facultad de ciencias fÍsicas y matemÁticas escuela

UNIVERSIDAD NACIONAL DE TRUJILLO

FACULTAD DE CIENCIAS FÍSICAS Y MATEMÁTICAS

ESCUELA ACADÉMICO PROFESIONAL DE FÍSICA

“Evaluación de la Dosis absorbida en tiroides-neonato, debido a los Yoduros -123, 125 ,131 y Pertecnetato -Tc99m”

INFORME FINAL DE PRÁCTICA PRE-PROFESIONAL PARA OBTENER EL

TÍTULO DE:

LICENCIADO EN FÍSICA

AUTOR:

Br. VÍCTOR FRANK STICK MURILLO CABALLERO

ASESOR:

Dr. MARCIAL VICENTE VÁSQUEZ ARTEAGA

CO- ASESOR:

LIC. KELMAN MARÍN RENGIFO

TRUJILLO – PERÚ

Septiembre - 2015

Biblioteca Digital - Dirección de Sistemas de Informática y Comunicación - UNT

Esta obra ha sido publicada bajo la licencia Creative Commons Reconocimiento-No Comercial-Compartir bajola misma licencia 2.5 Perú. Para ver una copia de dicha licencia, visite http://creativecommons.org/licences/by-nc-sa/2.5/pe/

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MsC. Jorge Rocha Jara

(Presidente)

Dr. Marcial V. Vásquez Arteaga

(Secretario)

MsC. Wilker Garcia Romer

(Vocal)



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DEDICATORIA

Con Amor y Gratitud a mis queridos Padres:

Bertha y Hugo

Por darme la vida y forjar en mi los valores de responsabilidad, trabajo y superación.

In Memoriam

A mi abuela: Valentina

Siempre serás un ejemplo y orgullo en mi vida.

A Soledad, por transmitirme tú apoyo y

entusiasmo. Eres un ángel en mi vida.

Estoy infinitamente agradecido contigo.



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AGRADECIMIENTOS

o A Dios, por bendecirme para llegar hasta esta etapa de mi vida, gracias por hacer

realidad este sueño tan anhelado.

o A la Universidad Nacional de Trujillo como institución, que es mi alma máter y

que me permite ahora obtener mi grado de Licenciado en Física.

o A mis padres Bertha y Hugo, por enseñarme que la perseverancia y el esfuerzo

son el camino para lograr objetivos, por su comprensión, constante estímulo y

por acompañarme en todos los momentos difíciles e importantes.

o A Soledad, por el aliento y afecto que me das para seguir adelante, a ella le debo

mi eterna gratitud.

o Expreso a la vez un profundo agradecimiento a mi asesor el Dr. Marcial Vicente

Vásquez Arteaga por su constante apoyo y permanente revisión del presente

trabajo.

o Un especial agradecimiento a mi Co-asesor el Lic. Kelman Marin Rengifo por

brindarme algunas sugerencias y atender mis consultas en cuanto a la redacción

y evaluación de los resultados.

o A todas aquellas personas que de alguna forma u otra colaboraron para hacer

de este proyecto una realidad.



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PRESENTACIÓN

Señores miembros del Jurado:

En cumplimiento a los dispuesto por el Reglamento de Grados y Títulos de la

Universidad Nacional de Trujillo, me es honroso poner a vuestra disposición el presente

Informe Final de Práctica Pre-Profesional titulado: “Evaluación de la Dosis absorbida

en tiroides-neonato, debido a los Yoduros -123, 125 ,131 y Pertecnetato -Tc99m” a

fin de obtener el Título de Licenciado en Física, en la Escuela Académico Profesional de

Física de la Facultad de Ciencias Físicas y Matemáticas de la Universidad Nacional de

Trujillo.

Estoy convencido que encontrarán este trabajo innovador e interesante.

Trujillo, Septiembre del 2015

Br. Víctor Frank Stick Murillo Caballero



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i

RESUMEN

En este trabajo de investigación se ha estimado la dosis absorbida por la tiroides de un

neonato durante estudios de captación, a través del análisis de la biocinética de los

radiofármacos que contengan I123 /I125/I131 (yoduros) y Tc99m (Pertecnetato).

Utilizando el formalismo MIRD y la representación Cristy-Eckerman para la tiroides de

neonatos, se demuestra que la dosis absorbida por la glándula debido a las emisiones

del I123 /I125/I131 (yoduros) es su auto-dosis, dados por 39.4 mGy/MBq, 2788.3

mGy/MBq y 5288.3 mGy/MBq respectivamente; la contribución dosimétrica de

órganos que hacen parte de su biocinética (excluyendo la tiroides), no es significativa

en el estimado de dosis.

La dosis absorbida por la glándula debido a las emisiones del Tc99m (Pertecnetato) es

0.302 mGy/MBq; el 5.71 % de dicha dosis corresponde a contribuciones dosimétricas

de órganos que hacen parte de su biocinética y es significativa en el estimado de dosis

como para ser ignorada.

Igualmente, los resultados reportados no presentan diferencias significativas a los

encontrados por el esquema MARINELLI (auto dosis) para la tiroides representada por

una esfera de 1.27 gramos.

Palabras Clave: Dosimetría MIRD, fantoma Cristy-Eckerman, captación tiroidea,

yoduro y Pertecnetato



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ABSTRACT

In this research work it has been estimated absorbed dose to the thyroid of a newborn

during uptake studies, through the analysis of the biokinetics of radiopharmaceuticals

containing I123 /I125/I131 (yoduros) y Tc99m (Pertecnetato).

Using the formalism MIRD Cristy and Eckerman representation-neonatal thyroid, it is

shown that the dose absorbed by the gland due to emissions of I123 /I125/I131 (Iodide) is

its self doses, given by 39.4 mGy / MBq , 2788.3 mGy / MBq and 5288.3 mGy / MBq

respectively; dosimetric contribution of bodies that are part of its biokinetics

(excluding the thyroid), is not significant in the estimated dose.

The dose absorbed by the gland due to emissions of Tc99m (Pertecnetato) is 0.328 mGy

/ MBq; 7.14% of such contributions dosimetric dose corresponds to bodies that are part

of its biokinetics and is significant in the estimated dose to be ignored.

Similarly, no significant results reported to have found the scheme MARINELLI (auto

dose) thyroid represented by a sphere of 1.27 grams differences.

Keywords: Internal Dosimetry, Phantom Cristy-Eckerman, Thyroid Uptake, Iodide and

Pertecnetate



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ÍNDICE GENERAL

RESUMEN .................................................................................................................................................. I

ABSTRACT ................................................................................................................................................ II

INTRODUCCIÓN ...................................................................................................................................... 1

1.1 ANTECEDENTES DEL PROBLEMA ..................................................................................................... 1

1.2 JUSTIFICACIÓN DE LA PROPUESTA .................................................................................................. 9

EL PROBLEMA CIENTÍFICO............................................................................................................... 10

OBJETIVOS ............................................................................................................................................. 11

3.1 OBJETIVO GENERAL ................................................................................................................................ 11

3.2 OBJETIVOS ESPECÍFICOS .......................................................................................................................... 11

MARCO TEÓRICO ................................................................................................................................. 12

4.1 DOSIMETRÍA INTERNA DE LA RADIACIÓN ............................................................................................... 12

4.1.1 Dosimetría Interna de la Radiación Beta ....................................................................................... 12

4.1.2 Dosimetría Interna de Marinelli de la radiación gamma ............................................................... 16

4.1.3 Dosimetría Interna MIRD ............................................................................................................... 22

MATERIALES Y MÉTODOS ................................................................................................................. 33

5.1 MATERIALES ........................................................................................................................................... 33

5.2 MÉTODOS ........................................................................................................................................ 34

RESULTADOS ......................................................................................................................................... 36

6.1 TIEMPOS DE RESIDENCIA DE LOS ÓRGANOS FUENTE ............................................................................... 36

6.2 ENERGÍAS PARA PARTÍCULAS EMITIDAS DEL TC99M (PERTECNETATO), I-123, I-125 Y I-131 (YODUROS) 36

6.3 DOSIS

0A

ijD

PARA LA GLÁNDULA TIROIDEA USANDO EL FANTOMA CRISTY – ECKERMAN

..................................................................................................................................................................... 38

6.4 DOSIS

0A

ijD

PARA LA GLÁNDULA TIROIDEA USANDO REPRESENTACIÓN ESFÉRICA ........ 48

DISCUSIÓN DE RESULTADOS ............................................................................................................ 52

CONCLUSIONES .................................................................................................................................... 55

REFERENCIAS BIBLIOGRÁFICAS ..................................................................................................... 56

ANEXOS................................................................................................................................................... 60



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ORGANIZACIÓN DE LOS CONTENIDOS

Los contenidos de esta tesis están organizados por capítulos:

El Primer Capítulo, es una introducción al campo de investigación, en la que se incluye

un recuento de los antecedentes de la dosimetría interna en órganos. También el

propósito, la motivación y el objeto de este estudio son enunciados y explicados en este

capítulo.

En el Segundo Capítulo, se enuncia el problema científico

En el Tercer Capítulo, se señalan los objetivos generales y específicos, que motivan el

presente trabajo.

En el Cuarto Capítulo, se tratan los conceptos relevantes de los métodos dosimétricos

utilizados en el presente estudio, tales como el de Marinelli, et al. y el formalismo MIRD.

En el Capítulo Cinco, se indican los medios materiales necesarios, precisando las

referencias tomadas, y se presenta la metodología a usar en la determinación de dosis

para la glándula tiroidea, aplicando parámetros dosimétricos actualizados.

El Capítulo Seis, presenta los resultados y los mecanismos de determinación de dosis,

usando formalismo Medical Internal Radiation Doses (MIRD) en el fantoma de Cristy-

Eckerman, y para una representación esférica de la glándula tiroidea, utilizando el

formalismo de Marinelli et al. Igualmente, se presentan los resultados reportados por

ICRP-53, como referente de comparación con la metodología propuesta.

El Capítulo Siete, muestra el análisis de los resultados entre la metodología propuesta

y los métodos dosimétricos de Marinelli et al. y el MIRD.

El Capítulo Ocho, muestra las conclusiones obtenidas en el presente estudio.

En los Capítulo Nueve y Diez, se presentan las referencias bibliográficas usadas en el

estudio y los anexos, que permiten una mejor aclaración de los modelos dosimétricos

aplicados, respectivamente.



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Índice de Figuras

Figura N°1: Comparación del modelo tradicional Mird con los utilizados actualmente.

Figura N°2: Deposito local de la energía de los fotones.

Figura N°3: Comportamiento de los fotones, los electrones y las partículas alfa en el interior

del cuerpo.

Figura N°4: Órganos Fuente (Source Organs) y Órgano blanco (Target Organ)

Figura N°5: Modelo Biocinético del Yodo (ICRP-53)



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Índice de Tablas

Tabla N° 1: Tiempos de Residencia para Órganos de la biocinética de los Yoduros

Tabla N° 2: Tiempos de Residencia para Órganos de la biocinética del Tc99m (Pertecnetato)

Tabla N° 3: Data Nuclear para partículas emitidas más significativas

Tabla Nº 4: Valores k para energías gamma significativos del I131



Tabla Nº 7: Valores k para energías gamma significativos del Tc99m

Tabla Nº 8: Fracciones absorbidas específicas usando el fantoma Cristy-Eckerman para Recién

Nacidos ( )k tiroides tiroides

Tabla Nº 9: Factores S para fotones del I123 /I125/I131 (yoduros) rad/ Ci h

Tabla Nº 10: Factores S para fotones del Tc99m (Pertecnetato) rad/ Ci h

Tabla N° 11: Dosis Absorbida debido a las emisiones de los yoduros-123, 125 y 131 en Tiroides-

neonatos, representación Cristy-Eckerman, Formalismo MIRD

Tabla N° 12: Evaluación de Г para el Tc99m (Pertecnetato)

Tabla N° 13: Evaluación de Г para el I131 (Yoduro)



Tabla N°16: Dosis Absorbida, D(T←T)/A0, determinado por los formalismos MIRD y Marinelli

(mGy/MBq)



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1

INTRODUCCIÓN

1.1 Antecedentes del Problema

Los avances tecnológicos y la mejora de la asistencia sanitaria a los recién nacidos

(prematuros, niños de bajo peso o con cualquier otra patología) han permitido

aumentar su supervivencia, disminuyendo el riesgo de mortalidad. Este aumento de

supervivencia va asociado a la práctica de un mayor número de exploraciones

radiológicas para valorar con exactitud su estado pulmonar, cardiaco y abdominal. La

información radiológica tiene una gran repercusión en la decisión terapéutica. Estos

pacientes suelen ser sometidos a múltiples estudios durante los primeros días de vida

y, con frecuencia, son expuestos a la radiación ionizante incluyendo el cuerpo en su

totalidad. Todo esto ha motivado el interés por determinar las dosis de radiación que

reciben.

En los últimos años se han realizado estudios que han llevado a tomar medidas

necesarias para racionalizar el uso de radiaciones ionizantes y evitar procedimientos o

métodos que aporten una alta tasa de dosis. Sin embargo, en algunas ocasiones un

paciente suele ser sometido a múltiples exámenes de diagnóstico radiológico como es

el caso de los recién nacidos y lactantes con infecciones como el síndrome de dificultad

respiratoria (SDR) y la enfermedad cardiaca congénita. Este hecho puede aumentar el

riesgo de desarrollar posteriormente cáncer en los órganos expuestos por cada examen

o cáncer radiogénico como la leucemia.

Existen diversos escenarios en los cuales hay riesgo de incorporación de materiales

radioactivos y en consecuencia es necesario aplicar técnicas de dosimetría interna, estos

están diferenciados por el tipo de condición particular.



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La dosimetría interna evalúa la respuesta del depósito de dosis por radionúclidos en los

diferentes tejidos y los posibles riesgos y complicaciones que esto involucre. Esta

respuesta de los tejidos biológicos depende especialmente de la “calidad”1 de la

radiación, la energía de las partículas y las propiedades del tejido blanco donde se

produce la ionización.

La respuesta del tejido a la radiación posee diferentes fases que pueden ser divididas

temporalmente [1]. La fase física, primero, consiste de la interacción de la radiación con

los átomos y células del tejido blanco. En esta fase, un electrón toma aproximadamente

10−18s en atravesar una molécula de ADN y 10−14s en atravesar una célula mamaria. La

siguiente, conocida como fase química, es donde los átomos y moléculas dañados

reaccionan con otras componentes celulares. Las ligaduras químicas se rompen y se

producen radicales libres. Esto ocurre unos pocos segundos después de la ionización.

Finalmente se produce la fase conocida como biológica, que puede comprender desde

unos pocos minutos hasta décadas. En esta se pueden observar daños en la piel poco

tiempo después del tratamiento, o se puede generar un nuevo tumor años más tarde.

Por esto, la dosimetría interna tiene un rol importante en la evaluación y cuantificación

de los riesgos posibles de complicaciones en tejido sano y en la protección de los órganos

a riesgo a lo largo de procedimientos de tratamiento y diagnóstico; además, para evaluar

estos riesgos y considerar la probabilidad de control tumoral, o para estudiar la posible

respuesta metabólica y radiobiológica de nuevos radiofármacos.

Los cálculos dosimétricos se pueden realizar por medio de diferentes métodos directos

e indirectos, aunque no es conveniente realizar dosimetría por medio de mediciones in-

vivo en prácticas clínicas cotidianas por las propias condiciones de trabajo y las

necesidades del paciente. Los modelos estandarizados más difundidos para realizar

estos cálculos se encuentran basados en información anatómica del cuerpo humano y el

comportamiento metabólico de los diferentes radiofármacos en el paciente; esquemas

1 La calidad de radiación se define por el tipo de partículas involucradas, sean fotones, electrones, positrones, partículas alfa, u otras.



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como el MIRD y Marinelli para la estimación de la dosis son utilizados de forma cotidiana

por los físico-médicos en los diferentes centros hospitalarios.

Los primeros métodos dosimétricos que determinan el estimado de dosis absorbida en

el mismo órgano del cuerpo (auto-dosis), se inicia en 1948 con Marinelli, et al. [2],

quien escribe el primer trabajo de dosimetría interna titulado: “Dosage Determination

With Radioactive Isotopes”.

El parámetro fundamental de esta dosimetría ( g ),está relacionado con la atenuación de

la radiación por el tejido ( eff ), y depende de la forma y masa del órgano, así como de la

energía del fotón y no es fácilmente integrable para diferentes órganos, excepto, cuando

el volumen del órgano es representado por una esfera o un cilindro cuyos valores para

distintos órganos han sido publicados. [3, 4, 5].

El parámetro g considera al coeficiente efectivo de absorción de la energía en el tejido

eff como constante ( eff = 0,028 cm-1) para energías de fotones comprendidas entre

0,1 a 2,0 MeV [6].

Con el incremento de radiofármacos cuyos fotones emitían energías menores de 0,1

MeV, no era posible asignarle a μeff

un valor constante, en vista de la rapidez de su

variación [7].

Una diferente aproximación a la dosimetría interna de Marinelli, ha sido desarrollada

por Loevinger, et al. [8, 9], sobre la base de la llamada “fracción absorbida”, parámetro

fundamental en esta dosimetría, definida por:

( ) absi

em

energia absorbida en volumen T de la radiacion iT S

energia emitida de un volumen S como radiacion i

E

E



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Las fracciones absorbidas dependen de la forma geométrica, masa del órgano, de la

energía del fotón y de la distribución del radionúclido. En su cálculo utilizan la técnica

de Monte Carlo, mediante la cual simulan teóricamente el transporte de fotones a través

de varias interacciones asumidas en geometrías que representan en forma precisa y

razonable los órganos del cuerpo.

Esta dosimetría, denominada dosimetría MIRD, asume radiofármacos distribuidos

uniformemente en regiones del cuerpo, denominadas órganos “fuente”, i. Igualmente,

ciertas porciones del cuerpo pueden ser consideradas como órganos “blanco”, j, ambos

con geometría del hombre estándar. La representación inicial del cuerpo humano y

órganos para esta dosimetría es conocida como fantoma MIRD o Snyder-Fisher

publicado en MIRD-5. [10]

El presente estudio considera el fantoma de Cristy and Eckermann. [11]

El sistema MIRD fue establecido por la Sociedad de Medicina Nuclear de USA en 1960

para asistir a la comunidad médica en las estimaciones de dosis a órganos y tejidos

debido a la incorporación de material radiactivo. La primera revista MIRD fue publicada

en 1968.

Desde entonces se publicaron “Mird Dose Estimate Report” (del 1 al 12) y “Pamphlets”

de gran utilidad para el cálculo de dosis.

Russel K Hobby, en “Intermediate physics for medicine and biology”, 1991, precisa que

[ k (j ← i) ≤1 ], donde es 1 para órgano blanco y cuerpo total y 0 para todos los otros

órganos de la biocinética si las radiaciones son no penetrantes, esto es, electrones o

fotones con energías menores que 25 keV .Si las radiaciones son penetrantes la fracción

absorbida es menor a 1, para la cual se usa tablas de fracciones absorbidas del fantoma

Cristy-Eckerman.

En 1970, el comité MIRD publica en MIRD-5 [12], el fantoma antropomórfico del cuerpo

humano, denominado fantoma MIRD o Snyder-Fisher, que utiliza el código Monte Carlo

para determinar fracciones absorbidas de los fotones. La representación matemática



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del cuerpo humano y órganos consistía en combinaciones/ intersecciones de planos,

formas geométricas, tales como cilindros, esferas, conos y elipsoides, etc. Su

composición atómica y densidades se publicaron en ICRP-23. [14]

Muchas derivaciones del fantoma MIRD-5 se han realizado, como el MIRD-5-Revised,

de donde se obtienen las fracciones absorbidas específicas. [13]

En 1975, nm/MIRD Pamplhet Nº 11, publica factores de dosis para la mayoría de

órganos del modelo matemático de Fisher-Snyder para más de 100 radionúclidos y

sobre 20 fuentes y regiones blanco. [15]

Entre 1978-1982, se han desarrollado una serie de fantomas derivados del MIRD-5,

tales como los fantomas de Rosenstein, et al., el de Kramer, et al. (fantoma de Adán y

Eva), entre otros.

Figura 1: Vista frontal do Fantoma MIRD-5, adaptado de Cristy - Eckerman (1980), vista interna de dos fantomas ADAM y EVA,

adaptado de Kramer et al. (1982).

En 1987, Cristy and Eckerman [16], mejora el modelo del hombre adulto, presentado

por el MIRD-5, como ocurre en algunos órganos como la tiroides, y desarrolla

adicionalmente seis modelos para una serie de individuos de diferentes tamaños y



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edades. Estos fantomas, denominados fantomas de Cristy-Eckerman, representan a

niños recién nacidos, de 1, 5, 10, y 15 años, y adultos con algunas modificaciones en su

composición y masas del tejido, así como incluir algunos órganos que el fantoma

Snyder-Fisher no considera.

En 1995, Stabin, et al. [17], desarrolla una serie de cuatro fantomas para la mujer adulta

no embarazada, y la mujer en tres estados de gestación. Las fracciones absorbidas para

fotones con energías discretas fueron publicadas para esos fantomas.

Tablas de valores de estos diez fantomas fueron disponibles en el software

computacional llamado “MIRDOSE” [18], ampliamente usado por la comunidad de

medicina nuclear.

Spiers, et al. [19], fue el primero en desarrollar las fracciones absorbidas para

electrones en huesos y médula para hombre adulto. Estos resultados fueron usados

para calcular los factores de dosis en MIRD Pamphlet Nº 11. [13, 15]

En el año 2000, Eckerman [20], extendió el resultado para encontrar factores de dosis

para 15 regiones esqueléticas en seis modelos que representan a individuos de varias

edades. El resultado fue también usado en el software MIRDOSE 3 [19], e

implementados en el Código computacional OLINDA/EXM. [21]

En 2007, Radiation Dose Assessment Resource (RADAR), es oficialmente reconocido por

la Sociedad de Medicina Nuclear (The Journal of Nuclear Medicine, Vol. 49 Nº 2,

February 2008), donde documenta y provee información para el cálculo de fracciones

absorbidas, tiempo de residencia y masas, datos que usaremos en el presente trabajo.

[22]

Aun cuando parezca razonable aceptar al método MIRD (adoptado por Medical

Internal Radiation Dose Committé de la Sociedad de Medicina Nuclear) en el cálculo de

dosis como el método más general y preciso se requiere determinar si las limitaciones

teóricas adscritas al Método Clásico (formulado por Marinelli) de dosis siguen siendo

de importancia en situaciones clínicas.



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Utilizando las dosimetrías Mird y Marinelli, el presente estudio presenta una propuesta

metodológica en el estimado de dosis absorbida por la glándula tiroidea de recién

nacidos cuando se le administran I123/I125/I131 (yoduros) y Tc99m (Pertecnetato). La

naturaleza y características de absorción de los radiofármacos en la glándula, permitirá

determinar si la precisión del método clásico presenta diferencias significativas cuando

se compara con el método MIRD al ser aplicados en órganos representados por una

esfera.

Los estudios de estos isotopos radiactivos en la glándula tiroides son de gran valor en

el diagnóstico de las enfermedades tiroideas ya que informa el estado anatomo-

funcional global y regional de la glándula, proporcionando información única en ciertas

condiciones patológicas. Su estudio se basa en la capacidad de las células tiroideas para

acumular algunos radioisótopos emisores gamma, radiación que es detectada por los

equipos gammagrafo lineal (escáner) y cámara gamma obteniéndose una imagen que

refleja el estado de la glándula.

Los radioisótopos estudiados en el presente trabajo, son

o YODO-131- (131I): Históricamente ha sido el radionúclido más comúnmente

usado para obtener imágenes tiroideas. Tiene la ventaja de ser barato y de fácil

disponibilidad. La alta energía de su emisión fotónica (365 KeV), su emisión beta

y su vida media física relativamente larga (8 días) limitan su uso.

o YODO-123- (123I): Es el radioisótopo ideal por varias razones: la baja energía de

su emisión fotónica (30KeV), la ausencia de radiación beta y su corta vida media

física (13 horas). Tiene el inconveniente de su elevado costo.

o YODO-125- (125I): Ha sido a veces utilizado en escaneo/imágenes de la tiroides,

pero se prefiere el yodo-123 para este propósito, debido a una mejor

penetración de la radiación y la vida media más corta. Para la radioterapia

matando de tejidos que absorben yodo o que absorben un radiofármaco que

contiene yodo, el emisor beta yodo-131 es el isótopo preferido; yodo-125 se

utiliza terapéuticamente sólo en braquiterapia.



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o PERTECNETATO-99m- (99mTc): Es el radioisótopo más utilizado en la

actualidad. Por ser un anión monovalente como el yodo, atraviesa la membrana

basal concentrándose en la glándula tiroidea. A diferencia del yodo, no se

organifica. Tiene la ventaja de la baja energía de su emisión fotónica (140 KeV),

su corta vida media física (6 horas) y rapidez de la exploración, pudiendo

obtenerse imágenes centellográficas 30 minutos después de su administración

endovenosa.

Tanto el I123 como Pertecnetato- Tc99m, son preferidos para la captación tiroidea en

neonatos para minimizar la exposición radiactiva.

Para pacientes neonatos se requiere mantener las dosis de material radiactivo en

cantidades suficientes para obtener la información clínica necesaria, siempre

manteniendo estas cantidades en el mínimo posible. Para ello se deben considerar

varios factores, como la enfermedad o enfermedades específicas, la edad, el peso y la

talla del paciente, la instrumentación disponible, el tipo de estudio que va a realizarse

y el material radiactivo con el que se encuentre marcado (o se requiera marcar) el

radiofármaco.

En todo procedimiento Nuclear que usa radionúclidos en aplicaciones diagnósticas y

terapéuticas, se debe garantizar que los beneficios sean mayores a los riesgos, por más

insignificantes que éstos sean. Debe evaluarse el riesgo-beneficio, y, cuando se trate de

una terapia, debe ser usado como una ventaja, pero a la vez una limitación para las

aplicaciones diagnósticas.

En el Perú, la dosimetría interna de radiofármacos poco o nada se toma en cuenta.



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1.2 Justificación de la Propuesta

La precisión dosimétrica es esencial para asegurar la protección radiológica en

tratamientos terapéuticos para una óptima determinación de la relación dosis-

respuesta y eliminar la toxicidad en órgano crítico. En la práctica, la actividad a

administrar generalmente se establece de manera empírica (cantidades fijas). Sin

embargo, la tendencia actual es emplear esquemas dosimétricos que mejorarían las

actividades que deben suministrarse.

Dentro de este marco se plantea la metodología para la evaluación de la dosis absorbida

en órganos normales y en cuerpo entero, usando el esquema MIRD de base, aplicada

particularmente en la glándula tiroidea que usa el I123/I125/I131 (yoduros) y Tc99m

(Pertecnetato) en pacientes recién nacidos y cuya representación utiliza el modelo

antropomórfico de Cristy-Eckerman.

El presente estudio también permite estimar la dosis de radiación absorbida en el

esquema de Marinelli, donde la glándula es representada por una esfera y determinar

si existen diferencias significativas con el esquema Mird.

Poder determinar las contribuciones de la dosis de los órganos de la biocinética

empleando el I123 /I125/I131 (yoduros) y Tc99m (Pertecnetato), en un paciente neonato,

es importante ya que estos radiofármacos son requeridos en situaciones de enfermedad

y/o tratamiento. Donde estas contribuciones, de dosis absorbidas, pueden ser

significativas en otros órganos de la biocinética que están expuestos a la radiación.



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EL PROBLEMA CIENTÍFICO

Haciendo uso del formalismo MIRD que utiliza el modelo antropomórfico de Cristy-

Eckerman, y los tiempos de residencia publicados por ICRP-53, se plantea el siguiente

problema científico:

¿LA DOSIS DE RADIACIÓN DEL I123/I125/I131 (YODUROS) Y Tc99m (PERTECNETATO)

ABSORBIDA POR LA GLÁNDULA TIROIDEA DE UN PACIENTE NEONATO,

PRESENTA DIFERENCIAS SIGNIFICATIVAS CUANDO SON COMPARADAS CON

MODELOS DOSIMÉTRICOS DONDE LA GLÁNDULA ES REPRESENTADA POR EL

FANTOMA DE CRISTY-ECKERMAN EN EL ESQUEMA MIRD O POR UNA ESFERA EN

EL ESQUEMA DE MARINELLI?



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OBJETIVOS

3.1 Objetivo general

Determinar las diferencias significativas en el estimado de dosis de radiación del

I123/I125/I131 (yoduros) y Tc99m (Pertecnetato) absorbida para la glándula tiroides de un

recién nacido cuando son comparadas con modelos dosimétricos donde glándula es

representada por el fantoma de Cristy-Eckerman en el esquema MIRD o por una esfera

en el esquema de Marinelli.

3.2 Objetivos específicos

o Determinar la dosis de radiación absorbida del I123 /I125/I131 (yoduros) y Tc99m

(Pertecnetato) utilizando el fantoma de Cristy-Eckerman en el esquema Mird.

o Determinar la dosis de radiación absorbida del I123 /I125/I131 (yoduros) y Tc99m

(Pertecnetato) en la tiroides de un neonato utilizando una representación

esférica en el modelo dosimétrico de Marinelli.

o Establecer las diferencias significativas del estimado de dosis de radiación

absorbida por la glándula tiroidea de un neonato del fantoma antropomórfico

de Cristy-Eckerman usada en la propuesta metodológica presentada, con los

valores estimados de dosis del modelo dosimétrico de Marinelli que utiliza a una

esfera como representación glandular.



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12

MARCO TEÓRICO

4.1 Dosimetría Interna de la Radiación

La dosimetría interna es "... la ciencia utilizada para medir, calcular, estimar, predecir y

cuantificar la energía radiante absorbida por la ionización y excitación de los átomos en

los tejidos humanos como resultado de la emisión producto de la deposición internas del

radionúclido ". [24]

4.1.1 Dosimetría Interna de la Radiación Beta

Para un medio infinitamente grande que contiene una distribución uniforme de

radioisótopos, la concentración de energía absorbida debe ser igual a la concentración

de energía emitida, y es esencialmente confinada en la región que contiene el material

radiactivo.

Para propósitos prácticos, “infinitamente grande” puede ser aproximado por la masa del

tejido cuyas dimensiones exceden al rango o alcance de la radiación Beta que en seres

humanos es de unos pocos milímetros. [6]

Consideremos un radionúclido emisor beta con vida media efectiva ET , que se

distribuye con una concentración (C) de 1 µCi/g (1µCi produce 3,7 x 104 des/s).

Entonces, la energía liberada y absorbida por gramo de tejido por segundo, es 3,7 x 104

E C MeV, donde E es la energía promedio de la radiación beta por desintegración

en MeV, recordando que 1 rad = 6,24 x 107 MeV absorbido por gramo.



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13

La tasa de dosis beta, dt

dD para una actividad de CitA 1)( uniformemente

distribuido en la masa m(g) de tejido, la concentración del radionúclido gCiC /

para emisores beta de energía media, E (MeV/des), está dado por:

sradCExdt

dD/109,5 4

Por lo que:

)/(13,2/ hradCEdtDd

Igualmente, para T en días, tenemos:

)1.1(/2,51 díaradCEdt

dD

La ecuación (1.1) se puede escribir como:

hradtCdtDd k /)(/

Dónde:

)2.1(/13,2 hiCgradEn kkk

Siendo:

nk, la fracción de desintegraciones que ocurren en la emisión de una radiación beta que

tiene una energía media kE (MeV/des) por desintegración; y gCiC / , la

concentración del radionúclido.



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14

La dosis total absorbida durante un intervalo de tiempo después de la deposición del

radionúclido en el órgano, se calcula integrando la tasa de dosis sobre el intervalo de

tiempo requerido. Este cálculo debe considerar la constante de decaimiento físico del

isótopo radiactivo in situ f , y de la eliminación biológica del isótopo b .

Si la eliminación biológica por excreción sigue la cinética de primer orden, al igual que

la ley del decaimiento radiactivo, entonces, para este caso, tenemos:

tCtC b exp)( 0

Por lo que la concentración en el tejido se eliminará siguiendo la expresión

tCtC E exp)( 0 ; donde E

ET

693,0 es llamada constante de eliminación

efectiva, y E

ET

693,0 es la vida media efectiva dada por

bf

bfE

TT

TTT

.

Por tanto de (1.1), la dosis total durante un intervalo de tiempo después de la

deposición del isótopo es:

dteCED tE

013,2

Donde:

0C = actividad inicial por unidad de masa.

tE

EeCE

D

113,2 0

_



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15

Para t , es decir, cuando el isótopo ha decaído completamente en el tejido, la dosis

total absorbida beta en órgano fuente, TE en horas, es:

)3.1(/

44,113,2/ 0 Cirad

m

TEAD E

Igualmente, y en concordancia con las publicaciones de Marinelli y Quimby [2], se tiene:

( ET en días, mAC /00 ),

)4.1(...................../8,73

/ 0 Ciradm

TEAD E

Finalmente, en esta dosimetría, además de las partículas que depositan su energía en el

lugar donde se originan, se requiere determinar “La deposición local total de la energía

E ”, debido a la energía de todos los electrones que aparecen en los procesos de

decaimiento del radionúclido, así como fotones cuyos rangos son comparables al rango

de los electrones.

En 1965, Smith, et al. [23], publicaron en Journal of Nuclear Medicine 7:23-31, que E

se exprese como:

)5.1(pe EEEEEE

Dónde:

E -, es la energía promedio por desintegración de las partículas beta -; E , es la

energía promedio por desintegración de las paticulas +;, eE del depósito total local de



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16

energía debido a los procesos de captura electrónica; E , el de conversión interna y pE

, de la deposición local de la energía debido a fotones de 11,3 keV o menos.

La energía de 11,3 keV es el límite superior para fotones que depositan su energía

localmente, y pierden el 85% de su energía en agua dentro de 1,0 cm de su lugar de

emisión. Fue propuesta por Loevinger, et al. [25]

En 1965, Smith, et al. [26], publicaron un análisis detallado para el cálculo de E debido

a procesos de conversión interna y de captura electrónica calculado a partir de los

datos del esquema de decaimiento.

4.1.2 Dosimetría Interna de Marinelli de la radiación gamma

Para isótopos emisores gamma, su absorción es raramente completa dentro del tejido

de interés, por lo que sólo una fracción de la energía que lleva el fotón original en el

radioisótopo contenido en el tejido es absorbido dentro de él. Asumiendo que el órgano

es infinitamente grande para los gamma, las radiaciones penetrantes viajan a gran

distancia dentro del tejido sin interactuar. Para un radionúclido distribuido

uniformemente en volumen con una concentración de giCC / , la tasa de dosis en

cualquier punto debido a la cantidad de radionúclido presente en un volumen a una

distancia del punto (Fig. 2), está dado por [6]:

)6.1(/

exp10)(

2

3 hRdVr

rCXd eff



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17

Dónde:

ρ(g/cm3), es la densidad del tejido

(R.cm2/mCi.h) es la constante específica de radiación gamma, calculada por la

ecuación:

)7.1....(..................../105,1 2

,

5 hCimcmREnxi

iairii

Dónde:

in , es el número de fotones de energía Ei por desintegración absorbida en aire, con un

coeficiente de absorción verdadero en aire iair ,

El valor de iair , está dado por kairia , (se ha eliminado el coeficiente de

la radiación dispersa ( s ), debido a que no se usa para la producción de iones. La

radiación correspondiente a este factor (radiación dispersa), no se usa para la

producción de iones. Ésta puede encontrarse en gráficas o en tablas. [3]

El factor reffexp expresa la atenuación de la intensidad del haz, debido a la

absorción en el medio, y 2/1 r , la reducción de su intensidad.

El valor de eff depende de la fracción radiación dispersada que es absorbida dentro

del tejido. Para fotones de bajas energías, eff varía fuertemente con la energía. En agua

o músculo, eff está dentro de 0,025 a 0,030 cm-1 en el rango de 0,06 a 3,0 MeV. Para

hueso compacto, eff está entre 0,021 y 0,036 cm-1 en el rango de 150 keV a 3,0 MeV.

Debido a la dependencia de eff de la energía de la radiación gamma y de la naturaleza

del medio absorbente, es evidente, que reffexp será diferente para radiaciones



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18

gamma de diferentes energías, del mismo radionúclido. En el rango de energías gamma

de 0,1 a 2,0 MeV, es prudente asumir un valor promedio constante de

1028,0 cmaff en agua o tejidos blandos (densidad 1), para pequeños valores de r

. [6]

La probabilidad de que un efecto fotoeléctrico ocurra en tejido es mayor que la del

proceso Compton para energías menores que 0,1 MeV [7]. El valor eff depende de la

energía, forma y masa del tejido. Estos dos últimos factores, determinan la distancia

promedio que un fotón atraviesa en el tejido de interés, el cual es una medida del

número de interacciones que un fotón experimentará.

Figura 2: Deposito local de la energía de los fotones.

La tasa de exposición total en p debido a todos los isótopos en el tejido, será:

hRVdr

etC

dt

Xd effp

/102

3

Esta expresión no es fácil de integrar, excepto, cuando el volumen es una esfera o

cilindro. La ecuación (1.5) suele escribirse como:



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19

pgtCdt

dX)(10 3

V

r

p Vdr

eg

2

Donde:

pg , es un parámetro calculado en p , y se le conoce con el nombre de factor geométrico.

Para el caso de una esfera de radio R , su tasa de exposición en el centro de dicha esfera,

está dado por:

gCdt

dX 310

2/

0 0 0

2cos

R r

c drdrdrr

eg

Luego:

cmeg rc

14

La definición de ""g se aplica a un punto dado dentro del volumen del tejido. En muchos

casos de salud pública se está interesado en la tasa de dosis promedio, antes que en la

tasa de dosis en un punto específico. Para este propósito se define el factor geométrico

promedio g :



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20

cmVdgV

g

1

Para una esfera:

cmeg R

1

4

4

3

Si: 1R ,

)8.1()10(3 cmRcmRg

Para el cuerpo humano promedio, Hine and Brownell han desarrollado valores para g

basados en los datos publicados por Bush (5). Para cilindros de un amplio rango de

tamaño, los valores g fueron obtenidos por Focht, Quimby et al., (27);

En el cálculo de g [13], el valor usado eff es 0,028 cm-1, el cual se asume que es

constante.

El valor de la tasa de exposición promedio (ecuación 1.5), se puede expresar como:

hRgtCdt

Xd/)(10 3

)9.1(/)(104,2 2 díaRgtCxdt

Xd

La exposición total gamma para la ecuación (1.9), con ET en días, será:

0

0

2104,2 dteCgxX tE



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21

RTCgxX E0

2104,2

Para obtener la dosis absorbida en rad., a partir de la exposición en roentgens (R), es

necesario tener en cuenta el factor de conversión “f” rad por roentgens, para la energía

gamma y el tejido en estudio. Para tejidos del músculo y para fotones con energías

confinadas entre 0,2 MeV hasta 3,0 Mev, f varía entre 0,95 a 0,98; obviamente, no habrá

error al introducir dentro de este rango, el uso de rad. en lugar de roentgens en las

fórmulas anteriores, sin que cambie su valor. Por lo que:

horasenTradTgCxD EE0

21044,1

0

0,001/ Ci (1.)E

D g Trad

A m

y 0

0,0346(1.10)E

E

D g TT en días

A m

La suma de las dosis “” y “” se obtiene de las ecuaciones anteriores (1.9) y (1.10), con

ET en días:

radgETCD E 0346,08,730

)11.1(/

0346,08,73/ 0 iCrad

m

gETAD E



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22

4.1.3 Dosimetría Interna MIRD

Una diferente aproximación a la dosimetría interna de los emisores, ha sido desarrollada

por Brownell, Callagan y otros [28], sobre la base de la llamada “fracción absorbida”,

donde parte de la energía gamma total emitida es absorbida en un volumen de masa y

geometría específica. En sus cálculos usaron el método Montecarlo, mediante el cual se

sigue teóricamente a muchos fotones a través de muchas interacciones asumidas.

El esquema MIRD fue planeado esencialmente para el cálculo de dosis recibidas por los

pacientes durante ensayos diagnósticos de medicina nuclear y no para el propósito de

correlaciones de dosis con efectos de la radiación.

El Medical Internal Radiation Dose Committe of The Society of Nuclear Medicine (MIRD),

desarrolló un sistema formalizado para el cálculo de la dosis, para un órgano blanco

desde un órgano fuente que contiene el radioisótopo distribuido uniformemente.

Tasa de emisión de energía

dt

Ed me

Sea un radionúclido que emite un solo tipo de radiación, de energía E (MeV) por

decaimiento (frecuencia de emisión unidad). La actividad iC1 de este radionúclido

del órgano fuente ( i ) emitirá una tasa de:

iCMevExdt

Ed me/107,3 4

Teniendo en cuenta que 1 MeV = 1.6 x106 erg; 1h = 3 600 s, obtenemos:

iCergEExdt

Ed me/213107,3 4



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23

Si el radionúclido emite más de una radiación, tal como 1,2; …; k, con una frecuencia de

emisión knnn ,...,, 21 y energías kEEE ,...,, 21 , respectivamente, será:

2.13 /em

k k

d En E erg C i h

dt

Tasa de absorción de la energía

dt

Ed abs

Para determinar la tasa de absorción de la energía por un volumen blanco ( j ) de un

radionúclido distribuido en un volumen fuente ( i ), tenemos que definir una nueva

cantidad conocida como la fracción absorbida. La fracción absorbida ijk , es

definida como la razón de la energía absorbida por un volumen blanco de una radiacion

del tipo k que emite el órgano fuente, y que es absorbido por el órgano blanco, y está

expresada como:

em

abs

k

E

E

kradiaciónladeSvolumenundeemitidaenergía

kradiaciónladeTvolumenenabsorbidaenergíaST

Los valores de ijk , son determinados a partir de los mecanismos de la

interacción de la radiación con la materia.

En la mayoría de problemas encontrados en medicina nuclear, la radiactividad es

distribuida dentro del volumen blanco, es decir, ji . En estos casos, la fracción

absorbida como la fracción autoabsorbida se escribe como k , entendiéndose que el

volumen blanco y volumen fuente son los mismos [29].



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24

Conocida ijk , obtenemos la tasa de absorción para todas las k radiaciones:

2,13 /absk k k k

d En E j i erg C i h

dt

Los valores ijk dependen de la forma geométrica y masa del órgano, así como

de la energía del fotón y de la distribución del radionúclido. Son determinados a partir

de los mecanismos de la interacción de la radiación con la materia. Usa la técnica

Montecarlo, que simula el transporte de millones de partículas en un modelo estándar

del cuerpo, llamados fantomas (modelo matemático del hombre de referencia) y

cataloga su comportamiento promedio. Los fantomas son representaciones

matemáticas del cuerpo humano. El tamaño, forma del cuerpo y sus órganos son

descritos por expresiones matemáticas.

Se requiere separar los valores de ijk para cada tipo de radiación emitida,

siendo dividida en dos tipos [30]:

a) Radiaciones no penetrantes, se refiere a todas las formas de radiación que son

realmente atenuadas, es decir, la energía es depositada en la vecindad inmediata

a la fuente (localmente depositada), por ejemplo, las partículas alfa, beta y

electrones (conversión interna).

b) Radiaciones penetrantes, referidas a las radiaciones que pueden alcanzar

grandes distancias antes de interactuar y depositar sus energías en el órgano. Son

fotones con energías mayores que 11,3 keV que interactúan con el tejido; parte

de esta energía puede depositarse fuera del órgano fuente. Estas radiaciones son

clasificadas como penetrantes. Los rayos X con energías mayores que 11,3 keV,

son tomados como radiaciones gamma en la determinación ijk .

Radiaciones X con energías menores que 11,3 keV, son tomadas como no

penetrantes. Para radiaciones no penetrantes, toda la energía emitida de la



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25

actividad en un órgano es asumida como absorbida en dicho órgano, por lo que

1k

Figura 3: Comportamiento de los fotones, los electrones y las partículas alfa en el interior del cuerpo [16].

Para radiaciones penetrantes, sólo una fracción de la energía emitida en ese órgano

fuente es absorbida. Así, parte de la energía emitida en dicho órgano, será absorbida en

otro. Algunas escaparán del cuerpo completamente. Las fracciones absorbidas para

todos los blancos tendrán valores comprendidos entre cero y uno 1 ijk .

Para determinar las fracciones absorbidas para fotones de una configuración ji ,

éstas deben ser desarrolladas. Se han propuesto varios modelos anatómicos y métodos

para estos cálculos [27].

Normalmente los volúmenes geométricos, como esferas y elipsoides, son usados como

fantomas para el cuerpo humano y sus tejidos. El tamaño y forma del volumen que se

asemejan al tejido de una persona promedio en diferentes edades, están dados en tablas.

Cálculos exactos de ijk en i y j para fotones de varias energías, y en fuentes

distribuidas uniformemente en tejidos y agua, para esferas, cilindros y elipsoides, han



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26

sido calculados y publicados por MIRD, en varios suplementos de Journal Of Nuclear

Medicine, suppl. Nº 1; 1968; suppl. Nº3, 1969; suppl. Nº5, 1971.

Tasa de Dosis

dt

dD

Dividiendo la tasa de energía

absE del órgano blanco j , por su masa )(gm j , y

recordando que gergrad /1001 , la tasa de dosis para cada iC de actividad, y

para todas las k radiaciones es:

2,13 1/100 /absk k k

d Em j n E j i rad C i h

dt

Tomando en cuenta que: desgMeVhiCrad /46,0/1 .

Si el órgano fuente contiene iCtAi de actividad en el tiempo t , entonces, la

tasa de dosis para esta cantidad será:

hradijtC

hradijEntCdt

dD

kk

kkk

/

/13,2

Dosis absorbida promedio por el blanco jD

El cálculo de la dosis total, debido al decaimiento completo del radionúclido depositado

en rad/h, será:

dttAijEnm

ijDD kkkk

j

j )(1

13,2



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27

hCitdtAA )(~

)(~tA , es la actividad acumulada en un órgano fuente. Representa la medida de

distribución de la radiactividad y biocinética dentro del tejido humano.

Se observa que tCtC E exp)( 0 ;

Dónde:

E

ET

693,0 , es llamada constante de eliminación efectiva.

Haciendo:

hCigradEn kkk /13,2

sec/1051,7/1 14 BqkgGyxhCiradg

kn , es la fracción de desintegraciones que ocurren en la emisión de una radiación

gamma de energía VMeE k :

radijm

tAijDD kkk

j

j

1)(

~

Snyder, et al., [14], introduce el término denominado factor de dosis o factor ""S :

hCiradijm

ijS kkk

j

/

1

Dónde:



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28

ijS , es la fracción de la energía gamma emitida por j que se absorbe en i

(involucra sólo datos físicos y anatómicos del órgano)

ijijS kkk

desgVMehCirad /46,0/1

j

kk

mij

Dónde:

k , es la fracción absorbida específica.

radijStAijDD j )(~

El tiempo de residencia para un órgano fuente i , i está dado por:

)12.1()(

~

0A

tAi

Dónde:

0A , es la actividad administrada en el tiempo 0t

En el caso que toda 0A de la muestra radiactiva sea localizada en el órgano a 0t (por

ejemplo, la sangre) se tiene:

)13.1(443,1 Ei T



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29

Luego, la dosis media absorbida puede expresarse como:

)14.1(/0

CiradijSA

D j

Los datos biológicos relacionan sólo al modelo antropomórfico usado (tamaño, forma,

densidad y composición) con la distribución y retención del radionúclido en el órgano

fuente.

Figura 4: Órganos Fuente (Source Organs) y Órgano blanco (Target Organ) [16].

Para varios órganos fuentes, que contribuyen a la dosis del órgano blanco, la ecuación

de dosis total sumada sobre todas las fuentes, está dada por:

radijSADD itodasijj~

Luego, la suma de las contribuciones de todas las radiaciones de la fuente al blanco, es:

j

kkk

ii

jm

ijA

D

0



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30

)15.1(/0

ACiradijSA

Di

j

Si 0A , actividad administrada (Bq), i , tiempo de residencia en región fuente i (s); k

, energía media emitida por decaimiento nuclear para la emisión del tipo

sBqkgGyk / ; jm , es la masa del órgano blanco j (Kg); ijk , fracción

de energía emitida por el órgano fuente, la cual es absorbida por el órgano blanco y

depende del monto de la energía de radiación que alcanza al blanco, así como del

volumen y composición del órgano blanco y del tipo de energía de la k-ésima emisión,

entonces, la dosis media absorbida en región j es Dj, (Gy)

La expresión 1.14, también puede expresarse como ( qMBGymCirad /270/1 ):

)15.1(/

0

BBqMGymijSkA

ijDi

j

k = factor de conversión de unidades

= desghVeMqBMyGmE ///0276,5

horasenydesgVMeenijS i/

El término i es el tiempo de residencia de la región fuente 0/~ AAi ; la cantidad A~

es la actividad acumulada que representa el parámetro biológico, y que depende del

comportamiento fisiológico del órgano fuente –modelo biocinetico– y del decaimiento

radiactivo del radiofármaco (da cuenta del mecanismo de captación y retención del

radiofármaco en el cuerpo entero, y en varios órganos). Los modelos biocinéticos

implicados en el cálculo de A datan la mayoría de 1975 y se recogen en la publicación

ICRP-53 [31].



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31

El factor ijS representa el parámetro físico, y depende del modelo anatómico

(geometría), de la naturaleza de las radiaciones, y de sus características de absorción

(física).

Además de considerar la contribución a la dosis por emisión de fotones desde todos los

órganos fuentes, se debe incluir la contribución de emisores beta del propio órgano que

es fuente, así como la contribución beta procedente del órgano no fuente, definida como

resto del organismo. La dosis beta para la glándula tiroidea y los riñones, se determina

de la siguiente manera:

Usando la ecuación (1.3) que determina la dosis beta en el propio órgano que es fuente

(f), sabiendo que desgVMehCirad /13,2

1/1 :

)16.1(/0

desgVMem

E

A

D

r

Como : desVMeE /191,0

Se tiene:

desghVMemA

D

r

r /191,00

La contribución beta procedente del órgano no fuente, definida como “resto del

organismo”, que suponiendo que la fracción de la actividad del resto en cada órgano es

TBórgano mm , y que la fracción de la energía absorbida en cada órgano es 1,0 se

expresa:

TB

TB

m

E



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32

Así, para la glándula tiroidea, la dosis total será:

0 0 0

D j i D j iD j i

A A A

TB

TB

f

fi

mE

mEijSk

A

ijD

0 (1.17)

Dónde:

1º Término: son las contribuciones dosimétricas de fotones emitidos por el órgano

fuente i (órganos de la biocinética) y absorbida por el órgano blanco j

2º Término: contribuciones dosimétricas por emisión beta del propio órgano que es

fuente, en este caso, se asume una fracción absorbida 1,0.

3º Término: contribución dosimétrica debido a emisiones beta del propio órgano

que no es fuente (“resto de órganos”).

Dependiendo del tipo de radiofármaco usado y su biocinética, corresponderá la

significancia de sus contribuciones en el estimado de dosis absorbidas por la glándula

tiroidea para pacientes recién nacidos.

La dosis absorbida total para el resto de órganos del cuerpo se encuentra en: “Dosis de

radiación recibida por los pacientes tras la administración de radiofármacos” [32]



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33

MATERIALES Y MÉTODOS

5.1 Materiales

5.1.1 Datos dosimétricos de los radiofármacos en estudio, extraídos de Health

Physics Society.Radionuclide Decay Data [Accessed abril 5, 2015].

5.1.2 Fracciones absorbidas específicas para recién nacido (Cristy-Eckermann),

extrapoladas de ORNL/TM-8381, 1987.

5.1.3 Masas de órganos para fantoma de Cristy-Eckerman propuesto por Stabin

et al, extraídas de Health physics 85(3):294-310.

5.1.4 Modelo biocinético para la glándula tiroidea ICRP-53 [31]

5.1.5 Ecuación de dosis de radiación beta y gamma para los yoduros y

Pertecnetato. Ecuación (1.17)

5.1.6 Tabla de dosis de “Radiation Dose Estimates to Adults and Children from

Various Radiopharmaceuticals” para captaciones de I123/I125/I131 (yoduros)

y Tc99m (Pertecnetato) en tiroides de pacientes recién nacidos [44]



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AS

34

Figura 5: Modelo Biocinético del Yodo (ICRP-53)

5.2 Métodos

5.1.1 Valor de E para los yoduros y Pertecnetato [32]

5.1.2 Tiempos de residencia para órganos fuente: tiroides, estómago, intestino

delgado, riñones, vejiga y resto de órganos extraídos de Programa Radar.

[35]

5.1.3 Se administra una dosis de 1 microcurie /gramo de I123/I125/I131 (yoduros)

y Tc99m (Pertecnetato), que se asume distribuido uniformemente en dichos

órganos.

5.1.4 Fracciones absorbidas específicas para los yoduros 123, 125, 131 y Tc99m

(Pertecnetato) del fantoma Cristy-Eckerman para adulto, extrapolado de

Programa Radar [36]



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35

5.1.5 Determinación del factor ""S para tiroides usando las fracciones

absorbidas especificas del fantoma Cristy-Eckerman.

5.1.6 Determinación de

0A

ijD

, 0A

D

y

0A

ijD

para la glándula

tiroidea, según ecuaciones (1.17)

5.1.7

0A

ijD

para el resto de órganos.

5.1.8 Calculo de dosis absorbida, según ecuaciones (1.19) y (1.20).

5.1.9

0A

ijD

para tiroides, utilizando metodología Marinelli, et. Al

5.1.10 Cuadro Evaluativo de los métodos.



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36

RESULTADOS

6.1 Tiempos de Residencia de los Órganos fuente

Tabla N°1: Tiempos de Residencia para Órganos de la biocinética de los Yoduros

Yoduros

Tiempos

de resid.

( horas)

Tiroides Estómago Intestino

delgado Riñones Vejiga

Resto del

cuerpo

I-123 25 % 2.94 1,08 1,08 0,062 0,833 5,03

I-131 25 % 60,72 1,66 1,66 0,095 1,32 7,76

I-125 25 % 295.2 1.72 1.72 0,098 0,833 8.04

Tabla N°2: Tiempos de Residencia para Órganos de la biocinética del Tc99m (Pertecnetato)

6.2 Energías para partículas emitidas del Tc99m (Pertecnetato), I-123, I-125 y I-

131 (yoduros)

Tiempos

de resid.

( horas)

Tiroides Estómago ULI Riñones Vejiga LLI

Resto del

cuerpo

25 % 0,037 0,154 0,743 0,033 0,345 0,363 4,32



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37

Tabla N°3: Data Nuclear para partículas emitidas más significativas

RFM Partículas Ek (MeV) nk /des (MeV/ des)k kn E

(MeV/ des)particle k kE n E

I123

Electrones de Conversión

0,1272 0,136 0,0173

0,0205 0,1540 0,0177 0,0027

0,1580 0,0035 0,00055

Electrones Auger

0,0032 0,94 0,0030 0,0058

0,0227 0,1235 0,0028

I131

Beta

0,0694 0,021 0,00145

0,1818 0,0966 0,073 0,007

0,1916 0,899 0,1722

0,283 0,0048 0,00135


0,0456 0,0363 0,00165

0,0084 0,3590 0,0025 0,00089

0,3299 0,0155 0,00511

0,2497 0,003 0,00075

Electrones Auger

0,0034 0,051 0,00017 0,000317

0,0246 0,006 0,000147

I125


0,0037 0,8000 0.00296

0,0070

0,0306 0,1080 0.00330

0.0345 0.0215 0.00074

Electrones Auger

0,0032 1.5700 0,00502

0,00956

0,0227 0.2000 0,00454

Tc99m

Electrones de

Conversión

0,1195 0,088 0,01052

0.01439

0,1216 0,0055 0,00067

0,1375 0,0107 0,0015

0,1396 0,0017 0,00024

0,140 0,0019 0,00026

0,0016 0,746 0,0012

Electrones

Auger

0.0155 0.0207 0.00032 0.00054

0.0022 0.1020 0.00022



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6.3 Dosis

0A

ijD

para la glándula tiroidea usando el fantoma Cristy –

Eckerman

Órgano blanco: Tiroides

Masa tiroides para el fantoma Cristy-Eckerman: 1.27 g

Órganos fuentes: tiroides, estómago, intestino delgado, riñón, vejiga, resto de

órganos.

6.3.1 Determinación de Δk

Las energías gamma más significativas del Tc-99m y de los Yoduros - 123, 125 y 131 se

encuentran resumidas en las tablas N°4, N°5, N°6 y N°7


Fotones kE

(Me V)

kn

(Por des.)

2.13k k kn E

(rad/µCi-h)

Gamma

0,0802 0.0262 0,0045

0,2843 0.0614 0,0372

0,3645 0.8170 0,6343

0,6370 0.0727 0,0986

0,7229 0.0180 0,0277

Radiación

Característica

0.0295 0.0138 0.00087

0.0298 0.0256 0.0016

0.0336 0.0091 0.0006



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Fotones kE

(Me V)

kn

(Por des.)

2.13k k kn E

(rad/µCi-h)

Gamma

0,1590 0.8330 0.2821

0,5290 0.0139 0.0157

Radiación

Característica

0.0272 0.2465 0.0143

0.0275 0.4600 0.0269

0.0310 0.1600 0.0106


Fotones kE

(Me V)

kn

(Por des.)

2.13k k kn E

(rad/µCi-h)

Gamma 0.0355 0.0668 0.0050

Radiación

Característica

0.0272 0.3990 0.0231

0.0275 0.7450 0.0436

0.0310 0.2590 0.0171



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Tabla Nº 7: Valores k para energías gamma significativos del Tc99m

Fotones kE

(Me V)

kn

(Por des.)

2.13k k kn E

(rad/µCi-h)

Gamma 0,1405 0.8906 0.2665

Radiación

Característica

0.0183 0.0210 0.00082

0.0184 0.0402 0.00157

0.0206 0.0120 0.00053

6.3.2 Valores de la fracción absorbida específica ij

Valores tiroidestiroidesk -γ

1

0,080 1.122 02thy thy E g

1

0,284 9.568 03thy thy E g

1

0,364 9.728 03thy thy E g

1

0,637 9.973 03thy thy E g

1

0,723 9.955 03thy thy E g

Valores tiroidestiroidesk -R-X

1

0,0295 5.355 02thy thy E g

1

0,0298 5.082 02thy thy E g

1

0,0336 4.288 02thy thy E g



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Resultados que fueron extraídos del Programa Radar por extrapolación para un recién

nacido del fantoma de Cristy-Eckerman.

Tabla Nº 8: Fracciones absorbidas específicas usando el fantoma Cristy-Eckerman para

Recién Nacidos ( )k tiroides tiroides

kE (MeV) 0.01 0.015 0.02 0.03 0.05 0.1 0.2 0.5 1

k (g-1) 0.53 0.28 0.14 0.049 0.015 0.0087 0.0094 0.010 0.0099

6.3.3 Valores para el factor de dosis ijS

Valores tiroidestiroidesS I131

thythythythyS kk

0,080 0,080 0,284 0,284 0,364 0,364

0,637 0,637 0,723 0,723

S thy thy thy thy

7.84 03 /S thy thy E rad Ci h

1.54 04 /R XS thy thy E rad Ci h








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Valores tiroidestiroidesS Tc99m



Ahora para los demás órganos de la biocinética.

Valores S tiroides estomago I131

k tiroides estomago -γ

1

0,080 1.10 05thy thy E g

1

0,284 9,97 06thy thy E g

1

0,364 9.94 06thy thy E g

1

0,637 9.81 06thy thy E g

1

0,723 9.77 06thy thy E g

k tiroides estomago -R-X

1

0,0295 8.27 06thy thy E g

1

0,0298 8.53 06thy thy E g

1

0,0336 9.11 06thy thy E g




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43


Análogamente, para el resto de órganos.

La tabla siguiente resume los resultados para valores 𝑆 debido a los fotones gamma del

I123 /I125/I131 (yoduros) y para el Tc99m (Pertecnetato) para la glándula tiroidea:

Tabla Nº 9: Factores S para fotones del I123 /I125/I131 (yoduros) rad/ Ci h

RFM Órgano

blanco

Órganos fuente

Tiroides Estómago Intestino

delgado Riñones Vejiga

Resto del

Cuerpo

I131 Tiroides 7.99E-03 7.996E-06 3.86E-06 6.52E-06 2.49E-06 5.22E-06



*Fuente: Elaborada por el Autor

Tabla Nº 10: Factores S para fotones del Tc99m (Pertecnetato) rad/ Ci h

Órgano

blanco

Órganos fuente

Tiroides Estómago ULI Riñones Vejiga LLI Resto del

Cuerpo

Tiroides 2.87E-03 2.821E-06 2.20E-06 2.17E-06 7.78E-07 1.03E-06 1.79E-06

*Fuente: Elaborada por el Autor



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44

6.3.4 Contribución de Fotones a la Dosis

De la ecuación (19), tenemos:

. .

. . .0

( ) ( ) ( . .)( )

( .) ( .) ( . .)

thy est i d

riñ vej r o

S thy thy S thy est S thy i dD jk

S thy riñ S thy vej S thy r oA

Procedemos primero a calcular la autodosis:

-Para el I-131:

0

0

( )( ) t

( )0.4760 / 128.53 / MBq

thy

D thy thyS thy thy

A

D thy thyrad Ci mGy

A

0

( )9.3509 03 / 2.52 / MBqR XD thy thy

E rad Ci mGyA

-Para el I-123:

0

( )8.0262 03 / 2.17 / MBq

D thy thyE rad Ci mGy

A

0

( )0.0103 / 2.78 / MBqR XD thy thy

rad Ci mGyA

-Para el I-125:

0

( )0.5845 / 157.81 / MBq

D thy thyrad Ci mGy

A

0

( )1.6708 / 451.12 / MBqR XD thy thy

rad Ci mGyA



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-Para el Tc-99m:

0

( )8.735 05 / 0.0236 / MBq

D thy thyE rad Ci mGy

A

0

( )1.9064 05 / 0.0040 / MBqR XD thy thy

E rad Ci mGyA

Para el resto de órganos ver Tabla N°11

6.3.5 Contribución de las Partículas Beta a la Dosis

Las energías para partículas más significativas emitidas del Tc-99m (Pertecnetato) y de

los Yoduros - 123, 125 y 131 se encuentran resumidas en las tablas N°3

0

f TB

f TB

DE E

A m m

Donde 3400 (cuerpo total),TB g 1.29 (masa tiroidea)f g

Para el I-131:

0

(thy thy) 2.13 60.72 2.13 7.760,1818 0.1818 18.22 / 4921.29 /

1.29 3400

D x xrad Ci mGy MBq

A

0

(thy thy)0.8423 / 227.42 /C eD

rad Ci mGy MBqA

0

(thy thy)0.0317 / 8.58 /e AD

rad Ci mGy MBqA

Para el I-123:

0

(thy thy)0.0995 / 26.87 /C eD

rad Ci mGy MBqA



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0

(thy thy)0.0281 / 7.60 /e AD

rad Ci mGy MBqA

Para el I-125:

0

(thy thy)3.4120 / 921.23 /C eD

rad Ci mGy MBqA

0

(thy thy)4.6598 / 1258.14 /e AD

rad Ci mGy MBqA

Para el Tc99m:

0

(thy thy)9.1807 04 / 0.2479 /C eD

E rad Ci mGy MBqA

0

(thy thy)3.4452 05 / 0.0093 /e AD

E rad Ci mGy MBqA

Análogamente, para el resto de órganos (Tabla N°11). La siguiente tabla, resume los

resultados de dosis encontrados en el esquema MIRD.



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Tabla N°11: Dosis Absorbida debido a las emisiones de fotones y partículas de los

yoduros-123, 125,131 y Pertecnetato-Tc99m en Tiroides-neonatos, representación Cristy-

Eckerman, Formalismo MIRD

Radiofármaco Emisiones D(Thy←Thy)/A0 D(Thy←i)/A0* Sub-total Total

(mGy/MBq)

I123

Fotones γ 2.17 ‹ 0,05% 4.95

39.42 Radiación-x 2.78

e- CE 26.87 - 34.47

e- Auger 7.60

I125

Fotones γ 157.81 ‹ 0,02% 608.93

2788.3 Radiación-x 451.12

e- CE 921.23 - 2179.37

e- Auger 1258.14

I131

Fotones γ 128.53 ‹ 0,01% 131.05

5288.3

Radiación-x 2.52

β- 4921.29

- 5157.29 e- CI 227.42

e- Auger 8.58

Tc99m

Fotones γ 0.0236 0.01674 0.0448

0.302 Radiación-x 0.0040 0.00051

e- CI 0.2479 - 0.2572

e- Auger 0.0093

(*) i= todos los órganos fuente excepto tiroides



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6.4 Dosis

0A

ijD

para la glándula tiroidea usando representación

esférica

Utilizando el método de Marinelli, et al. (1), se estima la dosis de radiación absorbida

por la glándula tiroidea para un paciente adulto cuya representación es una esfera de

1.29gr pegada a otra de la misma dimensión.

Usando la data nuclear actualizada de los radiofármacos en estudio, vida media

biológica y de masa glandular, se determina la dosis para tiroides de un neonato.

La dosis absorbida por la tiroides debido a emisiones de fotones de los radiofármacos

en estudio depositados en la misma glándula (auto-dosis) se expresa de acuerdo al

esquema Marinelli, (rad/μCi):

0

(tiroid tiroid) 0.001fotones thy

thy

D g

A m

Para esta representación se considera, ρ(densidad del tejido)=1g/cm3, el factor

geométrico promedio de la ecuación (1.8), dado por g=6.638 cm y┌ igualmente lo

podemos encontrar de la ecuación (1.7), cuyos valores se pueden ver en las Tablas

N°11, Tablas N°12, Tablas N°13 y Tablas N°14 .

Sabiendo que: 1 rad/ Ci = 0,46 MeV h/g des, en la ecuación (1.3), tenemos:

desghMeV

m

TECirad

m

TfE

A

D

f

fE //44,113,2

0

Con Ef TfT 44,1 , y de la ecuación (1.17), se obtiene:

desghMeVm

TE

m

TE

A

D

f

f

f

f /(%)

0



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49

Por lo tanto las contribuciones dosimétricas de las partículas emitidas por el

I123/I125/I131 (yoduros) y Tc99m (Pertecnetato) radionúclidos en este formalismo,

equivale a usar el segundo término de la ecuación MIRD.

Tabla N°12: Evaluación de Г para el Tc99m (Pertecnetato)

Emisión

Energía

del Fotón

Ei(MeV)

ni

(frecuencia)

μair, i

(cm-1)

┌

R-cm2/mCi-h

% del

total

┌

γ 0.1405 0.8906 3x10-5 0.0533

75.5%

γ 0.1426 0.0002 3x10-5 0.00019

x - Kα1 0.0183 0.0210 9x10-4 0.108

22.08%

x - Kα2 0.0184 0.0402 9x10-4 0.054

x - Kβ1 0.0206 0.0120 5.6x10-4 0.018 2.45% 5

,1,5x10ii air in E =0.734 100%

Tabla N°13: Evaluación de Г para el I131 (Yoduro)

Emisión

Energía

del Fotón

Ei(MeV)

ni

(frecuencia)

μair, i

(cm-1)

┌

R-cm2/mCi-h

% del

total

┌

iγ

Anexo N°1 2.2 99.4%

x - Kα1 0.0295 0.0130 3.2x10-4 0.0018

x - Kα2 0.0336 0.0070 1.8x10-4 0.006

x - Kβ1 0.0345 0.0015 1.7x10-4 0.0012 5

,1,5x10ii air in E =2.213 100%



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50


Emisión

Energía

del Fotón

Ei(MeV)

ni

(frecuencia)

μair, i

(cm-1)

┌

R-cm2/mCi-h

% del

total

┌

γ 0.5290 0.0139 3.57x10-5 0.0394 2.51%

γ 0.1590 0.8330 3.04x10-5 0.6039

97.49%

x - Kα1 0.0275 0.4600 2.88x10-4 0.2896

x - Kα2 0.0272 0.2465 2.75x10-4 0.5218

x - Kβ1 0.0310 0.1600 1.59x10-4 0.1183 5

,1,5x10ii air in E =1.57 100%


Emisión

Energía del

Fotón

Ei(MeV)

ni

(frecuencia) μair, i

(cm-1) ┌

R-cm2/mCi-h

% del total

┌

γ

0.0355 0.0668 1.17x10-4 0.0416 2.68%

x - Kα2

0.0272 0.3990 2.88x10-4 0.4688

97.32% x - Kα1

0.0275 0.7450 2.75x10-4 0.8451

x - Kβ1

0.0310 0.2590 1.59x10-4 0.1914

5

,1,5x10ii air in E =1.55 100%

Finalmente, se elabora la tabla resumen de dosis absorbida por la glándula tiroidea de

neonatos de las contribuciones fotones y partículas del I123/I125/I131 (yoduros) y Tc99m

(Pertecnetato)en las representaciones de los modelos antropomórficos de Cristy-

Eckerman y del formalismo de Marinelli, quien usa una representación esférica para la

glándula.



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Tabla N°16: Dosis Absorbida, Dβ+φ/A0, determinado por los formalismos MIRD y Marinelli

(mGy/MBq)

RFM Emisiones

Dβ+φ/A0

MIRD

Dβ+φ/A0

MARINELLI

Razón Dosis

Marinelli/Mird

I123

Fotones 4.95 6.15

1.03 Partículas 34.47 34.47

TOTAL 39.4 40.62

I125

Fotones 608.93 609.85

1.00 Partículas 2179.37 2179.37

TOTAL 2788.3 2789.2

I131

Fotones 131.05 178.85

1.01 Partículas 5157.29 5157.29

TOTAL 5288.3 5336.1

Tc99m

Fotones 0.0448 0.0362

1.09 Partículas 0.2572 0.2934

TOTAL 0.302 0.330



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DISCUSIÓN DE RESULTADOS

Se utilizó el formalismo MIRD para estimar dosis de radiación absorbida por la glándula

tiroidea de un paciente neonato cuya representación usa el modelo antropomórfico de

Cristy-Eckerman.

(i) Los resultados muestran que el monto de dosis de radiación diagnóstica D+/Ao

encontrados para neonatos no presentan diferencias significativas con los

reportados por la Comisión Internacional de Protección Radiológica, ICRP-53.

(ii) La dosis absorbida del I123 es 39.4 mGy/MBq ; el 99.95 % de dicha dosis

corresponde a su auto dosis (68.16 % a captura electrónica ; 19.28% a

electrones Auger ; 5.50 % a fotones gamma y el 7.05 % a radiación

característica). La contribución dosimétrica de los órganos que son parte de su

biocinética (excluyendo la tiroides) es insignificante.

(iii) La dosis absorbida del I125 es 2788.3 mGy/MBq ; el 99,98 % de dicha dosis

corresponde a su auto dosis (33.04% a electrones de conversión ; 45.12% a

electrones Auger; 5.66 % a fotones gamma y 16.18 % a radiación

característica). La contribución dosimétrica de los órganos que son parte de su

biocinética (excluyendo la tiroides) es insignificante.



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(iv) La dosis absorbida del I131 es 5288.3 mGy/MBq ; el 99.99% de dicha dosis

corresponde a su auto dosis (93.06 % a emisiones beta β- ; 4.30% a electrones

de conversión; 0.16 % a electrones Auger; 2.43 % a fotones gamma y 0.05 % a

radiación característica). La contribución dosimétrica de los órganos que son

parte de su biocinética (excluyendo la tiroides) es insignificante.

(v) La dosis absorbida del Tc99m (Pertecnetato) es 0.302 mGy/MBq ; el 94,69 % de

dicha dosis corresponden a su auto dosis ( 82,08 % a electrones de conversión

, 1.32 % a electrones Auger, 7.19 % a fotones gamma y 1.32% a radiaciones

características) . El 5,71 % restante, corresponde a contribuciones

dosimétricas de órganos de la biocinética; significativo como para ser ignorado

(vi) Los resultados de dosis reportados por ambos métodos para el I123, I125 y I131

(yoduros) y Tc99m (Pertecnetato) presentan una diferencia porcentual que

varía desde 0.9% al 9.3% dependiendo de la masa y geometría del fantoma. El

concepto de dosis de radiación absorbida en el órgano y el método de cálculo

por el esquema MIRD/Marinelli son válidos solo si se asume que la actividad

esta uniformemente distribuida a través de la región fuente.

(vii) El método Marinelli asume al coeficiente efectivo de absorción en el tejido como

constante (Tablas N°12, N°13, N°14 y N°15) haciendo que el valor ┌ se “infle”,

esto se debe a que el coeficiente de absorción lineal en aire aumenta muy rápido

en la región de fotones de muy bajas energías. Los resultados de dosis

reportados por este método no presentan diferencias significativas cuando se

les compara con el método Mird. El método solo es aplicable para radiofármacos

cuyas contribuciones dosimétricas de los órganos fuente sean insignificante

(Yoduros) y no funciona, cuando estos son significativos en el estimado de dosis

(Pertecnetato).

(viii) Dada la insignificancia de contribuciones dosimétrica de órganos de la

biocinética de los yoduros, la dosis absorbida por la glándula tiroides es su auto



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dosis. Por lo que su dosis absorbida es independiente de la forma geométrica

glandular para estos radiofármacos y, dependiendo del radiofármaco y su

biocinética, corresponderá la significancia de sus contribuciones a la dosis

tiroidea.

(ix) Los resultados de dosis encontrados para los yoduros, son congruentes con los

reportados por Wellman HN y Anger RT, donde la tiroides de un neonato es de

1,5 g es representado por pequeños elipsoides [21].



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CONCLUSIONES

(i) Se determinó la dosis total absorbida para la glándula tiroides de un recién

nacido cuando se le administra I123/I125/I131 (yoduros) y Tc99m (Pertecnetato),

donde la glándula es representada por el fantoma de Cristy-Eckerman, en el

esquema MIRD.

(ii) Se determinó la dosis total absorbida para la glándula tiroides de un recién

nacido cuando se le administra I123/I125/I131 (yoduros) y Tc99m (Pertecnetato),

donde la glándula es representada por una esfera, en el modelo dosimétrico de

Marinelli.

(iii) Se demuestra que las contribuciones dosimétricas de órganos fuente de la

biocinética de I123, I125 y I131 (Yoduros) no son significativos en el estimado de

dosis. Por tanto, la dosis total absorbida por la glándula para estos radiofármacos

es su auto dosis; mientras que la contribución dosimétrica de los órganos que

son parte de la biocinética del Tc99m (Pertecnetato), excluyendo la tiroides, es

muy significativo en el estimado de la dosis absorbida como para ser ignorada.

(iv) Se estableció que no existen diferencias significativas en el estimado de dosis

absorbida por la tiroides de un recién nacido representada por fantoma de

Cristy-Eckerman o por una esfera de 1.27 gramos que utiliza el formalismo

MIRD y MARINELLI



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http://interesjournals.org/irjesti/january-2015-vol-4-issue-1

http://hps.org/publicinformation/radardecaydata.cfm

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ANEXOS

Anexo N°1: Esquema de decaimiento y datos dosimétricos de los radiofármacos en

estudio.

o Technetium-99m PERTECHNETATE



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Decay Mode: Isometric transition Half Life: 6.01 horas

Emission Mean Energy (MeV) Frecuency ce-M e- 0.0016 0.7460

Auger-L e- 0.0022 0.1020 Auger-K e- 0.0155 0.0207

ce-K e- 0.1195 0.0880 ce-K e- 0.1216 0.0055 ce-L e- 0.1375 0.0107 ce-L e- 0.1396 0.0017 ce-M e- 0.1400 0.0019 ce-N+ e- 0.1404 0.0004 ce-M e- 0.1421 0.0003 L X-ray 0.0024 0.0048

Kα2 X-ray 0.0183 0.0210 Kα1 X-ray 0.0184 0.0402 Kβ X-ray 0.0206 0.0120

γ 0.1425 0.8906 γ 0.1426 0.0002

Decays from 99-Tc-43 (Half life: 2.11E-5 years) not included

o Iodine 125

Decay Mode: Electron Capture Half Life: 59.4 dias



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Emission Mean Energy (MeV) Frecuency Auger-L e- 0.0032 1.5700

ce-K e- 0.0037 0.8000 Auger-K e- 0.0277 0.2000

ce-L e- 0.0306 0.1080 ce-M e- 0.0345 0.0215 L X-ray 0.0038 0.1550


γ 0.0355 0.0668

o Iodine 123

Decay Mode: Electron Capture Half Life: 13.27 horas



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Emission Mean Energy (MeV) Frecuency Auger-L e- 0.0032 0.9400 Auger-K e- 0.0277 0.1235

ce-K e- 0.1272 0.1360



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ce-L e- 0.1540 0.0177 ce-M e- 0.1580 0.0035 ce-N e- 0.1588 0.0008 L X-ray 0.0038 0.0930


γ 0.1590 0.8330 γ 0.1826 0.0001 γ 0.1922 0.0002 γ 0.2480 0.0007 γ 0.2810 0.0008 γ 0.3307 0.0001 γ 0.3464 0.0013 γ 0.4400 0.0043 γ 0.5053 0.0032 γ 0.5290 0.0139 γ 0.5385 0.0038 γ 0.6246 0.0008 γ 0.6880 0.0003 γ 0.7358 0.0006 γ 0.7836 0.0006

Decays from 123m-Te-52 (Half life:120 dias) o 123-Te-52 (Half life: >6E14 years) not included

o Iodine 131

Decay Mode: Beta - Half Life: 8.0207 dias



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Emission Mean Energy (MeV) Frecuency β- 0.0694 0.0210 β- 0.0869 0.0065



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β- 0.0966 0.0727 β- 0.1916 0.8990 β- 0.2002 0.0005 β- 0.2832 0.0048

Auger-L e- 0.0034 0.0510 Auger-K e- 0.0246 0.0060

ce-K e- 0.0456 0.0354 ce-L e- 0.0747 0.0046 ce-M e- 0.0790 0.0009 ce-N+ e- 0.0800 0.0002 ce-K e- 0.1427 0.0005 ce-L e- 0.1718 0.0001 ce-K e- 0.2497 0.0025 ce-L e- 0.2789 0.0004 ce-K e- 0.3299 0.0155 ce-L e- 0.3590 0.0025 ce-M e- 0.3633 0.0005 ce-N+ e- 0.3643 0.0001 ce-K e- 0.6024 0.0003 L X-ray 0.0041 0.0057


γ 0.0802 0.0262 γ 0.1772 0.0027 γ 0.2725 0.0006 γ 0.2843 0.0614 γ 0.3181 0.0008 γ 0.3247 0.0002 γ 0.3258 0.0027 γ 0.3584 0.0002 γ 0.3645 0.8170 γ 0.4048 0.0005 γ 0.5030 0.0036 γ 0.6370 0.0717 γ 0.6427 0.0022 γ 0.7229 0.0177

Decays from 131m-Xe-54 (Half life: 11.8 dias) not included

Anexo N°2: Fantoma Cristy Eckerman (1987)



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Anexo N°3: Dimensiones y Masas de Órganos fuente en el fantoma de Cristy-

Eckerman

Phantom: Newborn

Phantom height (cm) 47.5 Body surface area

(cm2)a 2100

Organ Mass (g) of Organ

Adrenals 5.83

Brain 352 Breasts—including

skin 0.205

Breasts—excluding skin

0.107

Gallbladder contents 2.12

Gallbladder wall 0.408

LLI contents 6.98

LLI wall 7.96

SI contents 52.9

Stomach contents 10.6

Stomach wall 6.41

ULI contents 11.2

ULI wall 10.5

Heart contents 36.5

Heart wall 25.4

Kidneys 22.9

Liver 121

Lungs 50.6

Ovaries 0.328

Pancreas 2.8

Remaining tissue 2360

Active marrow 47

Skin 118

Spleen 9.11

Testes 0.843

Thymus 11.3

Thyroid 1.29 Urinary bladder

contents 12.4

Urinary bladder wall 2.88

Whole body 3400



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Anexo N°4: Dosis absorbida para captación del 25% para un paciente recién nacido.

o Technetium-99m (PERTECHNETATE)

Dosis Absorbida (mGy/MBq) Organ Newborn

Lower Large Intestine Wall 0.41 Small Intestine 0.68 Stomach Wall 0.20

Upper Large Intestine Wall 0.43 Ovaries 0.068

Bone Surfaces 0.044 Red Marrow 0.029

Testes 0.031 Thyroid 0.32

Urinary Bladder Wall 0.12 Effective Dose Equivalent 0.11

Fuente: orise.orau.gov/files/reacts/pedose.pdf

o Iodine 123 (SODIUM IODIDE)

Estimate Radiation Dose Equivalent(mGy/MBq)

Organ Newborn


Upper Large Intestine Wall 0.14 Liver 0.068

Ovaries 0.11 Bone Surfaces 0.11 Red Marrow 0.055

Testes 0.051 Thyroid 47 Thymus 0.16

Urinary Bladder Wall 0.28 Effective Dose Equivalent 1.6




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Organ Newborn





Urinary Bladder Wall 0.40 Effective Dose Equivalent 87




Organ Newborn





Urinary Bladder Wall 2.1 Effective Dose Equivalent 160




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