclei-

dos emisores de positrones 18F, 13N,15O, 11C para su utilización clínica enPET. De ellos, el que más se utiliza esel 18F en forma 18F- Fluordeoxiglucosa(18FDG).

El número de ciclotrones autorizadosen España es de 6 y uno en licencia-miento, constando estas instalacionesdel ciclotrón y de las dependencias co-rrespondientes a la síntesis, control decalidad y distribución de la 18FDG. Delas 6 instalaciones autorizadas, única-mente una de ellas no dispone ademásde uso clínico asociado de la 18FDG.

Autorización de instalaciones deAutorización de instalaciones detomografía por emisión de positrtomografía por emisión de positrones.ones.Experiencia adquiridaExperiencia adquirida

Carmen Álvarez y Mª Luisa RamírezConsejo de Seguridad Nuclear (CSN)

ABSTRACT

Facilities with cyclotron used to produce positronemission radioisotopes and 18-FDG synthesis areconsidered of high risk because they use importantquantities of non sealed radioactive material, whichtogether with the high energy of acceleration beamsmake them difficult facilities. Also, the PET facilities thatuse 18-FDG, have specific radiological risk.

The CSN analyses and evaluates during licensing eachstage of the process, including 18-FDG synthesis, itsclinic use and the conditioning of package for furthertransportation to other facilities. These facilities aresubject to various technical requirements that must bepresent in the Resolution which authorize the set up. TheCSN supervises the functioning of all these facilities.

RESUMEN

Las instalaciones con ciclotrón y posterior síntesis de 18-FDG,son consideradas de riesgo alto debido a que manejanimportantes cantidades de material radiactivo no encapsulado,que junto con las altas energías de los haces de aceleración, lasconvierten en instalaciones complejas. Así mismo, las instalacionesPET de uso de 18-FDG comportan unos riesgos específicos

El CSN analiza y evalúa durante el licenciamiento cada fase delproceso, incluyendo la preparación de la 18-FDG, su uso clínicoy la preparación y acondicionamiento del bulto para su transportecon objeto de su distribución a otras instalaciones y, establece, enesta fase de licenciamiento, una serie de requisitos técnicos quese recogen en los condicionados de las respectivas Resolucionespor las que se autoriza el funcionamiento de las instalaciones.Dicho funcionamiento es objeto de un seguimiento específico porparte del CSN.

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Por otro lado, el número de instala-ciones PET autorizadas solo para la uti-lización clínica de 18FDG en pacienteses de 21. En la Figura 1 se indican elnúmero de instalaciones PET y ciclotro-nes distribuidas por ComunidadesAutónomas.

REQUERIMIENTOS DEPROTECCIÓN RADIOLÓGICA ENCENTROS PET

En relación con los requerimientos deprotección radiológica, se puede dife-renciar entre las instalaciones que dis-ponen de ciclotrón y dependencias pa-ra la síntesis, control de calidad ycomercialización del radiofármaco y,que puedan disponer o no de la insta-lación para la utilización clínica de la18FDG, e instalaciones PET que única-mente reciban el radiofármaco y lo uti-licen para diagnóstico de pacientes.En la tabla 1 se presenta el marco le-gal por el que se regula ambos tiposde instalaciones.

INSTALACIONES CONCICLOTRÓN. SÍNTESIS YCOMERCIALIZACIÓN DE FDG

En la instalación que disponga de ci-clotrón, el elemento determinante deldiseño de la instalación va a ser el ci-clotrón, el cual desde el punto de vistade protección radiológica es la princi-pal fuente generadora de radiaciones.

Descripción del proceso

La producción de los radioisótoposemisores de positrones se realiza en elciclotrón, en él se aceleran iones hidruroobtenidos de una fuente de iones hastauna energía predeterminada. Tras laaceleración, los iones hidruro se hacenchocar sobre una lámina de carbono,

produciéndose final-mente un haz de proto-nes. Posteriormenteesos protones son diri-gidos a un sistema deirradiación de blancosdonde mediante reac-ciones nucleares seproducen radioisótoposemisores de positrones.(Figura 2).

Todos los ciclotronesautorizados aceleraniones negativos, el ran-go de la energía deaceleración se encuen-tra entre 9-18 MeV y laintensidad del haz ex-traído de protones va-ria entre 50-100 µA.

Los blancos puedenser líquidos o gaseosos pero, como yase ha descrito más arriba, los radioisó-topos emisores de positrones que seestán autorizando más frecuentemente

son 18F y 13N. El blanco que se empleaen estos casos es líquido, agua naturalpara la formación de 13N mediante lareacción (p, α), y agua enriquecida

Figura 1. Número de instalaciones PET y Ciclotrones autorizados

Figura 2. Ciclotrón . Cortesía de la Universidad de Sevilla



del orden del 95% en 18O para la ge-neración de 18F. Las actividades máxi-mas de 18F al final de un bombardeo ti-po, de un tiempo aproximado de unahora, según los datos de los ciclotronesautorizados, varían de 37 a185GBq(1-5 Ci).

El radioisótopo una vez producido esguiado mediante una corriente de gasdesde el ciclotrón hasta las celdas desíntesis en el laboratorio de radiofar-macia (Figura 3). Allí, dentro de mó-dulos químicos, se producen mediantesecuencias estándares y programables,las reacciones radioquímicas necesa-rias para la síntesis del radiofármaco18FDG o 13N- NH3.

El proceso de síntesis más común esel de 18FDG, aunque existe la posibili-dad de síntesis de radiofármacos gase-osos actualmente no hay ninguna insta-lación que haya solici tado suproducción. El rendimiento de síntesisradioquímica está entre un 50-70 % se-gún el módulo y el tiempo de síntesises de 25-30 minutos, algunos móduloscomercializados permiten dos síntesisconsecutivas.

Desde la celda de síntesis el radiofár-maco producido es transferido de for-ma automática a la celda de dispensa-ción o de manipulación donde se

encuentra el sistema de dispensaciónde viales. Casi todos los ciclotrones es-pañoles disponen de sistemas que per-miten la preparación, llenado y medi-ción de la actividad del vial de formaautomática o semiautomática. Una vezpreparado el vial, este se introduce enun contenedor de transporte para suenvío a los centros de consumo.(Figura 4).

Riesgos radiológicos

Los ciclotrones son considerados ins-talaciones de riesgo alto, las instalacio-nes de producción de radiofármacosmanejan importantes cantidades dematerial no encapsulado que junto conlas altas energías de los haces de ace-leración las convierten en instalacionescomplejas.

Cada fase del proceso descrito ante-riormente: aceleración y bombardeode un blanco por una partícula acele-rada, transferencia del radioisótopoobtenido a una celda de síntesis, sínte-sis del radiofármaco, transferencia delmismo a una celda de manipulación,preparación de un vial de comerciali-zación o de uso en la propia instala-ción, preparación y acondicionamien-to de un bulto de transporte da lugar aunos riesgos radiológicos específicosque se analizan y evalúan durante el li-cenciamiento y que están sometidos aunos requisitos técnicos. El CSN eva-lúa el riesgo fundamentalmente deproducción de 18F y de manipulaciónde 18FDG por ser la reacción mas limi-tante.

El mayor riesgo de exposición a ra-diación externa se produce durante elbombardeo del blanco por la partícu-la acelerada. La producción de 18Fpuede dar lugar a radiación instantá-nea neutrónica y gamma por la reac-ción (p, n) y radiación neutrónica y

Figura 3. Celdas de Síntesis. Cortesía de la Universidad de Sevilla

Figura 4. Contenedor de transporte de la FDG




gamma secundaria así como gammadiferida por activación radiactiva delos materiales del ciclotrón.

El riesgo de contaminación provienede la radiactividad inducida en el airedel búnker (producción de 41Ar 16N);por arrastre de gases (18F, 13N) a losmódulos de síntesis, o por activaciónde los sistemas de refrigeración, agua,polvo etc. y por último de la propiamanipulación de 18FDG en forma liqui-da.

Requisitos técnicos

Se destaca la información más espe-cifica que se considera necesaria parael licenciamiento y los requisitos quedeben tener este tipo de instalaciones.En el diseño de la instalación se tendráen cuenta que la localización sea laadecuada, se debe proporcionar infor-mación sobre los materiales de blinda-je, penetraciones y conductos que loatraviesan. En cuanto al ciclotrón se in-cluirá toda la información técnica delmismo. Respecto a los productos se in-formará sobre la actividad máxima de18F al final de bombardeo y el rendi-miento máximo de síntesis de 18FDG.

Los requerimientos técnicos del labo-ratorio de radiofarmacia y las celdasde síntesis no difieren mucho respectoa otros laboratorios de producción deradiofármacos. Sin embargo hay unaserie de aspectos radiológicos a teneren cuenta de forma concreta en este ti-po de instalaciones. Así, por ejemplo,la transferencia del material radiactivoentre las celdas y desde el ciclotrón alas mismas se realizará mediante ca-naletas blindadas.

Por otro lado, se requiere un trata-miento bastante riguroso para losefluentes gaseosos que se producen,de tal forma que el diseño del sistema

de ventilación ha de ser independien-te para la sala del ciclotrón, el labora-torio de radiofarmacia y el resto de lasdependencias. Para prevenir la disper-sión de gases, la sala del ciclotrón de-be estar en depresión respecto a la deradiofarmacia, y las celdas calienteshan de encontrarse a su vez en depre-sión respecto al laboratorio. Las celdasdeben disponer de filtros adecuados ala entrada y salida del aire en dichasceldas. El aire extraído de la sala delciclotrón y de las celdas, ha de ser re-cogido por una o mas chimeneas cu-yas salidas al exterior estén situadasen un lugar inaccesible al público.

El estudio de seguridad de los ciclo-trones y del laboratorio de radiofarma-cia incluirá información sobre todos losenclavamientos de seguridad tantoeléctricos como de software que blo-quean la operación del ciclotrón.También se requiere señalización deoperación y de fallos en la consola decontrol. Los dispositivos de seguridadde la instalación comprenderán controladministrativo de acceso, sistemas debloqueos eléctricos de puerta abierta yoperación del ciclotrón, paradas deemergencia y de presencia; tambiénseñalar que para aquellos ciclotronesque no son autoblindados se requieresistemas de retardo de apertura depuerta.

El estudio también cubrirá el análisisde riesgo en términos de dosis. Se re-quiere un cálculo de la dosis debida ala producción de 18F y una evaluaciónde los blindajes del ciclotrón; ello im-plica conocer los tipos de radiaciónque se producen durante la operaciónasí como los factores de ocupación yla carga de trabajo (número de bom-bardeos, duración de los mismos, flujoneutrónico y gamma en cada bombar-deo etc.). Asimismo se analizará las

dosis durante el proceso de síntesis pa-ra demostrar la idoneidad de los blin-dajes de las celdas. Por último se ana-lizarán las dosis a cuerpo entero y enmanos tanto durante la preparación delos viales de 18FDG como durante lapreparación del bulto de transporte.Este punto es de especial importanciaporque se han comprobado dosis acu-mulada de hasta 200 mSv en manos.La utilización de dispositivos automáti-cos o semiautomáticos disminuye demanera importante la exposición deltrabajador.

Estas instalaciones tienen una seriede requisitos, sobre todo en lo referen-te a la dosimetría de los trabajadores yde área, comunes con las instalacionesde uso clínico de 18FDG que se comen-taran en el siguiente apartado por loque se destacan aquellas condicionesque afectan exclusivamente a la pro-ducción y síntesis de 18FDG.

En relación con esto, en cuanto a lavigilancia de la radiación, se establecela exigencia de un monitor gamma fijoen la sala del ciclotrón y del laborato-rio de radiofarmacia y en las chimene-as de salida de los gases. Además sedebe disponer de un registro en conti-nuo y de niveles de alarma que deter-minan acciones correctoras. No se exi-ge una monitorización de la radiaciónneutrónica en continuo pero los detec-tores de neutrones deben estar disponi-bles en la instalación.

Se exige asimismo un programa deverificación de la instalación en el quese resalta la obligatoriedad de verifi-car los sistemas de seguridad y encla-vamientos con una frecuencia trimestraly la idoneidad del blindaje con unafrecuencia anual. En cuanto al mante-nimiento del ciclotrón es importante se-ñalar la necesidad de esperar un cier-to tiempo para poder intervenir en el



equipo, dada la radioactividad induci-da en los sistemas de blancos y en losmateriales.

Se requiere asimismo que las insta-laciones dispongan de un servicio deprotección radiológica propio o deuna UTPR contratada que se ocuparáde las funciones que le atribuye elReglamento de Protección Sanitariacontra radiaciones ionizantes, ademásde las funciones en esta materia atri-buidas por la legislación a los supervi-sores y a los operadores.

Se debe disponer de procedimientosnormalizados de trabajo para los dife-rentes procesos de la instalación: ope-ración del ciclotrón, manipulación delmaterial radiactivo, control del mate-rial radiactivo, preparación del bulto,traslado del bulto hasta el vehículo detransporte, descontaminación, almace-namiento y evacuación de residuos

En cuanto a la actividad de comercia-lización hay que señalar los siguientesrequisitos:

- La venta, distribución y/o suministro

del material radiactivoautorizado sólo puedeefectuarse a firmas opersonas legalmente au-torizadas para su pose-sión o uso y las activida-des suministradas nuncasuperarán a las autori-zadas a dichas instala-ciones radiactivas. Laempresa suministradoraes la responsable y de-be garantizar que lasdosis de radiofármacosdispensadas a los cen-tros de consumo son lassolicitadas.- La empresa suministra-dora además debe esta-blecer acuerdos con los

titulares de las instalaciones radiactivasreceptoras del 18FDG en los que constenlos procedimientos a seguir en relacióncon el suministro de radiofármacos.

- Cada partida de 18FDG a comercia-lizar debe ir acompañada de la corres-pondiente documentación, en la quefigure su actividad, fecha y hora depreparación, certificado de control decalidad y cuanto establezca la regla-mentación por el que se regulan losmedicamentos radiofármacos de usohumano que le sean de aplicación.

- El embalaje exterior y el envase con-teniendo el vial con 18FDG deben ir se-ñalizados conforme a la norma UNE73-302. En su exterior deberán llevaruna marca o etiqueta con el nombrede la empresa suministradora, el núme-ro de lote, la fecha de fabricación, laactividad máxima cargada de 18FDGpara un tiempo y fecha dados y el nú-mero de mililitros contenidos. El vial iráetiquetado conforme al decreto de me-dicamentos radiofármacos menciona-do mas arriba.

- También Se requiere disponer deun registro de las ventas o suministrosefectuados, en el que se señale la refe-rencia de la instalación radiactiva delcomprador o usuario, la fecha del su-ministro (de recepción por parte delcliente), las características del materialradiactivo suministrado: isótopo, fe-cha, actividad en el momento del sumi-nistro y actividad estimada a la recep-ción del mismo por parte del cliente.Asimismo debe remitirse al Consejo deSeguridad Nuclear un informe trimes-tral con los datos registrados duranteel trimestre anterior.

- En cuanto a la preparación del bultode transporte, los viales de 18FDG seenvían en los bultos Tipo A, los cualeshan tenido que superar los ensayos es-tablecidos en la reglamentación detransporte para ese tipo de bultos, yque se caracterizan por contener mate-rial radiactivo en forma líquida y conuna actividad de FDG inferior a un va-lor establecido que para el caso del 18Fes de 0,6 TBq.

Se debe comprobar la ausencia decontaminación superficial del bulto yeste ha de ir acompañado de la docu-mentación preceptiva para su transpor-te: carta de porte, ficha de seguridad,instrucciones escritas sobre carga, ma-teria contenida, naturaleza del peligro,medidas inmediatas a adoptar por elconductor en caso de accidente (incen-dio, rotura del bulto, pérdida del bul-to). Es importante indicar que la em-presa suministradora es la responsablesubsidiaria del producto hasta su re-cepción por el cliente, y por tanto, esasimismo responsable de suministrar altransportista la información citada.

- El traslado del material radiactivopor las dependencias que constituyenla instalación, hasta la salida a la zonade carga del bulto para su transporte,

Figura 5. Tomocámara PET. Cortesía de la Universidad de Sevilla.




deberá realizarse con las debidas me-didas de seguridad y protección radio-lógica.

INSTALACIONES DE USO DE FDG

Estas instalaciones de medicinanuclear reciben el radiofármaco 18 FDGprocedente de cualquiera de los cen-tros productores del país que dispon-gan de ciclotrón y que estén autoriza-dos para su distribución, teniendo encuenta factores de cercanía, funcionali-dad y coste.

Descripción del proceso

Las instalaciones que emplean 18 FDGse caracterizan porque además de dis-poner de una cámara caliente para al-macenamiento y preparación de dosisy de una sala de exploración tienen co-mo peculiaridad que precisan que elpaciente permanezca aislado y en re-poso, en la sala de administración dedosis y de espera, hasta la realizacióndel estudio. Esto hace que, a diferenciade otros estudios de medicina nuclear,se requiera una sala exclusiva para laespera de cada paciente inyectado con18FDG. Además las tomocámaras PETse caracterizan por incluir fuentes en-capsuladas de 68Ge o de 137Cs para larealización de pruebas de calibracióny verificación. (Figura 5).

El 18 FDG se suministra generalmentea la instalación en viales con una acti-vidad máxima entre 7-11.11GBq (200-300 mCi). Una vez recibido se debenllevar a cabo las siguientes etapas: pre-paración de alícuotas, inyección de do-sis, y preparación y colocación del pa-ciente en la tomocámara PET.

Riesgo radiológico

Como ya se ha comentado antes, es-tas instalaciones suponen un mayor

riesgo radiológico debido a las carac-terísticas de los emisores de positrones(fotones de 511 Kev de energía, nece-sidad de blindajes con un espesor 12veces mayor para obtener la mismaprotección que con el Tecnecio lo cualimplica que los blindajes habitualesson insuficientes; una constante gam-ma Γ, 10 veces mayor que la del tec-necio etc), según los datos bibliográfi-cos las dosis a cuerpo entero medidaen los dosímetros TLD de los trabajado-res expuestos se encuentra entre 5,5 y

17 µSv por estudio (0,18 mSv.MBq–1 a1 metro) debiéndose esta diferencia ala actividad administrada y al tiempoempleado en la colocación y prepara-ción del paciente. De las diferentes fa-ses la inyección al paciente es la quemás contribuye a la dosis a cuerpo en-tero.

Asimismo y dado el alcance de lospositrones y que la emisión gammaatraviesa el plástico de las jeringuillaslas dosis en dedos por la radiación esimportante (2.9 mSv en contacto con

Normativa sobre instalaciones radiactivas:• Ley 25/1964 de 25 de abril sobre Energía Nuclear• Ley 15/1980 de Creación del Consejo de Seguridad Nuclear• Real Decreto 783/2001 de 6 de julio por el que se aprueba el Reglamento

sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes• Real Decreto 1836/1999 de 3 de diciembre por el que se aprueba el

Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y RadiactivasNormativa sobre medicamentos radiofármacos de uso humano:• Ley 25/1990 de 20 de diciembre del Medicamento• Real Decreto 479/1993 de 2 de octubre por el que se regulan los radiofár-

macos de uso humano• Real Decreto 1564/1002 de 18 de diciembre por el que se regula el régi-

men de autorización de los laboratorios farmacéuticos e importadores demedicamentos y la garantís de calidad en su fabricación industrial

• Real Decreto 767/1993 de 21 de mayo por el que se regula la evaluación,autorización, registro y condiciones de dispensación de especialidades far-macéuticas y otros medicamentos de uso humano fabricados industrialmente

• Real Decreto 2259/1994 de 25 de noviembre por el que se regulan los al-macenes farmacéuticos y la distribución al por mayor de medicamentos deuso humano y productos farmacéuticos

• Real Decreto 1841/1007 de 5 de diciembre por el que se establecen loscriterios de calidad en Medicina Nuclear

Normativa sobre transporte de material radiactivo:• Acuerdo Europeo sobre Transporte Internacional de Mercancías Peligrosas

por Carretera (ADR) • Real Decreto 2115/98, de 2 de octubre, sobre transporte de mercancías

peligrosas por carretera.

Tabla 1. Normativa y reglamentación que regula las instalaciones de síntesis, comercialización y uso deradiofármacos emisores de positrones.



una jeringuilla de plástico de 5 ml) ysegún la carga de trabajo anual sepodría llegar cerca de los límites dedosis en manos.

Por ultimo los estudios de FDG au-mentan el fondo radiológico en lasotras salas de exploración y en lasáreas donde se encuentra el publicopor lo que habrá que tenerlo en cuen-ta.

Requisitos técnicos

Todo lo anterior hace que los requisi-tos técnicos a los que está sometido elproceso de licenciamiento y el funcio-namiento de esta práctica diagnosticasean más estrictos que los de una me-dicina nuclear convencional.

Se deberá tener cuidado en el dise-ño de la instalación de tal forma quelos factores de ocupación sean favora-bles y se optimice las necesidades deblindaje. Generalmente las gammate-cas de preparación de FDG se en-cuentran en sitios específicos para fa-vorecer la recepción y el menorrecorrido hasta el lugar de administra-ción.

El estudio de seguridad comprende-rá un análisis del cálculo de dosis quedebe cubrir las siguientes apartados:

a) Dosis a cuerpo entero al trabaja-dor expuesto estimadas en la gamma-teca: es importante que el lugar de al-macenamiento del radiofármaco seauna zona suficientemente blindada yaque afectará a las dosis del técnico uoperador; la exposición a cuerpo en-tero será minimizada si se realiza lapreparación en una gammateca conentrada de manos, que incluya dentroel activímetro. El espesor será funciónde la actividad pero para las activida-des que se han venido solicitando, unespesor de 50 mm de plomo se consi-dera adecuado.

b) Dosis en manos del trabajador ex-puesto durante las fases de comproba-ción de actividad del vial, prepara-ción de alícuotas, e inyección, sinblindaje, de la dosis: las distancias aconsiderar en estos supuestos seránentre 3 y 5 cm, con un tiempo estima-do de exposición y un número de ma-nipulaciones, es decir de carga de tra-bajo, razonablemente conservador.Los cálculos teóricos dan unos resulta-dos de 150 a 200 mSv/año/perso-na.

c) Dosis a cuerpo entero del trabaja-dor durante la colocación del pacien-te en la tomocámara: la distancia aconsiderar será unos 50 cm y el tiem-po estimado de exposición tambiénrazonablemente conservador.

d) Por último se analizará las dosisal trabajador y al público por el pa-ciente como fuente de exposición du-rante el tiempo de espera de incorpo-ración de FDG, en el que seencuentra en una sala aislado, duran-te un tiempo variable en función delestudio, pero estimado entre 30 min.a 1 hora, así como durante la realiza-ción del propio estudio en la sala deexploración con un tiempo estimadoentre 45 min. a 1 hora.

Estos tres últimos puntos del análisisde dosis muestran que el estudio deseguridad requerido para el licencia-miento de las instalaciones PET es máscomplejo en comparación con el soli-citado a una medicina nuclear con-vencional

Otros puntos de protección radioló-gica que se evalúan y que tienen co-mo objetivo la optimización de las do-sis son la organización, losprocedimientos de trabajo, medios deprotección y clasificación del perso-nal. Estos apartados deben quedar re-f lejados en el Reglamento de

Funcionamiento. Así, se debe dispo-ner de procedimientos de trabajo pa-ra optimizar las dosis durante la re-cepción del material y la preparaciónde la dosis. Por ejemplo el procedi-miento de inyección contempla la co-locación previa de una vía intraveno-sa para disminuir el t iempo deinyección, así como la recogida dedatos clínicos antes de la inyección alpaciente para minimizar el tiempo decontacto con el paciente inyectado.

Respecto a los medios de protecciónpara disminuir las dosis se debe dis-poner de pinzas y blindajes de jerin-guillas (cerditos, blindajes de tungste-no etc). También se recomienda elempleo de contenedores basculantesque permiten no tener que manipularel vial, que contiene la actividad ma-yor, para obtener la alícuota.

En cuanto a la organización de lainstalación radiactiva, se deberá dis-poner de los recursos humanos sufi-cientes para establecer turnos rotato-r ios de aquel las personas querealizan las operaciones de prepara-ción e inyección de la actividad, conobjeto de no superar un determinadonivel de dosis anual que se ha estable-cido en la práctica en unos 200 mSven manos.

El personal que manipula 18FDG seconsidera de categoría A y debe dis-poner de licencia ya sea de supervi-sor o de operador siendo el campo deaplicación medicina nuclear. Es impor-tante incidir en una buena formaciónen protección radiológica para mini-mizar el tiempo de contacto con el pa-ciente durante la colocación y prepa-ración del mismo, así como elentrenamiento del trabajador encarga-do de las fases de preparación e in-yección de las dosis.




La gestión de residuos, al ser un isó-topo de vida corta, se realiza sin ma-yores problemas mediante almacena-miento temporal y evacuaciónconvencional. Los otros documentosque acompañan al licenciamiento,como son el programa de verifica-ción y plan de emergencia no difie-ren del resto de la medicina nuclear.

El funcionamiento de las instalacio-nes que emplean 18FDG está autoriza-do con unas condiciones determinadasque hacen hincapié fundamentalmenteen los temas que se han venido seña-lado y que son comunes a las instala-ciones con ciclotrón. Estas condicio-nes se pueden resumir en losiguiente:

- El titular de la instalación debe im-plantar procedimientos de trabajo en-caminados a reducir las dosis de ra-diación que pueda recibir elpersonal, especialmente en las ma-nos, de forma que estas sean tan ba-jas como sea razonablemente posi-ble y siempre por debajo de loslímites establecidos.

- Deben quedar asimismo estableci-dos los turnos de rotación del perso-nal que manipule el material radiacti-vo.

- El personal que manipula el mate-rial radiactivo debe portar dosíme-tros de anillo para estimar las dosisen las manos.

- Se debe remitir al CSN, durante elprimer año de funcionamiento, los re-sultados de las lecturas dosimétricasdel personal de operación junto conla función que realiza dicho personal(preparación de dosis, inyección, re-alización del estudio) para una mejorvaloración de los riesgos operaciona-les y de los medios de protección.

- Por ultimo se requiere que, tam-bién durante el primer año de funcio-

namiento de la instalación, se esta-blezca por parte del titular, una do-simetría de área en los puntos massignificativos para verificación de laidoneidad de los blindajes, y que seremita trimestralmente al Consejo deSeguridad Nuclear, los resultados delas correspondientes lecturas junto alos datos relativos a la carga de tra-bajo de la instalación (número depacientes/semana y actividad porpaciente).

En referencia a los datos remitidosal CSN por las instalaciones ya auto-rizadas, hay que mencionar que sehan encontrado bastantes variacio-nes debido fundamentalmente a lasdiferentes cargas y procedimientosde trabajo de las mismas. Las dosisregistradas son mucho más bajasque las dosis teóricas, lo que es lógi-co ya que el cálculo del estudio deseguridad se realiza con hipótesisconservadoras, (no se tiene en cuen-ta la autoabsorción del paciente, niel factor geométrico, la fuente es unafuente puntual sin decaimiento bioló-gico ni físico etc.) todo lo cual dejaun margen importante a la seguri-dad. Analizando los datos de aque-llas instalaciones que realizan masestudios se confirman los datos bi-bliográficos para dosis a cuerpo en-tero por estudio (10-13 µSv por pa-ciente), aunque la variabil idadcomentada hace que el dato no seamuy significativo. En cuanto a las do-sis en manos en general están muypor debajo salvo en algún caso quese acerca un poco mas al nivel dedosis anual de 200 mSv (11 mSv dedosis mensual). Asimismo los regis-tros de la dosimetría de área de-muestran que el diseño y el blindajede las instalaciones autorizadas has-

ta la fecha son adecuados para laseguridad.

Durante la inspección a este tipoinstalaciones se comprueba todosaquellos aspectos que preocupan deuna manera significativa al CSN, porlo que se inspecciona los requisitosrelacionados con el transporte de la18FDG, así como se hacen medidasde los niveles de radiación en las di-ferentes fases de manipulación, y deltiempo empleado en cada una deellas, con objeto de hacer una com-probación realista de los datos inclui-dos en el estudio de seguridad pre-sentado. Por ultimo señalar que todolo reseñado hace que estas instala-ciones sean objeto de un seguimientoespecífico por parte del organismoregulador.

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INTRODUCCIÓN

La protección radiológica del pacien-te explorado mediante Tomografía porEmisión de Positrones (PET) está estre-chamente relacionada con la correctarealización de la prueba: la menor do-sis de radiación recibida por el pacien-te compatible con la obtención de unestudio diagnóstico de buena calidad

que permita realizar un diagnósticoadecuado. Con el fin de que la exposi-ción del paciente se realice en condi-ciones óptimas de protección radioló-gica, deberá por un lado garantizarseel adecuado funcionamiento del tomó-grafo PET, y por otro simultanear la op-timización tanto de la dosis recibidapor el paciente como de la calidad deimagen.

El conocimiento de la dosis efectiva yen particular de la dosis absorbida porel órgano crítico por cada radiofárma-co debe permitir establecer estrategiasencaminadas a optimizar la dosis deradiación del paciente. Estos procedi-mientos de optimización están estre-chamente relacionados con los quepermiten optimizar la calidad de laimagen del estudio PET.

PrProtección radiológica del paciente enotección radiológica del paciente enla tomografía por emisión de positrla tomografía por emisión de positronesones

J.M. Martí-Climent y M.J. García-Velloso Servicio de Medicina Nuclear. Clínica Universitaria. Universidad de Navarra

ABSTRACT

Patient radiation protection in Positron EmissionTomography (PET) is closely related to the correctexecution of studies: proper scanner performance,and optimization of both image quality and patientdose.

We describe the quality control tests considered asessential: scanner stability, spatial resolution,sensitivity and tomographic uniformity.

Knowledge of the dose received by the criticalorgan and the effective dose for eachradiopharmaceutical allows the establishment ofstrategies for dose optimization. Although a greatvariety of PET tracers exist, we review the doseproduced by [18F]-FDG, the most widely used tracer,and those used in our PET Center ([15O]-Water, [13N]-Ammonia, [11C]Methionine, [11C]-Choline, [18F]-Choline, [18F]-FDOPA) and [18F]FHBG).

Reduction of administered activity to the patient isthe direct way to reduce the dose. Thus, PETacquisition in the 3D mode, with higher sensitivity, isa determining factor. In order to reduce the dose todifferent organs, efforts should be directed to thecritical organs, mainly the urinary bladder wall.Finally, correct patient preparation improves PETimage quality, due to an optimum tracer uptake,which optimizes the dose to different organs.

RESUMEN

La protección radiológica del paciente explorado medianteTomografía por Emisión de Positrones (PET) está estrechamenterelacionada con la correcta realización de la prueba: adecuadofuncionamiento del tomógrafo, optimización de la calidad de imagen yde la dosis recibida por el paciente.

En primer lugar se describen las pruebas de control de calidad deltomógrafo PET consideradas como fundamentales: prueba deestabilidad, resolución espacial, sensibilidad y uniformidadtomográfica.

El conocimiento de la dosis absorbida por el órgano crítico y laefectiva debida a cada radiofármaco debe permitir establecerestrategias encaminadas a optimizar la dosis del paciente. Aunqueexiste una gran variedad de radiofármacos PET, siendo el másutilizado la [18F]-FDG, se revisan las dosis producidas por éste y por losdemás radiofármacos que se utilizan en nuestro Centro ([15O]-Agua,[13N]-Amonio, [11C]Metionina, [11C]-Colina, [18F]-Colina, [18F]-FDOPA y el[18F]FHBG).

El método más directo para reducir la dosis efectiva al paciente es lareducción de la actividad administrada; para ello el modo deadquisición en 3D, con una mayor sensibilidad de detección, es elfactor más determinante. Para optimizar la dosis absorbida en losdistintos órganos, los esfuerzos deben ir dirigidos al órgano crítico,que para la mayoría de los radiofármacos PET es la pared de lavejiga. Finalmente, la preparación adecuada del sujeto para el estudiopermite mejorar la calidad de las imágenes PET que se obtienen,optimizándose la captación del radiofármaco y, en consecuencia, ladosis absorbida por los distintos órganos.


CONTROL DE CALIDAD DEL TOMÓGRAFO PET

Si bien existe una gran variedad desistemas que permiten realizar tomo-grafía por emisión de positrones, des-de tomógrafos dedicados con anillosmulticristales o con geometría hexago-nal, hasta gammacámaras con siste-mas de coincidencia, para todos elloses preciso establecer unas pruebas quepermitan comprobar su estado de fun-cionamiento. Estas pruebas deben serconsideradas como parte de un pro-

grama de garantía de calidad; y, ade-más de caracterizar el funcionamientode un tomógrafo de emisión de positro-nes, son útiles para comprender y pre-decir la bondad de los datos obtenidosen estudios con pacientes.

El control de calidad del tomógrafoPET debería incluir una prueba de esta-bilidad del equipo y las pruebas quecaracterizan el funcionamiento del to-mógrafo; éstas, asimismo, permitencomparar sus prestaciones con las deotros equipos. Estas pruebas están ba-sadas en la propuesta de estandariza-

ción de los métodos y parámetros quecaracterizan a los tomógrafos de emi-sión de positrones realizada por usua-rios así como por fabricantes de lostomógrafos PET, que siguen los proce-dimientos NEMA [1,2]. Por otro lado,un grupo de trabajo de la ComunidadEuropea ha diseñado un maniquí yunos procedimientos para evaluar elfuncionamiento intrínseco del tomógra-fo, con el propósito de que los pará-metros medidos sean lo más próximosposibles a las condiciones utilizadasen los estudios in vivo con personas

Prueba Propósito Material Se evalúa en ParámetrosResolución Caracterizar la anchura Fuente puntual o lineal Imagen reconstruida. Resolución transversa (radial y tangencial) y espacial de la función de dispersión en aire. axial.

de punto o línea, por medio Anchura de corte.del ancho completo a mitad de altura.

Medida de la Medir de la sensibilidad Fuente lineal en tres Sinograma. A partir de las tres medidas se evalúa ladispersión relativa del sistema a la posiciones de maniquí fracción de dispersión para cada corte y para

radiación dispersa. cilíndrico lleno de agua. el conjunto del tomógrafo. Sensibilidad Medir la sensibilidad por Maniquí cilíndrico lleno Sinogramas, sin aplicar Sensibilidad por plano (corrigiendo por

plano y caracterizar la de agua y 18F. corrección alguna. radiación dispersa) y sensibilidad total.uniformidad de la sensibilidad Fuente puntual. Sensibilidad relativa por corte a la fuenteen la dirección axial. puntual.

Medida de Medir la pérdida de sucesos Maniquí cilíndrico lleno Sinogramas. Gráfica de TM en función de la actividad y sucesos debido a: tiempo de agua y 18F. actividad para TM = 50 %.aleatorios y muerto (TM) y sucesos Se hacen medidas con Gráfica de sucesos verdaderos, aleatorios y pérdida de aleatorios, a distintos niveles distintos niveles verdaderos extrapolados en función de la sucesos de actividad. de actividad. actividad.Uniformidad Medir la uniformidad de la Maniquí cilíndrico lleno Imagen reconstruida con No uniformidad y coeficiente de variación

respuesta del tomógrafo a de agua y 18F. todas las correcciones, para: cada plano, el volumen y el sistema.una fuente uniforme. y atenuación calculada.

Corrección Medir la precisión del Maniquí cilíndrico lleno Imagen reconstruida con Fracción de dispersión remanente para cada de la método de corrección de de agua y 18F, y un todas las correcciones, corte y promedio.dispersión los sucesos de dispersión. cilindro interior con y atenuación calculada.

agua sin actividad.Corrección Medir la precisión de la Maniquí cilíndrico lleno Imagen reconstruida con Gráfica del error relativo de la tasa de sucesos de tasa corrección por pérdida de agua y 18F. Se hacen todas las correcciones. medidos respecto a los verdaderos en función de cuentas de sucesos, causado por el medidas con distintos de la actividad.

tiempo muerto y los sucesos niveles de actividad. aleatorios.

Corrección de Medir la precisión del Maniquí cilíndrico lleno Imagen reconstruida con Para cada plano: error relativo del número de atenuación método de transmisión, en de agua y 18F, con tres todas las correcciones, sucesos medidos para cada material respecto

la corrección de atenuación. cilindros internos con y atenuación medida. al fondo.distintas densidades (aire, agua y sólido).



Tabla I. Resumen de las pruebas NEMA NU 2-1994 para caracterizar el funcionamiento del tomógrafo PET


[3]. La revisión de los procedimientosNEMA [4] les sitúa en unas condicio-nes de medida más clínicas, incluyén-dose por ejemplo la presencia de ra-diación dispersa en alguna medida.

En la tabla I se resumen, aunque sinalcanzar todos sus detalles, las prue-bas que caracterizan el funcionamien-to de un tomógrafo PET, de acuerdocon el protocolo NEMA NU 2-1994[1]. Estas pruebas pueden agruparseen dos grupos. El primero incluye me-didas básicas intrínsecas: 1) resoluciónespacial, 2) fracción de dispersión, 3)sensibilidad, y 4) pérdida de cuentas ymedida de sucesos aleatorios. Un se-gundo grupo incluye la medida de labondad de las correcciones de distin-tos efectos físicos que suceden en elproceso de detección: 5) uniformidadtomográfica, 6) corrección de radia-ción dispersa, 7) corrección de atenua-ción y 8) corrección por tasa de cuen-tas. Las pruebas son sencil las derealizar requiriendo unos maniquíes es-pecíficos. La mayor dificultad residequizás en la disponibilidad de los pro-gramas adecuados para analizar lossinogramas y las imágenes que se ge-neran en las distintas pruebas. El mani-quí básico es un cilindro (radio exteriorde 20 cm y altura interior de 19 cm)que acoplando diferentes accesoriosinternos (fuente lineal y 3 cilindros dedistinta densidad) permite realizar lasdistintas pruebas. Las pruebas se reali-zan con fuentes de 18F, ya que la utili-zación de otro emisor de positronespuede conducir a resultados diferentes;así, el mayor rango del positrón del68Ga desaconseja su uso para la medi-da de la resolución espacial.

En el protocolo NEMA NU 2-2001[2] la prueba de resolución espacial esmuy parecida, pero con una fuentepuntual y evaluándose el ancho com-

pleto a mitad y a un décimo de altura.Una prueba engloba las medidas de laradiación dispersa, pérdidas por tiem-po muerto y medida de sucesos aleato-rios. En éstas utiliza un maniquí cilín-drico de polietileno de 700 mm delongitud con una fuente lineal despla-zada 45 mm del eje del maniquí, yademás de evaluarse los sucesos tota-les, verdaderos, aleatorios y dispersospara distintas actividades, se mide elparámetro NEC (noise equivalent countrate) que es una estimación del ritmode cuentas útil en presencia de nivelescambiantes de sucesos dispersos y ale-atorios. La sensibilidad se evalúa librede atenuación de los fotones de aniqui-lación que se produce en el medio, pa-ra ello se efectúa medidas sucesivas deuna fuente lineal (700 mm) con distin-tos absorbentes conocidos. La pruebade precisión de las correcciones porpérdidas y sucesos aleatorios se reali-za asimismo con el maniquí de la fuen-te lineal (con absorbente) de 700 mm.Una última prueba incluye la evalua-ción de la calidad de imagen y la bon-dad de las correcciones de atenuacióny radiación dispersa, donde se simulanlas condiciones clínicas con lesionescalientes y frías en un maniquí “decuerpo” con activi-dad de fondo, y elmaniquí de la fuentelineal de 700 mm acontinuación parasimular el resto delcuerpo.

A continuación serevisan las pruebasque se consideranfundamentales en unprograma de controlde calidad del tomó-grafo PET: la pruebade estabilidad del to-

mógrafo, resolución espacial, sensibili-dad y uniformidad tomográfica. Estaspruebas son muy sencillas y se descri-ben según se realizan en nuestro tomó-grafo PET. La prueba de estabilidaddebiera realizarse diariamente, la pe-riodicidad de las otras tres sería trimes-tral, mientras que las pruebas no fun-damentales podrían realizarseanualmente.

Prueba de estabilidad del equipo

Esta prueba evalúa la uniformidad dela respuesta de los detectores del tomó-grafo PET. Para ello determina las dife-rencias en la eficiencia de los detectoresrespecto a unos valores de referencia.Debido a la complejidad y variedad deequipos, en la prueba se siguen las reco-mendaciones del fabricante. En general,se realiza una “adquisición en blanco”,estudio de emisión en 2D de las fuentesde transmisión o en 3D del maniquí deuniformidad, normalmente antes de em-pezar los estudios diarios y con una es-tadística suficiente (20.000 cuentas porabanico de líneas de coincidencia).

Para determinar la uniformidad en larespuesta, se comparan las eficienciascon las de una “adquisición en blanco”


Figura 1. Prueba de estabilidad: el sinograma de la adquisición en blancomuestra un fallo en las líneas de coincidencia de un bloque detector, en lasque no se han detectado sucesos.


de referencia, adquirida después de lanormalización del equipo. Se puedenregistrar distintos parámetros:• Diferencias entre bloques detectores y

la media de todos los bloques superio-res a 10%.

• Número de bloques detectores cuyadiferencia respecto a la media superalas tres desviaciones estándar.

• Desviación o variancia entre la “ad-quisición en blanco” y la de referen-cia. Además del análisis numérico o esta-

dístico, debe realizarse una inspecciónvisual del sinograma de la “adquisi-ción en blanco” (figura 1), que es útilpara evaluar si los detectores que nofuncionan correctamente se agrupancon algún patrón geométrico o si haylíneas de coincidencia sin eventos re-gistrados.

Resolución espacial

La resolución espacial del sistema ca-racteriza su habilidad para distinguirdos puntos cercanos en la imagen re-construida. El propósito de esta pruebaes determinar la anchura de la funciónde dispersión de punto (PSF) por mediode la anchura a mitad de altura(FWHM), para lo cual puede utilizarseuna fuente puntual o lineal dispuesta pa-ralela al eje del tomógrafo. La resolu-ción transversa debe evaluarse en dosdirecciones: a lo largo de la direcciónradial (resolución radial) y perpendicu-lar a ésta (resolución tangencial). La re-solución axial evalúa la capacidad delsistema de distinguir a lo largo de la di-rección axial del tomógrafo PET.

La medida de la resolución transversa(radial y tangencial) se realiza posicio-nando la fuente lineal paralela al eje ya intervalos de 50 mm a lo largo delos ejes cartesianos. La resolución axialse mide con una fuente puntal suspen-

dida en aire en puntos distantes 50mm en la dirección radial y axial. Laresolución del tomógrafo PET vendrácaracterizada, para cada radio, porlos valores medios sobre todos los pla-nos de las resoluciones radiales, tan-genciales y axiales (figura 2).

Sensibilidad

La sensibilidad volumétrica define latasa de sucesos de coincidencia detec-tados en presencia de una fuente deactividad conocida, con unos niveles

de radiación tales que las pérdidaspor tiempo muerto y sucesos aleatoriossean despreciables. De este modo lasensibilidad de sucesos verdaderos seobtiene sustrayendo a los sucesos de-tectados (totales) la fracción de disper-sión. La sensibilidad depende de la efi-cacia de los detectores, del modo deadquisición con septos (2D) o sin sep-tos (3D), la ventana energética y delas líneas de coincidencia que se esta-blezcan para la formación de cadaplano.



Figura 2. Prueba de resolución: resolución tomográfica tangencial (X) y radial (Y) en función del plano dedetección, para coordenadas centrales (x=0, y=0 ) de la fuente lineal.

Figura 3. Prueba de sensibilidad: Variación de la sensibilidad del tomógrafo para los distintos planos dedetección en modo de adquisición 2D (izquierda) y3D (derecha).


La sensibilidad volumétrica se registracomo cps/concentración de actividad,y es la suma de la sensibilidad de ca-da corte. El valor de este parámetrodebe ser independiente del procesado(como un suavizado de la imagen),por ello se evalúa en los sinogramassin efectuar las correcciones de norma-lización y atenuación. La medida serealiza sobre un maniquí cilíndrico conun volumen conocido de agua al quese le ha añadido una actividad conoci-da de 18F, aunque como control de cali-dad se puede utilizar un maniquí cilín-drico con actividad uniforme de 68Ge.La representación gráfica de la sensibi-lidad en función del corte (figura 3)muestra la variación de la sensibilidaden función de los planos.

Uniformidad tomográfica

La uniformidad de un sistema tomo-gráfico caracteriza su habilidad paramedir la misma actividad independien-te de su localización dentro del campode visión. El objetivo de la prueba serámedir en la imagen reconstruida lasdesviaciones de una respuesta unifor-me. La medida de las desviaciones in-dicará el grado de no uniformidad. Laimagen reconstruida debe analizarseaplicando todas las correcciones (nor-malización, variación de la sensibili-dad en cada corte, tiempo muerto, porsucesos aleatorios y por sucesos dis-persos). La corrección de atenuaciónse efectúa por el método de cálculo(analíticamente), en lugar de la medi-

da del sinograma de transmisión.En la prueba se evalúa la uniformi-

dad intra-cortes, la uniformidad del to-mógrafo en todo el campo de visión(volumen) y la uniformidad inter-cortes;se aportan los valores máximo y míni-mo de las tres uniformidades y sus coe-ficientes de variación.

La adquisición de la imagen con unamayor o menor estadística hace que lafalta de uniformidad observada reflejelas imperfecciones del sistema o lasfluctuaciones estadísticas, respectiva-mente. La no uniformidad de la ima-gen introduce artefactos que pueden li-mitar la habilidad de cuantificar ladistribución del radionúclido en el or-ganismo, siendo las fluctuaciones esta-dísticas las que predominan en los es-tudios con pacientes.

DOSIS DEBIDA A DISTINTOSRADIOFÁRMACOS PET

La dosis de radiación recibida por unpaciente al realizarle una exploraciónPET es debida a la distribución del ra-diofármaco en su organismo y además,en la mayoría de los casos, a la realiza-ción de un estudio de transmisión confuentes radiactivas (o en equipos másmodernos con tubos de rayos X).

La cuantificación en los estudios PET,donde el valor del pixel corresponde aBq/mL, requiere corregir la atenuaciónque sufren los fotones de 511 keV alatravesar el cuerpo del paciente. Lamedida del mapa de transmisión es unmétodo efectivo para generar los ma-pas de atenuación. Para ello se hanempleado clásicamente fuentes de137Cs o 68Ge.

En un estudio con un maniquí antro-pomórfico y dosímetro de termoluminis-cencia, en un tomógrfo ECAT EXACTHR+ dotado de 3 fuentes lineales de


Radiofármaco Órgano crítico Dosis absorbida Dosis efectiva Referencia(µGy/MBq) (µSv/MBq)

18FDG Pared vejiga 160 19.0 818FDOPA Pared vejiga 150 19.9 1711C-Met Pared vejiga 27 5.2 1315O-Agua Corazón 2.0 0.93 813NH3 Pared Vejiga 8.1 2.0 1218F-Colina Riñón 219 27 1411C-Colina --- --- 6.8 1618F-FHBG Pared vejiga 94 15.9 18

Tabla II.Dosis efectiva y dosis absorbida por el órgano crítico por unidad de actividad administrada paradiversos radiofármacos

Radiofármaco Actividad Dosis absorbida al Dosis efectiva(MBq) órgano crítico (mGy) (mSv)

18FDG 425* 68.1 8.0818FDOPA 136* 20.4 2.7111C-Met 392* 10.6 2.0415O-Water 414* 0.9 0.3813NH3 622* 5.0 1.2411C-Colina 740 --- 5.0318F-FHBG 370 34.8 5.88* valores medios del año 2001 [7]

Tabla III. Actividad administrada al paciente, dosis absorbida al órgano crítico y dosis efectiva para losradiofármaco PET utilizados en la Clínica Universitaria de Navarra.


68Ge y sin utilizar métodos de segmen-tación, se ha observado que la dosisefectiva es de 0.037 mSv para un estu-dio de cerebro, 0.11 mSv para estu-dios cardíacos y de 1 mSv para proce-dimientos oncológicos de cuerpoentero de [18F]-FDG (con 6 transmisio-nes de 15 minutos) [5]. Con la intro-ducción de equipos PET/CT, en los queel mapa de atenuación se obtiene conun CT, la exposición a la radiación au-menta desde 0.4 hasta 3.3 mSv, segúnse utilicen corrientes de 10 ó 80 mA[6]; aunque estos valores dependen delos parámetros de operación del equi-po CT, se observa que la dosis de ra-diación no es despreciable respecto ala debida a los estudios de emisión.

Existe una gran variedad de radiofár-macos PET, pero su uso no es regular.El radiofármaco más utilizado es la[18F]-FDG. En el año 2001, en nuestrocentro PET se empleó en el 89.6 % delos procedimientos suponiendo el91.7 % de la actividad administrada alos pacientes y el 97.4 % de la dosiscolectiva [7]. En las tablas II y III se re-sumen la dosis absorbida por el órga-no crítico y la dosis efectiva de distin-tos radiofármacos PET disponibles enla Clínica Universitaria de Navarra.

[18F]-FDG

La 2-[18F]-fluoro-2-deoxi-D-glucosa([18F]-FDG) se incorpora al espacio ce-lular por el mismo mecanismo de trans-porte que la glucosa, sufriendo unproceso de fosforilización, transfor-mándose en FDG-6-Fosfato, no siendodegradada por procesos metabólicosposteriores. Por tanto, el depósito de[18F]-FDG es proporcional al consumode glucosa exógena, reflejando el me-tabolismo glicídico. La concentraciónde [18F]-FDG en las células tumorales,en consecuencia, refleja el aumento de

su metabolismo glicídico para mante-ner una elevada tasa de crecimientoy/o proliferación.

La dosis efectiva por la adminis-t ración intravenosa de [18F] -FDGes 19µSv/MBq [8]. Una publicaciónreciente del Comité MIRD [9] ha esti-mado la “dosis a cuerpo total” en12µGy/MBq, basada en la energía to-tal depositada en el cuerpo divididapor la masa total del cuerpo, distinta ala “dosis efectiva” de la ICRP.

El órgano crítico es la pared de la ve-jiga, con una dosis absorbida de160µGy/MBq, seguida del corazón,cerebro, riñones y útero con 62, 28,21 y 21µGy/MBq respectivamente[8]. Por otro lado, la estimación de ladosis absorbida por el comité MIRD esde 73µGy/MBq para la pared de lavejiga, y de 68, 46, 24 y 21µGy/MBqpara corazón, cerebro, hígado y riño-nes, respectivamente. En esta estima-ción , la dosis a la pared de la vejigase ha realizado con un vaciamiento dela vejiga en intervalos de 120 minutosa partir de 120 minutos de la adminis-tración de la [18F]-FDG.

[15O]-Agua

El flujo sanguíneo cerebral puede serevaluado de forma no invasiva me-diante estudios de PET con H215O([15O]-Agua). Además, el corto periodode semidesintegración del 15O (2 minu-tos) permite realizar estudios sucesivosdel sujeto sometido a diferentes estímu-los (motrices, sensitivos, cognitivos, ...).

La dosis efectiva del [15O]-Agua es de0.93 µSv/MBq. [8]. Debido a que elagua difunde libremente, no hay un ór-gano crítico especial; pudiéndose con-siderar críticos aquellos órganos quetengan una perfusión elevada, como elcorazón, riñones, hígado y pulmón,con una dosis absorbida de 1.9, 1.7,

1.6 y 1.6 µGy/MBq respectivamente[8]. Otros autores apuntan dosis distin-tas, aunque del mismo orden de mag-nitud, como Brihaye que estima la do-sis absorbida en 1.15 µSv/MBq [10].

[13N]-Amonio

A pesar de no difundir libremente co-mo el [15O]-Agua, el 13NH3 ([13N]-Amonio) se utiliza en los estudios de flu-jo miocárdico por permitir obtenerimágenes de elevada calidad en PET yaplicar modelos cinéticos. El [13N]-Amonio se convierte en [13N]-glutaminapor medio de la glutamina sintetasa, yqueda atrapado en el tejido miocárdico.

Para el [13N]-Amonio, la dosis efecti-va es de 2.0 µSv/MBq [11]. El órganocrítico es la pared de la vejiga con8.1 µGy/MBq. Los otros órganos conmayor dosis son los riñones, el cerebroy el hígado con 4.6, 4.2 y 4.5µGy/MBq respectivamente [12].

[11C]-Metionina

La L-[metil-11C]metionina es un aminoá-cido con una elevada tasa de captacióncerebral, siendo útil para medir in vivo elgrado de transporte de aminoácidos. Seutiliza en el diagnóstico de tumores por-que se ha demostrado un incremento dela incorporación de aminoácidos en lostejidos neoplásicos.

Deloar y cols [13] han determinado ladosimetría interna tras la administraciónintravenosa de [11C]-Metionina utilizandola metodología MIRD. En la evaluaciónde la actividad acumulada consideransólo la desintegración radiativa tras laúltima medida, lo cual lleva a la sobrees-timación de las dosis absorbidas. La do-sis efectiva determinada de acuerdo conICRP-60 es de 5.2 µSv/MBq.

El órgano crítico es la pared de la ve-jiga con una dosis absorbida de 27




µGy/MBq, seguida del páncreas (19µGy/MBq), hígado (18 µGy/MBq) yriñones (11 µGy/MBq).

[18F]-Colina

La colina es un precursor de la fosfati-dilcolina, un fosfolípido esencial en lamembrana celular. Los tumores malig-nos muestran una alta proliferación yaumento del metabolismo de los com-ponentes de la membrana celular, lle-vando a un aumento de la captaciónde colina.

La est imación dosimétrica porDeGrado [14] se ha realizado en basea los datos de distribución en tejidosobtenidos en un modelo de rata y utili-zando el código MIRDOSE [15]. Ladosis efect iva equivalente es de27µSv/MBq. Los órganos críticos sonlos riñones con 219 µGy/MBq. El hí-gado y la pared de la vejiga recibenuna dosis de 81 y 13µGy/MBq, res-pectivamente. Los autores reconocenque deben refinarse los datos a partirde la biodistribución en personas.

[11C]-Colina

Kotzerke y cols [16] estiman la expo-sición a la radiación aproximadamen-te en 5 mSv para una inyección intra-venosa de 740 MBq (6.8 µSv/MBq),asumiendo valores derivados a partirde la 11C-Metionina. En este supuesto,la dosis efectiva es 4 veces menor quela debida a la 18F-Colina.

[18F]-FDOPA

La [18F]-FDOPA es un radiotrazadoranálogo a la L-Dopa y se utiliza paraevaluar la función dopaminérgica pre-sináptica mediante PET. Así, la acumu-lación específica de [18F]-FDOPA en lasterminaciones nerviosas nigroestriadasa nivel de núcleo caudado y de puta-

men reflejan el transporte, la decarbo-xilación, la captación vesicular y el al-macenamiento en los terminales nervio-sos presinápticos, y el número deneuronas dopaminérgicas funcionan-tes. Por ello es muy útil en la evalua-ción de la enfermedad de Parkinsoncuya principal característica bioquími-ca es la degeneración o muerte neuro-nal de las neuronas dopaminérgicasnigroestriadas.

En la dosimetría de la [18F]-FDOPA seasume que el estudio PET se realiza ha-biendo realizado un tratamiento previoal sujeto con la administración oral decarbidopa, normalmente 100 mg unahora antes de la inyección de la [18F]-FDOPA. Además, el sujeto habrá va-ciado la vejiga antes de entrar en el to-mógrafo PET y de la inyección de la[18F]-FDOPA (con adquisición dinámicadesde la inyección del radiotrazador).En estas condiciones, la dosis efectivaes de 19.9 µSv/MBq [15].

La pared de la vejiga es el órganocrítico con una dosis absorbida de150 µGy/MBq. Dosis a otros órganosson 27.4, 19.7 y 18.6 µGy/MBq pa-ra los riñones, el páncreas y el útero,respectivamente. Para el resto de losórganos, la dosis es un orden de mag-nitud inferior a la correspondiente a lapared de la vejiga [15].

[18F]FHBG

El [18F]FHBG se utiliza como sondareportera para obtener imágenes de laexpresión del gen reportero del virusdel herpes simple Tipo-1 timidin kinasa(HVS1-tk). Este es un gen suicida paraterapia génica del cáncer.

En un estudio de farmacocinética ydosimetría del [18F]FHBG, Yaghoubi ycols [16] han utilizado el programaMIRD 3.0 para estimar las dosis trasla administración intravenosa del

compuesto. La dosis efectiva es de15.9 µSv/MBq. El aclaramiento del[18F]FHBG hacia la vejiga es rápido,acumulándose el 52% de la actividadinyectada en los primeros 45 minutosdespués de la inyección. El órgano crí-tico es al pared de la vejiga con unadosis absorbida de 94.2 µGy/MBq,considerando el vaciamiento de la veji-ga cada hora; dosis que se reduciría a50 µGy/MBq si el intervalo de vacia-miento fuera de media hora.

OPTIMIZACIÓN DE LA CALIDADDE IMAGEN Y DE LA DOSIS

Establecida la indicación de un estu-dio diagnóstico PET con un tomógrafodeterminado, cada centro deberá en-contrar el mejor procedimiento con elfin de obtener una imagen diagnósticade alta calidad y con la menor dosisde radiación al paciente. Cada fabri-cante de tomógrafos dota a sus equi-pos con una gran versatilidad de mo-dos de adquirir los sinogramas (oproyecciones) y reconstruirlas.

La calidad de la imagen ha mejoradonotablemente con la introducción delos algoritmos iterativos de reconstruc-ción y aplicando la segmentación en elproceso de obtención de los mapas deatenuación del paciente. Los métodositerativos presentan algunas ventajassobre la retroproyección filtrada, pro-duciendo normalmente imágenes conmejor resolución y menor ruido, porello son útiles en estudios con bajocontraste y pobre estadística, como esel caso de los estudios de cuerpo ente-ro. La segmentación determina los con-tornos del paciente, camilla y órganos,y sustituye los coeficientes de atenua-ción medidos por los conocidos. Conesta aproximación se reducen los arte-factos introducidos por una imagen detransmisión de baja estadística, se



mantienen los detalles de las estructu-ras, y el tiempo empleado en latransmisión es menor [19], reducién-dose proporcionalmente la dosis deradiación.

El método más directo para reducirla dosis efectiva al paciente es la re-ducción de la actividad administra-da, para ello el modo de adquisiciónen 3D (debido al aumento en la sen-sibilidad de detección) es el factormás determinante. Para optimizar ladosis absorbida en los distintos órga-nos, los esfuerzos deben ir dirigidosal órgano crítico, que para los estu-dios PET es la pared de la vejiga.Finalmente, la preparación adecua-da del sujeto para el estudio permitemejorar la calidad de las imágenesPET que se obtendrán, optimizándo-se la captación del radiofármaco y,en consecuencia, la dosis absorbidapor los distintos órganos.

Adquisición de los estudios enmodo 3D

La mayoría de los tomógrafos PETdisponen de unos anillos septalesque están situados en los espacios

que hay entre losanillos de cristalesdetectores. Estosseptos son unosdiscos estaciona-r ios de materialabsorbente, gene-ralmente de tungs-teno, de aproxi -madamente 1 mmde espesor y entre12 y 16 cm delongitud. Su fun-ción es disminuirel flujo de activi-dad fuera de pla-no y los fotones

dispersos en cada plano, reduciendotanto las coincidencias al azar comolas de dispersión. Cuando se utilizanse dice que la adquisición es en“2D”. Como consecuencia, la efi-ciencia de detección será menor (yaque también se reduce la tasa decoincidencias verdaderas), pero semejora la relación de sucesos encoincidencia respecto a los de nocoincidencia. Además, estos anillosseptales mejoran la resolución axial.

La no utilización de anillos septales(modo de adquisición de “3D”) me-jora la sensibilidad global al permitirsucesos coincidentes entre detectoresde todos los anillos. Esta configura-ción precisa la utilización de una re-construcción 3D, en lugar de la 2D.La relación señal/ruido (en un mani-quí cilíndrico) mejora en un factor2.8 cuando no se utilizan los anillosseptales [20], produciendo asimismoun aumento global de las coinciden-cias en un factor 5.2. En otros estu-dios, el aumento de la sensibilidadal quitar los anillos septales es de unfactor 7, aunque acompañado deuna disminución de la resolución de

6.9 a 7.7 mm (en el centro del cam-po de visión) [21]. El aumento de lasensibilidad, al utilizar la reconstruc-ción 3D sin septos, conlleva una me-jora de la calidad de la imagen. Lageneración actual de tomógrafos lle-va incorporada la posibilidad de tra-bajar con anillos septales retráctiles,permitiendo la adquisición 2D ó 3D.La retirada del septo estará indica-da:• Para reducir la actividad adminis-

trada (como en los estudios de ac-tivación con [15O]-agua, y en estu-dios con niños o voluntarios sanos)

• Para reducir el tiempo de adquisi-ción (en estudios con [18F]-FDG)

• Cuando se pretenda mejorar la es-tadística de la imagen (como enestudios cerebrales con [18F]-FDGy [18F]-DOPA, ilustrado en la figura4) La utilización del modo de adquisi-

ción 3D es habitual en estudios deneurología, lo cual ha permitido ob-tener imágenes con un mejor estadís-tica y reducir la actividad inyectadaal paciente. En estudios de activa-ción cerebral con [15O]-agua y reali-zando un análisis estadístico para-métrico de las imágenes, Isoardi ycols [22] han mostrado que al traba-jar en 3D se podría inyectar al pa-ciente tan solo 185 MBq sin compro-meter la significación estadística delos resultados, reduciéndose la activi-dad que se daba en modo 2D, queera hasta 12 veces mayor (con tomó-grafos trabajando en 2D se han ad-ministrado 2220 MBq por estudio).

En una revisión del uso de los dis-tintos radiofármacos en Alemania,durante 1999, Brix y cols. [23] ob-servan en los estudios de [18F]-FDGrealizados en modo 3D, que la me-diana de la actividad era la mitad



Figura 4. Imágenes de 5 minutos a nivel de los ganglios basales en un estudioPET a los 90 minutos de la administración intravenosa de [18F]DOPA, adqui-ridas en modo 2D (izquierda) y 3D (derecha). Se observa la falta de contrasteen la imagen de 2D debido a la menor sensibilidad, cuya peor estadísticaconlleva un mayor ruido en la imagen.


de la correspondiente en el modo deadquisición 2D, reduciéndose en lamisma proporción la dosis al pacien-te. Basándose en el análisis estadísti-co de los datos de que se disponía(48 centros PET), proponían el estable-cimiento de niveles de referencia para eldiagnóstico con [18F]-FDG en 370 y 200MBq para los modos de adquisiciónde 2D y 3D, respectivamente.

Reducción de la dosis a lapared de la vejiga

Debido al corto periodo de semide-sintegración de los radionúclidos emi-sores de positrones, y en particularpara el 18F, utilizado para el marcajedel radiofármaco PET más empleado([18F]-FDG), una gran parte de la dosisabsorbida a la pared de la vejiga serecibe antes del primer vaciamientode la vejiga.

Con el fin de reducir la dosis a lapared de la vejiga, diversos autoreshan estudiado la modificación de losprotocolos PET, incluyendo manipula-ciones como la hidratación del sujetoy el vaciamiento de la vejiga en tiem-pos tempranos.

La dosis a la pared de la vejiga hasido un factor limitante de la actividadadministrada para la realización deestudios, como es el caso de la [18F]-FDOPA. El tratamiento previo con car-bidopa en los estudios PET con [18F]-FDOPA es una práctica habitual. Sufunción es el bloqueo del aminoácidodecarboxilasa (AAAD) periférico, alprevenir la decarboxilación de la[18F]-FDOPA a [18F]-Dopamina fueradel cerebro. Ello cambia la evolucióntemporal del metabolismo de la [18F]-FDOPA y de sus metabolitos, lo cualmejora la calidad de las imágenes ce-rebrales. Por ello, los valores dosimé-tricos en la vejiga y extracebrales ob-

tenidos por Brown [17], usando carbi-dopa, son menores que los obtenidospor otros autores que no utilizan car-bidopa.

En estudios de [18F]-FDOPA, sin tra-tamiento previo con carbidopa, enlos que los pacientes bebieron 350mL de agua antes de iniciar el estu-dio PET, se ha observado una dosisa la pared de la vejiga de 150µGy/MBq si se producía un vaciadode la vejiga a los 40 minutos de laadministración de la [18F]-FDOPA, yun segundo vaciamiento a los 120minutos [24]. En otro estudio de Lu ycols [25], se ha observado la reduc-ción de la dosis a la pared de la ve-jiga de 497 a 320 µGy/MBq cuan-do los pacientes se hidrataban antesde la realización del estudio PET con[18F]-FDOPA.

Preparación del paciente ycalidad del estudio PET

La preparación del paciente depen-de del radiofármaco PET que se em-plee en el estudio y tiene por objeti-vo la obtención de un estudio decalidad óptima, maximizando lacaptación del radiofármaco en losórganos o tejidos de interés y redu-ciéndose al mínimo en el resto del or-ganismo, mejorando así la relaciónseñal/fondo y la calidad de la ima-gen.

Ayunas

En la mayoría de los estudios PET esconveniente que el paciente esté enayunas con el fin de optimizar la cap-tación del radiofármaco y así hacerloindependiente de la dieta e ingesta


Figura 5. Estudio de cuerpo con [18F]FDG en planos coronales. En la fila superior se aprecia retenciónintensa del radiotrazador en grupos musculares paravertebrales y en la región superior del tórax. En lafila inferior, con la administración de un miorrelajante 30 minutos antes de la inyección de [18F]FDG seevita la tensión muscular del paciente durante la realización del estudio, con ausencia de retenciónmuscular del radiofármaco.


de alimentos de las últimas horas, enparticular de glucosa y proteínas.

En los estudios con [18F]-FDG, lospacientes deben permanecer en ayu-nas entre las 4 y 6 horas previas ala exploración, con el fin de reducirla utilización de la glucosa fisiológi-ca y situar la insulina en valores pró-ximos a un nivel basal. Se consigueasí minimizar la captación de [18F]-FDG por parte de determinados ór-ganos como el corazón, aunque pro-longar este estado de hipoglucemiapodría incrementar la captación gás-trica. Los pacientes diabéticos debentomar su medicación anti-diabéticael día de la prueba, acudiendo alcentro a primera hora.

En estudios con [18F]-FDOPA y [11C]-Metionina, las ayunas se refierenmás a la ingesta de proteínas porque

interfieren el transporte a través dela barrera hematoencefálica.

Determinación sérica de glucosa

A los pacientes se les realiza unadeterminación de glucemia antes dela inyección de [18F]-FDG para com-probar que presentan unos niveles deglucosa inferiores a 140 mg/dl. Si sesupera esa cifra se puede retrasar laexploración, recomendándoseles es-perar y beber agua, si no son excesi-vamente elevados los niveles de glu-cemia detectados. Se puedeadministrar insulina subcutánea o in-travenosa en aquellos pacientes conunos niveles más altos, en cuyo casoconviene retrasar también la adminis-tración de la [18F]-FDG (2 horas en elcaso de la subcutánea y 1 hora en laintravenosa) ya que se incrementa ini-

cialmente la incorporación muscularde glucosa respecto a otros tejidos.

Relajantes musculares

En ocasiones, cuando la interpreta-ción del estudio requiera un exhausti-vo análisis del cuello y mediastino, sepuede indicar la administración deun relajante muscular, p.e. tetrazepan50 mg vía oral 30 minutos antes dela inyección de [18F]-FDG. Tambiénpuede ser conveniente en pacientescon cierta ansiedad ante la pruebaadministrar bien un relajante muscu-lar o un ansiolítico, ya que se puedever aumentada tanto la actividadmuscular cervical y espinal como dela musculatura respiratoria y de extre-midades superiores (figura 5).

Administración del radiofármaco

El radiofármaco se administra nor-malmente por vía intravenosa en elantebrazo y en el caso de lateralidadde la lesión a estudiar o zona de inte-rés (miocardio, carcinomas de ma-ma, sarcomas de extremidad supe-rior, adenopatías axilares,...) en laextremidad contralateral a la misma.En ocasiones puede ser convenienterealizar la inyección en el pie, p.e.en melanomas de extremidad supe-rior.

Incorporación de radiofármacos

Cada radiofármaco tiene una ciné-tica diferente, de modo que el tiem-po de incorporación, desde su admi-nistración hasta que se realiza elestudio será variable. Durante esteperiodo de tiempo, las condicionesen las que se encuentre el sujeto de-berán ser tales que no se condicioneo modifique la captación del radio-fármaco en la zona de estudio PET.



Figura 6. Estudio de cuerpo con [18F]FDG en planos coronales (A), transaxiales (B) y sagitales (C). En lafila superior la elevada concentración de [18F]FDG en orina impide detectar un tumor en la pared de lavejiga, que se identifica sin dificultad en la fila inferior, tras sondar al paciente y realizar llenado vesicalretrógado; procedimiento que también reduce la dosis absorbida en la pared de la vejiga.


Así, para la [18F]-FDG debe transcu-rrir un mínimo de 40 minutos tras suinyección, siendo recomendable espe-rar hasta los 50-60 minutos para al-canzar una tasa de incorporación dela glucosa máxima estable. Duranteeste tiempo el paciente debe perma-necer en reposo, en una postura có-moda y relajado, teniendo especialcuidado en la posición del cuello y lacabeza. Una tensión mantenida decualquier grupo muscular produciráuna captación anormalmente elevadaque dificultará la evaluación del estu-dio (figura 5). La temperatura de lahabitación será la adecuada para evi-tar que, ante el frío, se produzca unaumento del metabolismo de la grasaparda.

En los estudios del flujo sanguíneocerebral con [18O]-agua, la adquisi-ción se realiza un minuto después dela administración del radiofármaco,debiéndose prevenir al paciente decualquier estímulo, salvo del que seaobjeto de estudio. En caso contrario,la imagen PET no reflejará la respues-ta al estímulo deseado.

Hidratación y manipulación de la diuresis

Para una correcta evaluación de lapelvis, del retroperitoneo o de lasglándulas suprarrenales puede serconveniente la hidratación oral y/ointravenosa del paciente tras la inyec-ción de [18F]-FDG, la colocación de unsondaje vesical y la administración defurosemida (0.25 mg/kg). Ademáspuede llenarse la vejiga de forma re-trógrada con suero fisiológico, elimi-nándose así los posibles artefactosproducidos por la actividad de la[18F]-FDG filtrada en una orina con-centrada a lo largo del recorrido, sir-viendo además como referencia ana-

tómica (figura 6). Estos procedimien-tos contribuyen no sólo a mejorar lacalidad e la imagen sino también adisminuir la dosis en la pared de lavejiga.

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ASPECTOS GENERALES

Las técnicas de imagen en MedicinaNuclear son capaces de proporcionarinformación cuantitativa funcional delórgano de interés. La Tomografía porEmisión de Positrones (PET), se halla enuna posición destacada dentro deldiagnóstico médico, abriendo ante símúltiples posibilidades para la investi-gación y desarrollo de nuevos radio-fármacos, no sólo con fines diagnósti-cos sino también terapéuticos.

Durante los últimos años se hanrealizado esfuerzos para mejorar lacalidad diagnóstica de las imágenesen Medicina Nuclear. Para ello se handesarrollado nuevos detectores, nuevosalgoritmos, sistemas de adquisición y

procesado de los datos y radiofárma-cos más específicos. Este esfuerzo serámucho más fructífero en lo que se refie-re a la PET por varias razones, entrelas que cabe destacar:• Debido a la distinta concepción en

el método de detección, la diferenciade sensibilidad entre los tomógrafosPET y las gammacámaras convencio-nales seguirá siendo de varios órde-nes de magnitud superior en los pri-meros, lo que supone una claraventaja de cara al diagnóstico.

• El potencial de marcaje de compues-tos y moléculas de interés médicocon radionucleidos emisores de posi-trones (15O, 11C, 13N y 18F), se multi-plica por la omnipresencia de sus co-

rrespondientes elementos estables enla biología humana. Más de 1000compuestos distintos han sido traza-dos para estudiar procesos bioquími-cos específicos y funciones fisiológi-cas mediante el uso de la PET[1].El uso creciente de la PET[2] con fines

de investigación y clínicos en Neuro-logía, Cardiología y, sobre todo, enOncología, unido a la multiplicaciónde estas unidades, ha disparado el nú-mero de ciclotrones y el uso de emiso-res β+ en España y en todo el mundo.

La alta energía de los fotones de ani-quilación de positrones (511 keV) plan-tea necesidades especiales de protec-ción radiológica (PR) en Servicios deMedicina Nuclear convencionales[3].

PrProtección radiológica en instalacionesotección radiológica en instalacionesde tomografía por emisión de positrde tomografía por emisión de positronesones

J.A. Ruiz1, C. Prieto2, L. González3

1 Instituto PET Dr Carreras.2 Servicio de Física Médica. Hospital Clínico San Carlos.

3Cátedra de Física Médica. Facultad de Medicina. Universidad Complutense de Madrid.

ABSTRACT

Positron emission tomography (PET) is one of the mostrelevant diagnostic imaging techniques having the peculiarcharacteristic to provide functional and quantitativeinformation of some diseases. Its development needs theinstallation of production centres with cyclotrons constructedunder the strict regulation applied to pharmaceuticallaboratories and radioactive facilities. Average annualdoses of nuclear medicine workers are noticeably higherthan those of other exposed workers in medicine. The aimof this paper is to show some key aspects in the radiationprotection of PET facilities. The paper deals with aspects ofPET facilities design, radiation protection mechanisms,suitable working procedures, impact of new technologies forPET cameras, etc.

RESUMEN

La Tomografía por Emisión de Positrones (PET) es una de lastécnicas de diagnóstico por imagen con mayores posibilidadesde desarrollo gracias a la información cuantitativa funcional queaporta de ciertas enfermedades. Su desarrollo va ligado a laimplantación de centros de producción dotados de ciclotrones,con estrictas normas tanto en su condición de laboratoriosfarmacéuticos como de instalaciones radiactivas. Las dosismedias anuales recibidas por los trabajadores expuestos sonclaramente superiores a las de la mayoría de los colectivos delámbito médico. El objetivo del presente trabajo es exponeralgunos aspectos clave a valorar en la seguridad radiológica deestas instalaciones. Así, se tratan aspectos como el diseño de lainstalación, la necesidad de disponer de dispositivos deprotección y de procedimientos de trabajo adecuados, lainfluencia del desarrollo tecnológico en cámaras PET, etc.



En ellos, hasta el presente, más del90% de los exámenes se realizabacon 99mTc, radionucleido que emite foto-nes de 140 keV. Una comparaciónsimplista de las energías podría llevara conclusiones incorrectas en cuanto ala diferencia de dosis que reciben lostrabajadores con radionucleidos con-vencionales y con emisores de positro-nes. A este fin, se hace necesario teneren cuenta las constantes de tasa de do-sis Γ respectivas, la carga de trabajo,la actividad inyectada, el método deinyección, el tiempo que el operadordebe estar en contacto con el pacienteinyectado, la captación y eliminaciónbiológica del radiofármaco y los blin-dajes utilizados.

En cualquier caso, la PR adecuada de-be constituir un objetivo fundamental,como en cualquier otra instalación demedicina nuclear. A este respecto y deacuerdo con los datos para trabajado-res expuestos publicados por elNRPB[4] (tabla I), se observa que las

dosis son globalmente bajas, aunque elpromedio es significativamente mayoren los trabajadores de medicina nuclearque en otras especialidades médicas.

La PR del personal en una instalaciónPET debe establecerse de acuerdo alas siguientes premisas:

1. Blindajes adecuados y diseño ge-neral de la instalación de forma que seminimice la dosis a los trabajadoresexpuestos.

2. Sistemas automáticos o de opera-ción remota.

3. Procedimientos de trabajo. La in-yección, la atención al paciente, la ro-tación de los trabajadores para quelas tareas de mayor exposición no se-an realizadas siempre por la mismapersona, etc, pueden definirse de mo-do conservador y de forma que se con-siga una distribución más homogéneade las cargas radiológicas.

4. Vigilancia mediante dosimetríapersonal y de área.

5. Procedimientos para evitar conta-

minaciones y protocolos de actuaciónen caso de que se produzcan.

Los aspectos de PR aplicada a PETadquieren mayor envergadura en uncentro PET con unidad de producciónde radiofármacos. La necesidad decontar con un ciclotrón, la cantidad deactividad producida o las tareas dedistribución y comercialización, defi-nen un papel relevante para los res-ponsables de la seguridad radiológicade estos centros. Por su parte, la insta-lación, en su conjunto, cobra una nue-va dimensión en lo que se refiere aobligaciones, responsabilidades lega-les, inversiones y costes.

En lo que sigue, se revisan y comen-tan algunas opciones prácticas respec-to de las antedichas premisas, a efec-tos de planificar la PR.

DISEÑO DE LAS INSTALACIONES PET

Debido al potencial riesgo de exposi-ciones importantes a los trabajadores

Área Nº de trabajadores en el intervalo de dosis Nº de Dosis anual Dosis media(mSv) trabajadores colectiva anual

(mSv hombre) (mSv)0-1 1-5 5-10 10-15 15-20 20-30 30-40 >40

Radiodiagnóstico 10421 198 4 2 2 2 0 0 10629 807.1 0.08Radioterapia 2902 14 3 0 0 2 1 0 2922 233.4 0.08Medicina Nuclear 770 113 0 0 0 0 0 0 883 294.1 0.33

Tabla I: Exposiciones ocupacionales en medicina en el Reino Unido

Radionucleido Periodo Constante de tasa de exposición en Capa hemirreductora (mm)(minutos) µC cm2kg-1MBq-1h-1 Plomo Hormigón

(R cm2 mCi-1 h-1) (2.35 g/cm3)11C 20.3 41 (5.9)13N 19.9 41 (5.9) 4.1 34.215O 2.07 41 (5.9)18F 109.6 40 (5.7)

Tabla II: Características principales, desde el punto de vista de PR, de los radionucleidos más utilizados en PET [8].


expuestos de una instalación PET (es-pecialmente si la carga de trabajo esalta), se debe prestar especial atenciónal diseño de la instalación y de susblindajes.

Comparando una unidad de PET conotras instalaciones radiactivas de ca-rácter médico (como aceleradores line-ales o unidades de cobalto para radio-terapia) la diferencia más significativaen los aspectos de diseño reside enque, además de cumplir toda la nor-mativa referente a seguridad radiológi-ca[5,6], debe cumplir la normativa vi-

gente con respecto a la fabricación demedicamentos en laboratorios farma-céuticos[7]. En ciertos aspectos, laaplicación de ambas normativas pue-de plantear situaciones contradictorias.Sirva como ejemplo que, mientras lasnormas de fabricación de medicamen-tos precisan de sobrepresión en los la-boratorios para evitar la entrada de ai-re externo menos limpio, las de PRproponen justamente lo contrario paralimitar posibles dispersiones de mate-rial radiactivo.

En lo que se refiere al diseño de las

instalaciones desde el punto devista radiológico, el elementomás determinante es el ciclotrón(figura 1) y más concretamentesus requerimientos de blindaje.El espacio disponible para insta-lar un ciclotrón puede ser claveen el tipo de equipo a instalar.Cuando el espacio o la obra ci-vil es un factor limitante, una op-ción a estudiar es la instalaciónde equipos autoblindados, quereducen de manera radical lasnecesidades de blindaje en lapropia instalación respecto a losciclotrones sin blindaje propio. En cualquier caso y dado que elcampo de radiación existentedurante la fabricación de isóto-pos emisores de positrones estácompuesto de neutrones y radia-ción gamma de energía cercanaa los 10 MeV, el hormigón seconvierte en el elemento de blin-daje por excelencia en estas ins-talaciones. En el caso de los ci-c lotrones autoblindados, elhormigón va acompañado demateriales de bajo peso atómicoque faciliten la termalización delos neutrones y su posterior ab-sorción por elementos de eleva-

da sección eficaz de captura para neu-trones. Como valor de referencia, lacapa decimorreductora de hormigónde densidad 2.35 g/cm3 para la ra-diación gamma de 10 MeV y neutróni-ca de 5 MeV es de 38 y 43 centíme-tros respectivamente, lo que justificamuros con espesores cercanos a los2m, en algunos casos.

Al terminar el proceso de bombardeodel ciclotrón también finalizan las reac-ciones nucleares inducidas por las par-tículas aceleradas (protones o deutero-nes) y los campos de radiación



Tabla III: Fuentes de radiación y personal expuesto en cada una de las etapas del trabajo en una Unidad PET.

Etapa Tipo de radiación Personal expuesto y actividad que se (en condiciones

maneja normales de trabajo)Síntesis del radionucleido n, γ de hasta Trabajadores(Ciclotrón) 10 MeV

Síntesis del radiofármaco γ 511 keV Trabajadores(Celdas de síntesis) 111 GBq

(3000 mCi)

Transporte a unidades sin γ 511 keV Trabajadoresciclotrón propio 37 GBq

(1000 mCi)Fraccionamiento de dosis γ 511 keV Trabajadorespara comercialización y 5.5-22.2 GBqfraccionamiento de la (150 –600 mCi)actividad para cada paciente

Inyección γ 511 keV Trabajadores185-370 MBq Paciente

(5 -10 mCi)

Exploración γ 511 keV Trabajadores150-300 MBq Paciente

(4 - 8 mCi)

Alta de paciente γ 511 keV Paciente222 MBq Público(< 6 mCi)


anteriormente descritos. A partir deese momento, el término fuente de launidad de producción lo compone elisótopo emisor de positrones que se hagenerado en los blancos, en cantida-des que pueden alcanzar los 260 GBq(7 Curios) de actividad en el caso del18F. Otro término nada despreciable,especialmente en los instantes posterio-res al bombardeo, procede de todosaquellos componentes del ciclotrón,principalmente metales, que quedanactivados por acción directa de neutro-nes y protones. Por tanto, los materia-les elegidos para estos equipos debencumplir dos requisitos: gran pureza,para evitar la aparición de elementosde activación de vida larga como el60Co, y que las posibles reacciones deactivación conduzcan a elementos devida corta, para facilitar su gestión fi-nal como residuos.

Una vez fabricado el isótopo, éstedebe ser transferido automáticamenteal Laboratorio de Radiofarmacia y másconcretamente a los módulos de sínte-sis. La forma más segura de hacerlo esmediante líneas de trasferencia por ca-naletas subterráneas. La convenienciade que éstas sean registrables obliga acomplementar el blindaje que propor-ciona el hormigón del suelo con varioscentímetros de plomo. Una vez transfe-rida, la actividad queda confinada enel interior de las celdas calientes quealojan a los módulos de síntesis. Los 6ó 7 cm de espesor de plomo de susparedes, permiten al personal trabajaren su proximidad con tasas de exposi-ción de escasa significación. Además,estas celdas son estancas, para conse-guir una depresión que evite posiblesdispersiones de gases contaminados ymantener a la vez la calidad del aireen su interior mediante un sistema defiltros absolutos (generalmente clase B).

Debido a los cortosperiodos de semidesin-tegración que presentanlos emisores de positro-nes, el tratamiento y lagest ión de residuosplantean muy pocosproblemas a pesar delas importantes activida-des manipuladas. Mien-tras los residuos líqui-dos y sólidos se dejandecaer debidamenteconfinados durante al-go más de un día, losefluentes gaseosos soncontrolados y medidosdurante el proceso deproducción. Con refe-rencia a la fluordeoxi-glucosa (FDG) marcadacon 18F, las cantidadesde gases contaminadosproducidos durante la síntesis son ba-jas y se producen principalmente du-rante fases concretas, cuando se eva-poran ciertos solventes. Estas puntasde actividad están perfectamente defi-nidas durante el proceso de síntesis dela FDG y su duración difícilmente al-canza el minuto. Todas las unidadesde producción dedicadas a PET cuen-tan con sondas de radiación en lasconducciones de gases al exterior, quemiden y registran de forma continua latasa de dosis. Generalmente, poseendiferentes niveles de tarado (alarma yparada) que permiten avisar de situa-ciones anómalas y disparar sistemasautomáticos de emergencia que blo-quean el sistema de extracción de airey confinan, mediante compuertas, losgases en el interior de la instalación.No es una situación extraordinaria su-perar el nivel de alarma durante el pro-ceso productivo, teniendo en cuenta

que el nivel de tarado de la sonda esdel orden del fondo radiactivo natural.

En lo que se refiere al departamentode Imagen donde irá instalado el to-mógrafo PET, los requerimientos de di-seño no son muy diferentes de los em-pleados habitualmente en MedicinaNuclear, bajo ciertas condiciones. Laelevada energía de la radiación deaniquilación de positrones obliga aemplear importantes espesores de plo-mo como blindajes biológicos. En esteaspecto, aquellas salas en las que pue-de estar el paciente una vez inyectado(salas de inyección y sala del tomógra-fo), plantean los mayores requerimien-tos, al no poder proteger la fuente deradiación. La autoabsorción en el pro-pio paciente puede suponer una dismi-nución importante de la tasa de dosisrespecto a la que habría en el caso deuna fuente desnuda (la capa hemirre-ductora para fotones de 511 keV en


Figura 1: Vista parcial de un ciclotrón.


agua es de aproximadamente 7.5 cm).Sin embargo, si dichas salas no son es-paciosas o lindan con zonas accesi-bles al público, los espesores de plomonecesarios para garantizar los límitesde dosis para miembros del públicopodrían superar ampliamente la dece-na de mm de plomo, haciendo en oca-siones necesaria la instalación de es-tructuras portantes que soporten elpeso. Por tanto, es de especial trascen-dencia buscar localizaciones para lassalas en cuestión durante la fase de di-seño, con factores de ocupación favo-rables. En la tabla II se muestran datosfundamentales para el cálculo de blin-dajes en departamentos de imagenPET.

Por último, la exposición de los traba-jadores expuestos en operaciones demanipulación, a veces no tenida encuenta en la fase de diseño, haceaconsejable que los procedimientosque implican varios pasos (por ejem-plo, la transferencia de la actividad auna jeringuilla, el transporte de ésta alactivímetro y la administración al pa-ciente), se realicen en un área peque-ña, para reducir el tiempo de despla-zamiento con la fuente entre cada unopasos.

RIESGOS DE EXPOSICIÓNEN INSTALACIONESDE TOMOGRAFÍA POR EMISIÓNDE POSITRONES

A efectos de PR, podemos dividir losriesgos de exposición en estas unida-des en: riesgos durante la produccióny transporte del radiofármaco y ries-gos durante la obtención de la imagendiagnóstica.

Como se ha explicado anteriormente,durante la producción del radiofárma-

co (ciclotrón, celdas de síntesis) las ac-tividades son muy elevadas y en el ca-so del ciclotrón la exposición puedeser debida tanto a radiaciones g comoneutrónica. Sin embargo, la eficaciade los blindajes, la automatización delproceso y los estrictos procedimientosde trabajo, hacen que la exposicióndurante esta primera etapa sea, encondiciones normales, casi desprecia-ble en relación a la observada enotras etapas. De esta fase puede su-brayarse la enorme dependencia quesobre el riesgo radiológico ejerce la ci-tada automatización del proceso. Decarecer de métodos de gestión auto-mática, tales como dispensadores auto-máticos de dosis, el riesgo crece, con-vir t iéndose en la fase de mayorirradiación de los trabajadores expues-tos. Además, en caso de incidencias,las elevadas actividades manipuladasrepercuten asimismo en dosis equiva-lentes altas en manos y dedos[9].

Una situación similar nos encontra-mos en la preparación de bultos parael transporte. Existen sistemas de dis-pensación automática de viales con losque se puede fraccionar, medir y dis-pensar de forma estéril y sin manipula-ción del personal de farmacia. El siste-ma incluso introduce el vial en elcontenedor de transporte, limitando deforma drástica la dosis recibida en ma-nos por los operadores. Sin embargo,durante el proceso de preparación delembalaje, etiquetamiento y medida delos bultos, las tasas de dosis no son enabsoluto despreciables. Los espesoresde plomo de los contenedores de trans-porte son habitualmente cercanos a los3 cm. Teniendo en cuenta que muchoscentros se abastecen de FDG a gran-des distancias, es de esperar que laactividad de salida desde los centrosproductores llegue a ser hasta 4 ó 5

veces superior a la que se recibe en elcentro de destino. En esa misma pro-porción se encontrarán las tasas de do-sis en contacto para el personal. No esextraño encontrar tasas de dosis en su-perficie del bulto a la salida del centroproductor superiores a los 400 µSv/h.Por esta razón y si la actividad de co-mercialización es intensa, no está fue-ra de lugar plantearse trabajar con unblindaje mayor.

Una situación muy distinta se planteaen los departamentos de imagen enque se realizan las exploraciones,donde a pesar de que se trabaja conactividades nominales significativa-mente inferiores a las de los departa-mentos de producción, las dosis efecti-vas y equivalentes en manos delpersonal son superiores. Al compararlas dosis medidas en PET con las regis-tradas con otros radionucleidos con-vencionales, tales como 131I, 99mTc o67Ga, Chiesa et al[10] publican valo-res un orden de magnitud superiores alas obtenidas en procedimientos con-vencionales. González et al[9] encuen-tran valores compatibles, aunque elcontrol de dosis se realiza sobre unaserie de procesos distinta de los medi-dos por Chiesa et al. Sin embargo, Be-natar et al[11] aún llegando a conclu-siones cualitativamente similares,modeliza una serie de situaciones pa-ra mostrar que, con una correcta plani-ficación, los estudios con FDG no de-berían incrementar significativamentelas dosis efectivas a los técnicos demedicina nuclear.

Aunque el nivel de optimización deequipos de protección y procedimien-tos de trabajo proporcionan una mejo-ra en los resultados dosimétricos muyimportante, no es posible realizar al-gunas tareas de forma automática osin asumir consecuencias radiológicas.




Entre estas últimas se encuentran elfraccionamiento y medida de monodo-sis, la administración y la colocaciónde los pacientes. La característica prin-cipal de estas situaciones, desde elpunto de vista de la exposición, es queson cortas pero intensas. Por esa mis-ma razón, el trabajo de optimización,tiene una recompensa rápida y contun-dente. El entrenamiento del personaljuega, como es usual, un papel primor-dial en la optimización, pudiendo re-ducirse drásticamente las dosis en cual-quier operación en la que el personalimplicado adquiera destreza. A dife-rencia de lo que ocurre en radiofarma-cia, las inversiones en sistemas de pro-tección, la eficacia de los blindajes yla disponibilidad de equipos en el mer-cado realmente útiles, debe mejorar to-davía mucho. Otro complemento im-portante, sobre todo en instalacionescon elevada carga de trabajo, es ladistribución homogénea de las tareasdosimétricamente más significativas en-tre los trabajadores expuestos de lainstalación, para conseguir un repartomás equitativo de las dosis.

En la tabla III se resume el tipo de ra-diación, actividad y personal expues-to, en función de la etapa de trabajoen la Unidad PET.

Un uso eficiente de la actividad paraobtener imágenes diagnósticas de cali-dad llevará implícitas ventajas desdeel punto de vista de la PR. En este sen-tido, deben seguirse los conceptos eideas que se desprenden del RD1841/97 por el que se definen los cri-terios de calidad en las unidades asis-tenciales de Medicina Nuclear[12], apesar de que en el mismo no se haceninguna referencia explícita a la PET.En función de lo establecido en el de-creto, se debe garantizar el correctofuncionamiento y calibrado del activí-

metro encargado de medir las activida-des a administrar a los pacientes, me-diante las pruebas periódicas estable-cidas en el Programa de Garantía deCalidad de cada Unidad. El equipoencargado de registrar la radiaciónprocedente del paciente, en este casoel tomógrafo PET, debe estar en condi-ciones de funcionamiento que le permi-tan obtener máximo rendimiento diag-nóstico a la actividad administrada alpaciente. Para ello, se estableceránunas pruebas periódicas mínimas quegaranticen esta condición, comparan-do los resultados con los valores de re-ferencia obtenidos durante las pruebasde aceptación del equipo.

NUEVAS TECNOLOGÍASAPLICADAS A LA PET

Desde la obtención de las primerasimágenes de coincidencia, se han lo-grado importantes avances en los de-tectores, la electrónica y los sistemasinformáticos. Además, el desarrollo dealgoritmos matemáticos destinados aminimizar los artefactos que aparecenen las imágenes de PET, ya sea porefecto de las limitaciones de la electró-nica, de la misma naturaleza probabi-lística de la desintegración o de la pro-ducción de radiación dispersa, hadado lugar a la obtención de imáge-nes funcionales de gran valor diagnós-tico, lo que ha aumentado la demandae indicación de este tipo de pruebas.

En las primeras generaciones de to-mógrafos, los avances logrados teníancomo finalidad obtener imágenes conuna mejor resolución. La nueva genera-ción de tomógrafos nace con una filo-sofía diferente, marcada en parte porlas necesidades de competitividad enel mercado y justificación económicade las exploraciones PET. A pesar deque es técnicamente posible mejorar la

calidad de las imágenes de los tomó-grafos PET en lo que se refiere a reso-lución, los avances incorporados a es-tos nuevos equipos se dirigen hacia lamejora de su productividad, apoyadosprincipalmente por innovaciones queincrementan su sensibilidad. Actual-mente, muchos equipos son capacesde reducir a menos de la mitad un es-tudio de cuerpo completo, que por tér-mino medio venía a durar unos 45 mi-nutos.

Entre los avances más importantespara aumentar la sensibilidad están:• Introducción de técnicas 3D de ad-

quisición de imágenes, que permitenun aumento en un factor 5 ó 6 de lasensibilidad respecto a las técnicas2D, a costa, eso sí, de un mayor nú-mero de coincidencias por disper-sión que afectan a la calidad finalde la imagen.

• Cristales de nueva generación comoGSO, BaF2, LSO, con mayores efica-cia de detección, velocidad de res-puesta y rendimiento de producciónde luz.

• Aumento de la longitud del campode visión (FOV). Hoy se pueden ad-quirir equipos con FOV axial de has-ta 25 cm, aunque se están constru-yendo tomógrafos con longitud axialsuperior a los 50 cm.Una mayor eficiencia en el uso del

trazador conlleva la inyección de me-nor actividad por estudio (con las con-siguientes repercusiones en aspectosde PR de trabajadores, pacientes y pú-blico), un menor tiempo de adquisiciónpor paciente (que conduce a un mayorrendimiento de las unidades y a meno-res posibilidades de artefactos por mo-vimiento) o ambas simultáneamente.

Por tanto, de la mejora de la sensibili-dad se ha derivado un beneficio po-tencial claro para trabajadores y para



el paciente, al que ahora se le puedeadministrar menor actividad del radio-fármaco para obtener igual o mejor re-sultado que hace años. Una compara-ción entre las dosis al paciente en dosdiferentes unidades asistenciales equi-padas con material detector y tomógra-fos de distinta generación[13] permiteverificar este extremo, que ha supuestopasar de actividades medias adminis-tradas de 370 MBq o mayores a valo-res hasta cinco veces inferiores paraalgunas aplicaciones como es el casode los estudios de cerebro. Sin embar-go, la PR no es el argumento principalque lidera los avances de la tecnologíay posiblemente no deba serlo, sino lamejora de la calidad en las imágenesy la productividad de los equipos. Elprogreso en la instrumentación de PETpuede ser optimizado para reducir lasexposiciones tal y como ha ocurridoya con otras técnicas que implican ex-posiciones médicas. Sin embargo, elobjetivo de una imagen de calidaddiagnóstica en exposiciones justifica-das no debe nunca comprometerse poruna reducción de las exposiciones delos pacientes. La reducción de las ex-posiciones a costa de un menor rendi-miento de la Unidades es una cuestiónde evaluación coste-beneficio que de-be ser resuelta para cada caso particu-lar.

Entre los equipos de PET más novedo-sos y que, a la vista de lo que estáocurriendo en países con mercadosmás maduros, están llamados a ocuparuna posición de privilegio en el diag-nóstico por la imagen, se encuentranlos equipos híbrido PET-CT. Estos tomó-grafos incorporan junto al PET un equi-po de Tomografía Axial Computari-zada (TAC), que además de realizaruna corrección de atenuación ideal,permite correlacionar de la mejor for-

ma posible una imagen de excelentecalidad anatómica con la imagen fun-cional correspondiente del PET.

Con estos nuevos sistemas, la exposi-ción de los trabajadores no tiene porqué variar, pero sí la de los pacientes.Efectivamente, tanto las pruebas dePET como de TAC se encuentran entrelos exámenes que implican una mayorexposición a los pacientes (alrededorde 10 mSv para un TAC de abdomeno pelvis y un valor similar para un PETde cuerpo entero en modo 2D[2]), porlo que combinadas se convertirían po-siblemente en la prueba diagnósticaque mayor exposición supone para elpaciente.

Este aumento de dosis podría estarsobradamente justificado siempre quehaya un beneficio neto para el pacien-te al contribuir al diagnóstico y a lasdecisiones futuras sobre su tratamiento.Sin embargo, la mayor rapidez y facili-dad para realizar estas exploraciones“híbridas” y la calidad de las imáge-nes obtenidas, podría conducir a la re-alización de PET + TAC “por defecto”a todos los pacientes y a una deman-da y proliferación no siempre justifica-da de este tipo de pruebas, de formasimilar a lo ocurrido en los últimosaños con la TAC. Deberán aplicarse,por tanto, criterios y protocolos ade-cuados de justificación[14,15].

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15. European Commission, Radiation Pro-tection Report 11: Referral Guidelines for Ima-ging. Directorate-General for the Environmentof the European Commission, 2000.





PrProtección radiológica operacional otección radiológica operacional en la técnica del Ganglio Centinelaen la técnica del Ganglio Centinela

J.L. Carrasco1, J.M. Jiménez-Hoyuela2 y A.C. Rebollo2

1Unidad de Radiofísica2Servicio de Medicina Nuclear

Hospital Universitario Virgen de la Victoria (Málaga)

RESUMEN

De acuerdo con la hipótesis de la diseminación secuencial, encada cadena ganglionar existe un ganglio (el denominadoganglio centinela (GC)) cuyo estado de afectación tumoral esbuen indicador acerca de la afectación del resto de la cadena.En varios tipos de cáncer es práctica quirúrgica usual laextracción del tumor y la disección completa de los ganglioslinfáticos locales (LND), ante la posibilidad de afectación deéstos últimos. Por tanto, mediante la extracción y el análisis delGC se puede evitar la LND.

Para localizar el ganglio centinela es habitual laadministración local de un sulfuro coloide de Tecnecio-99mvarias horas antes de la extracción, y la utilización de unasonda gamma intraoperatoria muy sensible a la radiacióngamma. Aunque la actividad es inyectada por el personal delServicio de Medicina Nuclear y el radiofármaco queda retenidobásicamente en la zona de la inyección, otros trabajadores delHospital (cirujanos, enfermería, patólogos,...) estarán expuestosa la radiación gamma debida al procedimiento.

En el presente estudio, hemos estimado las dosis máximasposibles a recibir por el personal de quirófanos durante laintervención y por los patólogos durante el análisis del gangliocentinela. En el primer caso la estimación tuvo en cuenta sólo ladesintegración física del Tc-99m inyectado. Respecto al personalde Anatomía Patológica, estimamos la actividad residual en elganglio centinela haciendo uso de la sonda gamma.

La tasa de dosis efectiva encontrada más elevada correspondea los cirujanos (0,66 µSv/h). Las tasas de dosis efectivasrecibidas por los patólogos fueron inferiores a 0,02 µSv/h. Lastasas de dosis en las manos de cirujanos y patólogos fueron de182 y 30 µSv/h.

En resumen, las dosis al personal sanitario implicado en laejecución de la técnica son bajas, y en condiciones normales,estableciendo protocolos adecuados, no es preciso el control dela radiación.

ABSTRACT

According to the sequential dissemination hypothesis,there’s a lymph node (named sentinel node) which isthe first receiving cancer cells metastasizing from aprimary tumor. Further, others nodes sequentiallylocated might be affected. Surgical performance forseveral types of cancer includes the complete removalof the tumor and a complete local lymph nodedissection (LND). Removing and analyzing the named“sentinel node” may avoid the complete LND.

To locate the sentinel node, it’s usual the localadministration of a radiopharmaceutical Tc-99m sulfurcolloid several hours prior to surgery, and using anintraoperative gamma probe very sensitive to thegamma radiation. Although the activity is injected bythe Nuclear Medicine staff, and radioactivity isbasically retained at the injection site, other Hospitalstaff (surgeons, nurses, pathologists,…) will be exposedto the gamma radiation from the procedure.

In this study we estimated maximum possible dosesthat would be received by the surgical staff duringsurgery and pathologists during lumpectomy of thesentinel node. For the first ones we estimated doses bytaking into account only the physical decay of Tc99minjected. For the pathologists, we estimated the residualactivity in the sentinel node with the gamma probe.

The highest effective dose rate found was to thesurgeon (0,66 µSv/h). Effective dose rate to thepathologist was lower than 0,02 µSv/h. Estimateddose rate to surgeon and pathologists’ hands were 182and 30 µSv/h, respectively.

In conclusion, radiation doses to clinical staff involvedin the technique are low, and in normal conditions, byestablishing appropriate procedures control radiationwill not be necessary.

articulo ganglio 8/10/03 10:07 Página 1

INTRODUCCIÓN

El ganglio linfático centinela (GC))es el primer ganglio al que llega ellíquido linfático en una región gan-glionar definida. De ahí que seatambién el primero al que lleguen lascélulas tumorales originadas comometástasis del tumor primario, y quesu análisis nos dé información acer-ca del estado de afectación del restode ganglios localizados secuencial-mente a continuación de él. Si conse-guimos localizar, extraer y estudiareste ganglio, podemos evitar las di-secciones linfáticas completas que nosean necesarias.

El concepto de “ganglio centinela”(GC) fue definido y probado origi-nalmente por Cabanas y col. en1977 [1]. Haciendo uso de la mismaidea, en 1992, Morton y col. [2] in-trodujeron la utilización de un colo-rante azul con el objeto de detectarel GC en el melanoma malingno. En1993, Alex y Krag [3] utilizaron tra-zadores radiomarcados y una sondagamma como método alternativo ymás sensible al uso del coloranteazul. Desde entonces la biopsia delGC (bien mediante colorante azul,bien usando radiotrazadores, bienambos conjuntamente) ha demostradosu utilidad, al menos en el melanomacutáneo y en el cáncer de mama, evi-tando disecciones ganglionares inne-cesarias.

Debido a la rápida generalizacióndel procedimiento, y a la utilizaciónen el mismo de material radiactivo,se hace necesario investigar acercade la seguridad radiológica de latécnica, y en particular acerca de laexposición profesional a que puededar lugar su ejecución.

De forma simplificada, la técnica

de GC puede dividirse en tres eta-pas:

1. Administración local, cercana altumor, de una pequeña actividad (entorno a 40 MBq) de Tc-99m (en for-ma de sulfuro coloide) mediante in-yección intradérmica, varias horasantes de la extracción del GC. Laadministración es llevada a cabo porun ATS/DUE del Ser vic io deMedicina Nuclear. Teniendo en cuen-ta que la actividad inyectada es con-siderablemente inferior a las usual-mente utilizadas para las pruebasdiagnósticas (40 MBq vs. 800 MBq),para el personal del Servicio deMedicina Nuclear la puesta en mar-cha de la técnica de GC no suponeincremento significativo de dosis so-bre su exposición profesional habi-tual.

2. Extracción quirúrgica del GC,tras su localización haciendo uso deuna sonda gamma. El personal delquirófano estará expuesto a un nivelde radiación que dependerá básica-mente de la actividad residual en lazona de inyección, de la distancia aesa zona durante la intervención ydel tiempo que dure la misma.

3. Análisis del GC por parte delpersonal de Anatomía Patológica.Las dosis recibidas por este personallo serán a resultas del contacto conel GC, por lo que dependerán de laactividad residual en el GC, la dis-tancia al mismo, y el tiempo emplea-do en su estudio.

Nuestro interés en la presente inves-tigación está centrado en las dosisque podría recibir el personal de qui-rófanos y el de Anatomía Patológica



Nº Actividad Actividad residualPaciente inyectada ∆t Zona de GC %

(MBq) (min) inyección(MBq) cps KBq

1 37,74 1110 4,48 400 71,68 1,62 45,51 1185 4,68 450 80,64 1,723 48,1 1310 3,89 250 44,8 1,154 41,44 1235 3,87 240 43,01 1,115 44,4 1260 3,96 280 50,18 1,276 43,29 1260 3,86 1014 181,72 4,717 28,86 1120 3,36 120 21,5 0,648 31,08 1140 3,49 100 17,92 0,519 39,96 1212 3,9 625 112 2,87

10 42,55 1215 4,13 520 93,19 2,2511 39,59 1210 3,88 260 46,59 1,212 40,7 1050 5,43 520 93,19 1,7213 39,59 1170 4,19 828 148,39 3,5414 43,66 1055 5,77 1034 185,3 3,2115 41,44 1225 3,95 515 92,29 2,34

Tabla I. Actividades residuales calculadas y/o estimadas en GC (melanoma).

∆t (min) = Intervalo de tiempo (minutos) entre administración de Tc-99m y extracción de GC.% = Actividad migrada al GC representada como porcentaje de la actividad en el punto de inyección en elmomento de la extracción.


durante el desarrollo de la técnica,con el objeto de poder establecerprotocolos apropiados que garanti-cen mínimas dosis a ambos, y clasifi-carlos de forma adecuada desde elpunto de vista del riesgo radiológico.

MATERIALES Y MÉTODO

Durante el periodo comprendido en-tre Junio y Diciembre de 2002 hemoscontrolado un total de 30 extraccio-nes de GC (15 melanomas malignosy 15 cánceres de mama). La activi-dad administrada en todos los casosestuvo entre 28 y 81 MBq de Tc-99msulfuro coloide. La administración sellevó a cabo el día anterior al de laextracción (entre 17 y 22 horas an-tes).

Las medidas de actividad se hicie-ron con un activímetro Capintec CRC-15R calibrado en origen, y sometidoa controles de calidad de periorici-dad semanal mediante un kit de fuen-tes certificadas (Co-57, Ba-133, Cs-137).

Para la localización del GC se usóuna sonda gamma intraoperatoria(Europrobe SOG-11 CdTe, tamaño dedetector 5 x 5 x 3 mm3, montado ensonda de 11 mm. de diámetro; efi-ciencia del detector para Tc-99m su-perior al 60%) conectada a un módu-lo read-out. Inmediatamente tras cadaextracción, procedimos a la medidaex vivo de la emisión del GC (cuentaspor segundo) haciendo uso de la mis-ma sonda gamma. En las figuras 1 y2 puede verse una imagen del equipocompleto, y el esquema de la sonda,respectivamente.

El factor de conversión para la son-da gamma (“cuentas por segundo” a“actividad”) fue estimado en modo in-tegrado, considerando un tiempo decontaje de 5 segundos y actividades


Nº Actividad Actividad residualPaciente inyectada ∆t Zona de GC %

(MBq) (min) inyección (MBq) cps KBq

1 41,07 1065 5,32 350 62,72 1,182 55,13 1135 6,24 380 68,1 1,093 40,33 1215 3,92 300 53,76 1,374 38,85 1310 3,14 295 52,87 1,685 39,59 1080 4,98 510 91,4 1,846 73,26 1230 6,91 265 47,49 0,687 29,6 1080 3,73 680 121,86 3,278 41,44 1085 5,17 330 59,14 1,149 45,14 1195 4,56 380 68,1 1,49

10 37,74 1050 5,03 70 12,54 0,2511 69,56 1090 8,59 480 86,02 112 81,4 1080 10,25 470 84,23 0,8213 38,48 1220 3,70 229 41,04 1,1114 38,48 1135 4,36 506 90,68 2,0815 47,36 1260 4,22 483 86,56 2,05

Tabla II. Actividades residuales calculadas y/o estimadas en GC (cáncer de mama).

∆t (min) = Intervalo de tiempo (minutos) entre administración de Tc-99m y extracción de GC.% = Actividad migrada al GC representada como porcentaje de la actividad en el punto de inyección en elmomento de la extracción.

Figura 1.- Imagen del equipo completo (sondas y módulo read-out)


de orden de magnitud similar a laesperada en el GC. Se encontró unfactor de convers ión de 5580cps/MBq a 5 mm.

En cada caso, la actividad residualen el GC extraído fue calculada apartir de la medida de las cuentaspor segundo corregida por este fac-tor de conversión.

Por otro lado, de acuerdo con va-rias referencias ([4], [5], [6]: reten-ción mayor que el 95% en la zonade inyección), con el objeto de evitarerrores en las medidas de tasas dedosis debidas a lo reducido de lasactividades residuales y buscando in-terferir lo mínimo posible con el per-sonal en el quirófano, supusimos (deforma conservadora) actividad en lazona de inyección igual a la activi-dad inyectada salvo la correcciónpor la desintegración física del Tc-99m (T = 6,02 h.).

Se tomó como constante gamma pa-ra el Tc-99m, 0,016 mSvm2h-1GBq-1

[7].Para cada GC, las hipotéticas dosis

a las manos (dedos), cristalino y torsodel cirujano fueron calculadas asu-miendo distancias a la zona de inyec-ción de 3, 50 y 50 cm., respectiva-mente. El resto del personal delquirófano está expuesto a valores in-

feriores de radiación, debido a sumayor distancia a la zona de inyec-ción. Similarmente, las dosis al pató-logo es estimaron como exposición a1, 30 y 50 cm. (manos, cristalino ytorso) del ganglio centinela, suponien-do (peor situación posible) que elanálisis patológico se realizó inme-diatamente tras la extracción del GC.En todas las combinaciones se aplicóley del inverso del cuadrado de la dis-tancia.

Para concluir, comparamos los re-sultados encontrados con los límitesde dosis recogidos en el Real Decreto783/2001, Reglamento de Protec-ción Sanitaria contra las RadiacionesIonizantes, [8], con el fin de estable-cer la clasificación apropiada delpersonal desde el punto de vista dela Protección Radiológica, en funcióndel número de horas empleadas a lolargo del año llevando a cabo la téc-nica de GC.

RESULTADOS Y DISCUSIÓN

En la Tabla I, se muestran, para elcaso de melanoma maligno, las acti-vidades residuales en cada GC ana-lizado, y las actividades estimadasen la zona de inyección, ambas con-sideradas en el momento de la ex-tracción.

Lo mismo, pero para el caso decáncer de mama, se incluye en laTabla II.

En prácticamente todos los casos laactividad migrada al GC estuvo en-tre el 1% y el 3% de la actividad in-yectada corregida por la desintegra-ción del Tc-99m. En el caso nº 6 demelanoma sin razón conocida, la ac-tividad migrada llegó al 4,7% (cer-cana a la máxima captación del 5%recogida en referencias [4]).

Asumiendo, por criterios conserva-dores, las peores situaciones posi-bles desde el punto de vista de laProtección Radiológica (caso nº 12de cáncer de mama para el ciruja-no, caso nº 14 de melanoma para elpatólogo), recogemos en la Tabla IIIlas tasas de dosis estimadas al ciru-jano y al patólogo, los límites de do-sis anuales para el público ([8]), y fi-nalmente, e l número de horasllevando a cabo la técnica de gan-glio centinela que ambos, cirujano ypatólogo, podrían emplear antes depasar a estar clasificados como per-sonal expuesto.

De esta forma, si asumimos que elproceso quirúrgico necesita un máxi-mo de 30 minutos, un cirujano po-dría realizar más de 500 interven-ciones GC antes de superar alguno



Trabajador Zona Tasa de dosis Límite anual para miembros Horas/año antes(µSv/h) del público (µSv) de clasificación

Cirujano Torso 0,66 1000 1515Cristalino 0,66 15000 22727Manos - dedos 182,2 50000 274

Patólogo Torso 0,012 1000 83333Cristalino 0,034 15000 441176Manos - dedos 30,4 50000 1644

Tabla III. Tasas de dosis ocupacionales y nº de horas llevando a cabo la técnica de GC antes de la clasificación como personal expuesto.


de los límites de dosis del público.En el caso del patólogo, la situa-

ción es aún más favorable. Supo-niendo que el patólogo emplea 30minutos en el análisis del GC extraí-do, podría realizar más de 3000 es-tudios al año de GC (todos ellos rea-lizados de forma inmediata tras suextracción), sin ser clasificado comopersonal expuesto.

CONCLUSIONES

La técnica de detección de GC me-diante la utilización de un radiotra-zador ha probado su utilidad en va-r ias neoplasias, evi tandoinnecesarias disecciones de la cade-na ganglionar.

Desde el punto de vista de la Pro-tección Radiológica, la técnica impli-ca la administración de pequeñascantidades de Tc-99m al pacientemediante inyección intradérmica.Dada la pequeña actividad, el cortoperiodo de semidesintegración delTc-99m y que el radiotrazador que-da retenido en un gran porcentajeen torno a la zona de inyección, la

aplicación de la técnica supone ba-jas dosis al paciente.

En lo que respecta al riesgo profe-sional, hemos estimado las tasas dedosis al personal de quirófano y aldel Ser vicio de Anatomía Pato -lógica, en los casos llevados a caboen nuestro Centro durante el segun-do semestre de 2002, en las condi-ciones en que éstos se llevan a cabo(actividad inyectada en torno a 40MBq, 17-22 horas entre administra-ción y cirugía, y supuesta la peor si-tuación posible: análisis patológicoinmediato del GC tras su extrac-ción).

De acuerdo a los resultados obteni-dos, la más alta tasa de dosis efecti-va correspondería al cirujano (0,66µSv/h). La tasas de dosis recibidaspor los patólogos serían inferiores a0,02 µSv/h por procedimiento. Lastasas de dosis estimadas a las ma-nos de cirujanos y patólogos fueronde 182 y 30 µSv/h respectivamente.

De esta forma, el cirujano podríarealizar técnica de GC durante 274horas, y el patólogo hasta 1644 ho-ras, antes de pasar a estar clasifica-

dos como personal ex-puesto a radiación.La conclusión es puesque los riesgos deriva-dos de la ejecución dela técnica de GC sonsuficientemente bajospara que no se requie-ra clasificación comopersonal expuesto pa-ra el personal de qui-rófanos y de AnatomíaPatológica que partici-pe en la misma.

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Figura 2.- Esquema de la sonda gamma intraoperatoria.


RADIOPROTECCIÓN • Nº 28 Vol IX 200148

N o t a T é c n i c a

Sondas IntraoperatoriasSondas Intraoperatorias

INTRODUCCIÓN

La cirugía radioguiada nace comotécnica quirúrgica en la segunda mi-tad de la década de los cuarenta [1].La fundamentación de la misma es evi-dente: la extirpación quirúrgica de untumor resultará mucho más sencilla ysegura si se puede marcar ese tumorcon algún radiofármaco y, posterior-mente, localizarlo en el quirófano me-diante la ayuda de un detector portátilde radiación, o sonda intraoperatoria.Desde el momento de su apariciónhasta la actualidad, prácticamentecualquier tipo de detector de radiaciónsusceptible de ser miniaturizado parasu uso en el quirófano ha sido emplea-do como sonda intraoperatoria. En laactualidad se emplean de forma exclu-siva detectores de centello o de semi-conductor [1,2].

Las características principales quedebe presentar un detector para em-plearlo como sonda intraoperatoriason la posibilidad de miniaturización,el buen funcionamiento tanto a tempe-ratura ambiente como a la temperatu-ra del cuerpo humano, la resistencia agolpes, la posibililidad de esteriliza-ción, un buen aislamiento frente a las

perturbaciones electromagnéticas pre-sentes en un quirófano y, evidentemen-te, permitir la detección de radiacióndel radiofármaco empleado con unabuena sensibilidad y direccionalidad[1-9]. Además, hay otras característi-cas menos objetivas y más relaciona-das con el usuario final de la sonda:las características ergonómicas, comopueden ser la facilidad de uso, legibili-dad de la lectura y volumen y tipo deseñal sonora indicadora de nivel decuentas [1-3,5,6].

Pese a la amplia experiencia clínicaque se tiene en el empleo de sondasintraoperatorias, no ocurre lo mismocon el control de calidad de las mis-mas. No existen, ni a nivel nacional niinternacional, protocolos de control decalidad desarrollados por sociedadescientíficas adecuados para este tipode equipamiento. No obstante, a tra-vés de artículos científicos [3-13], sí hahabido autores que han desarrolladopruebas de control de calidad en son-das intraoperatorias. Entre las pruebaspropuestas pueden diferenciarse lasencaminadas a una caracterizaciónde la sonda como detector de radia-ción [3,7,8,10-13], de las que preten-

den tener en cuenta, o incluso simular,el uso clínico de las mismas [3,5,7,9-12,14]

Sondas de centelleo

Las sondas de centelleo consisten enun material centelleador, yoduro de so-dio o de cescio activados con talio -NaI(Tl) o CsI(Tl)- unido a un tubo foto-multiplicador mediante conduccionesde fibra óptica [1,2]. El motivo por elque el tubo fotomultiplicador no se si-túa directamente unido al material de-tector es la limitación en tamaño quedebe tener una sonda intraoperatoria.Esto supone una reducción en la sensi-bilidad (o eficiencia) del conjunto de-tector-equipo lector debido a las pérdi-das de señal en los acoplamientosópticos entre el material detector y eltubo fotomultiplicador, que llegan aser de hasta un 90% [8]. Otras des-ventajas de los centelleadores son lafragilidad de los cristales de centelleo,su sensibilidad a cambios de tempera-tura, y el hecho de ser higroscópicos;características que son poco compati-bles con el uso intraoperatorio.

De modo experimental, se han desa-rrollado sondas de centelleo basadas

NOTA TÉCNICA

Las sondas intraoperatorias son la herramienta fundamental de la cirugía radioguiada. Los orígenes de esta práctica se re-montan hasta hace más de medio siglo, pero ha sido con la aparición de la técnica del ganglio centinela cuando la cirugíaradioguiada se ha convertido en tema de actualidad. En esta nota técnica se presenta una breve descripción de la tecnolo-gía actualmente disponible en el mercado de sondas intraoperatorias y se proporciona un listado de las pruebas de controlde calidad que les son de aplicación.

Ignasi Modolell i FarréHospital Universitario de la Princesa

NOT TECNICA 8/10/03 10:12 Página 2

en otros materiales [2], como el orto-oxisilicato de lutecio dopado con sa-mario (LSO), el germanato de bismuto(BGO) y el wolframato de cadmio (Cd-WO4). La tabla I presenta las caracte-rísticas principales de los materialesdetectores, así como los equipos co-merciales que los incorporan.

Sondas de semiconductor

Las sondas de semiconductor presen-tan frente a las de centelleo las venta-jas de tener una mayor resoluciónenergética, un tamaño menor y la posi-bilidad de fabricarse con ventanas deentrada muy finas, lo que permite quesean sensibles a emisores beta y gam-ma de baja energía. Los materialesempleados comercialmente (Tabla I)son el Teluro de Cadmio (CdTe) y el Te-luro de Cadmio Zinc (CdZnTe o CZT),aunque se han realizado estudios ex-perimentales con sondas de materialesdistintos, como el yoduro de mercurio

(HgI2) o el Silicio [1,8]. Su menor ta-maño y mayor resistencia frente a lassondas de centelleo representa unaventaja en su uso quirúrgico, que pue-de verse compensada por su menor efi-ciencia de recuento [2,3,5, 8,12].

EVALUACIÓN Y CONTROL DE CALIDAD

En el terreno de la evaluación y con-trol de calidad de las sondas intraope-ratorias puede establecerse una dife-rencia cualitativa entre pruebas queevaluación de la sonda como detectorde radiación y pruebas encaminadasa evaluar el uso clínico de la misma.

Como detector de radiación, laspruebas de evaluación y control de ca-lidad presentes en la bibliografía son:resolución energética [2,3,8,10], sen-sibilidad (o eficiencia) [2,3,5,7,8,10-13], reproducibilidad [10], linealidad[7,10], tiempo muerto [10] y corrientede fuga [10]. En la simulación del uso

clínico son también importantes otrosparámetros, la sensibilidad de la lectu-ra a señales electromagnéticas exter-nas [10], la penetración de los colima-dores [3], y aquéllos relacionados conla capacidad de detección, la resolu-ción espacial [2,3,5,7,12], la respues-ta en distancia [10] y en ángulo[3,10] y el contraste frente a un fondoconstante [2,9,13,14] o fluctuante [9,14].

Resolución energética

La resolución energética de una son-da intraoperatoria se ha medido habi-tualmente como la anchura a mitad dealtura (FWHM) del fotopico en el es-pectro energético de un nucleido de in-terés. Barber et al. [8] emplearon lamedia anchura superior a mitad de al-tura (UFWHM), con el fin de no teneren cuenta en sus medidas el espectroCompton, y también para evitar losefectos de asimetría del fotopico. Éstos

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Material Tipo Zeff Densidad Equipos(g cm-3)

NaI(Tl) Centelleador 42 3.67 CareWise C-TrakPol. Hi. Tech. ScintiProbe MR100

CsI(Tl) Centelleador 54 4.51 CareWise OncoProbeEurorad Gammed IIEurorad Europrobe

Stratec Elektronik Tecprobe 1 type 2000LSO Centelleador 66 7.40 IntraMedical Imaging NodeseekerBGO Centelleador 28 7.13 -

CdWO4 Centelleador 26 7.90 -CdTe Semiconductor 52 6.06 Eurorad Gammed II

Eurorad EuroprobeRadiation Monitoring Devices CTC-4

Stratec Elektronik Tecprobe 2 type 0425US Surgical Corp Navigator GGS

CZT Semiconductor 47 5.78 Auto Suture NavigatorNeoprobe 1500

Neoprobe neo2000HgI2 Semiconductor 65 6.40 -Si Semiconductor 14 2.33 -

Tabla I. Materiales de detección empleados en sondas intraoperatorias


últimos son especialmente importantesen los detectores de semiconductor, yson causados por efectos recombina-ción y por la pérdida de energía cau-sada por transiciones de la capa K.En su medida de la resolución energé-tica obtuvieron el espectro de diez nu-cleidos distintos, con energías de emi-sión entre 18.7 y 1333 keV. Laresolución energética se presenta grá-ficamente en función de la energía, ysólo se proporcionan los resultados nu-méricos para el 99mTc. La medida se re-alizó en tres sondas no comerciales deNaI, CdTe y HgI2.

Wilson et al. [10] realizaron la eva-luación de una sonda intraoperatoriade CsI, midiendo su resolución energé-tica con 111In y 99mTc con el objetivo dedeterminar el mejor ajuste de la venta-na de medida. Tiourina et al. [3] eva-luaron cuatro conjuntos de sondas dis-ponibles comercialmente, entre lasque había sondas de CdTe, CZT, NaIy CsI, determinando su resoluciónenergética con una fuente de 57Co. Es-tos últimos resultados se encuentran re-cogidos en la revisión realizada porZanzonico y Heller [2], aunque los da-tos que presenta para las sondasGammed II, C-Trak y Navigator son laFWHM en keV y no en porcentaje, co-mo se indica en la tabla publicada.

En todos los casos descritos, las son-das de semiconductor mostraron mejorresolución energética que las de cente-lleo, en concreto, para las energíasdel del 99mTc y del 57Co, los valores dela resolución energética hallados esta-ban entre un 30% y un 40% para lassondas de centelleo, y entre un 4% yun 8% para las de semiconductor.

En las sondas intraoperatorias la ca-pacidad de resolución energética seha apuntado como un parámetro im-portante de cara a poder discriminarcuentas debidas a radiación dispersa,que pueden enmascarar la detección

de una concentración de actividad.No obstante, Kwo et al. [9] demues-tran en su trabajo que sondas con re-solución energetica muy distinta (supe-rior a un factor cinco) tienen unacapacidad de discriminación similarfrente a un fondo no uniforme, con laúnica salvedad que la ventana energé-tica en la que se recogen cuentas ten-ga un ajuste óptimo.

Sensibilidad

La sensibilidad o eficiencia de re-cuento es el cociente entre tasa de re-cuento medida y actividad real de lafuente empleada. Pese a que estaprueba está ampliamente documenta-da en la bibliografía no es sencillo es-tablecer comparaciones directas entredistintas publicaciones, ya que existenvariaciones en la geometría de medi-da, en la ventana de adquisición, oen el nucleido empleado, que tienenuna repercusión en el valor de sensibi-lidad proporcionado.

La sensibilidad de detección tienedos componentes, la geométrica y laintrínseca. La sensibilidad geométricaes directamente la fracción de ángulosólido subtendido por el detector conrespecto a la fuente. Es por lo tantodependiente del área del detector, dela distancia fuente-detector y, en gene-ral, también del tamaño y distribuciónde actividad de la fuente. La sensibili-dad intrínseca, o eficiencia de detec-ción, depende del grosor del materialdetector, su número atómico efectivo,su densidad másica y del tipo y ener-gía de la radiación incidente.

En las medidas de sensibilidad pre-sentes en la bibliografía, Barber et al.[8] emplearon el producto área-efi-ciencia (Aγ) como indicador de sensi-bilidad. De este modo excluyen la de-pendencia con la distancia de lasensibilidad, pero no el área efectiva

de detección. La medida se realizócon una ventana de adquisición queincluía el fotopico y todas las cuentasdetectadas por encima del mismo, conel fin de no tener en cuenta las cuen-tas debidas a dispersión. La eficienciase midió para los picos espectralesque podían distinguirse en el espectrode los diez nucleidos mencionados an-teriormente (27 energías de emisióndistintas), presentando los resultadosde forma gráfica para las tres sondasno comerciales ya mencionadas, y re-sultados numéricos para el fotopicodel 99mTc.

Daghighian et al. [13] realizaronmedidas de sensibilidad en una son-da experimental sensible a radiaciónbeta y gamma con muestras de 18F y131I. La prueba se realizó con fuentesextensas (5 mm de diámetro y espe-sor aproximado de 25 µm) situadasen contacto con el detector (se sepa-raron con 0.1 mm de látex para evi-tar contaminar la sonda). Wilson etal. [10] también realizaron medidasde sensibilidad en contacto con fuen-tes puntuales de 111In y 99mTc emplean-do ventanas de energía entre 90 y270 keV para el indio, y 60 y 190keV para el tecnecio. Tiourina et al.[3] realizaron medidas de sensibili-dad en aire para distancias fuente-de-tector entre 1 y 10 cm empleandouna fuente puntual de 57Co y con unaventana de energía entre 70 y 135keV; además, midieron la sensibilidadpara una fuente de 133Ba a 10 cm dedistancia y con las ventanas que pro-porcionaban de fábrica los equiposevaluados. Britten [5] realizó medidasde sensibilidad para una fuente de99mTc de 2 mm de diámetro por 3 mmde profundidad, sumergida en aguaa las profundidades de 5, 10, 20, 30y 50 cm, con cinco sondas intraope-ratorias de CdTe y CsI de tres fabri-cantes distintos, fijando las ventanas




de energía en valores distintos paracada una de las sondas. Benjegård[7] realizó medidas con una fuente li-neal (1.5 mm de diámetro y longitud> 10 cm) de 111In en contacto con tressondas distintas, midiendo la eficien-cia en porcentaje como el cociente en-tre la tasa de cuentas medida y la con-centración de actividad lineal en elsegmento que entraba en el campo devisión de la sonda, restando de la ta-sa de cuentas la contribución de losfotones que conseguían atravesar elcolimador. Raylman [11] midió la sen-sibilidad de una sonda de doble de-tector experimental para detectar ra-diación beta y gamma con 18F, 99mTc y111In, adquiriendo en distintos modosde operación y corrigiendo por las di-ferencias de ángulo sólido entre losdos detectores. Las medidas se reali-zaron a 1 mm de distancia de unafuente de 8 mm de diámetro y, en elcaso del 18F, se separó la contribuciónde la radiación beta de la radiaciónde aniquilación. Modolell y Puchal[12] midieron la sensibilidad de cua-tro sondas intraoperatorias empleandofuentes puntuales de 57Co de activida-des distintas, a 4 cm de distanciafuente-detector y en aire.

En todos los casos, la sensibilidad delas sondas de centelleo es superior ala de las de semiconductor, estandoestas diferencias en uno o dos órdenesde magnitud, en general estas diferen-cias se pueden atribuir al mayor espe-sor con el que se fabrican los detecto-res de centel leo frente a los desemiconductor.

Reproducibilidad

Únicamente el trabajo de Wilson etal. [10] realiza una evaluación pro-piamente dicha de la reproducibilidadde la medida de la sonda. Los autoresde este estudio repitieron la medidade sensibilidad con una fuente de 111In

diez veces, no encontrando diferen-cias significativas en la tasa de cuen-tas obtenida, y hallándose todas lasmedidas realizadas dentro de unadesviación estándar con respecto alpromedio, por lo que concluyen quela sonda es reproducible. Otros auto-res afirman haber realizado medidasrepetidas de la sensibilidad [5,11-13],de entre ellos Britten [5] evalúa la re-petibilidad de la sonda conjuntamentecon la del operador para reproducirla geometría de medida, observandouna variación máxima del 2.9%. Rayl-man [11] realizó cincuenta determina-ciones de sensibilidad, sin proporcio-nar ningún dato sobre su variabilidad.Modolell y Puchal [12] realizaron me-didas repetidas con el fin de determi-nar la incertidumbre de los resultadospublicados. Daghighian [13] realizólas medidas por triplicado, pero noproporciona resultados en cuanto a sureproducibilidad, ni incertidumbres encuanto a los valores de sensibilidadpublicados.

Linealidad

La linealidad en la respuesta encuentas de la sonda es un parámetrode importancia si la sonda se va ausar con actividades altas, en las cua-les debe suponerse que el tiempomuerto del detector afectará al númerode cuentas detectadas.

Wilson et al.[10] estudiaron la linea-lidad de una sonda intraoperatoriaempleando actividades de 111In y 99mTcen el rango de 0.1 a 10 µCi (3.7 a 370kBq) en contacto con la sonda. La res-puesta obtenida fue aproximadamentelineal en todo el rango (R2=0.99) paralos dos nucleidos estudiados.

Benjegård et al. [7] emplearon fuen-tes de 111In de 0.1 a 4.3 MBq para ha-llar el rango de actividades en las quela respuesta de las sondas era lineal.No observaron diferencias de sensibili-

dad en todo el rango de actividadesempleado, de lo que deducen que lainfluencia del tiempo muerto es despre-ciable en ese rango de actividades.

Tiempo muerto

El tiempo muerto del detector está re-lacionado directamente con la pruebade linealidad. Wilson et al. [10] reali-zaron una determinación del tiempomuerto empleando el método de lasdos fuentes con muestras de 99mTc, ha-biendo determinado con anterioridadque para actividades por debajo de20 mCi (740 MBq) la sonda se com-portaba como un sistema no paraliza-ble, el tiempo muerto obtenido en suestudio resultó ser de 21.2 µs.

Corriente de fuga

La corriente de fuga fue determinadapor Wilson et al. [10] como paráme-tro de seguridad de cara al uso intrao-peratorio del detector. El valor halladoestaba por debajo de los requisitos le-gales de Estados Unidos para disposi-tivos que se emplean sobre los pacien-tes (10 µA). Además, simularon,mediante un circuito externo, un au-mento de ese valor, observando quela luz de alarma del equipo funciona-ba correctamente cuando se superabael valor límite de la corriente de fuga,y que el generador de tensión se de-sactivaba de forma automática enesas condiciones.

Sensibilidad a interferencias EM

Wilson et al. [10] observaron que lasonda era muy sensible a las interfe-rencias generadas por el electrobistu-rí, obteniendo señales espúreas de 40a 100 kcuentas/s. Esta sensibilidadextrema a las interferencias se eliminóprácticamente por completo al apanta-llar con cobre los conectores coaxialesque unían la sonda con el equipo lector.



Penetración de colimadores

La correcta colimación de la sondapermite que su respuesta sea direccio-nal. Tiourina et al. [3] colocaron fuen-tes puntuales de 57Co en contacto conla colimación y fuera del campo de vi-sión de la sonda, recogiendo valoresde cuentas para distintas posicionesde las fuentes. En una de las sondasestudiadas, la transmisión llegó a serde hasta un 4.1%, mientras que enotras se determinó por debajo del0.1%. Los autores hacen hincapié enel hecho que la transmisión del plomopara la energía del 99mTc es aproxima-damente 1.5 veces superior a la obte-nida con 57Co.

Resolución espacial

Aunque resolución espacial es un tér-mino asociado a los equipos de ima-gen, se ha aplicado también a las son-das intraoperatorias [2-7, 12]refiriéndose a su capacidad para de-terminar la posición de una fuente ra-diactiva. El parámetro habitualmenteempleado para caracterizar la resolu-ción espacial es la anchura a mitadde altura (FWHM) de la función derespuesta puntual (PSF) de la sonda,determinada moviendo la sonda sobrela fuente y representando gráficamen-te el número de cuentas detectado enfunción de la posición de la sonda.

Tiourina et al. [3] realizaron medidascon un maniquí de perspex, colocan-do una fuente puntual de 57Co a unaprofundidad equivalente en agua de10, 20 y 40 mm los resultados se pre-sentan gráficamente para su compara-ción cualitativa, observando que la ca-pacidad de resolución de la sondaempeora considerablemente para pro-fundidades superiores a 20 mm.

Britten [4] midió la PSF con una fuen-te de 99mTc colocada a 5, 10, 20, 30 y50 mm de profundidad en agua, de-

terminando la FWHM para cinco son-das distintas. Sus resultados muestranvariaciones de hasta un 50% de unasonda a otra.

Benjegård et al. [7] obtuvieron valo-res de la FWHM con una fuente linealde 111In colocada en contacto y a pro-fundidades de 10 y 20 mm en un ma-niquí de metacrilato. Las variacionesen su caso alcanzan un 200% a la pro-fundidad de 20 mm (de 11 a 35 mmen la FWHM, según la sonda emplea-da).

Modolell y Puchal [12] midieron laPSF de cuatro sondas distintas confuentes puntuales de 57Co. Observaronque para una distancia fuente-sondade 40 mm no existían diferencias enla PSF al realizar las medidas en aireo interponiendo espesores de 13 ó 30mm de metacrilato entre la fuente y lasonda. También determinaron los valo-res de la semianchura a mitad de altu-ra en una de las sondas sometidas aestudio para distancias fuente-sondade 10, 20, 40, 60 y 80 mm, obser-vando que su variación era aproxima-damente lineal con la distancia. En lacomparación de distintas sondas, apa-recen variaciones de hasta un 50 %en la FWHM.

En todas las publicaciones que abor-dan la medida de la resolución espa-cial se observan grandes diferenciasentre las distintas sondas intraoperato-rias comercializadas, sin que sea de-terminante el material detector que lasconstituye.

Respuesta en distancia

Wilson et al. [10] caracterizan la re-solución espacial de una sonda mi-diendo su respuesta en distancia y surespuesta angular. La medida de res-puesta en distancia de realizó reco-giendo cuentas a distintas distanciasentre la fuente y la sonda, tanto en ai-re como interponiendo un material

equivalente a tejido. Los resultados sepresentan gráficamente con la raíz delinverso de la tasa de recuento frente ala distancia, ajustándose los valoresmedidos a una recta.

Respuesta en ángulo

Esta prueba es realizada por Wilsonet al. [10] colocando una fuente de111In a distintos ángulos con respecto ala normal a la sonda, comparando elresultado al emplear la colimaciónadicional opcional que equipa la son-da comprobada. Las diferencias sonsuperiores a un orden de magnitud pa-ra los ángulos de 136° (-46° con res-pecto al eje de la sonda) y 42° (48°con respecto al eje de la sonda), loque subraya la importancia de emple-ar la colimación adicional cuando sedesea una respuesta realmente direc-cional.

Tiourina et al. [3] realizaron medidasde respuesta angular en aire con unafuente de 57Co para una distanciafuente-sonda de 50 mm, midiendo losángulos con respecto al eje de la son-da y empleando una ventana de ad-quisición de 70-135 keV que evita laemisión característica de la colimaciónde la sonda (59 keV). Los resultadosse presentan en forma gráfica, mos-trando también que el uso de una son-da sin colimación implica un grave de-trimento de la respuesta angular,obteniéndose una respuesta (relativa a0°) del 50% para ángulos de 70°si nose emplea colimación. El empleo decolimación en las sondas que la equi-pan opcionalmente, o de sondas concolimación fija hace que la respuestarelativa sea nula para ángulos superio-res a 60°.

Contraste

El contraste refleja la capacidad deun detector de diferenciar la actividad




proveniente de la región a detectarfrente a un fondo que también puedeacumular una determinada actividad.La definición usual es la diferenciaentre las cuentas de la zona blanco(T) y el fondo (B) dividido entre lascuentas de la zona blanco (T-B)/B[2]. El contraste depende, en princi-pio, de la sensibilidad, resoluciónenergética y resolución espacial dela sonda.

Kwo et al. [9] realizaron una simu-lación de la capacidad de contrastede tres sondas intraoperatorias deNaI, CdTe y HgI2, midiendo la PSFde todas ellas y después aplicando elresultado a un maniquí simulado, enel que reconstruyeron la distribuciónde actividad del cuerpo humano e in-sertaron aleatoriamente, en los gan-glios linfáticos paraaórticos e ilíia-cos, 14 regiones blanco de 1 cm dediámetro y actividades entre una ydiez veces la actividad media delmaniquí. Emplearon el criterio proba-bilístico de distinguibilidad desarro-llado por Hickernell et al. [14] y eva-luaron la capacidad de contraste delas sondas frente a un fondo constan-te y frente al fondo simulado del pa-ciente, en el que existen fluctuacionesde actividad entre órganos. Las prue-bas se realizaron con distintos ajustesde la ventana energética de recogidade cuentas. El resultado demuestraque, para un tiempo de recogida decuentas entre 1 y 10 segundos, la ca-pacidad de contraste de las tres son-das es similar, siempre que la venta-na de adquisición se haya ajustadode forma óptima en cada una deellas. A la luz de estos resultados, losautores simularon numéricamentesondas con resoluciones energéticasdistintas, llegando a la conclusión deque la capacidad de contraste no de-pende de la resolución energética dela sonda, siempre que la ventana de

energía se ajuste óptimamente. Esteresultado se explica por el hecho deque la ventana energética sólo sirvepara discriminar cuentas dispersadaspor efecto Compton, pero no es ca-paz de distinguir cuentas directasprovenientes del fondo, sea éste va-riable o fluctuante. Si el ajuste de laventana energética es capaz de eli-minar gran parte de las cuentas pro-venientes de la dispersión Compton(es decir, el ajuste es óptimo), lapráctica totalidad de las cuentas es-púreas detectadas por la sonda pro-vendran exclusivamente del fondo. Enesta situación, y si la resolución espa-cial de las sondas es parecida, la ca-pacidad de contraste de todas lassondas será la misma, ya que sólodependerá de las variaciones de acti-vidad entre la región blanco y el fon-do.

Daghighian et al. [13] realizaronmedidas simulando maniquís de ab-domen y cerebro con concentracio-nes de actividad constantes. Emplea-ron una sonda experimental de dobledetector, capaz de diferenciar lascuentas directas de las del fondo. Co-locaron pequeños contenedores, conactividades superiores al fondo, parasimular las regiones blanco. Los nu-cleidos a detectar eran 18F en el mani-quí de cerebro y 131I en el de abdo-men. El resultado obtenido demostróque la capacidad de contraste y laresolución espacial aumentaban con-siderablemente al emplear la geome-tría de doble detección y eliminar lascuentas provenientes del fondo. Estehecho apoya el resultado de Kwo etal. [9] acerca de la importancia delas cuentas de fondo en el contraste.

Hickernell et al. [14] realizaron si-mulaciones de medida de una sondade doble detector en un maniquí com-putarizado de torso, en el que mode-lizaron distribuciones reales de activi-

dad en los órganos. El objetivo era lavalidación de un modelo probabilísti-co para determinar cuando una va-riación en el número de cuentas per-mitía determinar, con significaciónestadística, que existía una concen-tración anómala de actividad indica-tiva de la presencia de una regiónblanco. El resultado obtenido fue quepara tiempos de recuento por debajode 10 segundos, el ruido estadísticoera predominante en el número decuentas, aumentando por lo tanto ladistinguibilidad según se aumentabael tiempo de contaje. En cambio, porencima de 50 segundos, predomina-ban las fluctuaciones del fondo, porlo que un aumento del tiempo de re-cuento no suponía una mejora en ladetectabilidad. Los autores concluyenque para tiempos de contaje clínica-mente aceptables, la sonda de dobledetector resulta eficaz en la discrimi-nación de zonas blanco frente a fluc-tuaciones de fondo.

Conclusiones

El hecho de que las sondas intrao-peratorias sean equipos sencillos,tanto en diseño como en manejo, nodebe ser impedimento para su controlde calidad, o, cuanto menos, unaevaluación inicial para determinar losparámetros que optimicen su uso clí-nico. La bibliografía publicada de-muestra que detectores con caracte-rísticas muy distintas pueden serigualmente eficaces en su empleo qui-rúrgico siempre que se ponga espe-cial cuidado en la selección de laventana energética y del tiempo derecogida de cuentas.

En la bibliografía se ha planteadola necesidad de establecer protoco-los estándar para el control de cali-dad [2,4,12]. En este artículo se haofrecido un compendio de pruebasde control de calidad que puede



constituir, para todos los usuarios desondas intraoperatorias, un punto departida para el desarrollo de sus pro-pios protocolos de control de cali-dad.

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8. H.B. Barber, H.H. Barrett, T.S. Hicker-nell, D.P. Kwo. Comparison of NaI(Tl), CdTe,and HgI2 Surgical Probes: Physical Characte-rization. Med Phys 18(3), 373-381 (1991).

9. D.P. Kwo, H.B. Barber, H.H. Barrett, T.S.Hickernell. Comparison of NaI(Tl), CdTe, andHgI2 Surgical probes: Effect of Scatter Com-pensation on Probe Performance. Med Phys18(3), 382-389 (1991).

10. Latresia A. Wilson, Joseph A. Kuhn,Raffael M. Corbisiero, Merle Smith, J. DavidBeatty, Lawrence E. Williams, Miro Rusnak,

Russell L. Kondo, Andre J. Demidecki. A Tech-nical Analysis of an Intraoperative RadiationDetection Probe. Med Phys 19(5), 1219-1223 (1992).

11. Raymond R. Raylman. Performance ofa Dual, Solid-State Intraoperative Probe Sys-tem with 18F, 99mTc, and 111In. J Nucl Med42(2), 352-360 (2001).

12. I. Modolell i Farré, R. Puchal Añé. Ca-racterización y controles periódicos de son-das intraoperatorias. Rev Fis Med 3(1), 26-34 (2002).

13. Farhad Daghighian, John C. Mazziot-ta, Edward J. Hoffman, Peter Shenderov, Beh-zad Eshaghian, Stefan Siegel, Michael E.Phelps. Intraoperative Beta Probe: A Devicefor Detecting Tissue Labeled with Positron orElectron Emitting Isotopes During Surgery.Med Phys 21(1), 153-157 (1994).

14. T.S. Hickernell, H.H. Barrett, H.B. Bar-ber, J.M. Woolfenden, J.N. Hall. ProbabilityModelling of a Surgical Probe for Tumour De-tection. Phys Med Biol 35(4), 539-559(1990).


La Protección Radiológica

en la red



B R E V E S

LLas inyeccionesintraarticulares de Ytrio-90no se asocian con mayorincidencia de cáncer

“Does yttriumnovectomy increase therisk of cancer in satients with rheumatoidarthritis?”. Annals of the RheumaticDiseases 2003;62:251-253

El objetivo del artículo es valorar elriesgo de cáncer a largo plazo en pa-cientes con Artritis Reumatoide que hansido tratados con Y-90. Este isótopo seusa habitualmente para realizar sinovior-tesis en pacientes con inflamación articu-lar crónica. Es un emisor beta con 2,7días de periodo de semidesintegración,una energía máxima de 2,25 MeV y unrango máximo de penetración en tejidosde 11 mm (media 3,6 mm). Tras su ad-ministración intraarticular, habitualmenteen rodillas, se han encontrado alteracio-nes cromosómicas en linfocitos periféri-cos -probablemente causadas por la mi-gración vía linfática del isótopo haciabazo, hígado, pulmones y ganglios lin-fáticos- cuya significación clínica y efec-to a largo plazo no habían sido estudia-dos.

En este reciente artículo se revisan1.228 pacientes diagnosticados de ar-tritis reumatoide durante el periodo de1970 a 1985 en el distrito de FinlandiaCentral, de los que 143 fueron tratadosmediante radiosinoviortesis con Y-90, yactividad media inyectada 185 MBqsegún un protocolo establecido en elque se comprobó que la dosis de radia-ción en los ganglios linfáticos inguinalesvariaba entre 0 y 9,20 Gy. Se realizóun seguimiento de los pacientes hastadiciembre de 1999. Durante este perio-do, en el grupo tratado con Y-90 se en-contraron 9 casos de cáncer frente a unnúmero esperado de 14,9; en el grupoque no fue tratado con Y-90 se encon-traron 122 casos, frente a un número es-perado de 109. El índice de incidenciaestandarizada para ambos grupos fuede 0,6 y 1,1 respectivamente, no signi-

ficativamente diferente entre sí, ni con lapoblación general. Específicamente pa-ra Linfoma de Hodgkin y Cáncer de pul-món éste índice es más alto, aunque nosignificativo estadísticamente, en el gru-po no tratado con Y-90.

Estos datos, obtenidos durante un pe-riodo de observación de 30 años, con-firman que el tratamiento con Y-90 noaumenta el riesgo de padecer cáncer.

L. DomínguezComité Científico

CConsideraciones sobreradioprotección durantela detección de gangliocentinela en pacientescon melanoma

Dermatol Surg 2003;29(2):141-145

Se trata de un estudio dosimétrico re-alizado a los profesionales, ajenos aun Servicio de Medicina Nuclear, queintervienen durante el proceso de locali-zación y extirpación del ganglio centi-nela en pacientes con melanoma. Latécnica quirúrgica se realizó, en 25 pa-cientes, el día siguiente a la inyecciónintradérmica perilesional de 100 MBqde 99mTc- coloide de albúmina huma-na.

Para la determinación de la dosisequivalente se usaron dosímetros perso-nales electrónicos colocados en el tóraxde cirujanos, anestesistas, ayudantes yenfermeras. Para la dosis en manos delcirujano y ayudante se usaron dosíme-tros de termoluminiscencia tipo anillo,que se renovaron en tres ocasiones du-rante el estudio.

La duración media de la intervenciónfue de 58 +/- 16 min. Y el resto delpersonal permaneció cerca del pacientedurante una media de 79 +/- 17 min.En la mayoría de las intervenciones(84%) las dosis equivalentes fueron me-nores de 1µ/h. La dosis absorbida me-dia por intervención en manos fue de

159 +/- 23 µGy para el cirujano y de48 +/- 17 µGy para el ayudante.

Concluyen que la técnica de gangliocentinela en melanoma se trata de unprocedimiento seguro desde el punto devista de radioprotección, donde no esnecesario hacer registro de dosis perso-nal para el personal no profesionalmen-te expuesto, ni limitar el número de inter-venciones en el personal de cirugía poreste motivo.

L. Domínguez.Comité Científico

EExposición debidaa pacientes no ingresadossometidos a terapiade cáncer de tiroides con 131I

“Radiation Exposure From OutpatientRadioactive Iodine (131I) Therapy forThyroid Carcinoma”.JAMA 2000;283(17):2272-2274

En mayo de 1997 la US NuclearRegulatory Commission procedió a revi-sar la regulación concerniente a pacien-tes tratados con 131I, en cuanto al tiempode ingreso y mantenimiento de control.En la nueva normativa se introduce co-mo novedad la posibilidad de suprimirel control sobre dichos pacientes si noes probable que el equivalente de dosisefectiva total (TEDE) a otros individuossupere 5 mSv.

En este artículo se presenta un estudiollevado a cabo sobre 30 pacientes decáncer de tiroides tratados con 131I, conactividades entre 2,8 y 5,6 GBq, entreoctubre de 1998 y junio de 1999.Para cada paciente se estimó previa-mente la TEDE máxima a los familiaresa partir de los valores de captación deyodo, periodo de eliminación y patro-nes de convivencia, obteniéndose valo-res entre 1,63 mSv y 4,83 mSv, por loque en todos los casos se cumplía el cri-terio propuesto, y los pacientes no fue-ron ingresados. Para garantizar la pro-tección radiológica de sus familiares se

Especial Medicina NuclearEspecial Medicina Nuclear

BREVES 8/10/03 10:17 Página 1


B r e v e s

les proporcionaron pautas de conductapara la convivencia. Con el fin de com-probar la idoneidad de estas medidas,se controló la dosis recibida por los fa-miliares (65 personas) y en cuatro habi-taciones de las casas (dormitorio, baño,sala de estar y cocina), mediante dosí-metros luminiscentes de estimulación óp-tica durante un periodo de 10 días in-mediatamente poster iores a laadministración del yodo.

Los resultados obtenidos a partir de ladosimetría realizada mostraban valoresentre 0,01 y 1,09 mSv para los familia-res y 0,01 y 2,89 mSv en las estanciasde la casa.

Por lo tanto, este estudio demuestraque la exposición a las personas queconviven con los pacientes tratados conI-131, como terapia al cáncer de tiroi-des, es inferior al nuevo límite estableci-do por la US Nuclear RegulatoryCommission, con lo que para estos pa-cientes no es necesario el ingreso tras laadministración del yodo, siempre que si-gan ciertas pautas de comportamientoen el hogar. Esto supone una ventaja,tanto por la reducción del coste econó-mico del tratamiento, como por el hechode que supone una menor carga psicoló-gica para el paciente y sus familiares.

Mª Angeles ArizaResidente de Radiofísica del Hospital

Marqués de Valdecilla (Santander)

PPrinciples of RadiologicalHealth and SafetyAutores: James E. Martin y Chul Lee,

2003. 524 páginas. 89,95 $, Wiley-Interscience. ISBN 0-471-25429-0.

Me remito al comentario que sobreeste libro ha hecho D. M. Hamby en elnúmero de mayo del Health Physics (vo-lumen 84, número 5):

Se trata de un libro orientado a estu-diantes de ingeniería o licenciaturas deciencias que quieran introducirse en elcampo de la protección radiológica (PR)o a cualquier persona no especializada

en dicho campo que tenga que realizarlabores de PR. Así mismo, también estácontemplado este libro como una fuentede ayuda al personal de seguridad quemaneje materiales radiactivos y tengaque emplear programas de PR.

El libro está organizado en 14 capítu-los que tratan los principios de la físicaatómica y nuclear, medida y dosimetríade las radiaciones ionizantes, y regula-ciones y PR en dicha materia. Empiezacon una discusión sobre conceptos fun-damentales de física atómica y nuclear,que completa en los tres primeros capí-tulos con la teoría referente a las desin-tegraciones radiactivas, relación entreactividad y masa, y transformaciones deequilibrio. A continuación, se exponeuna discusión sobre las fuentes naturalesy artificiales de radiación, que da pasoa los conceptos de fisión, activaciónneutrónica y diseño de reactores nu-cleares. En los dos siguientes capítulosse trata la interacción de la radiacióncon la materia, magnitudes y unidades,dosimetría, radiación de frenado, blin-dajes, efectos biológicos y riesgo de lasradiaciones ionizantes. El capítulo 8describe métodos de medida de la ra-diación, así como una introducción a laespectroscopía que incluye estadísticade contaje y propagación de errores. Acontinuación se discuten también aspec-tos de dosimetría interna, cinética, y de-posición pulmonar. En los capítulos 10 y11 se introduce al estudiante a las dife-rentes regulaciones y normativas relati-vas a PR tales como el criterio ALARA,programas de PR, autoridades regulado-ras en la materia, límites de dosis, requi-sitos del transpor te radiactivo, etc.También se cubre un apartado referentea PR medioambiental, así como otro re-lativo a la exposición por radón en ma-teriales de construcción. El último capítu-lo trata de los residuos radiactivos tantode baja como de alta actividad hacien-do especial énfasis en el estatus y lasnormativas que regulan los residuos debaja actividad.

Además, el libro incluye numerosos re-súmenes y problemas resueltos al finalde cada capítulo, así como apéndices

de referencia sobre las energías de liga-dura y diferentes esquemas de desinte-graciones radiactivas, que lo conviertenen un excelente libro de un curso univer-sitario.

Guadalupe Martín MartínFísico residente. Servicio de

Radiofísica y Radioprotección Hospital Universitario La Paz

MMedidas de tasa de exposición en torno a pacientes inyectados con Ga-67

“Radiation Exposure from Gallium-67-Citrate Patients” J Nucl Med Tech 1999;27:57-61

Debido al continuo aumento de lasactividades administradas en algunasexploraciones de medicina nuclear, pue-de resultar necesario revisar las normasde protección radiológica de técnicos,personal de enfermería, o familiares.Este artículo es el trabajo más recientepublicado para el caso de los rastreoscon Ga-67.

Se realizaron medidas de tasa de do-sis con una cámara de ionización en15 pacientes adultos con linfoma, inme-diatamente después de la inyección ytres días después. Las actividades admi-nistradas a un paciente stándar fueronde 333 a 407 MBq. Las medidas se re-alizaron en las proyecciones anteropos-terior, posteroanterior, lateral derecha ylateral izquierda a la altura del abdo-men, y a tres distancias: en la superficiedel paciente, a 30.5 y a 100 cm. Nose encontraron diferencias estadística-mente significativas en las tasas de do-sis medidas en las distintas proyeccio-nes. Además se hicieron estimacionesde los tiempos de contacto del personaltécnico y de enfermería con los pacien-tes a estas tres distancias.

Para estimar la dosis al personal hos-pitalario y a los miembros del público,



se utilizó una relación farmacocinéticabiexponencial, presente en la literatura,que permite calcular la actividad resi-dual en el paciente en cualquier mo-mento después de la inyección.

Los autores concluyen que, despuésde cuantificar las distintas posibilidadesde exposición a la radiación, proceden-te de pacientes inyectados con citratode Ga-67, no hay necesidad de que setomen precauciones especiales. Sin em-bargo para mantener el criterio ALARAse recomienda que se evite el contactodirecto con el paciente nada mas admi-nistrarle el radiofármaco, siempre ycuando la atención hospitalaria necesa-ria no se vea comprometida.

Angel Miñambres MoroResidente de Radiofísica del Hospital

de la Princesa (Madrid)

RRadiation Safety in NuclearMedicine

Autor: Max H. Lombardi. 1999. 189páginas. Editado por CRC Press. ISBN0-8493-1897-1.

Este libro ha sido escrito por su autorcon la intención de hacer un texto espe-cífico sobre Protección Radiológica (PR)en Medicina Nuclear. Para ello, se habasado en una serie de manuales y deguías de laboratorio, que les fueron en-tregados a los alumnos que realizaronun curso práctico en Medicina Nuclearimpartido por él. De esta forma, estasguías de laboratorio fueron modificadasconstantemente según las necesidadesdidácticas de los alumnos, así como ac-tualizadas con los nuevos procedimien-tos de Medicina Nuclear, nuevas legis-laciones y nuevas tecnologías deaprendizaje.

Cada capítulo se divide en cuatrosecciones:

1. La Razón: Razón por la que seaplican los procedimientos de PR en ca-da uno de los temas tratados.

2. Los Principios: Base científica dedichos procedimientos.

3. La Práctica: Cómo llevar a cabotales procedimientos.

4. Los Deberes: Problemas resueltos ypropuestos que se encuentran en lapráctica diaria de la medicina nuclear.

Además, los diversos apéndices al fi-nal del libro proporcionan una rápidareferencia sobre las propiedades de losradionucleidos, dosimetría de los proce-dimientos rutinarios en medicina nuclear,símbolos y abreviaturas, y soluciones alos problemas propuestos.

Con todo ello, este libro podría consi-derarse como una interesante introduc-ción a cualquier persona que fuera ainiciarse en el campo de la medicinanuclear, o bien como un resumen conci-so en materia de PR para las personasque trabajan en dicho campo.

Guadalupe Martín MartínFísico residente. Servicio de

Radiofísica y RadioprotecciónHospital Universitario La Paz

MMedidas de tasa de dosisen pacientes sometidosa procedimientosdiagnósticos en medicinanuclear: implicaciones parael personal y para los niñospor exposición de susprogenitores

“Dose rate measurements from radiop-harmaceuticals: implications for nuclearmedicine staff and for children with ra-dioactive parents” Nucl Med Comm1999;20:179-187

En este trabajo se estiman las dosisrecibidas por el personal técnico y deenfermería de un servicio de MedicinaNuclear (MN), así como por los niñoscuyos padres han sido sometidos a ex-ploraciones de MN, para radiofárma-

cos y procedimientos en que, por su re-ciente introducción, se carecía hastaahora de datos.

Para los diferentes procedimientos, serealizaron medidas de tasa de dosiscon cámara de ionización a los pacien-tes antes de abandonar el servicio deMN, al nivel de tiroides, tórax y vejigaa distancias de 0.1, 0.5 y 1 m, ade-más, para algunos procedimientos se re-petían estas medidas cuando el pacien-te volvía al Servicio de MedicinaNuclear. Si esto no era posible se esti-maban los resultados a partir de los pe-riodos biológicos de los radiofármacos.La dosis se calculaba a partir de la tasade exposición y los tiempos efectivos deexposición. Para niños, este tiempo seestimó asumiendo un patrón de contactodiario con los progenitores. Para lostécnicos se estimaron los tiempos de co-locación del paciente, y de adquisiciónde las imágenes. Para el personal deenfermería se tuvieron en cuenta los dis-tintos tipos de cuidados necesarios paraun paciente ingresado, teniendo encuenta su grado de autonomía.

La máxima dosis estimada para ni-ños, en contacto próximo a sus progeni-tores, se obtuvo en estudios de perfusiónde miocardio con Tc-99m en protocolode un día (1.53 mSv), estudios con leu-cocitos y octreótidos marcados con In-111 (0.93 y 0.87 mSv respectivamen-te), per fus iones de miocardio enprotocolo de dos días (0.95 mSv) y es-tudios de reinyección cardíaca con Tl-201 (0.8 mSv). En el resto de pruebaslas dosis fueron mucho menores de 1mSv.

Para los técnicos se estimó que la do-sis recibida por cada estudio sería:15.8 µSv en estudios completos de per-fusión de miocardio con protocolo deun día, y 13.6 µSv con protocolo dedos días; 3.11 µSv en estudios de octe-ótridos marcados con In-111, y 2.88µSv en reinyecciones cardíacas.Teniendo en cuenta el número de estu-dios de cada tipo realizados en estecentro y el número de técnicos necesa-rios para cada estudio, la dosis anualpara los técnicos sería 1.75 mSv.



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Para el personal de enfermería se esti-mó un máximo (correspondiente a lospacientes no autónomos) de 341.3 µSven perfusión de miocardio con protoco-lo de un día, 117.1 µSv con protocolode dos días, 33.5 µSv en estudios deleucocitos, 78.1 µSv en estudios de oc-teótridos y 39.1 µSv en reinyeccionescardíacas, para un total de las 8 horasde jornada.

Se concluye que el límite superior de1 mSv, para el público, puede ser supe-rado por los niños que estén en contactopróximo con sus padres, cuando éstoshayan sido sometidos a varias de estaspruebas. Por otro lado es improbableque la dosis recibida por los técnicosaumente de forma significativa. Por suparte el personal de enfermería al cuida-do de los pacientes no presenta unanueva problemática, salvo en casos ex-cepcionales en los que el tiempo quepasan en contacto con los pacientes noautónomos sea muy alto.

Mª Angeles Ariza.Residente de Radiofísica del Hospital

Marqués de Valdecilla (Santander). Angel Miñambres Moro.

Residente de Radiofísica del Hospitalde la Princesa (Madrid).

IInvestigadores de la escuelade medicina de laUniversidad “Washington”en San Luis, descubren que elC-11 acetato es muy sensibleen la detección tempranadel cáncer de próstatacon la técnica PET

En el número de abril del Journal ofNuclear Medicine se publica un estudioque demuestra que la molécula C-11acetato en la técnica PET es muy sensi-ble en la detección temprana del cáncerde próstata. El estudio ha incluido a 46pacientes de cáncer de próstata que ha-bían sido previamente sometidos a ope-

raciones de cirugía prostática o a irra-diación y que presentaban niveles detec-tables del antígeno específico PSA. Losinvestigadores utilizaron la molécula C-11 acetato con el objetivo de determi-nar la sensibilidad de esta molécula ycompararla con la capacidad de detec-ción de la molécula F-18-FDG normal-mente utilizada. Cada paciente se some-tió el mismo día al diagnóstico conambas moléculas y las imágenes obteni-das fueron analizadas por dos expertosindependientes del equipo de investiga-ción. Se demostró que entre los pacien-tes analizados por tomografía computeri-zada, biopsia y otras técnicas el C-11acetato era más sensible (catorce resulta-dos positivos) que el F-18-FDG (cuatroresultados positivos).

Es conocido que el cáncer de próstatatiene una tasa de recurrencia del 21% enaquellos pacientes que han recibido tera-pia local definitiva. El tratamiento poste-rior depende de si la enfermedad estálocalizada o existen metástasis lejanas,por lo que es de interés conocer esta cir-cunstancia. Aunque se reconoce que elnivel de PSA es el indicador más efectivopara determinar la recurrencia de la en-fermedad, se habían probado diversastécnicas de localización mediante ima-gen que no habían resultado fiables.

El estudio ha sido realizado por inves-tigadores del Instituto Mallinckrodt deRadiología, el Centro Alvin J. Sitemanpara el Cáncer y el Departamento deCirugía y Medicina Interna, todos ellosde la Universidad Washington en SanLouis, Missouri. El artículo es analizadopor investigadores del Centro para laInvest igación sobre el Cáncer enHeidelberg, Alemania, los cuales co-mentan que el estudio no incluye la veri-ficación histológica de los resultados.Sin embargo, reconocen que el C-11acetato es posiblemente más sensiblepara el diagnóstico del cáncer de prós-tata que el F-18 FDG, lo que abre el ca-mino para nuevas investigaciones. El re-sumen del artículo se puede encontrar enla dirección<jnm.snmjournals.org/cgi/content/abstract/44/4/549>

EEl servicio de medicinanuclear del HospitalUniversitario La Paz cuentacon el primer equipo PET/TCen nuestro país

El Servicio de Medicina Nuclear delHospital Universitario La Paz cuenta conuna de las más novedosas y pionerastécnicas de diagnóstico por imagen: laPET/TC. Se trata del primer sistema ins-talado en nuestro país (LS Discovery PET/TC, General Electric). Esta técnica com-binada integra la tomografía por emisiónde positrones (PET) y la tomografía com-puterizada (TC) en un mismo sistema.

La PET/TC ha introducido la utiliza-ción de TC para realizar la correcciónde atenuación de los estudios de emi-sión. Las imágenes obtenidas por co-registro (hardware) permiten la incorpo-ración directa de información anatómicaen el proceso de reconstrucción de laimagen, facilitando de esta manera laobtención de estudios de gran calidad(se reducen los artefactos de atenuacióny se mejora el contraste). Además, estesistema facilita la obtención simultáneade un mapa anatómico, que es de granayuda para la localización de la infor-mación funcional.

La PET/TC permite la realización deestudios de cuerpo entero bi o tridimen-sionales con gran rapidez, aportando si-multáneamente información metabólico-funcional y anatómica.

Publicaciones recientes han demostra-do aumentar significativamente la exacti-tud diagnóstica con respecto a las técni-cas empleadas hasta la actualidad. Laintroducción de PET/TC promete un granavance en el diagnóstico de diversas pa-tologías, y fundamentalmente en proce-sos oncológicos (estadificación tumoral).

Mónica Coronado y Luis MiguelMartín Curto

Servicio de Medicina NuclearHospital Universitario La Paz



PPLAN REGIONALDE INVESTIGACIONESCIENTÍFICAS E INNOVACIÓNTECNOLÓGICADE LA COMUNIDADDE MADRID

Se ha iniciado el diseño del PlanRegional de Investigaciones Científicase Innovación Tecnológica de laComunidad de Madrid para el periodo2004-2007 (IV PRICIT) en el marco dela Ley de Fomento de la InvestigaciónCientífica y la Innovación Tecnológica.

Para la elaboración del IV PRICIT, sehan constituido 20 grupos de trabajocompuestos por expertos procedentesde las instituciones de ciencia y tecnolo-gía de la Comunidad de Madrid, deempresas y de la Adminis t raciónRegional.

El grupo de trabajo de "Energía", enlo relativo a protección radiológica,contempla cuatro líneas de investiga-ción: Cuantificación de riesgos provoca-dos por exposiciones prolongadas a ba-jas dosis; exposiciones médicas yfuentes naturales de radiación; protec-ción del medio ambiente y radioecolo-gía, y gestión de riesgos y emergen-cias.

Los grupos de trabajo tienen como ob-jetivo producir para su área concreta detrabajo un listado de tecnologías y líne-as de investigación críticas a medio ylargo plazo para la Comunidad deMadrid, en el caso de los grupos dedi-cados a áreas científico-tecnológicasconcretas, y un listado de acciones einstrumentos para la ejecución del Plan,en el caso de grupos sobre aspectos ho-rizontales. El análisis de los resultadosde los Grupos de trabajo correspondeal Comité de Seguimiento, órgano quetambién tiene como misión garantizar el

consenso social e institucional y elaborarpropuestas para el IV PRICIT. Está com-puesto por representantes de institucio-nes de ciencia y tecnología de la re-gión, de Consejerías de la Comunidadde Madrid, de la Secretaría del PlanNacional de I+D+I, de fundaciones de-dicadas a la promoción de la innova-ción tecnológica, de órganos de partici-pación de los agentes sociales yeconómicos y también representantes deasociaciones y organizaciones empresa-riales.

En la dirección electrónicahttp://www.madrimasd.org/informa-cion/pricit/default.asp se puede encon-trar más información sobre los grupos detrabajo constituidos y los principales do-cumentos de referencia seleccionados.

En la elaboración del IV PRICIT seconcede gran importancia a la partici-pación de sus destinatarios, la cual sepretende facilitar mediante la utilizaciónde Internet como mecanismo de comuni-cación. Se invita a todos los destinata-rios a que envíen sus opiniones o apor-taciones a través de los foros que seincluyen en cada grupo de trabajo.


IINFORME DEL CONSEJODE SEGURIDAD NUCLEARSOBRE “PRODUCTOSY BENEFICIOSDE LOS PROYECTOSDE INVESTIGACIÓNFINALIZADOS EN EL AÑO2001”

Dentro de la colección DocumentosI+D, y con la referencia DID-04.02, elConsejo de Seguridad Nuclear ha pu-bl icado recientemente el informe“Productos y beneficios de losproyectos de investigación fi-nalizados en el año 2001”. En élse incluyen cinco proyectos directamen-

te relacionados con la protección radio-lógica y tres con la gestión de residuosradiactivos que se glosan seguidamen-te:

El proyecto Evaluación de las dosisde radiación natural, recibidas por lapoblación en el entorno de las centralesnucleares, es tudio especí f ico deCampo Arañuelo (Cáceres) es continua-ción de un proyecto de investigaciónanterior - informe CEP-15/11/99,Evaluación de las dosis de radiaciónnatural recibidas por la población delas zonas en que están ubicadas lascentrales nucleares españolas (ProyectoPR-04-, en el que se dedujo que la do-sis a causa de la radiactividad naturalen el entorno de la central nuclear deAlmaraz es de dos a tres veces superiora la que corresponde a otras centralesnucleares, y que ello se debe al radón-226 que se encuentra en el interior delas viviendas (hasta el 76 % de la dosismedia estimada). En esta investigación,realizada por investigadores de laUniversidad de Cantabria dentro delPlan Coordinado de investigación entreel CSN y UNESA, se colocaron hasta380 detectores pasivos de trazas en vi-viendas y locales de 27 localidades si-tuadas en el entorno de la central y secomprobó la existencia de viviendas,sobre todo en la comarca de La Vera,con altos contenidos de radón, estiman-do que la dosis media recibida por lapoblación por tal causa puede llegar a4 miliSievert por año, aunque no sedescartan valores puntuales de hasta25 miliSievert por año. Existe tambiénun informe final del proyecto elaboradopor el Plan Coordinado de Investi-gación, CEP-29/10/2001, Informe fi-nal. Radiación natural en campoArañuelo.

El proyecto Estudio de la transferenciade la radiactividad a los hongos.Interacciones y consecuencias. 2ª fasees continuación de la primera fase finali-zada en 1997, realizada también porinvestigadores de las Universidades deExtremadura y Alcalá de Henares. El ac-cidente en la central nuclear deChernobyl-4 puso de manifiesto la ca-pacidad de los hongos para retener elcesio-137 y el estroncio-90 provenientes

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de las liberaciones radiactivas de tal ac-cidente; la presencia del cobalto-60 en-tre los efluentes de las centrales nu-cleares motivó la adición de esteradionucleido al programa de investiga-ción. La investigación de laboratorio,pionera en su genero, aportó nuevas téc-nicas de interés y permitió deducir que:a) la incorporación por vía área es dosórdenes de magnitud superior a la incor-poración por otras vías, b) el estronciose incorpora con preferencia en el pie,mientras que el cesio prefiere el sombre-ro y las laminillas, y el cobalto no tienepreferencias. En los trabajos de campose encontraron contaminaciones de has-ta 40 Bq/kg en muestras de Lactarius,Hebelomas y Tricholomas pertenecientesal tipo nutricional micorrícico.

El proyecto Cuantificación de efectosbiológicos producidos por radiacionesionizantes. Estandarización de la técni-ca FISH para su aplicación en dosime-tría biológica retrospectiva es tambiéncontinuación de proyectos anteriores re-alizados sobre el mismo tema por elLaboratorio de dosimetría biológica, do-simetría y radioprotección del HospitalGeneral Universi tar io GregorioMarañón, con el objetivo de obtenercurvas de calibración para su utilizaciónen dosimetría biológica. Mediante latécnica FISH hibridación in situ por fluo-rescencia resulta relativamente fácil reali-zar el recuento de las translocacionesequilibradas que aparecen en los linfoci-tos de una persona irradiada. Las trans-locaciones equilibradas son reparacio-nes erróneas de las roturas producidasen pares de cromosomas por efecto dela irradiación. Los mecanismos de for-mación de estas translocaciones son si-milares a los que forman cromosomasdicéntricos pero resultan mucho más es-tables que aquellos. La investigación re-alizada ha conseguido curvas de cali-bración con una fuerte correlación quepermite las estimaciones fiables de ladosis recibida por un individuo, en espe-cial cuando no existen otros métodos dedetección.

El proyecto Desarrollo de una nuevatécnica para la detección y evaluaciónin situ de roturas radioinducidas en elámbito de secuencias específicas delADN, desarrollado entre los años 1999

y 2001 en el Laboratorio de genéticamolecular y radiobiología del CentroOncológico de Galicia, es la continua-ción de una colaboración en tal materiaentre el Consejo de Seguridad Nucleary dicho Centro, que se remonta a1990. En este último trabajo se ha de-sarrollado una nueva técnica originalque permite estudiar el daño inducidoen el genoma y en secuencias específi-cas del mismo, célula a célula, y detec-tar posibles variaciones intergenómicas,así como intracelulares y de la radiosen-sibilidad, todo ello de gran utilidad enla radioprotección y en la dosimetríabiológica.

El proyecto Desarrollo y adaptacióndel nuevo modelo gastrointestinal parala determinación de las dosis internas esla continuación de otro proyecto de in-vestigación realizado por Iberinco den-tro del Plan Coordinado de Investi-gación entre el CSN y UNESA, sobre elmodelo pulmonar que se describe en lapublicación número 66 de la ComisiónInternacional de Protección Radiológicay que dio lugar a la herramienta infor-mática INDAC (Windows 9x/NT). Talproyecto se encuentra descrito en el do-cumento CEP-13/06/2002, Informe fi-nal. Modelo gastrointestinal (ProyectoPR-11). La investigación ha consistido enintroducir en dicha herramienta informáti-ca las características del nuevo modelo,si bien se han dejado abiertos muchosdatos del mismo, aún no completamentedefinidos por el Grupo de trabajo sobreel Tracto alimentario humano de la men-cionada institución internacional. Se se-ñala que INDAC es ya una herramientade uso en todas las centrales nuclearesespañolas y en el propio Consejo.

El proyecto Modelización de proce-sos de transporte reactivo de radionu-cleidos en medios naturales. ProyectoPETRA, es uno de los frutos de un amplioesfuerzo de investigación realizado porCiemat, el Departamento de Mate-mática Aplicada y Métodos Informáticosde la Universidad Politécnica de Madridy el Departamento de Ingeniería delTerreno de la Universidad Politécnica deCataluña con el patrocinio de Enresa yel CSN. En el proyecto PETRA se ha de-sarrollado una herramienta informática,VISUAL/RETRASO, para estudiar el

transporte de sustancias radiactivas enuna variedad de circunstancias y condi-ciones y se ha aplicado concretamentepara elaborar una base de datos ade-cuada al emplazamiento de El Berrocal,una antigua mina de uranio abandona-da, que fue en su día un laboratorio in-ternacional para este tipo de estudios.

El proyecto Evaluación de la seguri-dad del almacenamiento en superficiede residuos radiactivos de baja y mediaactividad (Cond. 17) es el fruto de unconvenio establecido entre el Consejode Seguridad Nuclear y Ciemat para elmejor cumplimiento de la condición 17establecida en la autorización provisio-nal de El Cabril, sobre la capacidad dealmacenamiento de la instalación y delas celdas individuales. El proyecto seinició participando en un proyecto de in-vest igación coordinado por elOrganismo Internacional de EnergíaAtómica bajo la denominación de ISAM(Improving Long Term Safety AssessmentMethodologies for Near Sur faceRadioactive Waste Disposal Facilities).La metodología desarrollada en el pro-yecto internacional se aplicó posterior-mente al caso de interés, de donde re-sultaron requisitos específicos que fueronincorporados en la autorización de ex-plotación de El Cabril.

El proyecto Caracterización de mate-riales metálicos de desecho con activi-dad despreciable, susceptibles de des-clasificación es un análisis teórico,llevado a cabo por Empresarios Agru-pados dentro del Plan coordinado de in-vest igación entre el Consejo deSeguridad Nuclear y UNESA, que haproducido varios documentos de interés,en los que se cuantifica el inventario po-tencial de materiales metálicos de dese-cho que cabe esperar en una central nu-clear, se desarrolla una metodología yun procedimiento para caracterizarloscon vistas a sacarlos del control regula-dor y se definen las especificacionesque han de cumplir los métodos y proto-colos de medida de las bajas activida-des que se espera encontrar, todo ellocon un nivel de confianza superior al95%. Cabe esperar que el trabajo reali-zado para los componentes metálicospueda ser extrapolado al caso de otrostipos de materiales.



P r o y e c t o s d e I n v e s t i g a c i ó n

El documento que se glosa puede ob-tenerse del Consejo de SeguridadNuclear.


UUNESA PUBLICAUN INFORME SOBRELA SITUACIÓN ACTUALDE LOS PROGRAMASDE I+D+I EN EL SECTORELÉCTRICO ESPAÑOLY ESTRATEGIAS FUTURAS

En enero de 2003, el Comité deEnergía Nuclear de UNESA hizo públi-co el documento UNESA CEN-8, Rev.2. Situación actual de los programas deI+D+I en el sector eléctrico español y es-trategias futuras (Informe y catálogo deproyectos de I+D+I). El informe “recogeel estado actual de los programas de in-vestigación, desarrollo e innovación nu-clear en los que está involucrado el sec-tor eléctrico español, así como las líneasy estrategias presentes y futuras que secontemplan en esta materia” (sic.). El in-forme añade que durante el periodo1998-2002 el sector eléctrico ha parti-cipado en 180 proyectos nucleares conuna inversión media anual de nueve mi-llones de euros. Muchos de estos pro-yectos se han realizado en colabora-ción con otras entidades nacionales odel extranjero con una inversión mediaanual de 48 millones de euros.

El programa actual se divide en trecegrandes grupos, de los que tres están di-rectamente relacionados con la protec-ción radiológica, que representan el 2%de la inversión del sector en investiga-ción:

Programa 5: Protección radiológicade las personas.

Programa 6: Evaluación del impactoambiental.

Programa 7: Optimización del im-pacto radiológico.

El programa de protección radiológi-ca de las personas comprende cuatroáreas:

A5.1. Modelos de estimación de do-sis (básicamente dosimetría interna).

A5.2. Técnicas de dosimetría (princi-palmente dosimetría externa).

A5.3. Desarrollo de técnicas de re-ducción de dosis (ALARA).

A5.4. Estudios epidemiológicos (bási-camente sobre trabajadores de la indus-tria nuclear).

Los estudios de estimación de dosis in-ternas se refieren fundamentalmente alos modelos pulmonar y gastrointestinalque se han desarrollado dentro del PlanCoordinado de Investigación entre elCSN y UNESA y que se describen enotros apartados de este mismo númerode Radioprotección y han dado lu-gar a la herramienta informática INDACde amplia aplicación. Las técnicas dedosimetría externa han sido tambiéndesarrolladas con éxito dentro del PlanCoordinado de Investigación. Sin em-bargo, en el informe se añade que “losresultados de estos proyectos no han si-do, en general, de aplicación directa alas centrales nucleares, tal vez debido ala falta de un tecnólogo que fuera ca-paz de llegar a la industrialización delos productos y conocimientos adquiri-dos” (sic.). El informe destaca “que noexiste un patrón nacional para efectuarcalibraciones y verificaciones de la ins-trumentación para la dosimetría neutróni-ca o emisores beta y parcialmente laspartículas calientes” (sic.), reconociendoque sería necesario potenciar la crea-ción de tales patrones. En reconocimien-to de esta circunstancia, Radiopro-tección dedicó el número 34 aanalizar la dosimetría de los neutrones.

El desarrollo de las técnicas ALARA sehan realizado fuera del PlanCoordinado de Investigación con elCSN pero dentro de planes de investi-gación amplios, en especial PROFIT2000. Este programa ha sido descritoen Radioprotección 35(10):32,2003 y ha dado lugar a la herramientainformática SIMU2. El informe reconoceque “la utilización rutinaria de estos pro-ductos necesitan un desarrollo adicionalpara facilitar su particularización a losentornos y geometrías específicas de ca-da planta que se pretende simular”(sic.).

Los estudios epidemiológicos con co-lectivos bien identificados de trabajado-res expuestos por razón de su profesiónen el contexto del estudio a que realizael Centro del Cáncer de Lyon (IARC),Francia, es la única forma de poder es-tablecer correlaciones entre dosis recibi-das y efectos observados para el casode bajas dosis o bajas tasas de dosis;sin embargo, todavía se está a la espe-ra de los informes definitivos de dichainstitución.

El programa 6, relativo a la evalua-ción del impacto ambiental, incluye dosáreas temáticas:

A6.1. Evaluación de términos fuentey dosis ambientales en operación nor-mal y emergencias.

A6.2. Radiación natural en el entornode las centrales nucleares.

Dentro de este programa existen algu-nos proyectos menores, siendo los másimportantes los realizados dentro delPlan Coordinado de Investigación cuyosresultados se analizan en otro apartadode este mismo número deRadioprotección.

El programa 7 sobre optimización delimpacto radiológico incluye dos áreasrelacionadas con la gestión de los resi-duos radiactivos en las centrales nu-cleares:

A.7.1. Técnicas de gestión de mate-riales y residuos.

A7.2. Caracterización de materialessusceptibles de desclasificación.

Los programas de investigación quese incluyen en ambas áreas forman par-te del Plan Coordinado de Investigaciónentre el Sector y el Consejo, en amboscasos con participación de Enresa, yhan sido analizados en otros apartadosde esta misma sección de Radio-protección.

Con respecto a la estrategia para elfuturo, en lo que respecta a la protecciónradiológica se conservan todos los pro-gramas anteriores, a los que se añadeun nuevo programa relativo a la gestióndel combustible gastado y residuos deelevada actividad. El informe incluyetambién un catálogo de los proyectos



realizados y en marcha desde 1998hasta 2002, ambos años incluidos.


EEL COMITÉ ESTRATÉGICOPARITARIO DEL PLANCOORDINADODE INVESTIGACIÓN CSN-UNESA HA PUBLICADOEL INFORME DE SITUACIÓN-CON REFERENCIAA DICIEMBRE DE 2002-DE LOS PROYECTOSDE INVESTIGACIÓNQUE SE INCLUYENEN EL PLAN

El Comité Estratégico Paritario, orga-nismo que regula y controla los proyec-tos de investigación del Plan Coordi-nado de Investigación, vigente desde elaño 1996, entre el Consejo de Segu-ridad Nuclear y Unidad Eléctrica, S.A.,ha publicado recientemente el informeECP-28/04/2003, Informe de situa-ción de los proyectos. Diciembre de2002, el cual puede ser obtenido delas instituciones implicadas. El informese divide en dos partes. La parte A serefiere a los proyectos finalizados en elaño 2002, mientras que la parte B in-cluye los proyectos en curso en dicha fe-cha. En ambos casos se describen losaspectos administrativos y los cronogra-mas de la evolución de los proyectos yse incluyen relaciones de los documen-tos generados. Desde el punto de vistade la protección radiológica y la ges-tión de los residuos radiactivos, sólo fi-nalizó un proyecto, mientras que en di-c iembre de dicho año se habíaniniciado y estaban en curso de realiza-ción tres proyectos, los cuales se glosanseguidamente.

El proyecto Caracterización de matri-ces para la gestión óptima de residuosde baja y media actividad (RBMA) fina-lizó en abril de 2002 y ha sido docu-mentado de forma separada en el docu-mento CEP-03/04/2003, con el título

Informe final.”Matrices gestión de resi-duos” (Proyecto RE-02). El objetivo prin-cipal del proyecto ha sido la identifica-ción y caracter ización de nuevasmatrices de material vítreo -silicoalumi-natos y borosilicatos-, como hospedan-tes de residuos radiactivos de baja ymedia actividad producidos en la explo-tación de las centrales nucleares y comoalternativa ventajosa a las matrices dehormigón. En este caso, Enresa se unióal Consejo de Seguridad Nuclear y aUnesa como patrocinadora de la investi-gación, que ha sido realizada por laFundación INASMET y el Instituto deCerámica y Vidrio del Consejo Superiorde Investigaciones Científicas.

Las matrices producidas, a las que sehan añadido residuos simulados en for-ma de óxidos de hierro, cinc y cobre,como elementos mayoritarios, y níquel,manganeso cromo y cesio, como ele-mentos minoritarios, hasta el 35% enpeso, demuestran mantener bien sus ca-racter ís t icas est ructurales y micro-estructurales, hasta al menos el 15% enpeso de elementos simulados, mientrasque las propiedades mecánicas y la re-sistencia a la lixiviación quedan mejora-das incluso hasta valores del 35% enpeso de los elementos simulados, sien-do en general superiores a otras matri-ces. Sin embargo, los autores del infor-me indican que el proyecto realizadotiene sólo un carácter fundamental y susresultados no pueden aplicarse de for-ma inmediata sin realizar nuevos y másprecisos desarrollos. Además, el infor-me contiene una extensa bibliografíasobre el tema.

El proyecto de investigación Proce-dimiento para la estimación de términosfuente durante posibles accidentes encentrales nucleares tiene como objetivoprincipal el desarrollo de una herramien-ta informática que permita estimar la ac-tividad que cabe esperar sea liberadaal medio ambiente en caso de acciden-te y las dosis potencialmente ocasiona-das y clasificar la situación de acuerdocon los requisitos del Plan básico deemergencias nucleares. Tal herramientaserá incorporada a cada central nucleardel parque nacional como un sistemaexperto adaptado a la configuración decada instalación. El proyecto se inició

en noviembre de 2002, será llevado acabo por un consorcio formado porIberinco, Tecnatom y la Universidad delPaís Vasco, y se espera que finalice enel primer semestre del año 2004.

El proyecto de investigación Mejoradel sistema nacional de dosimetría inter-na con contadores de yoduro de sodiotiene como objetivo fundamental dispo-ner de una metodología apropiada decalibración de los contadores de ra-diactividad corporal que utilicen detec-tores de yoduro de sodio, y desarrollarun procedimiento para la adquisición yel análisis de los datos que resulten dela medida de la contaminación internadel personal de explotación de las insta-laciones. Pretende también disponer deun nuevo maniquí antropomórfico de ca-libración y modificar la instrumentacióna fin de incorporar los resultados de lainvestigación. El proyecto se inició en ju-nio de 2002, será llevado a cabo porun consorcio formado por Iberinco yTecnatom y será completado en el tercertrimestre del año 2004.

El proyecto de investigación Nuevosdesarrollos en el campo de la dosime-tría electrónica tiene como objetivo fun-damental la verificación experimental decuatro equipos de dosimetría electróni-ca ofertados en el mercado europeo en-tre 1999 y 2000. El análisis experimen-tal de los sistemas elegidos se llevará acabo por el Ins t i tu to de TécnicasEnergéticas de la Universidad Politéc-nica de Cataluña, siguiendo los requisi-tos técnicos establecidos por dichaInstitución en un proyecto anterior. El es-tudio requiere una metodología proba-da para el cálculo de la dosis en la piely su distribución superficial en condicio-nes realistas, y la caracterización de losdosímetros elegidos. El proyecto se ini-ció en julio de 2002 y se espera queconcluya en el tercer trimestre del año2003.

PPROYECTOS DE I+DEN EL ÁREA DE INGENIERÍA

La sección de Ingeniería Radiológicay Residuos (IRR) de Iberdrola Ingeniería yConsultoría (IBERINCO) ha desarrolladoy está desarrollando productos de I+D



P r o y e c t o s d e I n v e s t i g a c i ó n

en el ámbito de la protección radiológi-ca en dos áreas fundamentales:Dosimetría Interna y la utilización de lasnuevas tecnologías, entre las que desta-ca el desarrollo de proyectos basadosen la Realidad Virtual.

Dosimetría Interna

IBERINCO, desde la publicación porparte de la Comisión Internacional deProtección Radiológica (ICRP) del nuevomodelo Tracto Respiratorio en su publica-ción nº 66 comenzó a investigar los nue-vos modelos metabólicos y su posible im-plementación en algoritmos matemáticos,cuyo objetivo final sería el desarrollo deuna aplicación informática que efectuasecálculos de dosis internas.

Estas primeras investigaciones realiza-das por IBERINCO se transformaron mástarde en un proyecto incluido en el mar-co del Plan Coordinado de Investigación(PCI) CSN-UNESA, PR-03, “Desarrollodel Nuevo Tracto Respiratorio”. El objeti-vo de este proyecto fue el desarrollo deuna aplicación informática, que se deno-minó INDAC (Internal Doses AssessmentCode), la cual fuera capaz de efectuarcálculos de dosimetría interna basándoseen los nuevos modelos metabólicos publi-cados por la ICRP, cuya principal dificul-tad se encontraba en la resolución delmodelo Tracto Respiratorio publicado enICRP-66.

Una vez finalizado el proyecto PR-03,se abordó un nuevo proyecto dentro delmarco del PCI CSN-UNESA, en estaocasión bajo el título: Proyecto PR-11"Desarrollo y adaptación del nuevo mo-delo gastrointestinal para la determina-ción de dosis internas". El objetivo de es-te proyecto fue el de realizar unaadaptación del nuevo modelo gastroin-testinal propuesto por el Comité 2 deICRP, a fin de poder utilizarlo en el cál-culo de dosis por ingestión de materialradiactivo e introducir dicho modelo den-tro de los algoritmos de cálculo de laaplicación informática INDAC.

Como fruto final de los proyecto PR-03y PR-11, se ha originado la aplicacióninformática INDAC, que el CSN ha vali-dado como herramienta oficial con laque efectuar los cálculos de dosimetríainterna en España.

Actualmente, y dentro del marco deun proyecto PCI, IBERINCO, junto conTECNATOM, está desarrollando el pro-yecto PR-13: “Mejora del sistema nacio-nal de dosimetría interna por INa”, cu-yo objet ivo es actual izar lasmetodologías de cálculo de actividadesque se efectúan partiendo de los datosadquiridos por los Contadores deRadiación Corporal (CRC). En este pro-yecto se van a actualizar tanto los pro-cedimientos de calibración, como losphantons de referencia a emplear en lacalibración, así como la puesta en mar-cha del cálculo de actividades por me-dio del método de áreas. Se efectuaráuna actualización de todo el sistema,tanto del software como del hardware,asociado a los CRC.

Realidad Virtual

IBERINCO analizó las posibilidadesde la Realidad Virtual enfocada al sec-tor nuclear, y más concretamente, alárea de la protección radiológica. LaRealidad Virtual presenta diversas venta-jas que justifican su utilización, pero unade las más importantes es la aplicacióna entornos en los que la presencia hu-mana está limitada por alguna razón,como lo es el hecho de existir un entor-no en el que existe cierto grado de con-taminación radiactiva, y, por tanto, lapresencia de los trabajadores en esteentorno deberá minimizarse. En este ti-po de entorno, el poder disponer de unentorno virtual que refleje fielmente elmundo real podrá ser empleado para laoptimización de procedimientos, entre-namiento, formación, etc. El Depar-tamento de Generación Nuclear de IBE-RINCO ha desarrollo diversos proyectosde Realidad Virtual, estando dos deellos enfocados a la protección radioló-gica: CIPRES (Interactive Calculationsof Radiological Protection in a Si-mulat ion Envi ronment ) y ACEWO(Workers Control Access to NuclearPower Plants).

El proyecto CIPRES es un entorno quesimula todos los procesos a efectuar enla recarga de combustible de una cen-tral nuclear. El objetivo de este proyectoes el de poder determinar las dosis querecibirían cada uno de los trabajadores

presentes en planta de recarga durantelas operaciones de recarga de combusti-ble. De esta forma, CIPRES es una herra-mienta con la que poder aplicar el crite-rio ALARA y así minimizar la dosis querecibirán los trabajadores. Para el desa-rrollo de esta herramienta fue necesariohacer una clasificación de las fases oprocedimientos más importantes de larecarga, las cuales serían implementa-das en la Realidad Virtual. El usuario po-drá en cualquier momento tomar el con-trol de uno de los operadores presentesen planta de recarga y moverse por lamisma. En tiempo real, y en función de:a) la fase, b) altura (planta de recarga ofondo de la cavidad) y c) coordenadaX e Y, la aplicación muestra al usuario latasa de dosis. Para ello, fue necesariorealizar en primer lugar los cálculos dedosis para cada fase de la recarga,efectuando un mallado de 200 mm deespesor en los que se determina los va-lores de tasa de dosis. Estos cálculos do-simétricos han sido almacenados en labase de datos a la que consulta la apli-cación de Realidad Virtual, y de esta for-ma ser capaz de mostrar la tasa de do-sis.

El proyecto ACEWO es una herra-mienta de Realidad Virtual que tiene elobjetivo de que aquellos trabajadoresque tienen que acceder a zona controla-da de una central nuclear poseen unaherramienta con la que poder entrenarseen todos los pasos necesarios para en-trar y salir de zona controlada. Esta he-rramienta consta de cuatro módulos in-dependientes entre sí: a) acceso a zonacontrolada, donde el usuario se ejercitaen los procedimientos necesarios hastallegar a zona controlada, pasando porle vestuario frío, vestuario caliente yasignación de dosímetro electrónico; b)salida de zona controlada, en el que seejercita el paso por los pórticos y actua-ciones a seguir ante contaminación,asignación de dosis por dosímetro elec-trónico, paso por vestuario frío y calien-te; d) punto de tránsito, en el que elusuario puede aprender el orden en queponerse o quitarse el mono, guantes, cu-brecalzas y cubrecabezas, y e) criteriosALARA, donde el usuario aprende losconceptos de tiempo, distancia y blinda-je.



IIIIII Jornadas sobre calidad enel control de la radiactividadambiental

Valencia fue el escenario elegido pa-ra la celebración, los días 26, 27 y 28de febrero, de las III Jornadas sobreCalidad en el control de la radiactivi-dad ambiental, organizadas bienalmen-te de forma conjunta por la SociedadEspañola de Protección Radiológica y laSociedad Nuclear Española con el obje-tivo de mejorar la calidad en las medi-das de radiactividad ambiental.

En estos encuentros se examinan losprogresos y los retos de las comisionestécnicas constituidas a raíz de la prime-ra de las reuniones que tuvo lugar enBilbao. Las comisiones técnicas demuestreo, preparación, análisis, patro-nes, equipos e incertidumbres obedecena preocupaciones técnicas de los profe-sionales responsables de controlar la ra-diactividad del medio ambiente.

Cerca de un centenar de profesiona-les asistieron a estas jornadas, en cuyodesarrollo participaron activamente de-bido al interés suscitado por los temasanalizados.


PProtocolo de calibraciónde activímetros

En virtud del interés que ha suscitadoentre los profesionales el establecimiento

de métodos operativos de calibraciónde equipamiento de medida, la SEPR,en colaboración con la SEFM, creó ungrupo de trabajo coordinado desde elCiemat por Eduardo García Toraño pa-ra elaborar un protocolo de calibraciónde activímetros.

Hoy en día la labor de nuestros com-pañeros Natividad Ferrer y Rafael Plazaha dado sus frutos en la elaboración deun documento que se encontrará en bre-ve a nuestra disposición en la páginaelectrónica de la Sociedad.

Os animamos desde aquí a utilizarlocon el fin de que atendiendo a las du-das y sugerencias que vayan surgiendopodamos mejorarlo, y felicitamos a laspersonas que en su elaboración hanparticipado porque consideramos que eltrabajo desarrollado es brillante.


LLas radiaciones ionizantesy nuestros genes

El pasado día cinco de abril, en elSalón de Actos de la Real Academia deMedicina, con el patrocinio del Consejode Seguridad Nuclear, se celebró enZaragoza una jornada sobre Las ra-diaciones ionizantes y tus genesen la que participaron miembros de laSEPR. Previamente, por el Departamentode Salud, Consumo y Servicios Socialesdel Gobierno de Aragón, la Jornada ha-bía sido declarada de interés sani-tario para la Comunidad Autónoma deAragón.

La Fundación Genes y Gentes, enti-dad declarada de interés social por elGobierno de Aragón, tiene su sede cen-tral en Zaragoza, y ha nacido con lavocación de apoyar la investigación ge-nética e informar sobre sus aplicaciones.En su Patronato están representados elmundo académico, el sector profesionalmédico, las personas afectadas y losmedios de comunicación. Es considera-da como una institución pionera enEspaña por su interés y su preocupación

social sobre temas genéticos. Está presi-dida por el Prof. Dr. Isaías ZarazagaBurillo, catedrático emérito de Genéticaen la Universidad de Zaragoza y desta-cado político. A la vista del interés so-cial de la Fundación y reconociendo losefectos dañinos que las radiaciones ioni-zantes pueden causar en los genes hu-manos, un grupo de expertos en protec-ción radiológica de nuestra Sociedadno tuvo dudas al aceptar la invitaciónque les formuló el presidente de laFundación.

La Jornada fue inaugurada por RafaelGómez-Lus, presidente de la RealAcademia de Medicina, en cuya sedese celebraba la Jornada. El Prof.Gómez-Lus dio la bienvenida a los parti-cipantes y se congratuló por haber teni-do la ocasión de prestar la sede de laAcademia para celebrar tan notorio ac-to. Seguidamente, en nombre de la pre-sidenta del Consejo de SeguridadNuclear, Antonio Gea Malpica, antiguodirector técnico del Organismo, glosólas razones del patrocinio ejercido, alreconocer el deber estatutario delConsejo de informar a la sociedad y eldeber moral de los expertos en contri-buir a dar tal información de forma pon-derada y justa. En la Jornada tambiénestuvieron presentes otras destacadaspersonalidades del Organismo.

La primera parte de la Jornada estuvomoderada por la Prof. Dolores Serrat,decana de la Universidad de Zaragoza,y la segunda par te, por el Prof.

N O T I C I A Sd e E S PE S P A Ñ AA Ñ A

Acto de inauguración de las Jornadas. De izquier-da a derecha, Vicente Serradell, UniversidadPolitécnica de Valencia; Pedro Carboneras, presi-dente de la SEPR; Vicente Hernández, vicerrector deInvestigación de la Universidad Politécnica deValencia, y Juan Carlos Lentito, director técnico deProtección Radiológica del CSN.

Las asistentes a la Jornada participaron en un ho-menaje a la figura de Santiago Ramón y Cajal conmotivo de su sesquicentenario ante el monumentoerigido en su memoria en la escalinata de laFacul tad de Medicina de la Universidad deZaragoza.

NOTIcias copia 8/10/03 10:33 Página 1


N o t i c i a s

Fernando Solsona, catedrático y jefe delDepar tamento de Radiología delHospital Miguel Servet de dicha ciu-dad. La Jornada fue seguida por másde setenta personas que representabanun amplio espectro de intereses y eda-des, las cuales tuvieron ocasión de par-ticipar en un coloquio posterior que re-basó con mucho el tiempo inicialmentepropuesto. Los organizadores y patroci-nadores están preparando un acta dela reunión, que incluirá el texto comple-to de las ponencias presentadas y delcoloquio mantenido y que será distribui-do a los interesados.

A modo de in t roducción a laJornada, y con el título La naturaleza yriesgos de los isótopos radiactivos y delas radiaciones ionizantes, la primeraponencia estuvo a cargo del Prof.Eduardo Gallego Díaz, profesor titulardel Depar tamento de Ingenier íaNuclear de la Universidad Politécnicade Madrid, quien expuso la naturalezafísica de las radiaciones emitidas porlos nucleidos radiactivos y por los apa-ratos generadores de radiaciones ioni-zantes, así como los daños genéticos ysomáticos que se producen en los teji-dos y en los órganos del cuerpo huma-

no cuando éste se irradia, tanto en cir-cunstancias normales como en caso deaccidente. El Prof. Gallego introdujotambién el concepto de dosis de radia-ción y el de riesgo radiológico, quecomparó con otros riesgos a los que es-tán sometidos las personas.

Las aplicaciones médicas de la radia-ción fueron expuestas por el Prof. EliseoVañó, catedrático del Departamento deRadiología de la Universidad Com-plutense de Madrid, en una ponencia ti-tulada La utilización de los isótopos ra-diactivos y las radiaciones ionizantesen medicina, en la que explicó los usoscrecientes de los nucleidos radiactivos yde las radiaciones ionizantes en eldiagnóstico de enfermedades y en la te-rapia, dedicando especial atención alas nuevas técnicas y desarrollos, sin ol-vidar el elevado grado de seguridad ycalidad en la utilización de estas técni-cas a fin de proteger a los pacientes, asus familiares y a los profesionales dela salud, contra los efectos nocivos delas radiaciones. También analizó losavances que para el diagnóstico supo-ne la tomografía por emisión de positro-nes y otras técnicas avanzadas, así co-mo el futuro de la radiología digital, latelemedicina, los beneficios de los pro-cedimientos intervencionistas y la bra-quiterapia intravascular, entre otros as-pectos.

El reconocimiento de la toxicidad delas radiaciones ionizantes obliga a quesu uso esté bien normalizado, por ellola Jornada incluyó una ponencia sobrela reglamentación establecida, que co-rrió a cargo del Dr. Leopoldo Arranz, je-fe del Ser v ic io de Radiof ís ica yProtección Radiológica del HospitalRamón y Cajal de Madrid, y vicepresi-dente del Congreso IRPA 11. En su po-nencia, titulada Los criterios fundamen-tales de la protección radiológica y sumarco legal e internacional, explicó lasbases de la reglamentación que se haido desarrollando a lo largo del tiempo;el sistema de protección aceptado uni-versalmente y basado en los principiosbásicos de la justificación de las prácti-cas, la limitación de las dosis y la opti-mación de riesgos y beneficios; la natu-raleza de las directivas europeas y su

transposición obligada a la legislaciónnuclear, sin olvidar la necesaria protec-ción del paciente.

La sociedad debe conocer, desde elprincipio, que vive en un mundo radiac-tivo natural que está siendo medido yvigilado con detalle, por ello se incor-poró a la jornada este tema, que fuepresentado por el Prof. Rafael Núñez-Lagos, catedrático de Física Atómica,Molecular y Nuclear de la Universidadde Zaragoza, bajo el título La radiacti-vidad natural y la vigilancia de la ra-diactividad en el territorio nacional. Elprofesor Núñez-Lagos glosó la naturale-za, el origen y el destino de la radiacti-vidad natural, cómo ella se incorpora alos tejidos humanos, en especial el po-tasio-40 y el carbono-14, y cómo elhombre es irradiado por la radiacióncósmica y la terrestre. Seguidamenteglosó la naturaleza de los vertidos ra-diactivos al medio ambiente a causa delas actividades humanas y explicó losprogramas de vigilancia de esta radiac-tividad que se llevan a cabo en torno alas instalaciones y en todo el territorionacional.

Los expertos reconocen que en el se-no de la sociedad se ha desarrolladouna radiofobia que ha de ser analiza-da y entendida. El Prof. Agustín Alonso,catedrático de Tecnología Nuclear enla Universidad Politécnica de Madrid,glosó este aspecto en una ponencia titu-lada Aspectos éticos en el uso de lasradiaciones, la gestión de residuos ra-diactivos y la energía nuclear. Partiendode la declaración de los DerechosHumanos de la Organización deNaciones Unidas, el Prof. Alonso expu-so la naturaleza ética del sistema deprotección universalmente aceptado, re-conociendo, por un lado, los riesgos delas radiaciones y, por otro, los benefi-cios que se pueden derivar de su utiliza-ción tanto para el individuo como parala sociedad en su conjunto, sin olvidarlas generaciones futuras. Propuso la cre-ación de una ética dialógica que per-mita el dialogo racional y fructífero en-tre todas las partes implicadas.

El Comité de Redacción deRadioprotección estima que las ac-tividades de comunicación social de

El Dr. Leopoldo Arranz presentando su ponenciasobre los criterios fundamentales de la protección ra-diológica y su marco legal e internacional.



temas relacionados con la protecciónradiológica, fuera del marco de los es-pecialistas, como la Jornada que se co-menta, deben constituir también unaparte esencial de las actividades de laSociedad Española de ProtecciónRadiológica, en reconocimiento de quesu misión fundamental reside en prote-ger al individuo y a la sociedad, asícomo al medio ambiente, de los ries-gos propios de las radiaciones ionizan-tes, sin dejar de obtener por ello losfrutos ventajosos de su utilización, yque para conseguirlo la población de-be ser informada con claridad y pon-deración.


EExploraciones de RADIODIAGNÓSTICO.

Tarjeta Infantil deExposiciones a RadiacionesIonizantes (TIERI)

La Consejería de Sanidad de laComunidad de Madrid ha iniciado,dentro del Plan Integral de Calidad, unensayo piloto para la implantación dela TARJETA INFANTIL DE EXPOSI-CIÓN A RADIACIONES IONI-ZANTES, como fase de aplicación ydesarrollo del Proyecto TIERI, en elque participan conjuntamente seis hos-pitales y especialistas en radiodiagnós-tico y radiofísica hospitalaria. Desde es-te marco de actividades para la mejorade la cal idad planteado por laDirección General de Cal idad,Acreditación, Evaluación e Inspección,se ha invitado a las correspondientesgerencias de Atención Especializada yAtención Primaria, a las SociedadesCientíficas y Colegios Profesionales aunirse activamente a este proyecto.

La finalidad de la tarjeta TIERI esevitar la repetición de radiografías apacientes en edad pediátrica.

De los seis hospitales que participan,en cinco ya se está cumplimentando latarjeta TIERI. En estos centros, se pre-

tende hacer una evaluación de las do-sis recibidas por pacientes pediátricosen algunas exploraciones que se hantomado como referencia.

Mas información: http://www.coma-drid.es/sanidad/noticias/tieri.htm


EEl programa de doctorado“CIENCIA Y TECNOLOGÍANUCLEAR” de la UPMpropuesto para la Menciónde Calidad

ANECA, la Agencia Nacional deEvaluación de la Cal idad yAcreditación de la enseñanza superiorha propues to al Minis ter io deEducación, Cultura y Deporte que seconceda la Mención de Calidad alprograma de doctorado "Ciencia y tec-nología nuclear" , que impar te e lDepartamento de Ingeniería Nuclear dela Universidad Politécnica de Madrid.

El programa de doctorado "Ciencia ytecnología nuclear", que se viene impar-t iendo desde su creación por e lDepartamento de Ingeniería Nuclear dela UPM, incluye once asignaturas quegiran entorno a la ciencia y tecnologíade la fusión y de la fisión, la seguridadnuclear y la protección radiológica.Sobre estos dos últimos temas destacala asignatura Gestión de residuos ra-diactivos, que se ejecuta en colabora-ción con el Instituto Artigas y Ciemat ybajo el patrocinio de Enresa. Dentrodel área de la protección radiológicatambién cabe mencionar las asignatu-ras Impacto radiológico ambiental,Seguridad nuclear y Fiabilidad y análi-sis de riesgos.

ANECA es una fundación estatal cre-ada recientemente por el Ministerio deEducación, Cultura y Deporte en cum-plimiento de lo establecido en el artícu-lo 32 de la Ley de Universidades. Entresus objetivos figuran: a) Medir y hacerpúblico el rendimiento de la educaciónsuperior, y b) mejorar la transparencia ycomparabilidad del sistema universita-

rio. La mención de calidad que se cita,también concedida a otros programasy universidades, es el primer acto deANECA en lo que se refiere a la eva-luación de programas de doctorado.

Radioprotección felicita a los miem-bros de Departamento de IngenieríaNuclear de la Universidad Politécnicade Madrid por la distinción conseguiday les agradece los esfuerzos que reali-zan en la enseñanza superior de la pro-tección radiológica.


SSe aprueba la OrdenECO/1449/2003 sobregestión de residuosradiactivos

Los profesionales del sector nuclear yde la protección radiológica se congra-tulan de la reciente aprobación de laOrden ECO/1449/2003, de 21 demayo, sobre gestión de materiales resi-duales sólidos con contenido radiactivogenerados en las instalaciones radiacti-vas de segunda y tercera categoría enlas que se manipulen o almacenen isó-topos radiactivos no encapsulados.

Según esta Orden, publicada en elB.O.E. número 134 de 6 de junio de2003, el Consejo de Seguridad Nu-c lear ha aprobado la Guía deSeguridad 9.2 sobre la gestión de losmateriales residuales sólidos con conte-nido radiactivo generados en las insta-laciones radiactivas, que incorpora lasrecomendaciones del OrganismoInternacional de Energía Atómica(OIEA).

El desarrollo del concepto de residuoradiactivo en el ámbito de estas instala-ciones permitirá, en un marco de rigormetodológico, simplificar y optimizarlas actividades de gestión de estos ma-teriales en España y su control por par-te del Consejo de Seguridad Nuclear.

En la página electrónica de la SEPR(www.sepr.es) se puede descargar elB.O.E. número 134 que contiene estaOrden.



N o t i c i a s

EEl profesor Nils J. Díaz,nombrado presidentede la Comisión ReguladoraNuclear de los Estados Unidosde América

El pasado 31 de marzo, el presidenteBush nombró al profesor Nils Díaz presi-dente de la Comisión ReguladoraNuclear (NRC) de los Estados Unidos.El Prof. Díaz sustituye al Dr. RichardMeserve, que dejó la Comisión para serpresidente de la institución Carnegie, deWashington (ver Radioprotección 35(10):37, 2003). Los miembros de laNRC han de ser confirmados por elSenado, pero es la Casa Blanca quiennombra al presidente. Como consejerode la NRC, el Prof. Díaz cumple su se-gundo mandato de cinco años, que fi-naliza el 30 de junio de 2003. Fuenombrado por vez primera el 23 deagosto de 1996.

Además de las responsabilidades ad-ministrativas que corresponden al presi-dente, el Prof. Díaz ha de participar enel ejercicio y dirección de las funcionesde regulación y autorización asignadasa los miembros de la Comisión. Entre

sus misiones se incluyen la formulaciónde la estrategia de la institución, la pro-mulgación de reglamentación, el dicta-do de órdenes específicas, y el estable-cimiento de las líneas básicas para laprotección radiológica de la salud y se-guridad del público, la defensa y la pro-tección física de la comunidad y del me-dio ambiente.

El Dr. Díaz es profesor emeritus de in-geniería nuclear en la Universidad de LaFlorida. Antes de su incorporación a laNRC y además de sus tareas universita-rias, durante once años fue director delInstituto Innovative Nuclear Space Power-un consorcio internacional de empresas,universidades y laboratorios nacionales-.También fue presidente e ingeniero prin-cipal de la empresa Florida NuclearAssociates, Inc.

La carrera profesional del Prof. Díazincluye dos años en California como vi-cerrector de Invest igación de laUniversidad del Estado de California enLong Beach. Entre 1971 y 1996 fueasesor de la industria privada, delGobierno de los Estados Unidos y devarios gobiernos del extranjero en mate-rias relacionadas con la ingeniería nu-clear y la energía.

En el año 1983, poco después deconstituido el Consejo de SeguridadNuclear, permaneció durante un año sa-bático en España, asesorando a la nue-va institución. El Prof. Díaz ha visitadoEspaña en muchas ocasiones, donde haimpartido conferencias, participado enreuniones científicas y ha establecido nu-merosas relaciones con las institucionesy las personas.

El Dr. Díaz tiene un título de ingenieromecánico por la Univers idad deVillanova, de La Habana, Cuba, unMaster y un Doctorado en IngenieríaNuclear por la Universidad de LaFlorida. Siguió cursos teóricos y prácti-cos sobre medicina nuclear y protecciónradiológica, y obtuvo el título de supervi-sor de instalaciones nucleares que con-servó durante 12 años. Ha publicado

más de 70 artículos que han sido refe-renciados sobre cinética y seguridad dereactores, instrumentación y control, ob-tención de imágenes y ensayos no des-tructivos, conceptos de reactores avan-zados, propuls ión y energía paraaplicaciones espaciales y combustiblesnucleares. Es miembro de la SociedadNuclear Americana, de la SociedadAmericana de Ingenieros Mecánicos yde la Sociedad Americana para elAvance de las Ciencias.

Radioprotección se une a la felicita-ción de los numerosos amigos que elProf. Díaz tiene en España y le desealos mayores éxitos en su significativa mi-sión en el campo de la seguridad nu-clear y de la protección radiológica.

Elaborado a partir de NRC News.Office of Public Affairs.


HHacia una perspectiva másamplia de la protecciónradiológica

(Glosa del 2nd NEA Forum, inCollaboration with ICRP. The FuturePolicy for Radiation Protection: AStakeholder Dialogue on theImplications of the ICRP Proposals.Lanzarote, 2 a 4 de Abril de 2003)

El sistema vigente de protección en elámbito de las radiaciones ionizantes de-riva de las Recomendaciones de laComisión Internacional de ProtecciónRadiológica (ICRP), incluidas en laPublicación nº 60 de 1990 y en publi-caciones posteriores que han visto la luzen los últimos 12 años. Este sistema, de-sarrollado a lo largo de más de 30años, ha ido haciéndose progresivamen-te más complejo, debido a la necesidadde dar soluciones aceptables a cuestio-nes tales como la justificación de lasprácticas, la optimización de la protec-ción, el uso de límites y de restriccionesde dosis, las diferencias entre prácticase intervenciones, o los tratamientos dife-rentes en la aplicación del sistema a lasexposiciones de trabajadores, pacientes

N O T I C I A Sd e l

M U N D OM U N D O



y público en general. El sistema actualde la ICRP establece cerca de 30 valo-res numéricos diferentes para tratar deproteger a las personas contra las radia-ciones ionizantes en determinadas cir-cunstancias, valores obtenidos asimismocon justificaciones diversas.

La ICRP está madurando nuevas pro-puestas para presentar nuevas recomen-daciones hacia el año 2005, al objetode consolidar todas las piezas actual-mente existentes en un paquete único derecomendaciones, más simple y cohe-rente, que permita además clarificar losprincipios generales del sistema de pro-tección radiológica, así como incluir unafilosofía más coherente para el trata-miento de la radiación natural y una po-

lítica explícita de protección del medioambiente.

La Agencia de Energía Nuclear de laOCDE (NEA) ha establecido un procesode diálogo y discusión de las nuevasideas de la ICRP, auspiciado por elComité de Protección Radiológica ySanidad Pública (CRPPH) en colabora-ción con la propia ICRP, al objeto de in-corporar la "voz social" (stakeholders) enel proceso de toma de decisiones previoa la publicación de las próximas reco-mendaciones de la ICRP, previstas parael año 2005. Este proceso tuvo su pri-mer hito en la reunión celebrada a me-diados de febrero de 2002 en Taormina(Sicilia), con la discusión de las nuevasideas sobre la política a aplicar a la pro-

tección radiológica del medio ambiente,y culminará con la celebración de un en-cuentro final tras la publicación de lasnuevas recomendaciones de la ICRP.

En el marco de este proceso, se hacelebrado en Lanzarote, a principios deabril de 2003, un nuevo encuentro, titu-lado "2nd NEA Forum, in Collaborationwith the ICRP: The Future Policy forRadiation Protection: A StakeholderDialogue on the Implications of the ICRPProposals", que ha reunido a una cente-na de especialistas e interesados en laevolución del sistema de protección ra-diológica.

El objeto específico de la reunión hasido la discusión de las implicacionespara reguladores, operadores, trabaja-dores, otros interesados y público en ge-neral, de las próximas recomendacionesde la ICRP, tanto de carácter general co-mo para la protección del medio am-biente, cuyos borradores preliminares se-rán presentados hacia finales del año2003, y que vendrán a reemplazar alsistema de protección radiológica vigen-te en la actualidad.

Los resul tados de la reunión deLanzarote han sido altamente promete-dores y los mensajes dados a la ICRPconstituyen una importante guía para eltrabajo aún a realizar de aquí a la pu-blicación de sus próximas recomenda-ciones, allá por el año 2005.

El primer mensaje a la ICRP es que re-sulta necesario que aclare si sus nuevaspropuestas tienen por objeto propiciarun cambio fundamental del sistema deprotección radiológica o si en realidadel objetivo es básicamente la consolida-ción y simplificación del sistema vigente

para hacerlo más práctico y comprensi-ble. La idea predominante entre los asis-tentes a la reunión es que el sistema ac-tual, a pesar de sus imperfecciones, esperfectamente válido y no existe una ne-cesidad acuciante de introducir cambiosfundamentales.

En este sentido, no se ve la necesidadde publicar nuevas recomendaciones demanera apresurada, prefiriéndose por elcontrario un análisis exhaustivo de loscambios a introducir antes que obligarsea culminar el proceso de establecimien-to de nuevos objetivos en un plazo fijo.La manera en que las nuevas propuestasde ICRP influirán en la normativa vigenteen los ámbitos internacional y nacionalha sido otra de las preocupaciones delos presentes, al no desear un cambiodrástico del marco regulador existente yel consiguiente proceso de elaboraciónde nueva normativa. Es decir, existe unapreferencia por una evolución más quepor una revolución del sistema.

Se ha sugerido asimismo a la ICRPque trate de evitar la adopción de enfo-ques excesivamente conservadores a lahora de establecer los valores numéricospara restringir o limitar las dosis, y quetrate por el contrario de basar sus reco-mendaciones en criterios lo más realistasposibles. La razón estriba en que las au-toridades reguladoras nacionales impo-nen a su vez conservadurismos adicio-nales a los de la ICRP, lo que lleva endefinitiva a exigencias innecesarias e in-justificadas en algunos casos.

Uno de los mensajes más relevantesha sido la clara apuesta por la utilidadde los límites de dosis, desde el puntode vista regulador, y la necesidad de



N o t i c i a s

que la ICRP explique mejor sus intencio-nes al proponer un mayor énfasis en lasrestricciones de dosis aplicables a fuen-tes individuales. Se ha instado a la ICRPa evaluar previamente las implicacionesprácticas de aplicar un sistema basadofundamentalmente en las restricciones dedosis.

La defensa del mantenimiento del con-cepto ALARA y de la dosis colectiva, co-mo indicador y herramienta para gestio-nar la opt imización de las dosisocupacionales, ha sido otro de los resul-tados más notorios de la reunión deLanzarote.

La participación de nuevos agentes enel proceso de toma de decisiones seconsidera apropiada. No obstante, losmétodos para seleccionar a los repre-sentantes de la "voz social" (stakehol-ders) resultan cruciales para la transpa-rencia y ef icacia del proceso departicipación, así como la definición delsistema de financiación de este tipo deactividades.

La clarificación general de la termino-logía de la ICRP se muestra asimismocomo una tarea importante. Las defini-ciones utilizadas, como por ejemplo res-tricción de dosis, exclusión o exención,resultan a veces difíciles de interpretar,no existiendo por lo general un entendi-miento común ni siquiera entre los pro-pios especialistas sobre su verdadero al-cance y significado.

Por último, se reconoce que la protec-ción radiológica del medio ambiente esnecesaria y que es útil contar con refe-rencias internacionales. La ICRP debecompletar el sistema de protección ra-diológica para proteger tanto al ser hu-mano como al medio ambiente, y cubrirasí las carencias actuales. El desarrollode un sistema de protección radiológicapara las especies no humanas está aún

en fases muy preliminares, y se deberáinvolucrar a los "stakeholders" en esteproceso, de manera que se consiga unsistema que conste de suficiente flexibili-dad y tenga en cuenta el enfoque dadoa otros contaminantes.

Estoy convencida de que la reuniónde Lanzarote ha resultado altamente sa-tisfactoria tanto para la ICRP, que ha ob-tenido importantes indicaciones paracontinuar su labor de preparación de fu-turas recomendaciones, como para losinteresados en general en el ámbito dela protección radiológica, que han teni-do la oportunidad de participar y expre-sar libremente sus puntos de vista antelos responsables directos del estableci-miento de los principios básicos del sis-tema de protección radiológica interna-cional, como para la propia NEA, cuyoproceso participativo en la discusión delas nuevas propuestas se está demos-trando como un éxito novedoso en elquehacer tradicional de este tipo de or-ganizaciones internacionales.

El patrocinio del Consejo deSeguridad Nuclear ha supuesto unamuestra más de la alta consideraciónque en el organismo regulador damos ala protección de las personas y del me-dio ambiente frente a las radiaciones io-nizantes y, sin duda, a las actividadesen curso relacionadas con la evoluciónde los principios y criterios del marco dereferencia internacional, basado en laimpor tante labor de la ComisiónInternacional de Protección Radiológica(ICRP), constituyen un ámbito de espe-cial interés y trascendencia en el caminohacia una perspectiva más amplia de laprotección radiológica.

Paloma Sendín de CáceresConsejera del CSN

SSimposio sobre SCREENINGde MAMA

El día de 5 de noviembre se celebróun simposio en Luxemburgo sobre scree-ning de cáncer de mama, de donde seextraen las siguiente conclusiones:

1.- No parece que exista la necesi-dad de cambiar por ahora lo que se re-fiere a los factores de riesgo de riesgodel informe IRCP 60.

2.- Se destaca la importancia del es-tudio de las proteínas en el diagnósticoy tratamiento del cáncer de mama.

3.- En los casos de alto riesgo genéti-co, no se tiene todavía información sufi-ciente como para tomar actuaciones es-pecíficas con este grupo de población.

4.- Para las mujeres de más de 50años, parece que ha quedado claroque la mamografía de screening es cla-ramente beneficiosa. El número de cán-ceres detectados e mucho mayor que elde posibles cánceres inducidos por laradiación.

5.- Con respecto a la mamografía di-gital, se necesitan nuevas guías sobre te-mas de control de calidad y más infor-mación sobre dosis y sobre los sistemasde imagen. Se precisará la elaboraciónde una guía europea sobre el control decalidad y los servicios de la ComisiónEuropea así lo recogen.

La Dra. Amy Berrington en su terceraponencia terminó con las siguientes con-clusiones:

1.- La mamografía es el método idealactual para la detección precoz del cán-cer mamario.

2.- Aún no está claro el riesgo-benefi-cio en el grupo de edad entre 40-49años.

3.- El screening en el grupo de edad50-69 años reduce considerablementela mortalidad por cáncer de mama.

4.- La inducción de cáncer mamariopor radiación mamaria disminuye enmujeres de más de 50 años, siendo ma-yor el riesgo en las mujeres menores de40 años.




EEl Consejo de SeguridadNuclear recibe de la SociedadNuclear Española la versiónen español del Glosariodel OIEA sobre seguridadnuclear y protecciónradiológica

Por un acuerdo de cooperación entreel Consejo de Seguridad Nuclear y laSociedad Nuclear Española, ésta hacompletado, a través de su Comisión deTerminología, la versión al español delGlosario del OIEA: Terminología emple-ada en seguridad nuclear, protecciónradiológica, gestión de residuos radiac-t ivos y t ranspor te ( IAEA Glossary,Terminology Used in Nuclear, Radiation,Radioact ive Waste and Transpor tSafety). La entrega del documento a laPresidencia del CSN tuvo lugar en la se-de de este organismo el día 10 de abrilde 2003.

La versión traducida del IAEA SafetyGlossary fue publicada como documen-to de trabajo en abril de 2000. En ellase recogen y definen cerca de setecien-tas veinticinco voces y expresiones em-pleadas en seguridad nuclear, protec-

ción radiológica, gestión de residuos ra-diactivos y transporte de residuos ra-diactivos; muchas de estas voces ya ha-bían sido recogidas en publicacionesanteriores del Organismo, pero elGlosario, además de incorporar otrasnuevas, revisa y actualiza definiciones yda unidad y coherencia al conjunto.

El IAEA Safety Glossary nace comoconjunción de las características e iden-tidad del propio Organismo. En primerlugar, de su peculiar y tradicional esfuer-zo en la redacción de normativa sobrela seguridad de las instalaciones y suexplotación, así como sobre la protec-ción radiológica de las personas y delmedio ambiente. En segundo lugar, delreconocimiento de la babel lingüísticaen la que se realizan las misiones delOrganismo. Finalmente, del reconoci-miento del dinamismo de las ciencias ytecnologías que cultiva, en las que confrecuencia se crean conceptos nuevos ose modifican sustancialmente los anti-guos.

La redacción de normativa tuvo un au-ge extraordinario en la década de losaños setenta, que se completó con la se-rie NUSS (Nuclear Safety Standards) dedocumentos, relacionados principalmen-te con la seguridad de las centrales nu-cleares, entonces de interés muy genera-l izado, y sobre el t ranspor te desustancias nucleares y materiales radiac-tivos, que constituyen documentos clási-cos aceptados universalmente. A esteesfuerzo siguió la redacción de otras se-ries de normas, primero relacionadascon la protección contra las radiacionesionizantes y más tarde con la gestión delos residuos radiactivos. En la décadade los años noventa, se constató queera necesario revisar en profundidad lasnormas anteriores a fin de incorporar losadelantos científicos y técnicos habidos,adaptarse a las nuevas necesidades ycorregir términos y conceptos abando-nados o contradictorios. Con este fin, secreó una organización compleja que in-cluye una Comisión general y cuatroComités para la seguridad nuclear, laprotección radiológica, la gestión de losresiduos y el transporte, respectivamen-

te. Fue dentro de esta organizacióndonde surgió la idea de construir un glo-sario en inglés- el idioma de trabajo dedicha Comisión y de los Comités- en elque se incluyesen definiciones precisasde los términos de mayor relevancia.

Ya se han publicado en inglés las ver-siones definitivas de varias decenas dedocumentos, que se estén traduciendoal español y a otros idiomas. En el casoespañol, tanto la Sociedad Española deProtección Radiológica, como laSociedad Nuclear Española, están yaparticipando en dicha traducción porencargo del Consejo de SeguridadNuclear. Resulta, por tanto obvio que latraducción del Glossary del OIEA resul-tará imprescindible para dar carácter yhomogeneidad a tales traducciones.

Con respecto a las lenguas en usodentro del Organismo, aparte de las ofi-ciales, entre las que se encuentra el es-pañol, hay que recordar que las publi-caciones del Organismo van dirigidas asus Estados Miembros, muchos de lascuales no poseen como lengua propianinguna de las oficiales o que no estánen cabeza en cuanto se refiere a lasciencias y técnicas nucleares. Por talesrazones, el Organismo extrema la clari-dad y univocidad de los términos y ex-presiones que usa en sus documentos ydeliberadamente sacrifica la elegancialiteraria en aras de aumentar la precisióny evitar anfibologías, lo que les confieregran solidez y claridad, características

P U B L I C A C I O N E S



N o t i c i a s

que se han mantenido en la traducciónrealizada, pese a los problemas lingüís-ticos con los que se han enfrentado lostraductores.

La traducción al español del docu-mento ha sido real izado por laComisión de Terminología de la SNEcon el esmero, rigor y pulcritud habitua-les en los trabajos de esta Comisión, he-redera de otra Comisión, mucho másantigua, creada en la antigua Junta deEnergía Nuclear y autora delDiccionario Nuclear de 1979 y de tra-bajos recientes que vienen siendo publi-cados en la Sección de Terminología dela revista Nuclear España, de la SNE.Aunque con total fidelidad al original in-glés, el texto español resulta fluido y defácil lectura y cumple adecuadamentecon los buenos usos de nuestra lengua,muy lejos de transliteraciones lingüística-mente pobres, tan frecuente en muchastraducciones técnicas.

A lo largo del texto del documento,siempre que lo han considerado perti-nente, los traductores han introducidomás de treinta notas a la edición espa-ñola, en las que aclaran los usos de al-gunas voces en nuestra lengua o las di-ferencias entre ellas y sus homólogasinglesas. No obstante, la propiaComisión de Terminología cree que lasversiones elegidas para algunos lemaspueden resultar controvertidas para otrosespecial is tas; en es te sent ido, laComisión se mantiene abierta a escu-char y considerar las opiniones de otrosexpertos y a mejorar la traducción en su-cesivas ediciones. Los autores de la ver-sión española han considerado que estedocumento puede servir como guía paratraducciones, directas o inversas, entreel español y el inglés. Para auxilio deestos posibles traductores, al final de lapublicación han incluido dos vocabula-rios, inglés-español y español-inglés, delos lemas contenidos en el Glosario.

El Comité de Redacción deRadioprotección entiende que se tra-ta de un documento muy valioso y sóli-do, tanto por el riguroso y meditadocontenido y forma del original inglés co-mo por la buena calidad y fidelidad almismo de su versión al español. Por ello,espera que el documento sea pronto pu-blicado y distribuido generosamente porel Consejo de Seguridad Nuclear y, pa-

ra cuando sea posible, recomienda suutilización a todos los miembros de laSociedad Española de Protec-ción Radiológica por entender queconviene la adopción de un léxico nu-clear en español que facilite el entendi-miento entre nosotros, mejore nuestrostextos escritos y ayude a evitar la intro-ducción en nuestra lengua de extranjeris-mos y barbarismos innecesarios.Además, Radioprotección se presta-rá a ser el vehículo de las opiniones desus lectores sobre cuestiones de termino-logía y a enriquecer, en la medida de loposible, el vocabulario español en lasciencias y técnicas de su competencia..Es de esperar que esta versión españoladel Glosario alcance una amplia difu-sión y sea acogida favorablemente porlos científicos y técnicos de habla espa-ñola.

Además, Radioprotección quiereaprovechar la ocasión para agradecerla iniciativa del Consejo de SeguridadNuclear de patrocinar una versión dig-na al español de este documento tanútil, al mismo tiempo que desea expre-sar su deseo de que el documento seapronto de dominio público.

Comité de Redacción.

GGuide for the PracticalApplication of the ICRPHuman Respiratory TractModel

ICRP Supporting Guidance 3

Aprobada por el Comité 2 de ICRPen el año 2000

ICRP ha publicado recientemente unaguía para la aplicación práctica del mo-delo humano del tracto respiratorio queICRP adoptó en 1994 en la Publicación66. Los principales usos de este modeloson prospectivos, para evaluar las dosisy por tanto los riesgos a la salud deriva-dos de exposiciones actuales o futuras amateriales radiactivos en el aire respira-ble, y retrospectivos para evaluar la can-tidad de material radiactivo inhalado através de las medidas de la radiactivi-dad del cuerpo o de sus excretas.

Este mismo mo-delo es el que seha utilizado paracalcular los coefi-cientes de dosis(dosis por unidadde incorporación),dosis equivalentescomprometidas aórganos y tejidosy dosis efectivascomprome t idaspor inhalación de t rabajadores(Publicación 68) y miembros del público(Publicaciones 71 y 72) y las funcionesde retención y excreción de lasPublicaciones 68, 71, 72 y 78.

ICRP también ha producido un CDROM (ICRP CD ROM1) con una basede datos muy extensa de coeficientes dedosis para trabajadores y público cohe-rente con los coeficientes de dosis delas Publicaciones 68 y 72.

El modelo del tracto respiratorio de1994 también es el que se utiliza en lainterpretación de las medidas de la vigi-lancia individual de la exposición inter-na de la Publicación 78, que actualizala Publicación 54 y que de nuevo es co-herente con los modelos de la Publica-ción 68.

Para todo ello ICRP ha asignado valo-res numéricos a una serie de parámetrosdel modelo, tales como el tamaño delas partículas inhaladas, fracciones dedeposición en los distintos compartimen-tos del modelo, tasas de respiración delos distintos grupos de edad considera-dos, etc. Todas estas variables se consi-deran ahora como datos de partida (de-faul t ) o valores de referencia y seescogieron como valores típicos o repre-sentativos del modelo.

Sin embargo, en algunas situacionesparticulares, los valores actuales de mu-chos de esos parámetros, pueden sermuy diferentes de los valores de referen-cia. Generalmente, las dosis por incor-poración de radionucleidos son muy pe-queñas en comparación con los límites orestricciones de dosis, y esas diferenciasson irrelevantes. Pero hay otras situacio-nes, pocas, en las que es conveniente ydeseable obtener estimaciones de dosismás apropiadas empleando informaciónmás acorde con la situación, e interpre-tar la información biocinética específica



del sujeto y del material inhalado.Por tanto el objet ivo de esta

Publicación de ICRP es orientar en laaplicación del modelo del tracto respira-torio en aquellas situaciones en las queutilizando información específica, se ob-tienen evaluaciones más acordes de laincorporación o de las dosis que emple-ando los valores de referencia. Orientaen la identificación de aquellos paráme-tros en los que es importante obtener in-formación específica, en la caracteriza-ción y muestreo de los aerosoles ygases, en la determinación de las tasasde absorción de los aerosoles por lasangre desde los pulmones (identifica-ción muy sencilla de la clase de radio-nucleidos de forma cualitativa), etc.

La publicación dedica un capítulo acada aspecto del modelo (morfometría,fisiología, deposición, remoción, gasesy vapores y dosimetría) y cada capítulose estructura de la siguiente forma:

• Resumen de cómo el modelo tratael tema del capítulo;

• Información de los valores de refe-rencia de los parámetros más importan-tes;

• Orientación para escoger entre losvalores de referencia;

• Información de cómo las dosis y lasmagnitudes biocinéticas (retención pul-monar, excreción urinaria y fecal) varíancon los valores de algunos parámetros;

• Ejemplos sencillos en el uso de in-formación específica relacionada con eltema.

Los anexos de la publicación (del má-ximo interés) proporcionan informaciónadicional para aquellos expertos direc-tamente implicados en la aplicación delmodelo del tracto respiratorio, orientan-do en la obtención de los valores de losparámetros relevantes. Se da un breveresumen de la deposición, caracteriza-ción y muestreo de los aerosoles, ha-ciendo referencia a información adicio-nal publicada en otros textos, pero conmención explícita a la presencia de ma-teriales con alta actividad específica enpequeñas concentraciones. Se entra endetalle en el tema de la absorción porla sangre del material inhalado (lo quedetermina la clase del radionucleido), te-ma del que tradicionalmente ICRP pro-

porciona orientación y para el que noexistía unan recopilación completa. Seincluyen también algunos ejemplos. Unode ellos trata de la estimación de la in-corporación y de la dosis comprometidade una persona a partir de la informa-ción de su vigilancia individual. Otrostratan de la obtención de valores de losparámetros de absorción a través de lainformación de datos experimentales.

Eduardo Sollet

MMemorando de la ComisiónInternacional de ProtecciónRadiológica

En el mes de junio de 2003, la revis-ta Journal of Radiological Protection pu-blica un Memorando de la ComisiónInternacional de Protección Radiológica(ICRP), en el que se recoge la evoluciónque ha sufrido con el tiempo el sistemade protección radiológica y se justificala necesidad de nuevas recomendacio-nes por parte de ICRP.

La ICRP ha estado discutiendo de for-ma intensa en los últimos años sobre lamejor manera de expresar la filosofía dela protección radiológica en sus nuevasrecomendaciones, que está previsto sepubliquen en el año 2005. Las reco-mendaciones actuales se iniciaron conla Publicación 60 en 1990 y han sidocompletadas con publicaciones adicio-nales en los ú l t imos doce años.Actualmente la ICRP tiene claro que hayuna necesidad de que la Comisión resu-ma todos los valores numéricos que sehan ido dando a lo largo de cerca dediez publicaciones. Esto es lo que se ha-ce en este trabajo, y se indica un modopara producir una declaración simplifi-cada y más coherente de la filosofía dela protección para comienzos del siglo21. No se pretende una modificaciónradical sino una declaración coherentede la política actual y una simplificaciónen su aplicación.

En la publicación se describen sucinta-mente las últimas recomendaciones dela ICRP publicadas en 1977 y 1990,destacando sus diferencias. Se descri-ben asimismo las principales característi-cas de las recomendaciones vigentes y

cuáles son los principales cambios quese quieren introducir para llegar al siste-ma de protección del año 2005, el cualtambién se describe en el trabajo. Setratan aspectos relacionados con los fac-tores que intervendrán en la elección delos nuevas restricciones (constraints), laoptimización de la protección, la exclu-sión de fuentes y exposiciones, las fuen-tes naturales, las magnitudes dosimétri-cas, la exposición a radiación de lospacientes y de la protección del medioambiente. En definitiva se tratan todosaquellos aspectos que se pretende va-riar en las recomendaciones de 2005.El texto completo del artículo se en-cuentra en la dirección electrónicahttp://www.iop.org/EJ/toc/0952-4746/23/2


IICRU Report 68.”Retrospective Assessment ofExposure to IonizingRadiation”.

[Journal of the ICRU, vol. 2, nº 2].2002.

Han sido defi-nidas cantidadesde dosis básicasutilizadas en re-construcción dedosis siendo revi-sados los méto-dos de recons -trucción de dosisbasados en lamedidas realiza-das en indiv i -duos: resonancia paramagnética delelectrón (EPR), medidas con esmalte dedientes, análisis de cromosomas dicén-tricos y translocaciones, contaje de mi-cronúcleo en linfocitos, ensayos de mu-taciones somáticas y medidas de laactividad de radionucleidos en el cuer-po humano.

Los métodos de medida basados enel medio ambiente incluyen métodos deluminiscencia aplicados a minerales pa-ra determinar la dosis absorbida en ce-rámica, como ladrillos o trozos de por-celana, espectrometría de masas para



N o t i c i a s

la determinación de pequeñas cantida-des de radionúclidos de semiperiodo fí-sico largo, métodos basados en medi-das de tasa de dosis absorbida en airey modelos basados en las actividadesde radionúclidos en el medio ambiente.

La aplicación de diversos métodos dereconstrucción de dosis en los mismos in-dividuos ha sido revisados en los supervi-vientes de la bomba atómica deHiroshima y Nagasaki (sistema dosimétri-co DS86, EPR con diente, aberracionescromosómicas en linfocitos y ensayos so-máticos de mutaciones) y en los trabaja-dores de la Mayak Production Associ-ation (dosímetros de película, EPR dedientes, fluorescencia de linfocitos porhibridación in situ (FISH). Los ejemplosde la reconstrucción de dosis absorbidasen el medio ambiente son en Hiroshimay Nagasaki (medidas de luminiscencia,AMSB y método DS86 ), el test deNevada (medidas de actividad de137Cs en suelos, termoluminiscencia deladrillos y medidas de tasa de dosisgamma en aire),y establecimientos conta-minados por el accidente de Chernobil(métodos de luminiscencia y modelos demedida de actividad de 137Cs en sue-los). El informe concluye con una descrip-ción de las condiciones de aplicacióndel método de reconstrucción de dosis.


AAnnals of the ICRP.Publication 89. BasicAnatomical and PhysiologicalData for Use in RadiologicalProtection: Reference Values.

0-08-044266-8.2002. Más información:www.icrp.org/products.asp

Este informe detalla la información so-bre la edad y diferencias relacionadassegún el género de las característicasanatómicas y fisiológicas de los indivi-duos de referencia. Estos valores de re-ferencia son necesarios para la dosime-tría en la aplicación de la protecciónradiológica para trabajadores expues-tos y miembros del público.

El objetivo de este informe es el deconsolidar y unificar en una publicaciónla nueva información sobre los valoresde referencia anatómicos y fisiológicosindicados en la Publicación 23 del ICRPen 1975. Hay dos aspectos de este tra-bajo. El primero es revisar y ampliar lainformación en la Publicación 23. El se-gundo debe proporcionar la informa-ción adicional sobre la variación indivi-dual entre individuos que son resultadode diferencias de la edad, el género, laraza y de otros factores.

Este nuevo informe presenta una seriede valores de referencia para el y ma-cho y la hembra en tramos de seis añosdiferentes: recién nacido, 1 año, 5años, 10 años, 15 años y adulto. Paraseleccionar los valores de referencia, laComisión ha usado datos sobre europe-os y norteamericanos porque estas po-blaciones han sido estudiadas en lo queconcierne a su anatomía y fisiología. Lascomparaciones han sido realizadas en-tre los valores de referencia escogidos ydatos de varias poblaciones asiáticas.

La primera parte del informe propor-ciona las tablas de todos los parámetrosanatómicos y fisiológicos dados comovalores de referencia en esta publica-ción. Estos resultados dan una visión deconjunto de valores de referencia paraun individuo como son la influencia dela edad y el género. La segunda partedescribe las características de importan-cia dosimétrica para el embrión y el fe-to. Proporcionan la información sobre eldesarrollo del cuerpo total y el engrana-je de distribución de aspecto y el desa-rrollo de los diferentes sistemas de órga-nos. Proporcionan valores de referenciasobre la masa del cuerpo total y órga-nos seleccionados y tejidos, así comounos parámetros fisiológicos. La tercerasección se ocupa de los valores de refe-rencia de las características importantesanatómicas y fisiológicas de individuosde referencia del nacimiento a la edadde adulto. Esta parte comienza con de-talles sobre el crecimiento y la composi-ción del cuerpo total en machos y hem-bras. Descr ibe y cuant i f ica lascaracterísticas anatómicas y fisiológicasde varios órganos y sus cambios duran-te el nacimiento, desarrollo y embarazo.Los valores de referencia son especifica-dos para las características de importan-

cia dosimétrica. La parte final da un re-sumen breve de la composición elemen-tal de individuos. Enfocando a los ele-mentos de importancia dosimétrica, sepresenta la información sobre el conteni-do en el cuerpo de 13 elementos: cal-cio, carbono, cloruro, hidrógeno, yodo,hierro, magnesio, nitrógeno, oxígeno,potasio, sodio, azufre y fósforo


AAnnals of the ICRP.Publication 90: BiologicalEffects after PrenatalIrradiation (Embryo andFetus).

0-08-044265-X. 2003. Más información:www.icrp.org/products.asp

En las recomendaciones realizadaspor el ICRP en 1990 consideraba elriesgo de la exposición a radiación enel desarrollo. Este informe revisa con ca-rácter crítico los datos experimentales enanimales de los efectos biológicos y lasevaluaciones de estudios en humanosdespués de la exposición prenatal.

Este informe discute los efectos de laradiación y la exposición en los perio-dos de preimplantación y los efectos du-rante la organogénesis y la fetogénesis.Se discute la etiología de los efectos alargo plazo durante el desarrollo del ce-rebro, como evidencia de los estudiosrealizados en individuos debido a lairradiación en útero y los procesos neuro-lógicos y mentales. Se presentan experi-mentos realizados en animales de expe-rimentación y riesgo carcinogénicos enla irradiación en útero, se discute la epi-demiología del cáncer en niños, y se es-tablecen una serie de preguntas y nece-sidades de experimentación en el futuro.

Este informe reitera que el embrión y elfeto de los mamíferos presentan una ra-diosensibilidad alta durante el desarrolloprenatal. La naturaleza y la radiosensibili-dad de los efectos biológicos dependende la dosis y del estadio del desarrollodurante la irradiación. Estos efectos, estu-diados tanto en experimentación animal



como en individuos, son discutidos deta-lladamente. El informe concluye indican-do que los hallazgos encontrados com-plementan y refuerzan lasrecomendaciones de la ICRP.


IAEA IAEA Tecdoc Series:Combined methods for liquidradioactive waste treatment.Combined Methods for LiquidRadioactive Waste TreatmentDetails.

IAEA TECDOC Series nº 1336 (2003)

El proyecto coordi-nado de métodoscombinados parael tratamiento de re-siduos líquidos ra-diactivos fue inicia-do en 1997 con elfin de identificar, in-tercambiar informa-ción y resultadosde la experimenta-ción, y definir suaplicación en efi-

ciencia en el tratamiento de los diferen-tes residuos radiactivos. Se han detecta-do ventajas sus tanciales en laaplicación y selección y combinaciónde uno o dos métodos y su aplicaciónconsecutiva o simultánea para el trata-miento de residuos líquidos radiactivos.Esta aplicación proporciona una reduc-ción de los residuos y su tratamiento enuna única instalación.

La investigación y el desarrollo en estecampo contribuirá a un cambio sustan-cial en la seguridad y los costes de lossistemas de gestión de los residuos ra-diactivos. En este proyecto han interveni-do 12 países desarrollando 14 temasde investigación relacionados, y su im-plementación se ha discutido en diferen-tes encuentros celebrados en Corea(Nuclear Envi ronment TechnologyIns t i tu te, Korean Elect r ic PowerCorporation, 18–22 May 1998), enChina (China Institute of Atomic Energy10–14 Apri l 2000) y en Bélgica

(Nuclear Research Center SCK/CEN8–19 October 2001).El programa delICRP está orientado no sólo a la investi-gación , sino también al desarrollo y laaplicación de nuevos y combinados mé-todos de tratamiento de residuos radiac-tivos con el fin de incrementar la eficien-cia del mismo. Algunos de estosprocesos combinados se han aplicadoen el tratamiento de los residuos genera-dos en la actualidad a escala en unaplanta piloto.


TTechnical Reports Series:Decommissioning of SmallMedical, Industrial andResearch Facilities.

Technical Reports Series nº 414.2003.

La mayor partede la literaturaexistente sobred e sman t e l a -miento trata losaspectos tecno-lógicos y otrosde descontami-nación y eldesmontaje degrandes insta-laciones nu-cleares como

centrales nucleares, plantas de pretrata-miento, prototipos de investigación y re-actores de prueba. Sin embargo, la ma-yoría de instalaciones nucleares son máspequeñas en tamaño y complejidad ypresentan un riesgo bajo en su desman-telamiento. Tales instalaciones como de-partamentos de hospitales de radiotera-pia o laboratorios, de radiodiagnósticoy fábricas que usan el material radiacti-vo, etc., a menudo son asociadas conla percepción errónea de que su des-mantelamiento o clausura es trivial, sien-do la actividad de prioridad baja. Bajoestas circunstancias deben existir los re-quisitos mínimos y estrategias, ya quepueden ser desatendidos en el desman-telamiento, unas circunstancias que cau-san gastos innecesarios, retrasos y, posi-

blemente, cuestiones de seguridad, co-mo la pérdida de fuentes de radiación.

El objetivo de este informe es destacarpuntos importantes en el desmantela-miento de pequeñas instalaciones nu-cleares utilizando la experiencia de algu-nos Estados miembros y la experienciade legisladores, operadores, gestores deresiduos y otros partes implicadas. En losaños 90 se han publicado dos informestécnicos del OIEA para dirigir la planifi-cación del desmantelamiento y la direc-ción, la Planificación y la dirección parael desmantelamiento de reactores de in-vestigación y otras pequeñas instalacio-nes nucleares ( l Serie de InformesTécnica nº 351, 1993) y Técnicas dedesmantelamiento para reactores de in-vestigación (Serie de Informes Técnica nº373, 1994), pero en ningún documentodel OIEA expresamente ha sido indica-da el desmantelamiento de instalacionesmás pequeñas. Un esbozo preliminar fuepreparado por un consultor de OIEA, A.Brown del Reino Unido, y también se re-alizaron revisiones con el secretariocientífico del OIEA, M. Laraia, de laDivis ión de Ciclo de Combust ibleNuclear y la Tecnología de Residuos.

Después de realizar un borrador preli-minar se han llevado a cabo una serie dereuniones con consultores, en los que es-tán incluidos la participación de expertosinternacionales. La contribución posteriorde otros expertos en la revisión del docu-mento también será tenida en cuenta.


IInternational Journal of LowRadiation.

Vol. 1, n° 1, 2003. Más informaciónen http://lowrad.wonuc.org.

Esta revista de reciente aparición, enmarzo de 2003, está dedicada a la pu-blicación de los trabajos científicos deinvestigación, monográficos y notas téc-nicas en los ámbitos relativos a las ba-jas dosis de radiación, los efectos en losseres humanos y en el medio ambiente,los efectos en la experimentación in vivoy/o in vitro, la normativa y control, laestimación del riesgo y la percepción



N o t i c i a s

del público. Estáprevista la publica-ción de cuatro nú-meros por año. Enel número1 de lamisma se incluyenlos siguientes artí-culos:

- Efecto carcinogé-nico de las dosis

bajas: La validación de la relación no li-neal en el umbral de dosis.

- Posible implicación en la radiacióninducida: efectos en protección radioló-gica.

- Cambios en la filosofía del ICRP. Laevolución de la ética y principios de laprotección.

- Estudios en del riesgo de cáncer depulmón por la exposición a radón.

- Células inmunes en los trabajadoresexpuestos en Chernobil a bajas dosis deradiación.

- Evidencia de la radiación en huma-nos expuestos a bajas dosis de radia-ción.

- Análisis de cáncer de mama enMassachusetts, fluoroscopia TB y en losupervivientes de la bomba A japonesa,teniendo en cuenta el error dosimétrico ycurva de dosis respuesta en la bomba Ajaponesa: Ausencia de evidencia de lareducción del riesgo después de irra-diación fraccionada.

- Estudio de radiosensibilidad en cro-mosomas utilizando la técnica de micro-núcleo en una población de trabajado-res expuestos.

- Estudios in vitro del daño en la mem-brana oxidativa y apoptosis de la radia-ción inducida en timocitos de ratón.

- Una base de datos de la inducciónde bajas dosis de radiación en mamífe-ros: Punto de vista y observaciones preli-minares.

- Efectos de la exposición crónica, in-terna y externa al radón, curva dosis-efecto por debajo de 200 mGy.

- Supresión de los procesos canceríge-nos en ratón por efectos crónicos a ba-jas dosis de radiación gamma.

- Baja respuesta de dosis en linfocitoshumanos in vitro y su dependencia en elestado antioxidante de los donantes.


PPredisposal Management Lowand Intermediate LevelRadioactive Waste SafetyGuide.

Safety Standards Series nº WS-G-2.6. (2003).

Los residuosgenerados enins ta lacionesde invest iga-ción y en lasap l icac ionesnucleares en laindustria y enla medicinason mucho másvariados en sucompos ic ión

que los producidos en las instalacionesnucleares, aunque su actividad y conte-nidos en radionucleidos son mucho másbajos. Debido a esta variabilidad y di-versidad, es necesario realizar un controlen todas las etapas en su generación.

Su gestión comprende todos los pasosy actividades según las normas estable-cidas. Está incluido el pretratamiento delos residuos, desde su generación inicialhasta su aceptación final en instalacio-nes de seguridad o en otras instalacio-nes, y su gestión fuera del control regula-dor. Las gestiones de pretratamiento,tratamiento, acondicionamiento, des-mantelamiento, almacenamiento y de to-das las actividades relacionadas con eltransporte, y las relacionadas con la ca-racterización inicial de los residuos, dife-rentes residuos, contenedores indicadosen todas las etapas de la gestión antesdel envío y los utilizados para su eva-cuación convencional si no están inclui-dos dentro del control regulador. El pre-t ratamiento incluye también eldesmantelamiento de instalaciones nu-cleares.

Hay que tener en cuenta que estos re-siduos pueden presentar otros riesgosdebido a sus característica físicas, quí-micas o patogénicas, por lo que hayque tenerlas en cuenta en el proceso degestión de estos residuos

Los diferentes apartados de la publi-cación son los siguientes: 1) protección

de la salud y del medio ambiente; 2)normas y responsabilidades de la admi-nistración; 3) medidas de seguridad; 4)consideraciones en el pretratamiento delos residuos de media y de intermediaactividad; 5) recomendaciones en lagestión previa de los líquidos de mediae intermedia actividad, diseño, medidase instalaciones, y requisitos de acepta-ción; 6) recomendaciones de registro einformación; 7) seguridad y controlesdel medio ambiente, y 8) controles decalidad. En un apéndice están indica-das las características de estos residuos.En el Anexo I se presenta un sumario detodos los pasos en la gestión: en el ane-xo II lista de las condiciones, procesos ysucesos para su consideración en eva-luaciones de seguridad.


CControle. Revistadel Organismo Reguladoren materia de SeguridadNuclear. Francia

El OrganismoRegulador en ma-teria de seguri -dad nuclear fran-cés dispone deuna página decorreo electróni-co de informa-ción cuya direc-ción es:www.asn.gouv.fr.Así mismo dispo-ne de una publi-cación denomi-nada Contro le , edi tada con unaperiodicidad mensual.

El dossier monográfico de la mencio-nada revista correspondiente al mes demarzo de 2003, correspondiente al nú-mero 151, es el relativo a La seguri-dad nuclear y la protección ra-diológica en Francia en el año2002. En el mismo se realiza una revi-sión del estado actual en esta materia yla puesta a punto y la nueva organiza-ción debida a la reforma institucional lle-vada a cabo en febrero de 2002. El su-mario es el siguiente:



AGOSTO:

• 12th International Congressof Radiation Research (ICRR).

17–22 de agosto de 2003.Brisbane, Australia. Más información enla dirección: http://www.icrr2003.org

• World Congress on MedicalPhysics and BiomedicalEngineering.

24-29 de agosto de 2003. Sydney,Australia. Organizado por laInternational Union for Physical andEngineering Sciences in Medicine (IU-PESM), la International Federation forMedical and Biological Engineering(IFMBE) y la International Organizationfor Medical Physics (IOMP). Para más in-formación consultar la dirección electró-nica:

http://www.wc2003.org/index.html

SEPTIEMBRE:

• International Conferenceon National Infrastucturesfor Radiation Safety: TowardsEffective and Sustainable Systems.

1-5 septiembre 2003. Rabat,Marruecos. Más información en:

http://www.iaea.org/worldatom/Meetings/2003

• Environmental Radioactivityand Low-Background RadioactivityMonitoring in Service to the Society.

7-11 de septiembre de 2003. NuevaYork, EE.UU. Organizado por laAmerican Chemistry Society. Más infor-mación en:

http://www.cofc.edu/~nuclear/FutureMeetings.htm

• II Conferencia internacionalde formación en protecciónradiológica. Estrategias de futuro.

17-19 de septiembre de 2003.Madrid, España. Organizada por CIE-MAT, ENRESA, CSN, SEPR, SNE ySEFM. Más información en la direcciónelectrónica:

www.ciemat.es/convocatorias/even-tos/ind_eventos.html

• Conference on Radiation Safety:Transportation of RadioactiveMaterials.

22-25 de septiembre de 2003. St.Petersburg, Rusia. Organizada por elMinistry for Atomic Energy of the RussianFederation, St. Petersburg CityAdministration and Government of

Leningrad Region, Nuclear Society ofRussia, SREC, NUCLIDE, GI VNIPIET,Radium Institute named after V.G.Khlopin Research and ProductionAssociation, MOST, RESTEC.

http://www.graph.runnet.ru/alp-ha/ap.html

• IRPA Regional Congress.Clearance Levels and MaterialsRelease. Environmental ImpactAssessment of Workplacesor Facilities with RadiationSources.

22-26 de septiembre de 2003.Bratislava, Eslovaquia. Organizado porSlovak Society of Nuclear Medicine andRadiation Hygiene en colaboración conAustrian Association for RadiationProtection, Croatian Radiation ProtectionAssociation, Czech Society for RadiationProtection, German-Swiss RadiationProtection Association, Health PhysicsSection of the Roland Eötvös PhysicalSociety of Hungary, Italian RadiationProtection Association, Polish RadiationProtection Association, RomanianSociety for Radiological Protection,Radiation Protection Association ofSlovenia. Más información enhttp://www.upkm.sk/ipcm/indexe.html

• 9th Neutron DosimetrySymposium- Advances in NuclearParticle Dosimetry for RadiationProtection.

Del 28 de septiembre al 3 de octubrede 2003.Delf, Holanda. Organizadopor Delft University of Technology,Interfaculty Reactor Institute, EuropeanRadiation Dosimetry Group, en colabo-ración con Institut de Radioprotection etde Sûreté Nucléaire, Physikalisch-Technische Bundesanstalt, USA,Department of Energy y EuropeanCommission. Más información en

http://iriaxp.iri.tudelft.nl/~neudos9

OCTUBRE:

• II Curso de tecnologíay seguridad nuclear.

Octubre de 2003-enero de 2004.CIEMAT. Av. Complutense nº 22.Madrid. Curso organizado por el

• Introducción. André-Claude Lacoste,director general de la seguridad nucleary la protección radiológica –DGGSNR.

• La protección radiológica de los pa-cientes: Una prioridad para la ASN (au-toridad para la seguridad nuclear).

• El radón.• La misión de las inspecciones en

protección radiológica.• Las revisiones de la seguridad de

las centrales nucleares.• Las instalaciones nucleares ante el

riesgo sísmico.• Los procedimientos reglamentarios

relativos al establecimiento COGEMAen La Hague.

• El desmantelamiento de centralesnucleares.

• Los trabajos de la asociación WEN-RA para la armonización de las normas

de seguridad de los reactores. • Organigrama de la Autoridad de

Seguridad Nuclear en Francia (1 demarzo de 2003).

En el número de la revista menciona-do se inserta un anuncio sobre el próxi-mo dossier o monográfico que versarásobre el desmantelamiento de las centra-les nucleares.

Todos los interesados en los monográ-ficos que han ido apareciendo en la re-vista (a partir del número 107) puedensolicitarlos a la siguiente dirección:Direct ion Générale de la SûretéNucléaire et de la Radioprotection. 6Place du Colonel Bourgoin.75572 ParisCedex 12. Francia.

CONVOCATOR IAS



N o t i c i a s

CIEMAT con la colaboración de UPM,CSN y empresas del sector y patrocina-do por ENUSA, UNESA y ENRESA.Para más información consultar la direc-ción electrónica www.ciemat.es/convo-catorias/cursos/ind_cur.htm o contactarcon [email protected]

• 29 Reunión anualde la Sociedad Nuclear Española.

1-3 de octubre de 2003. Zaragoza,España.

Más información en:http://www.sne.es

• International Conference onEmergency Services Personnel:Responding to Radiation Accidents.

2-3 octubre 2003. Gatlinburg,Tennessee, EE.UU. Más información enla dirección:

http://www.orau.gov/reacts/conf2003/default.htm

• International Conferenceon the Protectionof the Environment from the Effectsof Ionizing Radiation.

6-10 de octubre de 2003.Estocolmo, Suecia. Organizado por laIAEA, en colaboración con UNSCEAR,European Commission and IUR. Más in-formación en:

http://www.iaea.org/worldatom/Meetings/2003

• First International Meetingon Applied Physics 2003.

15-18 de octubre de 2003.Badajoz, España. Organizado por laUniversidad de Extremadura, Innovatexy Formatex. Más información en:

http://www.formatex.org/aphys2003/aphys2003.htm

• 3rd The Effects of Low and VeryLow Doses of Ionizing Radiationon Human Health.

21-23 de octubre de 2003. Teheran,Iran. Organizado en cooperación conTehran Medical Sciences University,Iranian Atomic Energy Organization,Iranian Medical Physics Associations yShahid Beheshti Medical SciencesUniversity. En la dirección electrónicahttp://lowrad.wonuc.org/ dentro del

apartado SCIENTIFIC EVENTS WO-NUC se puede acceder a la página delcongreso. También se puede obtenermás información contactando con:

[email protected]

• 9th International Symposiumon Radiation Physics (ISRP-9)and the Workshop on RadiationBased Analytical Techniques.

24-31 octubre de 2003. CapeTown, Sur África.

Más información en:www.isrp9.tlabs.ac.za.

• 7th European Alara NetworkWorkshop: Decommissioningand Site Remediation.

29-31 de octubre de 2003. Amhem,Holanda. Para más información contac-tar con Mr F. Van Gemert (NRG): [email protected] o visitar la página elec-trónica http://ean.cepn.asso.fr(apartado "Workshops").

NOVIEMBRE:

• Curso de metrología y calibraciónde radiaciones ionizantesen el área de radiofísicahospitalaria.

3-7 noviembre 2003, Madrid,España. Organizado por la SEFMDuración: 28 horas. Más informaciónen http://www.sefm.es.

• VI Congreso regional sobreseguridad radiológica y nuclear.Congreso regional IRPA. IIICongreso iberolatinoamericanode Sociedades de protecciónradiológica.

9-13 de noviembre de 2003. Lima,Perú. Organizado por la SociedadPeruana de Radioprotección (SPR) conla colaboración del Instituto Peruano deEnergía Nuclear y de las Sociedadesde Protección Radiológica integrantesde la Federación de Radioprotección deAmérica Latina y el Caribe (FRALC),España y Portugal (GRIAPRA). Para másinformación contactar [email protected] o consultar la pá-gina del Congreso en www.radioprotec-cion.org.pe

• International Conferenceon Research Reactor (Utilization,Safety, Decommissioning, Fueland Waste Management).

10-14 de noviembre de 2003.Santiago, Chile. http://www-pub.ia-ea.org/MTCD/Meetings/Meetings.asp

• Training Course on InternalExposure MonitoringProgrammes.

Fechas provisionales: 24-25 noviem-bre 2003. París, Francia. Más informa-ción en:

http://www.eurados.org/pages/news.htm

2004

ENERO:

• Curso de "Dosimetría interna". Enero de 2004. CIEMAT, Madrid,

España. Para más información enviar unmensaje a la dirección [email protected]

MAYO:

• ICRS-10 - Tenth InternationalConference on Radiation Shieldingand RPS 2004 - Thirteenth TopicalMeeting of the Radiation Protectionand Shielding Divisionof the American Nuclear Society.

9-14 de mayo de 2004. Madeira,Portugal. Organizado por el ITN(Nuclear and Technological Institute, enLisboa) con la colaboración de la NEA(Nuclear Energy Agency), la OECD(Organization for Economic Co-opera-tion and Development), la ANS(American Nuclear Society), el RSICC(The Radiation Safety InformationComputational Center, Oak RidgeNational Laboratory) y el apoyo de di-versas instituciones europeas, de EE.UU.y Japón. Para más información contactarcon la página electrónica de la confe-rencia. http://www.itn.mces.pt/ICRS-RPS


entrevista: medicina nuclear · va, sobre el riesgo y la protección radiológica y también sobre...

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