tema 10 conceptos bÁsicos en dosimetrÍa...

Curso de SUPERVISORES de instalaciones radiactivas (IR) MÓDULO BÁSICO

© CSN-2013

TEMA 10

CONCEPTOS BÁSICOS EN DOSIMETRÍA INTERNA


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ÍNDICE:

1. INTRODUCCIÓN ............................................................................................................ 3

2. INCORPORACIÓN DE RADIONUCLEIDOS AL ORGANISMO HUMANO........................... 4

2.1. Tránsito en el organismo de la contaminación interna. ....................................... 4

2.2. Vías y Fases de Incorporación ............................................................................... 5

2.3. Características generales ...................................................................................... 6

3. MAGNITUDES Y LÍMITES DE APLICACIÓN UTILIZADOS EN DOSIMETRÍA INTERNA ...... 7

3.1. Magnitudes en Protección Radiológica ................................................................ 7

3.2. Límites de aplicación en Dosimetría Interna ........................................................ 9

4. TÉCNICAS DE MEDIDA PARA LA DETERMINACIÓN DE LA CONTAMINACIÓN INTERNA ..................................................................................................................... 10

4.1. Vigilancia individual ............................................................................................ 10

4.2. Vigilancia de área. ............................................................................................... 16

4.2.1. Medidas con muestreadores ambientales ............................................... 16

5. MODELOS BIOCINÉTICOS UTILIZADOS EN DOSIMETRÍA INTERNA ............................. 17

5.1. Modelo de ICRP-66 para el Sistema respiratorio: INHALACIÓN ......................... 18

5.2. Modelo de ICRP-30 para el Sistema Gastrointestinal y Nuevo Modelo de ICRP-100 para el Tracto Alimentario. INGESTIÓN .............................................. 19

5.3. Modelos Sistémicos ............................................................................................ 21

6. PROCEDIMIENTO GENERAL PARA LA ESTIMACIÓN DE LA INCORPORACIÓN/DOSIS INTERNA ..................................................................................................................... 23

6.1. Códigos de cálculo utilizados en estimaciones dosimétricas ............................. 25

6.2. Incertidumbres en la estimación de Incorporación/Dosis interna ..................... 26

7. DISEÑO Y OPERACIÓN DE PROGRAMAS DE CONTROL PARA LA VIGILANCIA DE LA EXPOSICIÓN INTERNA ................................................................................................ 27

7.1. Definición y Clasificacion de Programas de Control ......................................... 28

8. BIBLIOGRAFIA BÁSICA EN DOSIMETRÍA INTERNA. ..................................................... 29


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1.

El fin último de la Protección Radiológica es proteger la salud de las personas de los efectos perniciosos de las radiaciones ionizantes, así como preservar el medioambiente. Por ello, la Comisión Internacional en Protección Radiológica (ICRP) ha diseñado y propuesto un sistema de protección, una de cuyas piezas esenciales es la limitación de dosis para los trabajadores expuestos a radiaciones y también para el público en general. La dosimetría en el campo concreto de la protección radiológica tiene como misión:

1) comprobar que tales limitaciones se cumplen, ayudando de este modo a preservar la salud de las personas potencialmente expuestas y

2) demostrar que no se está incurriendo en riesgos inaceptables y se cumplen los requisitos legales

Como se expondrá en este tema el control y la medida de la exposición depende de modo importante de que la exposición sea externa, por fuentes externas al organismo, o interna por fuentes que han sido incorporadas al mismo, de modo que la irradiación se produce desde el interior del organismo. Hay aspectos comunes, básicamente las magnitudes limitadoras: Dosis Efectiva y Dosis Equivalente, pero hay también diferencias, las técnicas de medida y de cálculo de dosis, que son como veremos muy diferentes.

Este tema desarrollará los conceptos fundamentales relativos a casos de exposición interna. La dosimetría interna tiene como objetivo la estimación de la dosis efectiva resultante de la incorporación al organismo de sustancias radiactivas. En este caso, los datos experimentales primarios son siempre medidas de actividad retenida/excretada por el organismo de la persona contaminada. A diferencia del proceso seguido para la determinación de la dosis externa, estas medidas experimentales no permiten determinar de forma directa la dosis interna, sino que es necesario disponer de información adicional sobre

1) Las circunstancias de la incorporación (momento en que ésta se produce, radionucleido, forma química del contaminante, y el tamaño de partícula en el caso de inhalación de aerosoles radiactivos)

2) Comportamiento biocinético del radionucleido incorporado, para poder determinar la incorporación a partir de las medidas experimentales

En general, en una evaluación de dosis interna es necesario disponer de:

Información sobre las circunstancias de la incorporación (momento en que ésta se produce, radionucleido, forma química, tamaño de partícula etc,...). En el caso de controles periódicos a los que se somete el personal expuesto una parte de esta información se obtiene del correspondiente programa de vigilancia personal previamente establecido.


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Técnicas de medida individual para la determinación de contaminación interna. Estas medidas son directas (Contador de Radiactividad Corporal) o indirectas realizadas sobre muestras biológicas (orina, heces,... etc).

Modelo metabólico que defina el comportamiento del contaminante en el cuerpo para poder determinar la incorporación a partir de las medidas experimentales.

Método adecuado para calcular la dosis interna integrada para cada órgano y la dosis efectiva integrada a partir del conocimiento de la incorporación.

2.

2.1. Tránsito en el organismo de la contaminación interna.

Las principales vías de entrada o incorporación son la inhalación de partículas radiactivas en suspensión, o de aerosoles radiactivos, y la ingestión de sustancias contaminadas, alimentos, agua por ejemplo. También hay que considerar la posibilidad de incorporación por heridas o por absorción a través de la piel normal. A la incorporación y depósito del material radiactivo en alguna de las vías de entrada siguen procesos de absorción de éste hacia los líquidos extracelulares, sangre y linfa, considerados en los modelos dosimétricos como compartimentos de transferencia, en atención a que desde ellos se transfiere el contaminante a los diferentes órganos o tejidos. Esta transferencia se realiza con unas características complejas que dependen de la vía de incorporación y de las características del agente contaminante, en particular del radionucleido involucrado. La Figura 1 presenta un diagrama explicativo, algo simplificado, de las vías o rutas de incorporación, transferencia, retención y excreción.

MECANISMOS

Incorporación

Disolución y

Transporte

Absorción

Distribución

Retención

Excreción

Figura 1. Vías de incorporación, transferencia y excreción de la contaminación interna

RIÑONES

HÍGADO

HECES

TRACTO GASTROINTESTINAL

ORINA VEGIJAURINARIA

COMPARTIMENTO

TRANSFERENCIA

NÓDULOSLINFÁTICOS

TEJIDOSUBCUTÁNEO

HERIDA

PIEL

PIEL

TRACTORESPIRATORIO

INHALACIÓN

INGESTIÓN

OTROS TEJIDOS

EXHALACIÓN

SUDOR

ABSORCIÓN DIRECTA

RIÑONESRIÑONES

HÍGADOHÍGADO

HECES


HECES




COMPARTIMENTO

TRANSFERENCIA

NÓDULOSLINFÁTICOS

COMPARTIMENTO

TRANSFERENCIA

NÓDULOSLINFÁTICOS

TEJIDOSUBCUTÁNEO

HERIDA

PIEL

PIEL

PIEL

PIEL

PIEL

PIEL

TRACTORESPIRATORIO

INHALACIÓN

INGESTIÓN

OTROS TEJIDOSOTROS TEJIDOS

EXHALACIÓNEXHALACIÓN

SUDORSUDOR

ABSORCIÓN DIRECTA


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2.2. Vías y Fases de Incorporación

La incorporación de un radionucleido en el organismo humano, sea cual sea la vía de

incorporación, se denomina "contaminación interna “.

La entrada de material radiactivo al organismo, es decir las vías de incorporación

pueden ser de varios tipos

Directas al órgano de transferencia (sangre) a través de :

Piel: Absorción directa (casos de vapor de agua tritiada)

Heridas o lesiones importantes de piel.

Indirectas hasta el órgano de transferencia, a través de:

las vías respiratorias (INHALACIÓN de aerosoles radiactivos),

del tracto gastrointestinal (INGESTIÓN de alimentos y agua o a través de contaminación en manos y cara).

Las fases o mecanismos de toda contaminación interna son las siguientes:

Incorporación: Entrada del material radiactivo a través de las principales vías (inhalación, ingestión, heridas)

Depósito: Depósito del material radiactivo en una vía de entrada (pulmón, tubo digestivo, heridas, piel). En casos de inhalación los depósitos están condicionados por el tamaño de las partículas inhaladas.

Absorción: Difusión del material radiactivo desde las vías de entrada hacia los líquidos extracelulares (sangre y linfa). Los dos principales caminos por los que el material radiactivo penetra en sangre son debidos a la absorción de las membranas pulmonares o a la absorción en el intestino delgado. La absorción puede ser muy rápida como en el caso del Iodo y agua tritiada, o por el contrario bastante lenta (óxido de plutonio). El transporte de un contaminante depende sobre todo de la forma química en la que se presente el compuesto.

Distribución en el organismo: Una vez que el material radiactivo se encuentra en el compartimento de transferencia (sangre y linfa), se distribuye por todo el cuerpo pudiendo fijarse:

a) en un órgano o tejido determinado por los que presenta gran afinidad: órgano crítico

Tiroides : Iodo

Hueso : Plutonio, Estroncio y alcalino-térreos

Hígado: Plutonio, Americio


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b) o puede difundirse en los líquidos intra y extracelulares con una distribución uniforme (contaminación sistémica).

H-3, C-14, P-32

Retención: La retención de un radionucleido en el organismo, en un órgano o tejido, corresponde a la actividad que ha sido absorbida por dichos órganos/tejidos. Esta retención da lugar a dosis integradas durante los 50 años siguientes a partir del día de la incorporación.

La evolución de la retención en el organismo o en órganos/tejidos específicos se describe por una función matemática específica de cada radionucleido.

Excreción: Es la eliminación del radionucleido por el organismo. Se efectúa esencialmente a través de orina y heces. Una pequeña cantidad puede eliminarse a través de las glándulas sudoríparas (caso del tritio), o por exhalación (vapor de agua tritiada eliminada en forma de aerosol).

La evolución de la excreción se describe por una función matemática específica de cada radionucleido.

2.3. Características generales

La determinación de una contaminación interna y por consiguiente la dosis de radiación recibida por el organismo como resultado de una incorporación va a depender de un número de factores que debemos conocer:

a) - Características de los radionucleidos

Naturaleza de la radiación emitida en la desintegración ( ,ß, )

Período radiactivo de semidesintegración (TR= ln2/ R)

Período biológico (TB = ln2/ B) que indica el tiempo en días necesario para que sea eliminado, por medio de procesos biológicos, la mitad del radioisótopo fijado en el órgano crítico.

Período efectivo: Vida media biológica efectiva

Tef = TB * TR / TB + TR

b) - Características del compuesto contaminante

b.1) La forma física y química del material inhalado, en particular porque la tasa de absorción entre los pulmones y la sangre viene determinada por la composición química de dicho material y esta situación nos determina:

- Retención pulmonar y por consiguiente la dosis

- El depósito en otros órganos y la dosis correspondiente

- Excreción: orina y heces


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Por ello, según sea la composición química del compuesto, éste se comportará en el organismo de forma distinta. Los compuestos se clasifican en tres grupos según los procesos de disolución y absorción de los mismos. Los grupos “por defecto” son:

TIPO F (Fast): Radionucleidos de velocidad de absorción rápida. El 100% es

absorbido en sangre en 10 minutos.

TIPO M (Moderate): Radionucleidos de velocidad de absorción moderada. El

10% es absorbido en sangre en 10 minutos y el 90% en 140 días.

TIPO S (Slow): Radionucleidos de velocidad de absorción lenta. El 0,1% es

absorbido en sangre en 10 minutos y el 99,9% en 7000 días.

b.2) Tamaño aerodinámico de las partículas contaminantes. En los casos de incorporación por inhalación, debe tenerse en cuenta este parámetro porque en función del tamaño de las partículas contaminantes, estas se depositarán en diferentes partes del aparato respiratorio y por consiguiente variará la posible eliminación mecánica debida a la exhalación o deglución a través del sistema digestivo.

En la ICRP-66 y como consecuencia del nuevo modelo pulmonar, las fracciones de depósito cubren 5 órdenes de magnitud. Para partículas que se depositan por sedimentación e impactación se define el parámetro AMAD (mediana de los parámetros aerodinámicos) que cubre un rango de tamaños

desde 0,1-100 m y para procesos en los cuales las partículas son muy pequeñas y se depositan principalmente por difusión, se define el parámetro AMTD (mediana de los diámetros termodinámicos) que

comprende un rango desde 0,001 hasta 1 m.

En casos de exposiciones ocupacionales, se recomienda un AMAD de 5 m y en el caso de exposiciones no ocupacionales se sigue considerando

partículas de 1 m de AMAD.

c) - Características del receptor

Composición del organismo receptor: circunstancias particulares del individuo que hacen variar el comportamiento del radionucleido dentro del organismo, tales como sexo, edad, peso, defectos anatómicos, existencia de estados patológicos, ser fumador, etc.

3.

3.1. Magnitudes en Protección Radiológica

En Protección Radiológica, se introduce el concepto “dosis” como la “cantidad de radiación” a la que un objeto, el cuerpo humano por ejemplo, es expuesto. Ahora bien, desde el punto de vista de la inducción de efectos, lo que importa en realidad es


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la cantidad de energía que el objeto expuesto absorbe del campo de radiación. Esa energía es la causante de los efectos finales que puedan detectarse a causa de la exposición.

La magnitud fundamental en dosimetría de radiaciones es la “dosis absorbida”, que se define precisamente como la energía absorbida por unidad de masa, esto independientemente de que se trate de exposición interna o externa, o del tejido u órgano irradiado.

Ahora bien, la dosis absorbida por ella misma no es adecuada para proteger frente a riesgos de naturaleza estocástica, no por su medida, sino por el hecho de que desde el punto de vista de la producción de efectos sobre la salud los diferentes tipos de radiaciones tienen una incidencia o una eficiencia diferente. Todo esto hace que para la estimación de riesgos se haya generado la necesidad de definir magnitudes dosimétricas específicas para protección radiológica, (magnitudes limitadoras) en las que se incluyen factores de ponderación de la naturaleza de la radiación y también para los diferentes órganos y tejidos.

En la publicación ICRP103 (2007) se define la dosis equivalente en el órgano o tejido T, HT,R, magnitud derivada de la dosis absorbida promediada en un órgano o tejido:

HT,R= wR·DT,R

Donde DT,R es la dosis absorbida media debida al tipo de radiación R en el tejido T y wR es un factor adimensional denominado factor de ponderación de la radiación, que adopta valores entre 1 y 20 según el tipo y/o la energía de la radiación (ICRP103).

Pero para la dosimetría de los trabajadores expuestos, ha sido necesario definir una nueva magnitud, pensada para exposiciones extensas involucrando varios órganos. Esta nueva magnitud, denominada dosis efectiva, parte en su definición de la dosis equivalente HT,R introduciendo un nuevo factor de ponderación que tiene en cuenta la diferente radiosensibilidad de los órganos y tejidos para efectos estocásticos. La dosis efectiva, E, se expresa por:

E = T wT·HT

Dónde: HT es la dosis equivalente en el tejido u órgano T

wT es el factor de ponderación del tejido T

La unidad de dosis efectiva es el J/kg y también recibe el nombre especial de Sievert (Sv). Teniendo en cuenta la relación entre la dosis equivalente y la absorbida, es posible expresar la dosis efectiva, E, como:

E = T wT R wR · DT,R

Es decir, la dosis efectiva es una dosis absorbida doblemente ponderada, por los factores de ponderación de la radiación, wR, y los de tejido, wT.


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Como ya se ha dicho, el marco para la protección frente a las radiaciones ionizantes es idéntico para la exposición interna y para la externa, en particular las magnitudes son las mismas, pero como hay diferencias en las características temporales de depósito de energía entre las dos exposiciones, se han adecuado estas magnitudes para interna.

En Dosimetría Interna se definen las magnitudes:

Dosis equivalente comprometida en órganos y tejidos HT( ) recibida al cabo de un

tiempo , como la integral respecto del tiempo de la tasa de dosis equivalente en un tejido u órgano T que recibiría un individuo

HT( ) =0

0

t

tHT(t) dt

HT = Tasa de Dosis equivalente en el órgano o tejido T

= período sobre el que se realiza la integración

Dosis Efectiva Comprometida como la suma de las dosis equivalentes comprometidas en un tejido multiplicadas cada una de ellas por el factor de ponderación tisular correspondiente.

E( ) = T wTHT( )

wT = Factor de ponderación de los tejidos

( ) = 50 años y en niños 70 años

3.2. Límites de aplicación en Dosimetría Interna

El sistema de limitación de dosis de la ICRP se basa en el principio de controlar el riesgo inherente a un año de práctica de trabajo. Para traducir este principio se introduce el concepto de dosis efectiva comprometida durante 50 años (para exposiciones ocupacionales) y se derivan de él los valores de otros límites secundarios. Estos valores no es posible estimarlos si no se tiene un conocimiento del metabolismo de los radionucleidos. Por ello en la publicación ICRP78 se describen modelos generales del metabolismo de personas adultas y modelos relacionados con los distintos elementos químicos

Límites básicos de dosis

El Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes (RD 783/2001) expone en su Artículo 9 que "el límite de dosis efectiva par trabajadores expuestos será de 100 mSv durante todo el período de 5 años oficiales consecutivos, sujeto a un dosis efectiva máxima de 50 mSv en cualquier año oficial".


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La limitación fundamental es 100 mSv en 5 años, lo que en promedio daría una dosis anual máxima de 20 mSv al año. Sin embargo se permite una cierta flexibilidad en su aplicación de forma que en un solo año del periodo de 5 se pueden recibir hasta 50 mSv.

En los casos de exposiciones internas, los límites anuales de incorporación están basados en una dosis efectiva comprometida de 20 mSv por año (ICRP78).

En general, para los trabajadores expuestos a ambas exposiciones (externa e interna), la limitación afecta a la suma de dosis externa e interna, de forma que el límite anual aplicado debe ser consecuencia de la suma de la dosis efectiva en caso de externa y de la dosis efectiva comprometida debida a la exposición interna en el mismo periodo

Límites secundarios

Son consecuencia de los límites básicos y son: Límite Anual de Incorporación (LIA) para ingestión e inhalación de un gran número de radionucleidos y Límite de concentración Derivada en aire (LDCA) para casos de estimaciones de incorporaciones de área debidas a inhalación mediante medidas de los niveles de actividad en muestras ambientales.

Límite de Incorporación anual (LIA) para exposiciones internas que deben estar basados en una dosis efectiva comprometida de 20 mSv y su cálculo es:

)50(

02,0)(

eBqLIA

Donde e(50)(Sv. Bq-1) es el coeficiente de dosis definido para cada radionucleido

Límite de Concentración derivada en Aire (LDCA) que debe ser calculado

como el valor de la concentración de actividad en aire (Bq/m3) respirada por un

individuo-tipo (tasa inhalación = 1,2m3/h) a lo largo de un año laboral (2000 h)

)/3(2,1*2000

)()3/(

hmh

BqIinhmBqLDCA

4.

4.1. Vigilancia individual

Se describe en este apartado brevemente las principales técnicas de medida utilizadas para el control de la contaminación interna, sus ventajas y limitaciones.


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En Dosimetría Interna, los datos experimentales primarios son siempre medidas de actividad, empleando para ella métodos de naturaleza espectrométrica. Los métodos de medida usualmente empleados en dosimetría interna para la vigilancia individual de la contaminación interna son básicamente los Contadores de Radiactividad Corporal (CRC) y los de Bioeliminación (BIO) por análisis de excretas, de forma que la estimación de la actividad incorporada y la dosis se realiza a partir de la contaminación presente en el organismo.

La elección del método utilizado para la vigilancia de los trabajadores CRC /BIO viene determinada por varios factores: la radiación emitida por el radionucleido; el comportamiento biocinético del contaminante; la frecuencia requerida de las medidas y la sensibilidad de dichas técnicas

A continuación describiremos brevemente los métodos y las técnicas más usuales:

a) Contadores de Radiactividad Corporal

Los CRCs se emplean para la medida directa de la contaminación producida por

radionucleidos emisores de radiación penetrante (rayos X o ). Este tipo de radiación puede ser medida desde el exterior de la persona contaminada colocando detectores en zonas determinadas de su cuerpo, de aquí la denominación de métodos “in vivo” que se les aplica.

Estas medidas se realizan bien en una Cámara blindada en cuyo interior se encuentran los sistemas de detección utilizados para medida in-vivo de muy bajo fondo que posibilita unos umbrales de detección óptimos, bien en contadores con blindajes especiales que también reducen el fondo ambiental.

Los sistemas de detección in-vivo son de varios tipos: los de Organismo Total, o detector de cuerpo entero, basados normalmente en detectores de NaI(Tl), y los específicos para medidas en órganos concretos, pulmón, tiroides, hueso, hígado, etc, basados preferentemente en detectores de semiconductor de Ge de alta pureza, los cuales describiremos brevemente.

Las técnicas de detección empleadas dependen de la energía de emisión de los contaminantes. Una de ellas es la utilizada para determinar emisores gamma de alta energía >200 Kev con cristales de NaI(Tl), Figura.2. En este caso se realizan a través de dos sistemas diseñados para cubrir el rango energético entre 100-3000 keV, intervalo apropiado para los radionucleidos productos de fisión y activación que son de esperar en las determinaciones de organismo total.

Este tipo de sistemas de detección se encuentran en los Servicios de Dosimetría Interna de las Centrales Nucleares españolas, en las unidades móviles de Tecnatom y en el CIEMAT.


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Figura 2. Sistemas de detección INa(Tl): Contador Fastscan de medida rápida y detector NaI(Tl) en el interior de cámara blindada

La Calibración de estos equipos requiere de maniquíes especiales, que simulen la contaminación de emisores gamma en cuerpo entero, con la actividad homogéneamente distribuida. El maniquí tipo BOMAB (Bottle Maniquin, ANSI 3.35) es el recomendado, ver Figura 3.

Figura 3. Maniquí BOMAB de calibración de emisores γ en Organismo Total

Otras técnicas son las utilizadas para emisores de rayos X y de radiación de baja Energía (E<200 Kev). En este caso se realizan a través de sistemas diseñados especialmente para la detección de Actínidos (U, Pu y Am) depositados en pulmones, hígado, y huesos. Estos contaminantes son muy radiotóxicos, y fundamentalmente emisores alfa (nada idóneos para medidas directas) pero su emisión lleva asociada emisiones de Rayos X y de radiación gamma de baja energía poco penetrantes, entre 0 y 200 KeV, que pueden ser detectadas e identificadas con sistemas de detección adecuados para bajas energías: detectores de Germanio tipo LE Ge (“Low Energy Germanium Detectors”) en el interior de una cámara blindada (CRC del CIEMAT).


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Sistema LEGe . En la Figura 4 se muestra el sistema de detectores de Ge para medidas pulmonares de que esta dotado el CRC del CIEMAT. Este sistema consiste en dos detectores dobles de Germanio, con una superficie de detección total de 3800 mm2 que han de trabajar a la temperatura del Nitrógeno Líquido, asociados a sus criostatos, dispuestos sobre la región pulmonar de un maniquí de calibración. Los detectores están acoplados a una camilla operable por control remoto. Estos detectores semiconductores LE Ge (Low Energy) proporcionan menos ruido y mejor resolución a bajas y medias Energías; son de área grande, ventana delgada y funcionan en un rango de Energía entre 10 y 1000 keV.

Figura 4. Sistema de detección LE Ge y maniquí LLNL de calibración

En ambos sistemas INa(Tl) y LEGe, la Evaluación de la actividad depositada en organismo total y en órganos se realiza a través del estudio del espectro o histograma del número de sucesos, obtenido en la medida del sujeto, frente a la energía para un detector y una geometría determinada. Los análisis de dichos espectros se realizan mediante programas específicos tanto para organismo total como para órganos específicos. Para estos análisis es imprescindible disponer de calibraciones específicas de cada sistema de detección.

Para la calibración del Sistema de Detección NaI(Tl) se utiliza el Maniquí BOMAB, Figura 3. Es un maniquí antropoideo que representa un volumen de material que se aproxima con cierta exactitud a la forma, tamaño, densidad y número atómico efectivo del cuerpo humano.

La calibración para bajas energías de detectores de Germanio se ve condicionada por la gran dependencia de la respuesta del detector con la distancia a la fuente, así como con las características de absorción de los materiales interpuestos entre ellos. El maniquí utilizado en la calibración está diseñado por el Lawrence Livermore National Laboratory (LLNL), Figura 4. Se trata de un maniquí modular antropomórfico constituido por un esqueleto de material equivalente a hueso, órganos removibles y dos series de placas torácicas de poliuretano equivalentes a tejido que pueden superponerse sobre el torso para simular diferentes espesores torácicos.

Un Contador de Radiactividad Corporal debe estar preparado también para la determinación de radioyodo en tiroides. El isótopo habitual en este tipo de determinaciones in-vivo es el 131I, en trabajadores expuestos con riesgo de inhalación


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tanto en el entorno de la industria nuclear como en los servicios de medicina nuclear. El 131I tiene un espectro característico de varias emisiones gamma y una energía de 364 keV que le hacen fácilmente detectable y evaluable tanto con detectores tipo NaI(Tl) como con detectores de Germanio.

En el CRC del CIEMAT también se cuenta con la capacidad técnica para realizar determinaciones in-vivo de 125I en tiroides, a través de la detección de los rayos X de 27 keV y de la emisión gamma de 35 keV con un detector de Germanio tipo LE Ge, en el interior de la cámara blindada.

b) Bioeliminación

La contaminación interna causada por radionucleidos emisores alfa o beta, radiación muy poco penetrante, no puede detectarse por medio de las técnicas “in vivo” o directas que acaban de ser comentadas. Hay que recurrir a las técnicas denominadas de bioeliminación, tratando de detectar la presencia de ese tipo de radionucleidos analizando las excretas de la persona susceptible de haber sido contaminada. A este tipo de medidas se las denomina indirectas o “in vitro”. El estudio de la evolución con el tiempo de la actividad excretada, para lo que hay necesariamente que hacer recogidas sucesivas de excretas, sirve de base para la posterior evaluación dosimétrica de la contaminación.

Entre los emisores alfa se incluyen como ya se ha dicho a los actínidos: isótopos del Uranio, del Torio, Plutonio, Americio y Curio. En cuanto a emisores beta, se encuentran diferentes productos de fisión como el 90Sr, asociado a distintos procesos en la industria nuclear. También se emplean diferentes radionucleidos emisores beta generalmente de baja energía, como el 3H o el 32P, en actividades hospitalarias, Medicina Nuclear y en actividades de investigación, como las Biomédicas.

El análisis “in vitro” de radionucleidos en excretas requiere en general procedimientos radioquímicos de análisis de una cierta complejidad. Esto es debido a que la mayoría de los radionucleidos requieren ser separados de la matriz en la que se han excretado, eliminando todo resto orgánico y separando posteriormente el elemento de interés de los demás que puedan estar presentes.

Una vez obtenida la separación se pueden emplear varias técnicas para la cuantificación de actínidos, en muestras de excretas, orina y heces fundamentalmente, aunque también pueden emplearse otros fluidos orgánicos, incluso material de autopsias. Las técnicas de medida más empleadas para estos menesteres son: la espectrometría alfa, la fosforimetría cinética inducida por láser, y la espectrometría de centelleo líquido.

Tipos de muestras biológicas

Existe una gran variedad de muestras que pueden ser empleadas para estudiar la posibilidad de que una contaminación interna se haya producido. Aunque con fines dosimétricos únicamente se emplean la orina y las heces, pueden recogerse con fines de investigación muestras de tejido (incluyendo muestras de autopsia), sangre, pelo, dientes, saliva, aire exhalado etc.


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Orina

Para la evaluación de una posible contaminación interna la técnica más empleada en bioeliminación es el análisis de muestras de orina En general, se recoge una muestra correspondiente a la excreción urinaria de 24 horas.

Heces

El análisis de muestras fecales es otro medio que permite establecer una posible contaminación interna por actínidos. En controles rutinarios este tipo de análisis es muy poco empleado, restringiéndose su uso a casos de incidentes con el fin de facilitar la estimación de la dosis.

En general, en caso de un incidente se recogen muestras de heces consecutivas en un período de 3-4 días. Es importante destacar que la recogida de muestras de heces debe iniciarse lo antes posible tras el incidente.

Las técnicas más empleadas para la cuantificación de actínidos en muestras de excretas son:

Espectrometría Alfa: Un espectrómetro alfa con detector de semiconductor consta de un detector generalmente de barrera de superficie de silicio, una cámara de vacío, un preamplificador, un amplificador de bajo nivel de ruido y un analizador de impulsos multicanal. Entre los emisores alfa se incluyen los actínidos: Isótopos de Uranio, Torio, Plutonio, Americio y Curio. Los trabajadores que presentan un mayor riesgo de sufrir incorporaciones de este tipo son los de la minería del uranio, fabricación y reprocesado de combustible nuclear y los involucrados en operaciones de descontaminación y desmantelamiento de instalaciones nucleares.

Fosforimetría Cinética Inducida por Láser.

En el caso del Uranio además de la espectrometría alfa existen métodos físico-químicos de medida basados en la fluorescencia o la fosforescencia del catión uranilo en disolución. Entre ellos el más moderno es la fosforimetría cinética inducida por láser. El equipo de fosforimetría consta de: Sistema de excitación, Sistema de detección y Sistema de referencia.

La técnica más empleada para la cuantificación de Emisores en muestras de excretas es:

Espectrometría de Centelleo en Fase Líquida.

Los radionucleidos que con mayor frecuencia son determinados mediante esta técnica en excretas son: H-3, Sr-90, P-32, S-35 y C-14. Aunque es posible la detección de

radiación electromagnética (rayos X o ), la principal aplicación del centelleo líquido es

la detección de partículas y con rendimientos muy elevados. Esto es debido a que la sustancia radiactiva se disuelve en el seno mismo del centelleador, lo que permite eliminar los problemas derivados de la autoabsorción en muestras alfa y beta. En cuanto a los emisores beta, aparecen productos de fisión como el Sr-90 asociado a


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distintos procesos de la Industria Nuclear y otros beta débiles como el H-3 y el P-32 presentes fundamentalmente en actividades hospitalarias o de investigación

4.2. Vigilancia de área.

En vigilancia de área se utilizan métodos de muestreo ambiental, en este caso determinaciones ambientales a través de muestreadores de aire. Estos métodos suponen la estimación de la actividad inicialmente incorporada a partir de la determinación de la concentración de actividad en la vía de acceso. Ahora bien, este método debe ser considerado como método complementario de los basados en vigilancia individual debido a la incertidumbre con que pueden estar afectados los datos ambientales

A continuación, describiremos brevemente los métodos y las técnicas más usuales:

4.2.1. Medidas con muestreadores ambientales

La inhalación de partículas radiactivas es uno de las más importantes rutas de entrada de los radionucleidos en el interior del organismo. Representa un proceso relativamente complicado que depende además de la distribución del tamaño de las partículas, de su comportamiento dinámico en el aire, y de las propiedades físicas y químicas de dichas partículas.

Las partículas inhaladas pueden depositarse por contacto en varias zonas del sistema respiratorio y debido a la alta permeabilidad de los pulmones y al flujo sanguíneo, los materiales relativamente solubles depositados en ellos entran fácilmente en sangre y desde aquí son transportados a otros órganos dentro del organismo.

La incorporación puede por tanto ser estimada indirectamente a través de la concentración de radionucleidos en el aire a través de 3 tipos de muestreadores de aire:

- Muestreadores estáticos (SAS): "static air samplers"

- Muestreadores portátiles

- Muestreadores personales (PAS): "personal air samplers"

La metodología del muestreo de aire ambiental para poder estimar la actividad incorporada a partir de la concentración de actividad en la vía de acceso (inhalación) se realiza a través del cálculo de:

I (Bq) = C (Bq/m3)* B (m3/h)* t (h)

I(Bq) = Incorporación teórica estimada

C = Concentración de actividad en el aire inhalado

B = Tasa de respiración del individuo afectado


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t = Tiempo de permanencia del individuo en el ambiente donde existe esa concentración.

En general, los muestreadores personales no son dosímetros personales, requieren un programa de control interno individual que verifique la estimación personal de dosis realizada con estos equipos. Son buenos indicadores de concentraciones de aire en áreas de trabajo en casos de exposiciones internas que den lugar a incorporaciones agudas o crónica.

La metodología del muestreo de aire ambiental debe estar basada en valores de la Concentración Derivada en Aire (CDA) y consiguientemente de dosis. Las áreas o zonas de trabajo deben ser diseñadas según los Niveles de Registro/Investigación: 1mSv /año.

5.

Los modelos biocinéticos son propuestos por la Comisión Internacional de Protección Radiológica en diversos informes, los más representativos de los cuales son el modelo dosimétrico pulmonar (ICRP 66), el modelo dosimétrico del tracto alimentario (ICRP 100) que sustituye al modelo gastroalimentario de ICRP30, el modelo de herida publicado por NCRP tanto para materiales solubles e insolubles , así como los modelos sistémicos para diferentes radionucleidos que han ido publicándose paulatinamente, y que combinan aspectos físicos y biológicos de los diferentes radionucleidos. Estos modelos biocinétcos y dosimétricos permiten la estimación de la dosis efectiva comprometida en órganos HT y la dosis efectiva comprometida E(50) a partir de las dosis en los diferentes órganos y de los correspondientes factores de ponderación tisular.

Denominamos modelos biocinéticos los que se usan para describir el movimiento de los radionucleidos una vez incorporados al organismo. Los modelos dependen del modo de entrada (inhalación, ingestión y otros), de la forma química y física del contaminante y del tamaño de las partículas en el caso de inhalación. Los modelos se componen de compartimentos que representan a los tejidos, incluidos los fluidos y órganos, rutas de transferencia entre compartimentos, tasas de transferencia asociadas a cada ruta de transferencia, y las vías de eliminación.

A su vez, los modelos dosimétricos se basan en las características radiológicas de los radionucleidos en cuestión. Se refieren a la micro y macro distribución de los radionucleidos en los tejidos u órganos donde puede ocurrir un depósito significativo. Estos modelos dosimétricos tienen en cuenta la radiosensibilidad de los tejidos u órganos mediante el factor de ponderación wT y el factor de ponderación de la radiación wR.. Estos modelos dependen de las propiedades de desintegración del radionúclido, tipo de partícula y energía.

El proceso de determinación de las dosis recibidas como consecuencia de la incorporación de radionucleidos al organismo abarca distintas fases:


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En primer lugar debemos calcular la actividad incorporada. Esta información la obtenemos a partir de la actividad presente en el individuo en el instante en que se realiza la medida y no en el instante preciso de la incorporación, lo que, en la práctica y salvo situaciones de accidente, no suele resultar fácil. Por esto es preciso conocer el comportamiento biocinético del radionucleido contaminante, es decir los procesos de retención y eliminación del organismo para dichos radionucleidos. Esto supone, modelizar el organismo humano en un conjunto de compartimentos discretos, y establecer la función matemática que nos describa la evolución temporal de la actividad presente en cada uno de esos compartimentos, tanto para los radionucleidos incorporados como para sus descendientes radiactivos.

En la práctica, esto se traduce con la aplicación de los datos experimentales obtenidos (actividad medida retenida/excretada) a modelos biocinéticos específicos que nos representan la evolución de la retención /eliminación del contaminante por el organismo), para poder calcular así la incorporación y mediante modelos dosimétricos la dosis efectiva comprometida E(50).

5.1. Modelo de ICRP-66 para el Sistema respiratorio: INHALACIÓN

Este modelo descrito por ICRP66 describe matemáticamente el proceso de depósito de las partículas inhaladas en cada una de las regiones, la transferencia del material depositado mediante procesos de disolución y absorción en sangre, el transporte de partículas y finalmente proporciona la posibilidad de calcular la dosis en cada una de las regiones del Sistema Respiratorio Se encuentra dividido en 5 regiones anatómicas (Figura 5)

Figura 5. Sistema respiratorio

Laringe

Bronquios

Bronquiolos

Alveolos

Nasal anterior Nasal Oral

Tráquea

Bronquios principales

Faringe


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ET: Región Extratorácica, dividida en 2 compartimentos:

ET1 nariz y pasajes nasales anteriores

ET2 pasajes nasales posteriores, faringe y laringe

Región torácica:

BB Región Bronquial o Tráquea y Bronquios principales.

bb Región Bronqueolar o Bronqueolos y Bronqueolos terminales

AI Región Alveolar-Intersticial, de bronqueolos respiratorios a sacos alveolares y tejido de conexión intersticial, LN (Nódulos Linfáticos Extratorácicos (LNET) y Torácicos (LNTH)).

5.2. Modelo de ICRP-30 para el Sistema Gastrointestinal y Nuevo Modelo de ICRP-100 para el Tracto Alimentario. INGESTIÓN

El acceso de las sustancias radiactivas al Sistema gastrointestinal puede realizarse de forma directa vía ingestión, o de forma indirecta, mediante transferencia desde las regiones superiores del sistema respiratorio. Una parte así ingerida pasa hacia los líquidos extracelulares y el resto se excreta en heces.

El Modelo dosimétrico para el sistema gastrointestinal, Figura 6, referenciado en ICRP-30 incluye 4 regiones:

Figura 6. Modelo para el Sistema Gastrointestinal de ICRP30

Estómago: En este compartimento no hay proceso de absorción con un tiempo medio de permanencia de una hora.

Ingestión

Excreción Fecal

Estómago

Intestino Delgado

Intestino Grueso Sup

Intestino

Grueso Inf.

Fluidos corporales


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Intestino delgado: Es en este compartimento donde se produce la absorción y el paso a sangre del contaminante, con tiempo medio de permanencia de 4 horas. Se cuantifica a través del factor f1: fracción absorbida después de la

ingestión, por lo tanto, si f1 0 predominará la excreción fecal, y si f1 1 predominará la absorción.

Intestino grueso superior: con tiempo medio de permanencia de 13 horas

Intestino grueso inferior: con tiempo medio de permanencia de 24 horas

El modelo de ICRP30 ha sido sustituido por el nuevo modelo de ICRP100 (2007), todavía no implementado en los Servicios de Dosimetría Personal Interna españoles.

Nuevo Modelo del Tracto Alimentario de ICRP100

ICRP ha publicado un Nuevo Modelo del Tracto Alimentario (HATM) dependiente de la edad y del sexo de la persona contaminada. Comparado con el antiguo modelo gastrointestinal de ICRP30, las diferencias más significativas son la inclusión de compartimentos iniciales de cavidad oral y esófago, con tiempos de retención medios de únicamente algunos segundos, y la posibilidad de absorción no sólo directamente desde el intestino delgado, sino también desde prácticamente todos los lugares del tracto con retención potencial en las paredes y consiguiente recirculación en los contenidos del tracto.

La fracción absorbida desde el tracto a la sangre, llamada f1 en el modelo gastrointestinal de ICRP30 es ahora fA en el Nuevo modelo HATM de ICRP100, y dicha fracción total absorbida en sangre puede ser descrita por una combinación de varias fracciones absorbidas en varias regiones.


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Figura 7. Nuevo Modelo para el Tracto Alimentario de ICRP100

5.3. Modelos Sistémicos

Son los modelos que describen la evolución de la actividad en el organismo desde el compartimento de transferencia (sangre y fluidos) hasta un conjunto complementario de compartimentos que representan el resto del cuerpo (denominado sistémico)

Los modelos usados para describir el comportamiento metabólico de los radionucleidos que entran en la circulación sistémica son recomendados por la ICRP. Estos modelos son diferentes para distintos radionucleidos, Figura 8, normalmente se agrupan en el mismo modelo aquellos radionucleidos que forman compuestos con las mismas características físico-químicas, como por ejemplo los elementos alcalinos, alcalino-térreos, actínidos etc.


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Figura 8.- Diagrama de un modelo compartimental sistémico

Todos estos modelos metabólicos son los que dan lugar a las funciones matemáticas (retención /excreción) que nos indican el comportamiento del radionucleido. Por lo tanto, después de una incorporación única la función característica de retención /excreción nos representa la actividad retenida o excretada después de la

incorporación de 1 Bq, siendo las funciones de la forma: F(t) = i a i exp (- t), como se observa en la Figura 9.

Por lo tanto, la retención en cada órgano o tejido puede ser representado como una suma de términos exponenciales. Como el organismo es la suma de todos los órganos una función de retención típica es:

R (t) = i ai exp (- i t)

ai = fracción de actividad retenida en cada compartimento con período biológico TB.

= ln2/TB: velocidad de transferencia, velocidad con la que sale el material del compartimento diariamente

En general, ai y son constantes que dependen de la forma química del contaminante.

En cuanto a la Excreción Urinaria, si fu es la fracción de actividad excretada que va a orina, la tasa de excreción urinaria dU/dt es:

dU/dt = - fu dR(t)/dt = fu i i ai exp (- t)

Compartimento de transferencia

Modelo

Respiratorio

Modelo

Gastrointestinal

Tejido

Compart.

Inhalación

Excreción

Ingestión

Excreción fecal

Tejido

Compart.

Tejido

Compart.

Tejido

Compart.

Sistema

gastrointestinal Vejiga

Excreción urinaria

Excreción fecal

a

1

a

2

a

3

a

i

f


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Figura 9. Funciones de retención y excreción para una incorporación única de 241Am

6.

La magnitud medida, bien sea a través de un CRC como actividad retenida (Organismo Total, Pulmón etc.) o a través de análisis de excretas (orina, heces), proporciona un valor de Actividad (Bq) de un radionucleido i. El objetivo es conocer, a partir de estas medidas, la Incorporación inicial (cantidad de Actividad Incorporada), para determinar posteriormente la dosis, Figura 10.

A continuación se resumen las líneas generales que deben tenerse en cuenta en las estimaciones de dosis:

En primer lugar debe definirse el instante de la incorporación (t0), que o bien será conocido o será estimado.

Conocer la evolución temporal del órgano medido (en Bq) o excreción diaria (Bq/d) por unidad de actividad incorporada, es decir, la obtención mediante los modelos dosimétricos de las funciones de retención y/o excreción diaria: F(t),

funciones de la forma : F(t) = i a i exp (- t)

En programas de control especiales donde la fecha de incorporación es conocida debe estimarse la incorporación I, a través de los datos de la actividad detectada en una única medida (Ad), realizada en un tiempo t=t0 después de transcurrida la incorporación, como:

I (Bq) = Ad / F(t)

1,00E-06

1,00E-05

1,00E-04

1,00E-03

1,00E-02

1,00E-01

1,00E+00

1 2 5 7 10 15 30 45 60 90 180 365

Ac

tiv

ida

d r

ete

nid

a/e

xcre

tad

a (B

q)

Tiempo después de la incorporación (d)

Am-241 (M)

Pulmón

Heces

Orina


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Ad es la actividad medida t días después de la incorporación.

F(t) es la retención/excreción teórica, expresada como fracción de la actividad incorporada (Incorporación= 1 Bq) t días después de la incorporación

En programas de control rutinarios donde la fecha de incorporación es desconocida, debe estimarse la incorporación I a través de los datos de la actividad detectada en una única medida (Ad), realizada en un tiempo t/2 =t0 después de ocurrida la incorporación como:

I (Bq) = Ad / F (t/2)

Si lo que tenemos son un número “n” de medidas, Adi donde i= 1...n, realizadas en tiempos ti, los valores por unidad de incorporación serán F(ti), pudiendo obtener entonces “n” estimaciones independientes de la incorporación Ii.

La mejor estimación de la Incorporación I(Bq) puede obtenerse como resultado

de la media geométrica:

n

n

1i

iII

El siguiente paso, una vez determinado el valor de la incorporación, es considerar el factor de conversión de dosis correspondiente al nucleido i detectado. Los factores de conversión de dosis determinan la dosis efectiva total que se recibe por unidad de actividad incorporada. Estos factores, que pueden consultarse en las publicaciones 72 y 78 de ICRP, son calculados por un período de integración de 50 años y son denominados einh(50) para inhalación e eing(50) para ingestión.

Finalmente, el cálculo de la Dosis efectiva Comprometida E(50) se obtiene multiplicando el factor de conversión de dosis por la incorporación calculada previamente

E (50)(mSv) = I (Bq) x e(50) (Sv/Bq)


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Figura 10. Diagrama general para la estimación de incorporación /dosis en un programa de control

Las nuevas Normas ISO de Dosimetría Interna:

- ISO20553: Monitoring of workers exposed to a risk of internal contamination

- ISO27048: Dose Assessment for the monitoring of workers

- ISO28048: Performance criteria for radiobioassay.

regulan la metodología del cálculo de dosis y de los programas de vigilancia para exposiciones internas. De la mima forma el documento “IDEAS Guidelines (versión 2) for the Estimation of Committed doses from Incorporation Monitoring Data” de Marzo de 2013 proporcionan un procedimiento estándar de cálculo de dosis a partir de los datos de Actividad medida en Contador de Radiactividad Corporal (CRC) y de Actividad excretada en orina y/o heces.

6.1. Códigos de cálculo utilizados en estimaciones dosimétricas

Los cálculos de dosis se realizan mediante aplicaciones informáticas que siguen los modelos expuestos en las últimas publicaciones de la Comisión Internacional de Protección Radiológica, que están condensados en ICRP-78. Los códigos de cálculo en uso son: IMBA Professional “ Integrated Modules for Bioassay Analysis" desarrollado por HPA ( Gran Bretaña), AIDE (Activity and Internal Dose Estimates) desarrollado en Los Alamos (Estados Unidos) e INDAC: "Internal Dose Assessment Code" desarrollado por IBERINCO (Iberdrola Ingenieria . España)

Controles CRC

Controles excretas

Actividad Retenida

( Bq )

Actividad Excretada ( Bq /L ó g)

Dosis efectiva Comprometida E(50)

Actividad Incorporada

Modelos

Biocinéticos


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El principal objetivo de estos códigos es la reconstrucción de múltiples Incorporaciones a partir de medidas experimentales "in vivo" (CRC) e "in vitro" (Bioeliminación) teniendo en cuenta diferentes hipótesis de contaminación interna planteadas, tales como: fecha de incorporación, vía de incorporación, AMAD y tipo de absorción pulmonar. En lo que corresponde al análisis de datos, estos códigos utilizan esquemas de interpretación clásica de los datos experimentales para la vigilancia ocupacional según ICRP-78, extienden el modelo clásico de interpretación de los datos e implementan un desarrollo iterativo para la interpretación de los mismos pudiendo el usuario decidir cuál es la mejor "curva de ajuste" en cada posible estimación dosimétrica

6.2. Incertidumbres en la estimación de Incorporación/Dosis interna

Las incertidumbres en el cálculo de dosis debidas a exposición interna, producidas por la incorporación de radionucleidos tienen tres entradas:

a) la incertidumbre en las medidas experimentales de los programas de control

b) la incertidumbre en la estimación de la incorporación a través de la evaluación de esas medidas

c) la incertidumbre en la estimación de la dosis

La incertidumbre total en la asignación de dosis es una combinación de las incertidumbres anteriores. La incertidumbre asociada a cada paso y el esfuerzo requerido para cuantificarla dependen del radionucleido de que se trate, de la información disponible de la exposición y del tiempo transcurrido.

Generalmente las incertidumbres en las medidas son las más importantes en la estimación. Cuando los niveles de actividad medidos son bajos y muy cercanos a los límites de detección, las incertidumbres debidas al contaje estadístico dominarán sobre las demás. Sin embargo para radionucleidos que son fácilmente detectables y están presentes en la medida en una cantidad considerable las incertidumbres debidas al contaje estadístico pueden ser mínimas comparadas con las otras fuentes de incertidumbre.

La incertidumbre en la estimación de la incorporación es difícil cuantificarla en un programa de control rutinario aunque las medidas estén realizadas con una frecuencia determinada. La máxima incertidumbre proviene del desconocimiento de la fecha exacta de la incorporación. En un programa rutinario se considera que un factor 3 es una incertidumbre aceptable en el cálculo de la incorporación si asumimos el criterio de considerar como fecha de incorporación la ½ del intervalo entre dos controles sucesivos. Esta situación puede ser realmente importante en el caso de controles de excretas puesto que la fracción excretada cada día puede cambiar rápidamente con el tiempo en el período inmediatamente después de la incorporación.

El último factor a considerar es la incertidumbre cometida en la estimación de dosis debida a una incorporación determinada. La incertidumbre máxima en estos casos proviene del uso de modelos metabólicos estándar utilizados para la estimación de


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una incorporación. Aquellos casos en que los resultados de las incorporaciones/dosis calculados sean pequeños deben utilizarse modelos estándar y no es justificable utilizar modelos específicos. La utilización de estos modelos puede estar justificada para casos en que los resultados sean próximos al límite anual de dosis. No deben ser utilizados modelos estándar cuando se haya tomado alguna acción terapeútica después de la incorporación de un radionucleido

Por todas estas razones una buena estimación de la incertidumbre a la hora de calcular la dosis entraña gran dificultad.

Uno de los mayores logros conseguidos por las Guías IDEAS, que también se recoge en la norma ISO 27048, es el tratamiento de las incertidumbres en la estimación de la Dosis Efectiva comprometida, calculada a partir de los datos de Actividad medida en CRC y/o en excretas. Los llamados “Scattering Factors” (SF) se han obtenido para caracterizar de forma adecuada la incertidumbre asociada a las medidas utilizadas en la determinación de la Actividad incorporada y la dosis. Dichos SF tienen en cuenta tanto las incertidumbres de tipo A como las de tipo B.

La principal fuente de incertidumbre de tipo A es aquella asociada con la estadística de contaje (distribución de Poisson). Las incertidumbres de tipo B comprenden el resto de las fuentes de incertidumbre: variabilidad del fondo ambiental, variación del posicionamiento de los detectores respecto al cuerpo durante las medidas in-vivo, variación de las dimensiones de cuerpo, variabilidad en el espesor, densidad y composición de los tejidos que cubren el órgano o parte del cuerpo de interés, distribución de actividad dentro del cuerpo, variabilidad del comportamiento biocinético del radionucleido incorporado, incertidumbre en la actividad de un patrón de calibración y variabilidad en el proceso radioquímico de las medidas in-vitro.

7.

La definición en una instalación de áreas controladas o supervisadas y la necesidad de implementar vigilancia individual de los trabajadores vendrá determinada por el conocimiento de las condiciones en el lugar de trabajo y del estudio de la potencial exposición de los mismos.

En consecuencia, el diseño de los programas de control tiene como finalidad proporcionar información sobre la optimización de la protección en el área de trabajo y demostrar que no se exceden los límites establecidos, así como, proporcionar un adecuado control sobre el material radiactivo en el lugar de trabajo.

En la práctica resulta difícil decidir cuándo es necesario establecer controles individuales. Tales controles deben ser establecidos como rutinarios cuando los trabajadores desarrollen su trabajo en áreas controladas con riesgo de incorporación debido a contaminación interna. Si la experiencia en una instalación cualquiera nos


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muestra que no es probable que la dosis efectiva comprometida del trabajador debido a exposición interna exceda de 1 mSv, entonces el control individual no será necesario.

Ejemplos de situaciones en los que la experiencia ha mostrado que es necesario implementar controles rutinarios individuales son los siguientes:

a) Cuando materiales gaseosos o volátiles están presentes en gran cantidad. Ejem. Producción de tritio y óxidos en reactores de agua pesada.

b) La manipulación de material radiactivo en condiciones donde son frecuentes contaminaciones ambientales.

c) Operaciones de abrasión (corte, quemado) de Thorio, Uranio, Plutonio y otros elementos transuránicos.

d) Minería y producción de Uranio.

e) Manipulación de cantidades terapéuticas de radionucleidos no encapsulados en hospitales, en instalaciones de celdas calientes, reactores y otras industrias nucleares.

En general, se considera que un trabajador debe estar incluido en un programa de control interno siempre que exista riesgo de incorporación (en una sola o en múltiples incorporaciones) que pueda dar lugar a recibir una dosis anual efectiva comprometida de 1 mSv (5% Límite anual de Dosis) considerando que el límite de dosis anual es de 20 mSv.

7.1. Definición y Clasificación de Programas de Control

Los métodos de evaluación de dosis internas son específicos en su aplicación concreta para cada situación de riesgo individual, tanto en lo que respecta al procedimiento de medida como de evaluación final de las dosis. Esto conduce a la elaboración de una serie de programas de control determinados no sólo por las condiciones de trabajo sino por el tipo específico del contaminante, tipos de control, niveles de referencia, periodicidades e hipótesis metabólicas.

El diseño de cada programa deberá tener en cuenta:

- Comportamiento metabólico de cada contaminante, es decir como se excreta o se retiene en el cuerpo una vez incorporado.

- Conocimiento de sus características físicas (período de semidesintegración, tipo de radiación emitida).

- Selección de la técnica de control adecuada: Contador de Radiactividad Corporal (en adelante CRC) o Bioeliminación así como el tipo de análisis (medidas directas específicas en órganos o tipo de muestra biológica) indicando su capacidad de detección a través de su Actividad Mínima Detectable (en adelante AMD).


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- A continuación y teniendo en cuenta distintos datos dosimétricos (clase de solubilidad) se establecerá el programa adecuado para cada situación individual de acuerdo con las características de la exposición y con las distintas categorías de clasificación.

De acuerdo con las características de la exposición que trata de evaluarse, los programas de control se clasifican (siguiendo las recomendaciones de ICRP-78) en tres grandes categorías: Rutinarios, Especiales y Confirmativos.

Cada una de las categorías anteriores implica unos niveles de referencia particulares, que condicionan las acciones a tomar y el tratamiento posterior de las medidas, para su transformación en dosisDebe tenerse en cuenta que la vigilancia individual debe ser implementada cuando sea apropiado, satisfactorio y factible para cualquier trabajador usualmente empleado en un área controlada, o que ocasionalmente trabaje en un área controlada y pueda recibir una exposición ocupacional significativa. En aquellos casos en los que la vigilancia no sea aplicable, la exposición ocupacional será evaluada con base en los resultados de vigilancia de área y las informaciones sobre su ocupación laboral.

La metodología a aplicar para desarrollar criterios para establecer vigilancia individual se encuentra recogida en la publicación del OIEA .SAFETY GUIDE Nº RS-G-1.2

“Assessment of Occupational exposure Due to Intakes of radionuclides”

8.

La metodología utilizada en Dosimetría Interna se establece siguiendo las recomendaciones de la ICRP (International Commission on Radiological Protection).

La primera publicación sobre dosimetría interna data de 1959 (ICRP2) y se introducían conceptos hoy día obsoletos de “Carga corporal máxima permisible” y concentraciones máximas en aire y agua. En los años siguientes (ICRP-1966, ICRP-1977), se desarrollaron los primeros modelos metabólicos y en estas publicaciones se establecen las bases de la dosimetría interna actual. Toda la información básica aparece en el año 1975 en la ICRP-23 “Report of the Task Group on Reference Man” y en el año 1979 en la ICRP- 30 “Limits for intakes of radionuclides by workers” que consta de 3 partes con 3 suplementos.

En 1988 aparece la ICRP-54 “Individual Monitoring for Intakes of Radionuclides by Workers. Design and Interpretation” que propone el diseño de programas de vigilancia radiológica individual para un grupo seleccionado de radionucleidos relacionados con la Industria Nuclear, trabajos de investigación y con aplicaciones médicas.

En esta publicación se definen distintos tipos de vigilancias, niveles de referencia y los correspondientes niveles derivados que permiten en la práctica comparar


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directamente con los resultados de las medidas experimentales y por tanto conocer de inmediato la magnitud de la incorporación.

Es a partir de la publicación de ICRP-60 (1990) que sustituye a ICRP26 cuando las nuevas recomendaciones contemplan la revisión de los límites de la dosis efectiva. Las consideraciones más importantes de estas recomendaciones se basan en que al reducir los límites anuales de dosis (20mSv) y cambiar los factores de peso nos conduce a cambios en los límites de Incorporación Anual (LIA) para la mayoría de radionucleidos.

La publicación del nuevo modelo pulmonar ICRP 66 (1994) que sustituye a ICRP 30 y los nuevos factores de peso definidos en ICRP 60 han hecho modificar varios de los modelos expuestos en ICRP30. Para actínidos como el Neptunio, Plutonio y Americio, ICRP 67 (1993) propone un modelo que más tarde ha sido la base para el modelo del Torio (ICRP 69,1995) y Curio (ICRP 71,1996)

Otro modelo es recomendado por ICRP 67 para compuestos alcalino-térreos. Este modelo es la base para el modelo del Plomo y del Uranio (ICRP 69, 1995)

Un nuevo modelo para el Hierro que ya habia sido expuesto en ICRP 53 (1987) ha sido propuesto por ICRP en su publicación 69 (1995)

En cuanto a los coeficientes de dosis calculados con los últimos modelos han sido publicados en la ICRP 68. Para miembros del público es preciso usar modelos donde se aplican criterios a diferentes edades (ICRP 56, 67).

Los coeficientes de dosis debido a ingestión se encuentran en ICRP 56, 67 y 69 y debido a inhalación en ICRP 71 (1996). Una recopilación de los coeficientes de dosis para inhalación y para ingestión han sido publicadas en ICRP72.

ICRP 78 sustituye a ICRP 54 y desarrolla el diseño de programas de vigilancia radiológica individual para un grupo seleccionado de radionucleidos aplicando las recomendaciones de IRP60/66

Publicaciones de ICRP recientes, específicas de Dosimetría Interna:

ICRP56: Age-dependent Doses to Members of the Public from Intake of Radionuclides: Part 1 (1989)

ICRP67: Age-dependent Doses to Members of the Public from Intake of Radionuclides: Part 2 Ingestion Dose Coefficients (1995)

ICRP68: Doses Coefficients for Intakes of Radionuclides by Workers (1994)

ICRP69: Age-dependent Doses to Members of the Public from Intake of Radionuclides: Part 3 Ingestion Dose Coefficients (1995)

ICRP70: Basic Anatomical and Physiological data for use in Radiological Protection. The Skeleton (1995)


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ICRP71: Age-dependent doses to members of the public from intake of radionuclides: Part 4, Inhalation dose coefficients. (1995)

ICRP75: General principles for the radiation protection of workers (1997).

ICRP78: Individual monitoring for internal exposure of workers (1997)

ICRP88: Doses to the embryo and fetus from intakes of radionuclides by the mother (2001)

ICRP89: Basic anatomical and physiological data for use in radiological protection: reference values. A report of age- and gender-related differences in the anatomical and physiological characteristics of reference individuals. (2002)

ICRP95: Doses to Infants from Ingestion of Radionuclides in Mother's Milk (2004)

ICRP100: Human Alimentary Tract Model for Radiological Protection (2006)

ICRP103: The 2007 Recommndaions of the International Commission on Radiological Protection. (2007)

IAEA Safety Standards Series, Assessment of Occupational Exposure Due to Intakes of Radionuclides, Safety Guide No. RS-G-1.2, Vienna 1999

Normas

ISO de Dosimetría Interna:

- ISO20553: Monitoring of workers exposed to a risk of internal contamination

- ISO27048: Dose Assessment for the monitoring of workers

- ISO28048: Performance criteria for radiobioassay.

Direcciones WEB de interés para dosimetría interna:

– IDEAS/ENEA Web site: www.bologna.enea.it/attivita/ideas.html (Guías IDEAS y otros documentos de interés)

– SCK-CEN Web site: www.sckcen.be/ideas/ (Bases de Datos IDEAS)

– EURADOS Web site: www.eurados.org (European Dosimetry Group)

USTUR Web site: www.ustur.wsu.edu (United States Transuranium & Uranium Registries. Washington State University College of Pharmacy.U.S.A.)

http://www.bologna.enea.it/attivita/ideas.html

http://www.sckcen.be/ideas/

http://www.eurados.org/

http://www.ustur.wsu.edu/

tema 10 conceptos bÁsicos en dosimetrÍa...

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