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Curso de SUPERVISORES de instalaciones radiactivas (IR) MÓDULO BÁSICO

© CSN-2014

TEMA 3:

MAGNITUDES Y UNIDADES RADIOLÓGICAS


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TABLA DE CONTENIDOS

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

2.- CLASIFICACIÓN DE LAS MAGNITUDES RADIOLÓGICAS ................................................ 4

2.1 Magnitudes físicas fundamentales ..................................................................................... 4

2.2 Magnitudes de protección .................................................................................................. 4

2.3 Magnitudes dosimétricas operacionales ............................................................................ 5

3.- MAGNITUDES FÍSICAS FUNDAMENTALES ................................................................... 5

3.1 Radiactividad ....................................................................................................................... 5

3.2 Radiometría ........................................................................................................................ 7

3.3 Coeficientes de interacción con la materia ......................................................................... 8

3.3.1 Coeficientes de interacción para partículas incidentes no cargadas ............................................... 8

3.3.2 Coeficientes de interacción para partículas incidentes cargadas .................................................... 9

3.4 Dosimetría ........................................................................................................................... 9

3.4.1 Magnitudes para los procesos de conversión de energía ............................................................. 10

3.4.2 Magnitudes para los procesos de depósito de energía en un medio ............................................ 12

3.4.3 Relación entre las magnitudes de conversión (kerma, cema) y depósito de energía (dosis

absorbida) ....................................................................................................................................... 13

4.- MAGNITUDES DE PROTECCIÓN ................................................................................ 15

4.1 Dosis equivalente en un punto H ...................................................................................... 15

4.2 Dosis equivalente en un órgano HT,R ................................................................................. 16

4.3 Dosis efectiva E ................................................................................................................. 17

4.4 Dosis comprometida durante un periodo HT( ) y E( ) ...................................................... 18

4.5 Dosis colectivas ST y S ........................................................................................................ 18

5.- MAGNITUDES OPERACIONALES PARA LA RADIACIÓN EXTERNA ............................... 19

5.1 Magnitudes operacionales para vigilancia de área y ambiental H*(d) y H’(d, ) ............. 20

5.2 Magnitud operacional para la vigilancia individual Hp(d) ................................................. 22

5.3 Calibración en términos de las magnitudes dosimétricas operacionales ......................... 22

5.3.1 Calibración en magnitudes operacionales para vigilancia de área y ambiental ............................ 22

5.3.2 Calibración en magnitudes operacionales para vigilancia individual ............................................ 23

6.- MAGNITUDES PARA LA DOSIMETRÍA DE PACIENTES DE RADIODIAGNÓSTICO........... 24

6.1 Magnitudes físicas fundamentales ................................................................................... 25

6.2 Magnitudes de protección ................................................................................................ 25

6.3 Magnitudes específicas para la dosimetría de pacientes en radiodiagnóstico ................. 26

6.3.1 Kerma en aire incidente Ka,i y Kerma en aire de entrada Ka,e ........................................................ 27

6.3.2 Producto kerma en aire-área PKA ................................................................................................... 27

6.3.3 Magnitudes para Tomografía Computerizada (TC) PKL y CK ........................................................... 27

7.- NOVEDADES DEL INFORME ICRP-103 SOBRE MAGNITUDES RADIOLÓGICAS ............. 28

ANEXO: DEFINICIONES Y EXPRESIONES DE LAS MAGNITUDES RADIOLÓGICAS ................. 30


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1.- INTRODUCCIÓN

La necesidad de establecer normas de protección contra los efectos biológicos perjudiciales de las radiaciones ionizantes, se hizo patente a los pocos meses del descubrimiento de los rayos X por Roentgen en 1895, y al comienzo del trabajo con elementos radiactivos en 1896. Como consecuencia del trabajo con radiaciones ionizantes, algunos operadores en este campo comenzaron a manifestar efectos nocivos. El análisis de síntomas patológicos de un conjunto de radiólogos, permitió establecer en 1922 que la incidencia de cáncer en este grupo de trabajo, era significativamente más alta respecto a otros médicos, circunstancia que demostró la peligrosidad de las radiaciones ionizantes y la necesidad de establecer normas específicas de radioprotección. Desde la creación de la Comisión Internacional de Unidades y Medidas de la Radiación (ICRU) en 1925, este organismo se ocupa de la definición formal de las magnitudes y unidades radiológicas así como de desarrollar recomendaciones internacionalmente aceptables acerca del uso de dichas magnitudes y los métodos adecuados de medida. Por otra parte, la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP), fundada en 1928 por la Sociedad Internacional de Radiología (ISR) y modificada con su nombre actual en 1950, se ocupa de establecer recomendaciones similares en relación con la protección radiológica incluyendo la limitación de dosis con objeto de evitar la aparición de efectos deterministas y acotar el riesgo de los efectos estocásticos. En la figura 1 se muestra la evolución de las magnitudes y valores de los límites anuales de dosis recomendados por la ICRP para las exposiciones ocupacionales y del público a las radiaciones ionizantes.

Figura 1: Magnitudes dosimétricas y valores de los límites de dosis recomendados por ICRP para las

exposiciones ocupacionales y del público a las radiaciones ionizantes.

La definición formal y una descripción completa de las magnitudes fundamentales utilizadas en dosimetría de radiaciones y en protección radiológica puede encontrarse en los informes ICRU-51 (1993) e ICRU-60 (1998), así como en publicación ICRP-60 (1991). Estas definiciones se recogen en la legislación española en el Anexo I del ‘Reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes’ (R.D.783/2001). En 2007 se publicó el informe ICRP-103 con las nuevas recomendaciones de la ICRP consideradas en la nueva reglamentación europea y que se espera sean consideradas en la próxima revisión nacional. Con objeto de facilitar la lectura de esta exposición, los textos y expresiones exactos de las definiciones se recogen en forma de tablas en el Anexo.

0.1

1

10

100

1000

10000

1910 1930 1950 1970 1990 2010

Año

Lím

ite

de

do

sis

an

ua

l, m

Sv Ocupacional

Público

Magnitud

(1) (5) (6)(4)(3)(2)

(1) Exposición

(2) Dosis X

(3) Dosis RBE

(4) Dosis equivalente

(5) Dosis efectiva equivalente

(6) Dosis efectiva


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La legislación europea establece que desde el 1 de Enero de 1986 las mediciones de radiaciones ionizantes se expresen en unidades del Sistema Internacional (SI). El hecho de que se citen en este documento las unidades históricas obedece únicamente a la existencia de instrumentación de medida que aún presentan sus lecturas expresadas en ese tipo de unidades.

2.- CLASIFICACIÓN DE LAS MAGNITUDES RADIOLÓGICAS

En función de sus objetivos y características, se pueden distinguir tres tipos de magnitudes entre las recomendadas por ICRP e ICRU para su aplicación en la protección radiológica (Figura 2):

2.1 Magnitudes físicas fundamentales

Son las magnitudes que permiten describir cuantitativamente los objetos o fenómenos físicos en términos de una cantidad de referencia denominada Unidad. En relación con las radiaciones ionizantes, cabe distinguir las siguientes magnitudes físicas fundamentales (ICRU-60, 1998):

a) Radiactividad: Describen el proceso estocástico de transformaciones espontáneas que implican cambios en los núcleos atómicos y producen emisiones de radiación ionizante:

actividad A, constante de decaimiento , constante de tasa de kerma en aire .

b) Radiometría: Describen los campos de radiación en el espacio y en la materia originados

por las radiaciones ionizantes: número de partículas N, energía radiante R, fluencia ,

flujo .

c) Coeficientes de interacción con la materia: Describen los procesos de interacción de la radiación ionizante con la materia en los que se producen transferencias de energía, absorción de partículas incidentes y generación de partículas secundarias: sección eficaz

, coeficientes de atenuación, coeficientes de transferencia de energía tr , poder de

frenado S/ , transferencia lineal de energía ó LET L .

d) Dosimetría: Describen los procesos de conversión y depósito de energía de la radiación ionizante incidente en un material y que se relacionan con los efectos producidos en el mismo: exposición X, kerma en un medio Km, cema en un medio Cm, dosis absorbida en un medio Dm.

2.2 Magnitudes de protección

En la actualidad se recomienda (ICRP-60, 1991) emplear las magnitudes de protección Dosis equivalente en un órgano o tejido (HT) y Dosis efectiva (E) basadas en la medida de la Dosis absorbida (D) en tejidos y órganos del cuerpo humano y que se puedan relacionar con el riesgo que conllevan, para lo cual deberán considerar las diferencias en la radiosensibilidad de los distintos tejidos y órganos (factores de ponderación de tejido wT) y en la eficacia radiobiológica de los distintos tipos de radiaciones (factores de ponderación de la radiación wR).


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2.3 Magnitudes dosimétricas operacionales

Las magnitudes de protección no son mensurables en la práctica por lo que en el informe ICRU-39 (1985) se definieron las magnitudes operacionales Dosis equivalente ambiental H*(d), Dosis equivalente direccional H’(d) y Dosis personal Hp(d) que se pueden medir experimentalmente, están relacionadas con las magnitudes físicas fundamentales y proporcionan una estimación razonablemente conservadora de la dosis equivalente y de la dosis efectiva.

Magnitudes físicas

Radiactividad

Radiometría

Coef. Interacción

Dosimetría

Magnitudes de protección

Dosis absorbida en un órgano, DT

Dosis equivalente en un órgano, HT

Dosis efectiva, E

Magnitudes operacionales

Dosis equivalente ambiental, H*(d)

Dosis equivalente direccional, H’(d, )

Dosis equivalente personal, Hp(d)

Medidas experimentales

Lecturas

Respuesta del instrumento

Otras correcciones

Cálculos a partir de wR, wT y

maniquíes antropomórficosFactores de conversión

(ICRP-74, ICRU-57, ISO 4037)

Comparaciones de cálculos y

medidas experimentales

Calibración

Ensayos de tipo

Magnitudes físicas

Radiactividad

Radiometría

Coef. Interacción

Dosimetría

Magnitudes de protección

Dosis absorbida en un órgano, DT

Dosis equivalente en un órgano, HT

Dosis efectiva, E

Magnitudes operacionales

Dosis equivalente ambiental, H*(d)

Dosis equivalente direccional, H’(d, )

Dosis equivalente personal, Hp(d)

Medidas experimentales

Lecturas

Respuesta del instrumento

Otras correcciones

Cálculos a partir de wR, wT y

maniquíes antropomórficosFactores de conversión

(ICRP-74, ICRU-57, ISO 4037)

Comparaciones de cálculos y

medidas experimentales

Calibración

Ensayos de tipo

Figura 2: Clasificación y relaciones entre las magnitudes radiológicas.

3.- MAGNITUDES FÍSICAS FUNDAMENTALES

3.1 Radiactividad

La radiactividad se refiere al proceso estocástico que origina transformaciones espontáneas que implican cambios en los núcleos atómicos. La energía liberada en estos procesos se emite como radiaciones ionizantes: fotones, electrones/positrones, partículas alfa e incluso neutrones en los procesos de fisión nuclear. Se denomina radionucleidos a los nucleidos inestables que se transforman en otros estables directamente o a través de una serie de descendientes.

Los radionucleidos se caracterizan por su constante de decaimiento, (Unidad SI: desintegraciones por segundo ó s-1) que se relaciona con la probabilidad de que un núcleo sufra una transformación nuclear espontánea o desintegración por unidad de tiempo. La magnitud

(ln2)/ se denomina vida media T1/2 (Unidad SI: s) del radionucleido, y corresponde al tiempo medio para que el número de núcleos en el estado de energía considerado se reduzca a la

mitad de su número inicial. Obviamente, cuanto mayor sea , la probabilidad de que ocurra una transformación nuclear es mayor y por tanto la vida media T1/2 será menor, y viceversa.


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La actividad, A, (Unidad SI: Becquerel, Bq; 1 Bq= 1 s-1) es una magnitud que estima la cantidad de radionucleido que experimenta desintegraciones en la unidad de tiempo. La actividad de un

radionucleido es igual al producto de su constante de decaimiento por el número de núcleos N en dicho estado:

A = N

Históricamente se usó como unidad de actividad el curio (Ci) y cuyo empleo se desaconseja. Un curio es la cantidad de desintegraciones por segundo que se producen en 1 g de 226Ra puro y cuyo valor es 3.7 x 1010 desintegraciones por segundo, luego 1 Ci = 3.7 x 1010 Bq. Otras equivalencias entre múltiplos y submúltiplos son:

1 Ci = 3.7 x1010

Bq = 37 GBq = 37 x 106 kBq = 37,000,000,000 Bq

1 mCi = 10-3

Ci = 3.7 x107 Bq = 37 x 10

3 kBq = 37,000,000 Bq

1 µCi = 10-6

Ci = 3.7 x104 Bq = 37 kBq = 37,000 Bq

1 nCi = 10-9

Ci = 37 Bq

1 Bq = 2.7 x10-11

Ci

1 MBq = 106 Bq = 2.7 x10

-5 Ci = 27 µCi

1 GBq = 109 Bq = 2.7 x10

-2 Ci = 27 mCi

1 TBq = 1012

Bq = 2.7 x10 Ci = 27 Ci

Dado que tanto la actividad como la masa son proporcionales al número de núcleos presentes, se define la Actividad específica AE de un radionucleido como el cociente entre la actividad y su masa (Unidad SI: Bq/g):

a

A

A

aE

P

N

N

PN

N

m

AA

donde Pa es el peso atómico del radionucleido y NA es el número de Avogadro (6.0221 x 1023 mol-1).

La constante de kerma en aire para un radionucleido, , (Unidad SI: m2J/kg, aunque es más

habitual emplear (Gy/s)·m2/Bq o sus submúltiplos) permite estimar la tasa de kerma en aire K

debida a fotones (radiación gamma, los rayos X característicos y la radiación de frenado interna)

con energía mayor que que producirá una fuente puntual de actividad A a una distancia l según la expresión:

2l

AK

Esta expresión es válida únicamente para fuentes puntuales ideales donde se asume que no hay interacciones entre la fuente y el punto de medida. Al aumentar el tamaño relativo de la fuente y la distancia se pueden requerir la aplicación de correcciones significativas que consideren la atenuación, dispersión y acumulación del haz de radiación.


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Existen constantes similares en función de otras magnitudes dosimétricas como la dosis equivalente ambiental H*(10). En la Tabla 1 se presentan los valores de estas constantes para

algunos radionucleidos comunes y para un valor de = 0 keV (se incluyen todos los fotones emitidos por las fuentes).

Radionucleído Kaire

(µGy/h)·m2/MBq

’- H*(10)

(µSv/h)·m2/MBq

22Na 281 334

40K 19,0 21.3

59Fe 149 172

60Co 307 356

125I 31,2 36.4

131I 51,9 65.7

137Cs 76,7 92.7

192Ir 110 139

198Au 54,5 68.9

226Ra y descendientes 195 258

Tabla 1: Valores de las constantes para las tasas de Kerma en aire ( ) y Dosis equivalente ambiental ( ’)

para fuentes puntuales de varios radionucleidos.

3.2 Radiometría Los campos de radiación consisten en partículas cargadas (electrones, protones, núcleos) y no cargadas (fotones y neutrones) cuya distribución y la de su energía en el espacio y en la materia se describen con las siguientes magnitudes. Estas magnitudes aparecen por parejas ya que una se refiere al número de partículas y otra a la energía de las mismas. Las magnitudes radiométricas pueden tratarse tanto como magnitudes escalares (sólo interesa su valor) como vectoriales (interesa su valor y dirección). El Número de partículas, N, (Unidad SI: 1) es el número de partículas que son emitidas, transferidas o recibidas. La Energía radiante, R, (Unidad S.I: J) es la energía (excluyendo las energías en reposo) de las partículas que son emitidas, transferidas o recibidas.

En general, se denomina flujo de una magnitud a la variación que experimenta por unidad de

tiempo. Así el flujo de partículas, N , (Unidad SI: s-1) es la variación por unidad de tiempo que

experimenta el número de partículas N. Análogamente, el flujo de energía, R , (Unidad SI: W) la variación por unidad de tiempo que experimental la energía radiante R.

Así mismo, se denomina fluencia de una magnitud a su cantidad referida por unidad de área.

Así, La fluencia de partículas, Unidad SI: m-2) es el número de partículas por unidad de

superficie y la fluencia de energía, (Unidad SI: J/m2) es la energía radiante por unidad de superficie. La variación de estas fluencias por unidad de tiempo se denominan tasa de fluencia de

partículas, , Unidad SI: m-2s-1) y tasa de fluencia de energía, , (Unidad SI: W/m2),


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respectivamente.

3.3 Coeficientes de interacción con la materia

La interacción de la radiación ionizante con la materia implica procesos en los que se modifica la energía y/o la dirección de la partícula incidente. Además, como consecuencia de la interacción se pueden producir una o varias partículas secundarias. La probabilidad de cada proceso de interacción se describe mediante los coeficientes de interacción que para cada proceso de interacción se refieren a cada tipo de partícula incidente, su energía y el material alcanzado.

La sección eficaz, de un blanco para un tipo particular de interacción debida a la incidencia de partículas cargadas o no cargadas es la probabilidad de que tal interacción ocurra en el blanco por unidad de fluencia de partículas incidente. Su unidad S.I. es m2, pero por su elevadísima magnitud se suele emplear el barn (b) con la siguiente relación entre ellas: 1 b = 10-

28 m2 = 100 fm2. La sección eficaz es el coeficiente de interacción fundamental y todos los demás coeficientes se pueden expresar como funciones sencillas de secciones eficaces particulares. Debido a que los procesos de interacción de las radiaciones ionizantes con la materia son muy diferentes dependiendo de si las partículas incidentes presentan o no carga eléctrica, los coeficientes de interacción pueden dividirse en coeficientes de absorción para las partículas no cargadas y poder de frenado para las partículas cargadas.

3.3.1 Coeficientes de interacción para partículas incidentes no cargadas

El coeficiente másico de atenuación, de un material de densidad , (Unidad SI: m2/kg) se define para partículas no cargadas e indica la fracción de partículas incidentes que

interaccionan al atravesar un espesor determinado en el material. En la definición de

aparece el coeficiente lineal de atenuación, (unidad SI: m-1), cuyo inverso se denomina recorrido libre medio, 1/µ, de la partícula no cargada (unidad SI: m). Ambos parámetros se emplean para describir el proceso de atenuación de la radiación al atravesar un espesor lineal de material pero tienen el inconveniente de depender de la densidad del medio absorbente,

por lo que es recomendable emplear para disminuir el efecto de esta dependencia.

El coeficiente másico de transferencia de energía, tr/ de un material de densidad , (Unidad SI: m2/kg) se define partículas no cargadas e indica la fracción de la energía de la radiación incidente que es transferida como energía cinética de partículas cargadas mediante interacciones al atravesar un espesor determinado del material.

El coeficiente tr/ se relaciona con el coeficiente másico de absorción de energía, en/ de un

material de densidad , (Unidad SI: m2/kg) mediante la fracción g (adimensional) de energía de las partículas secundarias que se pierde por procesos radiativos en el material:

La fracción g es inferior al 0.5% para materiales de interés radiobiológico y energías de hasta 2 MeV. Para materiales con mayor número atómico efectivo (Cu, Pb) el valor de g es de 1-5% para fotones de 1 MeV y 15-25% para fotones de 10 MeV.

tren g)1(


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3.3.2 Coeficientes de interacción para partículas incidentes cargadas

El poder másico de frenado, S/ de un material de densidad , (Unidad SI: J·m2/kg, aunque se suele usar el submúltiplo MeV·cm2/g) se define para partículas cargadas como la energía perdida por las partículas cargada incidentes al atravesar un espesor determinado del material

de densidad . En esta definición se emplea el poder lineal de frenado, S, (Unidad SI: J/m, aunque se suele usar el submúltiplo MeV/cm), que se puede expresar como la suma de los poderes lineales de frenado debidos a colisiones electrónicas Sel, pérdidas radiativas Srad y colisiones elásticas con los núcleos atómicos Snuc:

S = Sel + Srad + Snuc

La transferencia lineal de energía (LET), LΔ, de un material (Unidad SI: J/m, pero en la práctica se utilizan submúltiplos como el keV/μm) de un material se define para partículas cargadas es el como la energía disipada por las partículas cargadas incidentes al atravesar un espesor del material como consecuencia de las colisiones con electrones en las que la pérdida de energía es menor que Δ.

Si se consideran todas las colisiones en la pérdida de energía, Δ = y se habla de LET sin restricción ya que toda la energía se absorbe localmente y no hay pérdidas de energía debidas al movimiento de partículas secundarias. En estas condiciones la LET se iguala al poder lineal de

frenado por colisiones electrónicas (L = Sel) y tiene gran importancia en Radiobiología y Radioprotección (ver apartado 4.1),

3.4 Dosimetría La radiación ionizante interactúa con la materia según diversos procesos que convierten la energía de las partículas incidentes en energía cinética de las partículas cargadas del material, para luego depositar dicha energía en el mismo. Los efectos de la radiación en el material dependen del campo de radiación y de las interacciones ocurridas, por lo que las magnitudes dosimétricas son generalmente el producto de una magnitud radiométrica por uno de los coeficientes de interacción. A la vista de estos procesos se puede clasificar a las radiaciones ionizantes como: - Radiaciones directamente ionizantes: Partículas cargadas rápidas que transfieren

directamente su energía a la materia a través de numerosas y pequeñas interacciones colombianas a lo largo de su recorrido. Ejemplos: electrones, positrones, protones, partículas alfa, iones pesados.

- Radiaciones indirectamente ionizantes: Partículas sin carga eléctrica que transfieren su

energía a partículas cargadas del medio que atraviesan en unas pocas interacciones grandes. Las partículas cargadas generadas son directamente ionizantes y por tanto transfieren su energía al medio como se ha descrito en el punto anterior. Ejemplos: fotones (rayos X, radiación gamma) y neutrones.


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3.4.1 Magnitudes para los procesos de conversión de energía

La conversión de energía consiste en la transferencia de energía de la radiación ionizante incidente a las partículas secundarias y se distinguen dos magnitudes distintas en función de si las partículas incidentes son neutras (kerma, exposición) o están cargadas eléctricamente (cema). La Exposición, X, (Unidad SI: C/kg) fue la primera magnitud definida con el propósito de estimar los efectos sobre la materia de las radiaciones ionizantes. Establecida a través de la definición de su unidad histórica Roentgen y sólo para fotones que inciden sobre aire seco, la exposición se relaciona directamente con la ionización producida por la radiación incidente ya que se define como la carga total de los iones de un solo signo producidos en aire, cuando todos los electrones liberados por los fotones absorbidos en una masa determinada hayan sido detenidos completamente en el seno del aire.

La unidad histórica Roentgen (R) es la exposición correspondiente a la liberación de una unidad de carga electrostática en 1 cm3 de aire seco en condiciones normales de presión y temperatura) fue establecida en 1928 pero en la actualidad se desaconseja su uso. Las equivalencias entre ambas unidades son:

1 R = 2.58 x 10-4

C/kg

1 C/kg = 3876 R

En la exposición se incluyen las ionizaciones debidas a los electrones Auger pero no los fotones emitidos por los procesos radiativos como la radiación de frenado o fluorescencia. Excepto por estas diferencias (que son significantes sólo en fotones de alta energía), la exposición es análoga al kerma en aire.

Se puede referir el valor de la exposición en un material en un punto en el aire o incluso dentro de otro material. Por ejemplo, la Tabla 2 presenta los factores de conversión que dan el kerma en tres medios de interés radiobiológico (agua, hueso y músculo) a partir de la exposición. Se asume que existen condiciones de equilibrio electrónico por lo que estos factores son válidos también para obtener las Dosis absorbidas en dichos medios.

La exposición es una magnitud definida exclusivamente para fotones y considera únicamente la

ionización que se produce en el aire. Ello supone una importante limitación desde el punto de

vista de la radioprotección donde interesa conocer los efectos en otros materiales de interés

biológico. Además, existen dificultades conceptuales que dificultan la medida experimental de la exposición para fotones de energías muy bajas (<10 kev) o muy altas (> 2 MeV). Dadas las limitaciones de la Exposición y sus unidades, debe considerarse esta magnitud únicamente como una magnitud histórica que sirvió de base para el desarrollo de otras magnitudes radiológicas más correctas y generales como el Kerma, el Cema y la Dosis absorbida. En consecuencia, se desaconseja el uso de la magnitud Exposición y sus unidades.


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Energía de Kerma/Exposición

fotones Agua Hueso Músculo

(keV) Gy kg/C rad/R Gy kg/C rad/R Gy kg/C rad/R

10 35.4 0.914 135 3.48 35.8 0.925

15 35.0 0.903 150 3.86 35.8 0.924

20 34.7 0.895 158 4.09 35.8 0.922

30 34.4 0.888 165 4.26 35.7 0.922

40 34.5 0.891 157 4.04 35.9 0.925

50 35.0 0.903 137 3.53 36.1 0.932

60 35.6 0.920 113 2.91 36.5 0.941

80 36.7 0.946 75.4 1.94 36.9 0.953

100 37.2 0.960 56.2 1.45 37.2 0.960

150 37.6 0.971 41.3 1.065 37.4 0.964

200 37.7 0.973 38.1 0.982 37.4 0.965

300 37.8 0.974 36.6 0.944 37.4 0.966

400 37.8 0.974 36.3 0.936 37.4 0.966

500 37.8 0.975 36.2 0.933 37.4 0.966

600 37.8 0.975 36.1 0.932 37.4 0.966

800 37.8 0.975 36.1 0.931 37.4 0.966

1000 37.8 0.975 36.1 0.931 37.4 0.966

1500 37.8 0.975 36.0 0.930 37.4 0.966

2000 37.8 0.974 36.1 0.931 37.4 0.965

Tabla 2: Factor que relaciona el Kerma en tres medios de interés radiobiológico (agua, hueso y músculo) con la Exposición para fotones de energías desde 10 keV a 2 MeV en condiciones de equilibrio electrónico, por lo

que los valores también son válidos para la Dosis absorbida.

El Kerma1 en un material, Km, (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Gray, Gy) se

define para caracterizar la conversión de la energía de las partículas incidentes ionizantes no cargadas a la energía cinética de las partículas ionizantes cargadas liberadas por una determinada masa un medio material.

Hasta 1977 se empleó la unidad histórica rad (acrónimo de ‘Roentgen Absorbed Dose’), aunque en la actualidad se desaconseja su uso. Su equivalencia con la unidad SI es 1 Gy = 100 rad.

Debido a la relación entre el kerma en un material y la fluencia del campo incidente se puede referir el valor del kerma en un material en un punto libre en el espacio o incluso dentro de otro material. Por ejemplo, es correcto hablar del Kerma en aire en un punto de un recipiente con agua.

El Cema2 en un material, Cm, (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Gray, Gy) es la magnitud análoga al kerma que se emplea cuando la radiación incidente son partículas ionizantes cargadas ya que considera la energía perdida por ellas en una determinada masa de material, excluidos los electrones secundarios.

1 Kerma es el acrónimo en inglés ‘Kinetic Energy Released per unit MAss’, que significa ‘Energía cinética liberada por

unidad de masa’. 2 Cema es el acrónimo en inglés ‘Converted Energy per unit MAss’, que significa ‘Energía convertida por unidad de

masa’.


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3.4.2 Magnitudes para los procesos de depósito de energía en un medio

La transferencia de la energía de la radiación incidente a las partículas cargadas del blanco suponen un depósito de energía en el medio (dosis absorbida) que pueden originar efectos en el mismo tales como inducir una señal que puede ser proporcional a la cantidad de radiación incidente (fundamento de los detectores) u originar cambios biológicos de diversa índole si el material irradiado es de carácter biológico. El concepto de Dosis absorbida fue introducido por ICRU en 1954 para extender el concepto de ‘dosis’ a otros materiales distintos del aire y en particular a los materiales de interés en estudios médicos y biológicos. Para poder comprender su definición, es necesario mencionar antes algunos conceptos previos muy sencillos basados en el balance de energías que entran y salen del volumen de interés.

Un depósito de energía, i, (unidad SI: J) es la energía depositada en una interacción y se calcula como el balance de la energía de la partícula ionizante incidente (excluida la energía en reposo),

in , la energía de todas las partículas ionizantes generadas que salen del volumen de

interacción, out, y el cambio en las energías en reposo del núcleo y todas las partículas envueltas en la interacción Q (con su signo):

i= in – out + Q

La energía impartida al material, en un volumen dado (Unidad SI: J) es la suma de todos los depósitos de energía en dicho volumen:

i

i

La energía impartida media aportada al material, , (Unidad SI: J) se expresa como:

QRR outin ,

donde Rin es la energía radiante de todas las partículas cargadas y no cargadas que entran en el volumen de interés, Rout es la energía radiante de todas las partículas cargadas y no cargadas

que salen en el volumen de interés y Q es el cambio en las energías en reposo de los núcleos y partículas en el volumen de interés.

La Dosis absorbida en un material, Dm, (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Gray, Gy) es la energía media impartida por la radiación por unidad de masa del volumen considerado. Hasta 1977 se empleó la unidad histórica rad (acrónimo de ‘Roentgen Absorbed Dose’), aunque en la actualidad se desaconseja su uso. Su equivalencia con la unidad SI es 1 Gy = 100 rad.


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La dosis absorbida es la magnitud fundamental en la que se basan las recomendaciones actuales de la protección radiológica, debido a las siguientes características:

Su definición reúne el rigor científico necesario para una magnitud física básica.

Está definida para cualquier tipo de radiación ya sea con carga o sin carga eléctrica.

Requiere especificar el medio material donde la radiación incidente transfiere su energía.

Proporciona el valor medio de la dosis impartida en un volumen y por tanto no refleja las variaciones aleatorias de los sucesos de interacción en dicho volumen. Ello permite emplearla para estimar las dosis en cultivos celulares, tejidos, órganos o todo el cuerpo.

Es aplicable tanto a los campos de radiación producidos por fuentes externas al cuerpo como a los debidos a las fuentes incorporadas al organismo por inhalación, ingestión u otros medios.

Es una magnitud medible, con estándares primarios para determinar su valor.

Se relaciona de modo relativamente sencillo con otras magnitudes radiológicas básicas (kerma, cema, exposición) y sirve de base para establecer las magnitudes de protección.

3.4.3 Relación entre las magnitudes de conversión (kerma, cema) y depósito de energía (dosis absorbida)

En general, la transferencia de la energía de la radiación ionizante incidente a las partículas secundarias del medio no ocurrirá en el mismo lugar donde su energía se absorbe en el medio debido a que las partículas secundarias se moverán y por tanto tendrán un rango no nulo donde además, al sufrir una deceleración en el medio, conllevarán una radiación de frenado (o radiativa no ionizante) que en general saldrá del volumen de interés sin originar nuevas partículas secundarias. Como ejemplo de este proceso se ilustra en la figura 3 para una interacción Compton de un fotón, que es la interacción predominante para fotones entre 100 keV y 10 MeV.

Figura 3: Interacción Compton de un fotón en un punto P del volumen de interés, donde libera un electrón

Compton con cierta velocidad (kerma) que a su vez va cediendo energía al medio (dosis absorbida) durante su recorrido (r) y emite radiación de frenado al perder velocidad en el material. A la derecha se muestra la

relación entre kerma y dosis absorbida según la longitud progresada en el medio.

En la figura 4 se presenta la evolución del kerma y la dosis absorbida en función de la longitud recorrida en el material. Al alcanzar la radiación indirectamente ionizante la superficie del volumen de interés el kerma en el material tendrá un cierto valor K0 que además sería el mismo en todo el volumen de material ya que en principio sólo depende de la fluencia incidente en la superficie. Sin embargo la dosis absorbida será nula en la superficie e irá aumentando con la profundidad del material hasta llegar a su valor máximo (que será precisamente K0) cuando la

Fotón incidente

Radiación de

Frenado

Fotón dispersado

Electrón Compton

P

r

Fotón incidente

Radiación de

Frenado

Fotón dispersado

Electrón Compton

P

r

Longitud recorrida en el medio

Ke

rma

óD

os

is A

bs

orb

ida

r0

K0

K

D


Ke

rma

óD

os

is A

bs

orb

ida

r0

K0

K

D


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profundidad en el medio sea del orden del rango r0 de los electrones secundarios liberados. En estas condiciones ideales se dice que existe equilibrio de partículas cargadas y se tiene la igualdad entre kerma y dosis absorbida en el medio. Sin embargo, al penetrar en el medio el haz incidente se atenuará según un modelo exponencial de acuerdo al coeficiente másico de

atenuación del material y la energía de la radiación. Además, los electrones secundarios perderán velocidad al progresar en el medio y por tanto se emitirá radiación de frenado que no contribuye al kerma pero si a la dosis absorbida, por lo que esta será un poco mayor y la diferencia es constante en la longitud recorrida en el material. Se dice entonces que existen condiciones de equilibrio transitorio de partículas cargadas.

Figura 4: Relación entre kerma y dosis absorbida en condiciones de equilibrio de partículas cargadas (Izquierda) y en condiciones de equilibrio transitorio de partículas cargadas (Derecha).

Una discusión similar puede plantearse respecto al cema, donde las partículas cargadas incidentes que no cedan su energía en el volumen de interés se compensan con partículas secundarias cargadas que si lo hacen y además las pérdidas radiativas y las debidas a las colisiones nucleares elásticas sean despreciables Se dice entonces que se tienen las condiciones de equilibrio de electrones secundarios que permiten suponer la igualdad entre el cema y la dosis absorbida.

En la práctica, para conseguir tanto las condiciones de equilibrio de partículas cargadas como las condiciones de equilibrio de electrones secundarios, el espesor de material similar que debe rodear al volumen de interés debe ser del orden del rango de los electrones más energéticos que la radiación ionizante pueda transferir al medio (cema) o producir en el medio (kerma).


Ke

rma

óD

os

is A

bs

orb

ida

r0

K0

D

K


Ke

rma

óD

os

is A

bs

orb

ida

r0

K0

D

K


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4.- MAGNITUDES DE PROTECCIÓN

Estas magnitudes se definen para especificar los límites de la exposición a las radiaciones ionizantes y cuyos valores deben evitar la aparición de efectos deterministas y garantizar que la incidencia de efectos estocásticos en la salud se mantiene por debajo de niveles inaceptables. Las magnitudes de protección cuentan con antecedentes en las recomendaciones de ICRP-26 (1977) pero las actuales fueron definidas en ICRP-60 (1991) y continúan vigentes en ICRP-103 (2007) con unos cambios en los factores de ponderación de tejidos y radiación.

4.1 Dosis equivalente3 en un punto H

El concepto de dosis equivalente en un punto se introdujo por primera vez en 1962 para tener en cuenta la distinta eficacia biológica relativa de los diferentes tipos de radiación ionizante en los niveles bajos de exposición. La definición actualmente vigente se recoge en los informes ICRP-60 (1991) e ICRU-51 (1993). La dosis equivalente en un punto, H, (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Sievert, Sv) se define como el producto de la dosis absorbida D en el punto de interés en el tejido por el Factor de calidad Q que corresponde en dicho punto:

DQH

Esta magnitud fue introducida por ICRU en 1962 para considerar la eficacia radiobiológica de las radiaciones. Hasta 1977 se empleó la unidad histórica rem (acrónimo de ‘Roentgen equivalent man’), aunque en la actualidad se desaconseja su uso. Su equivalencia con la unidad SI es 1 Sv = 100 rem.

El Factor de calidad, Q, es adimensional y se introduce para cuantificar la mayor o menor eficacia biológica de las distintas radiaciones ionizantes, que como es bien conocido está relacionada con la densidad de ionización a lo largo de las trazas que marcan las partículas cargadas al atravesar el tejido. Por tanto el factor de calidad se puede expresar como una

función Q(L) de la LET no restringida L en agua (Figura 5), tal y como se deduce de las investigaciones radiobiológicas en sistemas moleculares y celulares y en experimentos con animales.

0

5

10

15

20

25

30

1 10 100 1000

LET L , keV/µm

Fa

cto

r d

e C

alid

ad

Q(L

)

Q=1

Q=0.32 L -2.2

LQ /300

Figura 5: Factor de Calidad como función de la LET sin restricciones L en agua.

3 Traducción incorrecta pero habitualmente utilizada en castellano, por razones históricas, de la magnitud

denominada en inglés "dose equivalent".


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4.2 Dosis equivalente en un órgano HT,R

Los estudios biológicos han mostrado que la probabilidad de efectos estocásticos sobre la salud debida a radiaciones ionizantes depende no solo de la dosis absorbida (energía depositada por unidad de masa) sino también del tipo y energía de la radiación considerada. Ello es consecuencia de los diferentes procesos mediante los cuales se deposita la energía a nivel microscópico, que varían dependiendo del tipo de radiación (fotones, electrones, neutrones, partículas pesadas, etc.). La Dosis equivalente en un órgano o tejido T debida a la radiación R, HT,R, (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Sievert, Sv) se define como:

RTRRT DwH ,,

donde DT,R es la dosis absorbida media para la radiación R en el órgano o tejido T y wR es el factor de ponderación para la radiación R. En el caso de que existan radiaciones y energías con distintos valores de wR la dosis equivalente en el órgano o tejido T, HT, es la suma:

R

RTRT DwH ,

Puesto que los factores de ponderación son números sin dimensión, la unidad SI para la dosis equivalente en un órgano o tejido es la misma que para la dosis absorbida, es decir el J/kg. Sin embargo, se utiliza el nombre especial de Sievert (Sv) para distinguir claramente cuando se está hablando de esta magnitud y cuando de dosis absorbida, kerma o cema (magnitudes dosimétricas que no tienen en cuenta posibles efectos biológicos).

La Tabla 3 presenta los valores de los factores de ponderación de la radiación wR recomendados en el informe ICRP-60. En el caso de los neutrones hay una dependencia de wR con la energía y por ello ICRP proporciona un ajuste suavizado analítico de estos valores con objeto de facilitar y dar consistencia a los cálculos (Figura 6).

0

5

10

15

20

25

1.E-06 1.E-05 1.E-04 1.E-03 1.E-02 1.E-01 1.E+00 1.E+01 1.E+02 1.E+03

Energía del neutrón incidente, MeV

Fa

cto

r d

e p

on

de

rac

ión

wR

6/))2(ln( 2

175 E

R ew

Figura 6: Factor de ponderación de la radiación wR para neutrones y su ajuste suavizado y continuo en función de la energía (ICRP-60, 1991).


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Para tipos y energías de la radiación no incluidos en la Tabla 3 (por ejemplo electrones Auger que alcancen el ADN), se puede obtener una aproximación del correspondiente wR calculando

el Factor de calidad medio Q a una profundidad de 10 mm en la esfera ICRU.

4.3 Dosis efectiva E

La probabilidad de aparición de efectos estocásticos depende no solo del tipo de radiación sino también del tejido u órgano considerado. Es decir, no todos los órganos y tejidos del cuerpo humano son igualmente radiosensibles.

La Dosis Efectiva, E, (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Sievert, Sv) se define como:

RT

RTRT

T

TT DwwHwE,

,

donde HT es la dosis equivalente en el órgano o tejido T y wT es el factor de ponderación para

dicho órgano o tejido, con la condición de normalización 1T

Tw .

Los factores de ponderación wT para los distintos tejidos y órganos del cuerpo humano se muestran en la Tabla 3, y sus valores se han obtenido de los estudios clínicos y radiobiológicos sobre los efectos estocásticos en los tejidos y el detrimento asociado a los mismos.

Protones

20Partículas alfa, fragmentos de

fisión, núcleos pesados

5> 2MeV

5>20 MeV

102 MeV - 20 MeV

20100 keV - 2 MeV

1010 keV - 100 keV

5< 10 keVNeutrones

1todasElectrones

1todasFotones

wR

EnergíaTipo de

radiación

RTRRT DwH ,,T

TT HwE

0.05resto

0.01Hueso (superficie)

0.01Piel

0.05Tiroides

0.05Esófago

0.05Hígado

0.05Mama

0.05Vejiga

0.12Estomago

0.12Pulmón

0.12Colon

0.12Hueso (médula)

0.20Gónadas

wT

Tejido / órgano

DOSIS EQUIVALENTE en

un órgano (HT)

DOSIS EFECTIVA (E)

DT,R = dosis absorbida media para la

radiación R en el órgano o tejido T

wR = factor de ponderación para la

radiación R

wT = el factor de ponderación para

el órgano o tejido T

Tabla 3: Factores de ponderación de la radiación (wR) y del tejido u órgano (wT) según el informe ICRP-60 (1991) y actualmente vigentes en la reglamentación española.


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4.4 Dosis comprometida durante un periodo HT( ) y E( )

Cuando la exposición de una persona a la radiación ionizante se debe a la incorporación de la fuente al propio organismo, la irradiación intena de los tejidos se extiende en el tiempo, produciéndose depósitos de energía a medida que el radionucleido decae en el interior del organismo y obedeciendo también a la forma físico-química del radionucleido y su comportamiento biocinético. Para considerar estos efectos, la ICRP recomienda el uso de las dosis comprometidas integradas a lo largo de un periodo de tiempo tras la incorporación de radionucleidos en el organismo.

La Dosis equivalente comprometida, HT( ), (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Sievert, Sv) para una única incorporación se define como la suma de las dosis equivalentes en el

órgano o tejido considerados recibidas durante el periodo de integración que generalmente se expresa en años, asumiéndose por defecto que es de 50 años para adultos y de 70 años para niños.

La Dosis Efectiva comprometida, E( ), (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Sievert, Sv)se define como la suma de las dosis efectivas comprometidas en los distintos

órganos y tejidos en el periodo de integración sopesadas con el correspondiente factor de ponderación para dicho órgano o tejido wT.

4.5 Dosis colectivas ST y S

La ICRP ha definido estas magnitudes para expresar la exposición total de un grupo de individuos que resulta de utilidad en los procedimientos de optimización o reducción de dosis. Estas definiciones no especifican explícitamente el tiempo en el que se reciben las dosis y por tanto al hacer uso de ellas debe indicarse el periodo de tiempo y la población sobre los que se suman las dosis. La Dosis equivalente colectiva en un tejido u órgano, ST, (Unidad SI: Sv·persona) es la suma de los productos del número de personas que forman un subgrupo por la dosis equivalente media en el tejido u órgano que reciben en dicho subgrupo.

La Dosis efectiva colectiva, S, (Unidad SI: Sv·persona) es la suma de los productos del número de personas que forman un subgrupo por la dosis efectiva media en el tejido u órgano que reciben en dicho subgrupo.


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5.- MAGNITUDES OPERACIONALES PARA LA RADIACIÓN EXTERNA

A pesar de que sus definiciones se basan en una magnitud física básica como la dosis absorbida, en la práctica no es posible medir la dosis equivalente en un órgano ni la dosis efectiva. En su lugar, estas magnitudes se determinan empleando coeficientes de conversión que las relacionan con magnitudes medibles. En el caso de la exposición externa se emplean maniquíes computacionales recomendados por la ICRP, tal y como se describe en los informes ICRP-74 (1996) e ICRU-57 (1998). En el caso de incorporación de radionucleidos en el organismo, además de maniquíes específicos para este problema, se usan también modelos biocinéticos para los radionucleidos y datos fisiológicos de referencia como se describe en el informe ICRP-78 (1997). Las magnitudes operacionales para la radiación externa fueron introducidas en el informe ICRU-39 (1985) y desarrolladas en los informes ICRU-43 (1988) e ICRU-51 (1993) con el principal objetivo de proporcionar en la práctica estimaciones medibles y razonablemente conservadoras de las magnitudes limitadoras. Las magnitudes operacionales se definen en función del poder de penetración de las radiaciones ionizantes en el organismo, clasificándolas en: - Poco penetrantes: El cociente entre la dosis equivalente recibida en la piel a una profundidad

de 0.07 mm y la dosis efectiva es mayor que 10. Ejemplos: radiación , radiación ß con energía inferior a 2 MeV y fotones con energía inferior a 12 keV.

- Penetrantes: El cociente entre la dosis equivalente recibida en la piel a una profundidad de 0.07 mm y la dosis efectiva es menor que 10. Ejemplos: neutrones de cualquier energía, radiación ß con energía superior a 2 MeV y fotones con energía superior a 12 keV.

Las magnitudes operacionales también consideran las diferencias que existen entre las vigilancias de área e individual que se desarrollan para el control de las dosis recibidas por las personas. En particular, las magnitudes operacionales tienen en cuenta las diferencias que existen entre las lecturas de un dosímetro personal situado sobre el cuerpo de una persona y las lecturas de un monitor de área situado normalmente en el aire y que se debe a la retrodispersión y absorción de la radiación incidente en el cuerpo de la persona expuesta. Para conservar las características de magnitudes en un punto y conseguir al mismo tiempo la propiedad de aditividad, en las definiciones de las magnitudes operacionales se introduce los siguientes conceptos:

- Campo expandido: Es un campo que tiene la misma fluencia y distribuciones direccionales y de energía en todo el volumen de interés que el que existe en el punto de interés.

- Campo expandido y alineado: Es un campo que tiene la misma fluencia y distribución de energía en todo el volumen de interés que el que existe en el punto de interés y además la fluencia es unidireccional.

En un campo de radiación expandido y alineado el valor de la dosis equivalente en cualquier


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punto del receptor expuesto es independiente de la distribución direccional de la radiación en el campo real de radiación. En la figura 7 se presenta un esquema de estos conceptos y su aplicación a las magnitudes operacionales.

Con objeto de normalizar las características del receptor de las radiaciones que se aproxime a la respuesta del cuerpo humano en cuanto a la atenuación y retrodispersión del haz incidente, se define la esfera ICRU como un maniquí esférico de 30 cm de diámetro, densidad 1 g/cm3 y la siguiente composición en peso: O 76.2%, C 11.1%, H 10.1% y N 2.6%.

Punto de interés en

el campo de radiación:

Kerma, Fluencia,

Dosis absorbida

Persona expuesta en el

campo de radiación:

Hp(d)

Campo alineado y expandido:

H*(d)

Campo expandido:

H’(d, )

Punto de interés en

el campo de radiación:

Kerma, Fluencia,

Dosis absorbida

Persona expuesta en el

campo de radiación:

Hp(d)

Campo alineado y expandido:

H*(d)

Campo expandido:

H’(d, )

Figura 7: Conceptos de campo alineado y expandido empleados en la definición de las magnitudes

operacionales para la vigilancia de área y ambiental H’(d, ) y H*(d) y para la vigilancia individual Hp(d).

5.1 Magnitudes operacionales para vigilancia de área y ambiental H*(d) y H’(d, )

El objetivo de las vigilancias de área y ambiental es medir las dosis recibidas en un lugar con un número discreto de detectores que luego permitan estimar las dosis recibidas por las personas que transitaron por dicho lugar y cuyo número puede ser grande o indefinido (miembros del público). La Dosis equivalente ambiental, H*(d), (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Sievert, Sv) en un punto de un campo de radiación es la dosis equivalente que sería producido por el correspondiente campo expandido y alineado en la esfera ICRU a una profundidad d sobre el radio opuesto a la dirección del campo alineado.

Se recomienda emplear la dosis equivalente ambiental para radiaciones penetrantes, empleando un valor d=10 mm, con lo que su notación será H*(10). Las condiciones de campo alineado y expandido significan que a H*(10) en un punto contribuyen todas las direcciones, por lo que las lecturas de los instrumentos diseñados para


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medir esta magnitud deben ser independientes de la distribución direccional de la radiación incidente. En otras palabras, un detector ideal para la medida de H*(10) debe tener una respuesta isótropa en términos de fluencia.

La dosis equivalente direccional, H’(d, ), (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Sievert, Sv) en un punto de un campo de radiación es la dosis equivalente que se produciría por el correspondiente campo expandido en la esfera ICRU a una profundidad d y en un radio en la

dirección especificada.

Se recomienda emplear la dosis equivalente direccional para radiaciones poco penetrantes,

empleando un valor d=0.07 mm, con lo que su notación será H’(0.07, ). En un principio se sugirió emplear d=3 mm en la vigilancia de área de las exposiciones del cristalino pero se ha comprobado que se cumplen los propósitos de control empleando d=3 mm por lo que en el

informe ICRP-103 (2007) se recomienda emplear H’(0.07, ) para esta aplicación.

A diferencia de H*(d), la dosis equivalente direccional tiene una gran dependencia con la

dirección de la radiación incidente. En la práctica esto significa que las medidas de H’(d, )

deben hacerse rotando el detector y anotar la lectura máxima.

Estas magnitudes operacionales proporcionan estimaciones razonablemente conservadoras de las magnitudes de protección en todas las situaciones prácticas habituales, con algunas excepciones como los neutrones en el rango de energía 1 eV-50 keV. Sin embargo en campos realistas, la distribución en energía de los neutrones es mucho más amplia de modo que en la práctica se mantiene el carácter conservador de las magnitudes operacionales.

Otra excepción son los campos con presencia de protones y neutrones de alta energía, como los que aparecen en los aceleradores de partículas o los campos debidos a la radiación cósmica en altitudes de la aviación civil (8-12 km), donde, como se ilustra en la Figura 8, claramente se pierde el carácter conservador de estas magnitudes operacionales. Ello se debe a la sobrestimación en los valores recomendados en ICRP-60 para los factores de ponderación de la radiación para estas radiaciones y que han sido parcialmente corregidos en los nuevos valores recomendados en ICRP-103 (2007) que se presentan en la sección 6.

Figura 8: Relación entre la Dosis equivalente ambiental H*(10) y la Dosis Efectiva E en una irradiación Antero-

Posterior (AP) empleando los factores de ponderación de la radiación wR para neutrones recomendados en ICRP-60 e ICRP-103.

Energía del neutrón, MeV

ICRP 60

ICRP 103

Energía del neutrón, MeV

ICRP 60

ICRP 103


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5.2 Magnitud operacional para la vigilancia individual Hp(d)

La vigilancia individual de la radiación externa se lleva a cabo generalmente mediante dosímetros personales que son portados sobre el cuerpo. Las magnitudes operacionales consideran esta circunstancia aunque hay que considerar que el verdadero valor de las magnitudes operacionales viene determinado por el campo de radiación en la ubicación concreta del dosímetro. La Dosis equivalente personal, Hp(d), (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Sievert, Sv) es la dosis equivalente en tejido blando ICRU a una profundidad d y por debajo de un punto especificado del cuerpo humano.

En función del poder de penetración de la radiación se recomienda emplear los siguientes valores para la profundidad d:

- Para radiaciones poco penetrantes: d=0.07 mm, Hp(0.07) suele denominarse Dosis superficial.

- Para radiaciones penetrantes: d=10 mm, Hp(10) suele denominarse Dosis profunda.

En un principio se sugirió emplear d=3 mm en la vigilancia individual de las exposiciones del cristalino pero se ha comprobado que se cumplen los propósitos de control empleando d= 0,07

mm por lo que en el informe ICRP-103 (2007) se recomienda emplear Hp(0.07, ) para esta aplicación.

La dosis equivalente personal se define sobre el propio individuo cuando esté expuesto en el campo de radiación. Así pues, debido a las diferencias en la atenuación y retrodispersión su valor puede variar de una persona cuando ambas estén expuestas en el mismo campo de radiación. Pero además el valor de Hp(d) depende también del lugar exacto donde se coloca el dosímetro y por supuesto de su orientación de la persona en campos no isótropos. Por ello, es necesario emplear correctamente los dosímetros personales de modo que sus lecturas en términos de Hp(d) sean correctos y se pueda asegurar que sean una estimación conservadora de las magnitudes de protección.

5.3 Calibración en términos de las magnitudes dosimétricas operacionales

Las normas ISO y otros documentos técnicos proporcionan instrucciones sobre los métodos y materiales a considerar en las calibraciones de los instrumentos para la medida de las magnitudes operacionales. Así mismo, ofrecen una colección de datos de referencia que relacionan estas magnitudes con las magnitudes físicas que describen las radiaciones incidentes.

5.3.1 Calibración en magnitudes operacionales para vigilancia de área y ambiental

Las condiciones de campo alineado y expandido requeridas en la definición de H*(d) se consigue en la práctica con fuentes puntuales o colimadas y situando el detector libre en el


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espacio (sin maniquí) a suficiente distancia de modo que la radiación cubra suficientemente la sección del detector (Figura 9). En estas condiciones los valores de calibración de las magnitudes operacionales se obtienen a partir de la magnitud física que describe el haz incidente aplicando el correspondiente coeficiente de conversión: Kerma en aire para fotones (ISO 4037-3), Dosis absorbida para electrones (ISO 8529-3), Fluencia para neutrones (ICRP-74).

Figura 9: Ejemplo de geometría de calibración de un instrumento en términos de Dosis equivalente ambiental

H*(d).

5.3.2 Calibración en magnitudes operacionales para vigilancia individual

La definición de Hp(d) requeriría que la calibración se efectuara exponiendo a cada persona con su correspondiente dosímetro, lo que obviamente no es posible. Para la calibración se emplean maniquíes adecuados con propiedades similares a las del cuerpo humano cuando son expuestos a los campos de radiación de referencia. La norma ISO-4037-3 define tres maniquíes reales que permiten normalizar el proceso de calibración de los dosímetros personales (Figura 10): - Tronco: Bloque de 30 cm x 30 cm x 15 cm, fabricado en PMMA con placas de 10 mm de

espesor excepto la frontal (2.5 mm) y relleno de agua. - Antebrazo: Cilindro de 73 mm de diámetro y 300 mm de longitud, fabricado en PMMA con un

espesor de pared de 2.5 mm, bases de 10 mm de espesor y relleno de agua. - Dedo: Cilindro de 19 mm de diámetro y 300 mm de longitud, fabricado enteramente en PMMA.

Figura 10: Maniquíes empleados en la calibración de dosímetros personales.


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En la práctica se efectúan las calibraciones en condiciones de campo alineado y expandido ya que simplifica en gran media la relación con las magnitudes físicas de los haces incidentes aplicando el correspondiente coeficiente de conversión: Kerma en aire para fotones (ISO 4037-3), Dosis absorbida para electrones (ISO 8529-3), Fluencia para neutrones (ICRP-74). La Figura 11 muestra los coeficientes de conversión entre las magnitudes operacionales y el Kerma en aire para fotones. Existen pequeñas diferencias en los coeficientes de conversión de las magnitudes para la vigilancia de área y ambiental (calculados con la esfera ICRU) y para la vigilancia ambiental (calculados con el bloque ISO). No deben confundirse estos coeficientes con el factor de ponderación para la radiación wR que como se ha expuesto es igual a 1 para todas las energías de los fotones.

Figura 11: Factores de conversión entre las magnitudes operacionales para las vigilancias de área e individual

y el kerma en aire para fotones.

6.- MAGNITUDES PARA LA DOSIMETRÍA DE PACIENTES DE RADIODIAGNÓSTICO

Una de las primeras aplicaciones de los rayos X fue la obtención de imágenes del cuerpo humano con propósitos de diagnóstico médico. De hecho, los efectos observados en los pacientes y profesionales médicos expuestos fueron el origen de la protección radiológica en 1922. En la actualidad, la dosimetría de pacientes de radiodiagnóstico tiene dos objetivos principales: - Establecer y examinar actuaciones adecuadas para asegurar la optimización de la protección

radiológica del paciente. - Estimar las dosis absorbidas en los tejidos y órganos del paciente para evaluar el detrimento

causado e investigar posibles sobreexposiciones accidentales. Las radiaciones empleadas en esta aplicación son fotones cuyas energías varían en el rango 10-300 keV en la práctica totalidad de los casos, incluyendo la Tomografía Computerizada (TC). Ello permite ciertas simplificaciones en las relaciones entre las magnitudes. En el ámbito del radiodiagnóstico es muy común referir las magnitudes simplemente como dosis. No obstante, se recomienda emplear la notación recomendada en el informe ICRU-74 (2005).

0.0

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0

1.2

1.4

1.6

1.8

2.0

10 100 1000 10000

Energía fotones, keV

Fa

cto

r d

e c

on

ve

rsió

n, S

v/G

y

H*(10)/Kaire (esfera ICRU)

Hp(10)/Kaire (bloque ISO)

0.0

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0

1.2

1.4

1.6

1.8

2.0

10 100 1000 10000

Energía fotones, keV

Fa

cto

r d

e c

on

ve

rsió

n,

Sv

/Gy H'(0.07)/Kaire (esfera ICRU)

Hp(0.07)/Kaire (bloque ISO)


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6.1 Magnitudes físicas fundamentales

Fundamentalmente se emplean las magnitudes Kerma en aire y Dosis absorbida en el órgano o tejido, aunque en ocasiones también se emplea la Exposición (se desaconseja su uso). Todas estas magnitudes ya fueron definidas en el apartado 3.4. Debido a que en general los tejidos biológicos poseen números atómicos bajos y a que la energía de los fotones no supera los 200 keV, las perdidas radiativas g (ver apartado 3.3.1) debidas al frenado de los electrones secundarios generados en el medio son despreciables. Por ejemplo, g=6.6 x 10-4 para electrones de 100 keV en aire. Esto implica que los coeficientes másicos de absorción y transferencia de energía son iguales:

Además, suponiendo que se tiene el equilibrio de partículas cargadas se puede asumir la igualdad numérica entre kerma y dosis absorbida, que se relacionan a su vez de modo muy

simple con la fluencia de energía :

m

tr

m

enmm DK

Aunque se desaconseja su uso, la exposición tiene también una relación muy sencilla con el kerma:

aireKW

eX

donde W/e=32.97 J/C es la energía necesaria para formar un par iónico en el aire por unidad de carga.

6.2 Magnitudes de protección

Como se ha indicado en el apartado 4.2, el riesgo de aparición de efectos estocásticos al irradiar un órgano o tejido es indicado por la Dosis equivalente en el órgano o tejido HT, que a su vez se relaciona con la Dosis absorbida en el órgano o tejido mediante el factor de ponderación de la radiación wR. Dado que en Radiodiagnóstico sólo se trata con fotones, wR=1 y por tanto HT y DT son numéricamente iguales:

T

R

RTRT DDwH ,

Debido a que en algunas exploraciones las dosis impartidas pueden conllevar la aparición de efectos deterministas, en el informe ICRU-51 (1993) se introduce una magnitud que en esencia es una extensión del concepto de Dosis absorbida promediada en un órgano o tejido:

tren


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La Dosis absorbida media en un órgano o tejido o Dosis en el órgano, DT, (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Gray, Gy) se define como la dosis absorbida media en un punto del órgano o tejido dividida por la masa de dicho órgano o tejido.

La Dosis integral o Energía impartida (Unidad SI: J) es el producto de la Dosis absorbida media en un órgano o tejido por la masa de dicho órgano o tejido considerado. Cuando las irradiaciones puedan afectar a varios órganos, se recomienda emplear la magnitud Dosis efectiva E descrita en el apartado 4.3, empleando los correspondientes valores de los factores de ponderación de órganos o tejidos:

T

TT

T

TT DwHwE

6.3 Magnitudes específicas para la dosimetría de pacientes en radiodiagnóstico

En el ámbito del Radiodiagnóstico es habitual emplear indistintamente los términos dosis, kerma e incluso exposición. Aunque conceptualmente no es correcto, en la práctica no tiene mayores consecuencias debido a las relaciones simplificadas expuestas en los apartados anteriores.

Las magnitudes específicas consideran los efectos debidos a las configuraciones de radiodiagnóstico como el tamaño del campo, la longitud explorada o la retrodispersión. La Figura 12 muestra un esquema con los componentes típicos de un equipo de radiodiagnóstico y las magnitudes específicas para la dosimetría del paciente, indicando el lugar o componente donde se definen.

Tubo de rayos X

Posición del foco

Colimadores

Mesa

Receptor de

imagen

Producto Kerma-Area, PKA

Kerma incidente, Ka,i

(sin retrodispersión)

Kerma de entrada, Ka,e

(incluye retrodispersión)

Dosis absorbida en un

órgano, DT


punto del paciente, Dt

Dosis integral (Energía impartida) = Dosis absorbida x masa

Distancia

Foco-Superficie (dFS)

Tubo de rayos X

Posición del foco

Colimadores

Mesa

Receptor de

imagen

Producto Kerma-Area, PKA

Kerma incidente, Ka,i

(sin retrodispersión)

Kerma de entrada, Ka,e

(incluye retrodispersión)


órgano, DT


punto del paciente, Dt

Dosis integral (Energía impartida) = Dosis absorbida x masa

Distancia

Foco-Superficie (dFS)

Figura 12: Esquema de un equipo típico de radiodiagnóstico y magnitudes específicas para la dosimetría de

pacientes con indicación del lugar donde se definen.


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6.3.1 Kerma en aire incidente Ka,i y Kerma en aire de entrada Ka,e

El Kerma en aire incidente, Ka,i, (Unidad SI: Gy) es el Kerma en aire proveniente del foco del tubo de rayos X a la distancia Foco-Superficie dFS medida sobre el eje del haz desde el foco de rayos X hasta el plano de entrada del paciente. Con las oportunas correcciones por la atenuación en el aire y la dispersión en el aire y las estructuras, Ka,i se relaciona aproximadamente con el kerma en aire Ka(d) en cualquier punto del eje del haz a una distancia d del foco según la ley del inverso del cuadrado de la distancia:

2

,)(d

dKdK FS

iaa

El Kerma en aire de entrada, Ka,e, (Unidad SI: Gy) es el kerma en aire medido en el punto del eje del haz donde la radiación penetra en el paciente.

El kerma en aire de entrada se relaciona con el kerma en aire incidente a través del Factor de retrodispersión B en el paciente cuyo valor varía entre 1 y 2 dependiendo de la energía de los fotones, el tamaño del campo y el espesor y composición del paciente:

Ka,e = B · Ka,i

6.3.2 Producto kerma en aire-área PKA

El Producto kerma en aire-área, PKA, (Unidad SI: Gy·cm2) es el producto del kerma en aire medio que se tiene en un área determinada del haz de rayos X en un plano perpendicular al mismo por el valor de dicha área. Para tamaños de haz relativamente pequeños se puede asumir que el kerma en aire Ka es constante en el área A del haz y por tanto PKA = Ka·A. Esta magnitud tiene la propiedad de ser invariante con la distancia al foco de rayos X salvo las pequeñas correcciones por la atenuación y dispersiones. Por ello normalmente no se especifica la distancia del plano. No obstante, la distancia al paciente debe ser suficiente para asegurar que la influencia de la retrodispersión en el paciente es despreciable.

6.3.3 Magnitudes para Tomografía Computerizada (TC) PKL y CK

El Producto kerma en aire-longitud, PKL, (Unidad SI: Gy·cm) es el producto del kerma en aire medio en una línea paralela al eje de rotación de un scanner de Tomografía Computerizada por la longitud de la misma. Si el kerma en aire Ka es constante en la longitud L y cero fuera de ella, se tendrá PKL=Ka·L. El Índice de kerma en aire en Tomografía Computerizada, CK, (Unidad SI: Gy) es el producto del kerma en aire axial a lo largo del eje z de rotación del scanner para una sola rotación que define un determinado espesor de avance. Cuando se realizan exploraciones con Ni avances se tiene:

ii

KLK

TN

PC .


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En el informe ICRU-74 se definen otros índices para TC en función de los maniquíes de calibración empleados, aunque todavía no hay un consenso sobre estos procedimientos.

7.- NOVEDADES DEL INFORME ICRP-103 SOBRE MAGNITUDES RADIOLÓGICAS

El informe ICRP-103 (2007) incluye la última revisión de las recomendaciones de dicho organismo sobre radioprotección. Aunque en el marco europeo y español la reglamentación vigente está aún basada en las anteriores recomendaciones contenidas en el informe ICRP-60 (1991), es de esperar que las nuevas recomendaciones sean incorporadas próximamente a la legislación nacional en protección radiológica. Respecto a las magnitudes dosimétricas, el informe ICRP-103 mantiene inalterado el sistema jerarquizado expuesto (magnitudes físicas, magnitudes de protección y magnitudes operacionales) pero se han actualizado los factores de ponderación para los tejidos y órganos wT y para la radiación wR basándose en las nuevas informaciones sobre radiosensibilidad y eficacia radiobiológica. La Tabla 4 muestra la comparación de los factores de ponderación para los tejidos y órganos wT de ambas publicaciones de ICRP. Se sombrean en rojo los órganos donde las nuevas recomendaciones han aumentado el valor de wT y en verde donde se ha disminuido. La Tabla 5 muestra la comparación de los factores de ponderación para la radiación wR de ambas publicaciones de ICRP. Se sombrean en verde las radiaciones (Función continua para neutrones que se muestra en la Figura 13 y protones) donde las nuevas recomendaciones han disminuido el valor de wR. Para el resto de radiaciones se han mantenido los valores recomendados en ICRP-60. En ICRP-103 se han incluido los piones presentes en campos complejos de radiaciones como los que se dan en altitudes de aviación comercial o en los aceleradores de partículas de alta energía. Otra novedad es la sustitución de los modelos matemáticos del organismo por maniquíes computacionales basados en imágenes topográficas del cuerpo humano para el cálculo de las dosis externas e internas. La conjunción de estas novedades implicará recalcular los coeficientes de conversión entre magnitudes de protección y operacionales, aunque es esperable que las variaciones sean pequeñas y en todo caso estarán siempre en el ámbito de las incertidumbres aceptables en protección radiológica.


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Órgano ó Tejido ICRP-60 (1991)

wT

ICRP-103 (2007)

wT Médula ósea 0.12 0.12

Colon 0.12 0.12

Pulmón 0.12 0.12

Estómago 0.12 0.12

Mama 0.05 0.12

Gónadas 0.20 0.08

Vejiga 0.05 0.04

Hígado 0.05 0.04

Esófago 0.05 0.04

Tiroides 0.05 0.04

Superficie hueso 0.01 0.01

Piel 0.01 0.01

Cerebro Incluido en resto 0.01

Glándulas salivares ---- 0.01

Resto 0.05 0.12

Órganos que integran el resto

Glándulas suprarrenales, cerebro, intestino grueso

superior, intestino delgado, riñones, músculo,

páncreas, bazo, timo y útero

Adrenales, región extratorácica, vesícula, corazón,

riñones, nódulos linfáticos, músculo, mucosa oral,

páncreas, próstata, intestino delgado, bazo, timo y

útero/cérvix.

Tabla 4: Comparación de los Factores de ponderación del tejido u órgano (wT) de los informes ICRP-60 (1991)

e ICRP-103 (2007).

Radiación Energía ICRP-60 (1991)

wR

ICRP-103 (2007)

wR Fotones Todas 1 1

Electrones y muones Todas 1 1

Neutrones < 10 keV 5

Función continua 10-100 keV 10

100 keV -2 MeV 20

2-20 MeV 10

> 20 MeV 5

Protones >2 MeV 5 2

Piones cargados ---- ----- 2

Alfa, fragmentos de fisión, núcleos pesados 20 20

Tabla 5: Comparación de los factores de ponderación de la radiación (wR) de los informes ICRP-60 (1991) e

ICRP-103 (2007).

0

5

10

15

20

25

1.E-06 1.E-05 1.E-04 1.E-03 1.E-02 1.E-01 1.E+00 1.E+01 1.E+02 1.E+03

Energía del neutrón incidente, MeV

Fa

cto

r d

e p

on

de

rac

ión

wR ICRP-60

ICRP-60 suavizado

ICRP-103

Figura 13: Comparación del Factor de ponderación de la radiación wR para neutrones de los informes ICRP-60 (1991) e ICRP-103 (2007).


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MAGNITUDES SOBRE RADIACTIVIDAD

Definición Expresión Unidad S.I. Observaciones La constante de decaimiento,

de un radionucleido en un estado particular de energía es el cociente de la probabilidad dP de que un núcleo sufra una transformación nuclear espontánea desde dicho estado energético y el intervalo de tiempo dt considerado.

dt

dP s

-1

La actividad, A, de una cantidad de radionucleido en un estado particular de energía en un instante determinado es el cociente dN/dt donde dN es el valor esperado del número de transiciones nucleares espontáneas que parten de ese estado de energía en el intervalo de tiempo dt.

dt

dNA

s-1

Recibe el nombre especial de

Becquerel (Bq):

1 Bq = 1 s-1

Históricamente se usó como unidad de actividad el curio (Ci) que es la cantidad de desintegraciones por segundo que se producen en 1 g de 226Ra puro y cuyo valor es 3.7 x 1010 desintegraciones por segundo: 1 Ci = 3.7 x 1010 Bq

La constante de kerma en aire, ,

para un radionucleido se define según la expresión adjunta, donde

K es la tasa de kerma en aire

debida a fotones con energía

mayor que a una distancia l en el vacío de una fuente puntual del radionucleido con una actividad A.

A

Kl 2

m2J/kg

Es más habitual expresarla en otras unidades del S.I.:

(Gy/s)·m2/Bq

Esta definición incluye la radiación gamma, los rayos X característicos y la radiación de frenado interna y se define únicamente para fuentes puntuales ideales donde se asume que no hay interacciones entre la fuente y el punto de medida.


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MAGNITUDES DE RADIOMETRÍA

Definición Expresión Unidad S.I. Observaciones El Número de partículas, N, es el número de partículas que son emitidas, transferidas o recibidas.

N 1

La Energía radiante, R, es la energía (excluyendo las energías en reposo) de las partículas que son emitidas, transferidas o recibidas.

R J

El flujo de partículas, N , es el cociente del incremento del número de partículas dN por el intervalo de tiempo dt en el que se produce.

dt

dNN s

-1

El flujo de energía, R , es el cociente del incremento de la energía radiante dR por el intervalo de tiempo dt en el que se produce.

dt

dRR W

La fluencia de partículas, es el número de partículas dN que incide sobre una esfera por unidad de su sección eficaz da.

da

dN m

-2

La fluencia de energía, es la energía radiante que incide sobre una esfera por unidad de su sección eficaz da.

da

dR J/m

2

La tasa de fluencia de partículas,

, es el cociente del incremento de

la fluencia de partículas d por el intervalo de tiempo dt en el que se produce.

dt

d m

-2s

-1

La tasa de fluencia de energía,

, es el cociente del incremento de

la fluencia de energía d por el intervalo de tiempo dt en el que se produce.

dt

d W/m

2


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COEFICIENTES DE INTERACCIÓN CON LA MATERIA

Definición Expresión Unidad S.I. Observaciones La sección eficaz, de un blanco para un tipo particular de interacción debida a la incidencia de partículas cargadas o no cargadas es la probabilidad P de que tal interacción ocurra en el blanco por unidad de fluencia de partículas incidente F.

P

m2

En la práctica

se emplea el

barn (b):

1 b = 10-28

m2

= 100 fm2

El coeficiente másico de

atenuación, de un material para partículas no cargadas es el cociente de la fracción de partículas dN/N que interaccionan al atravesar una distancia dl en el material de

densidad .

N

dN

dl

1 m

2/kg

En esta definición aparece el coeficiente lineal de atenuación,

(unidad SI: m-1), cuyo inverso se denomina recorrido libre medio, 1/µ, de la partícula no cargada (unidad SI: m). Ambos parámetros dependen de la densidad del medio absorbente, por lo que es recomendable

emplear

El coeficiente másico de

transferencia de energía, tr/ de un material para partículas no cargadas es el cociente de la fracción de la energía de la radiación incidente dRtr/R que es transferida como energía cinética de partículas cargadas mediante interacciones al atravesar una distancia dl en el material de

densidad

N

dR

dl

trtr 1

m2/kg

Este coeficiente se relaciona con el coeficiente másico de

absorción de energía, en/ en el material (unidad SI: m2/kg) mediante la fracción g (adimensional) de energía de las

partículas secundarias que se pierde por procesos radiativos en el material:

El poder másico de frenado S/

de un material para partículas cargadas es el cociente de la energía perdida por una partícula cargada al atravesar una distancia dl en el material

de densidad

dl

dES 1

J·m2/kg

Es más

habitual

expresarla en

otras unidades:

MeV·cm2/g

En esta definición se emplea el poder lineal de frenado S=dE/dl (unidad SI: J/m o su submúltiplo MeV/cm) debidos a colisiones electrónicas, pérdidas radiativas y colisiones elásticas con los núcleos atómicos.

La transferencia lineal de energía (LET), LΔ, de un material para partículas cargadas es el cociente de dE por dl, donde dE es la energía disipada por una partícula cargada al atravesar la longitud dl a causa de aquellas colisiones con electrones en las que la pérdida de energía es menor que Δ.

dL

dEL

J/m Es más

habitual

expresarla en

otras unidades:

keV/µm

Si se consideran todas las colisiones en la pérdida de

energía, Δ = y se habla de LET sin restricción ya que toda la energía se absorbe localmente y no hay pérdidas de energía debidas al movimiento de partículas secundarias.

tren g)1(


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MAGNITUDES BÁSICAS PARA DOSIMETRÍA

Definición Expresión Unidad S.I. Observaciones La Exposición, X, es el cociente entre dQ y dm, donde dQ es la carga total de los iones de un solo signo producidos en aire, cuando todos los electrones liberados por los fotones absorbidos en la masa dm hayan sido detenidos completamente en el seno del aire.

dm

dQX C/kg

Históricamente se empleo como unidad el Roentgen (R), que es la exposición correspondiente a la liberación de una unidad de carga electrostática en 1 cm

3 de aire

seco en condiciones normales de presión y temperatura:

1 R = 2.58 x 10-4

C/kg

1 C/kg = 3876 R

El Kerma4 en un material, Km, es el cociente de dEtr y dm, donde dEtr es la suma de las energías cinéticas iniciales de partículas ionizantes cargadas, liberadas por partículas ionizantes no cargadas

en un medio m de masa dm .

dm

dEK tr

m

J/kg Recibe el

nombre especial de Gray (Gy).

En condiciones de equilibrio de partículas cargadas, el kerma y la dosis absorbida en un material son numéricamente iguales.

El Cema5 en un material, Cm, es el cociente de dEc y dm, donde dEc es la energía perdida en la masa dm de un medio en colisiones electrónicas por las partículas ionizantes cargadas incidentes y excluidos los electrones secundarios.

dm

dEC c

m

J/kg Recibe el


En condiciones de equilibrio de electrones secundarios, el cema y la dosis absorbida en un material son numéricamente iguales.

La Dosis absorbida en un material, Dm, dado se define

como el cociente dmd donde

d es la energía media impartida por la radiación a un material de masa dm.

dm

dDm

J/kg Recibe el


En esta definición se emplea la energía impartida media

impartida al material, , que se

expresa como:

QRR outin ,

donde Rin es la energía radiante de todas las partículas cargadas y no cargadas que entran en el volumen de interés, Rout es la energía radiante de todas las partículas cargadas y no cargadas que salen en el volumen de

interés y Q es el cambio en las energías en reposo de los núcleos y partículas en el volumen de interés.

Para estas magnitudes se definen las correspondientes tasas como el cociente la variación de la magnitud

dividida por la duración del intervalo de tiempo considerado, siendo sus unidades en el S.I. las

correspondientes a cada magnitud dividida por s (Exposición: C/kg/s; Kerma, Cema y Dosis Absorbida en

un material: Gy/s).

4 Kerma es el acrónimo en inglés ‘Kinetic Energy Released per unit MAss’, que significa ‘Energía cinética liberada

por unidad de masa’.


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MAGNITUDES DE PROTECCIÓN

Definición Expresión Unidad S.I. Observaciones

La dosis equivalente6, H, en

un punto se define como el producto de la dosis absorbida en el punto de interés en el tejido D y el Factor de calidad Q de la radiación que corresponde en dicho punto.

DQH

J/kg Recibe el nombre

especial de Sievert (Sv).

El Factor de calidad, Q, es adimensional y se introduce para cuantificar la mayor o menor eficacia biológica de las distintas radiaciones ionizantes, que está relacionada con la densidad de ionización a lo largo de las trazas que marcan las partículas cargadas al atravesar el tejido. Por tanto el factor de calidad se puede expresar como una función Q(L) de la LET no

restringida L en agua. La Dosis equivalente en un órgano o tejido T debida a la radiación R, HT,R, se define como el producto de la dosis absorbida media para la radiación R en el órgano o tejido T, DT,R, por el factor de ponderación para la radiación R, wR.

En el caso de que existan radiaciones y energías con distintos valores de wR la dosis equivalente en el órgano o tejido T, HT, com la suma de las correspondientes dosis equivalentes debidas a cada tipo de radiación.

RTRRT DwH ,,

R

RTRT DwH ,



Los valores de los factores de ponderación para la radiación se muestran en la Tabla 3 del texto.

La Dosis Efectiva, E, se define como la suma de las dosis equivalentes en cada órgano o tejido T ponderadas por el factor de ponderación para dicho órgano o tejido, wT.

RT

RTRT

T

TT DwwHwE,

,

J/kg Recibe el

nombre

especial de

Sievert (Sv).

Los valores de los factores

de ponderación para los

órganos y tejidos se definen

con condición de

normalización 1T

Tw y

se muestran en la Tabla 3

del texto.

Para estas magnitudes se definen las correspondientes tasas como el cociente la variación de la magnitud dividida por la duración del intervalo de tiempo considerado, siendo sus unidades en el S.I. las correspondientes a cada magnitud dividida por s (Sv/s).

5 Cema es el acrónimo en inglés ‘Converted Energy per unit MAss’, que significa ‘Energía convertida por unidad de

masa’. 6 Traducción incorrecta pero habitualmente utilizada en castellano, por razones históricas, de la magnitud denominada

en inglés "dose equivalent".


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OTRAS MAGNITUDES DE PROTECCIÓN

Definición Expresión Unidad S.I. Observaciones

La Dosis equivalente

comprometida, HT( ), para una única incorporación se define mediante la expresión adjunta, donde t0 es el instante de la incorporación,

)(tHT es la tasa de dosis

equivalente en el órgano o

tejido y es el periodo de integración.

dttHH TT )()(0

J/kg Recibe el

nombre especial

de Sievert (Sv).

Magnitud definida para las incorporaciones de material radiactivo al organismo, donde permanece un periodo de tiempo indeterminado durante el cual se producen depósitos de energía en el organismo. El periodo de integración

se expresa en años y se asume que es de 50 años para adultos y de 70 años para niños, salvo si se indica explícitamente indica otro valor.

La Dosis Efectiva

comprometida, E( ), se define como la suma de las dosis equivalente comprometidas en cada

órgano o tejido T, HT( ),

ponderadas por el factor de ponderación para cada

órgano o tejido, wT y es el periodo de integración.

T

TT HwE )()(

J/kg Recibe el

nombre especial

de Sievert (Sv).

Magnitud definida para las incorporaciones de material radiactivo al organismo, donde permanece un periodo de tiempo indeterminado durante el cual se producen depósitos de energía en el organismo. El periodo de integración

se expresa en años y se asume que es de 50 años para adultos y de 70 años para niños, salvo si se indica explícitamente indica otro valor.

La Dosis equivalente colectiva, ST, en un tejido u órgano ST se define mediante la expresión adjunta, donde Ni es el número de individuos en el subgrupo i que reciben una dosis

equivalente media iTH , en

el tejido u órgano T.

i

i

iTT NHS , Sv·persona

Magnitud definida para expresar la exposición total de un grupo de individuos que resulta de utilidad en los procedimientos de optimización o reducción de dosis.

La Dosis efectiva colectiva, S, se define mediante la expresión adjunta, donde Ni es el número de individuos en el subgrupo i que reciben

una dosis efectiva media iE .

i

i

i NES Sv·persona

Magnitud definida para expresar la exposición total de un grupo de individuos que resulta de utilidad en los procedimientos de optimización o reducción de dosis.


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MAGNITUDES OPERACIONALES PARA LA DOSIMETRÍA DE LA RADIACIÓN EXTERNA

Definición Expresión Unidad S.I. Observaciones La Dosis equivalente ambiental, H*(d), en un punto de un campo de radiación es la dosis equivalente que sería producido por el correspondiente campo expandido y alineado en la esfera ICRU a una profundidad d sobre el radio opuesto a la dirección del campo alineado.

H*(d)



Magnitud definida para la vigilancia de área y ambiental de radiaciones penetrantes, recomendándose emplear el valor d=10 mm, H*(10).

La dosis equivalente direccional

H’(d, ) en un punto de un campo de radiación es la dosis equivalente que se produciría por el correspondiente campo expandido en la esfera ICRU a una profundidad d y en un radio

en la dirección especificada.

H’(d, )



Magnitud definida para la vigilancia de área y ambiental de radiaciones poco penetrantes, recomendándose emplear el valor d=0.07 mm para la

piel, H’(0.07, ), y d=3 mm

para el cristalino, H’(3, ).

La Dosis equivalente personal, Hp(d), es la dosis equivalente en tejido blando ICRU a una profundidad d y por debajo de un punto especificado del cuerpo humano.

Hp(d)



Magnitud definida para la vigilancia individual, recomendándose emplear el valor d=10 mm para radiaciones penetrantes (Dosis Profunda, Hp(10)) y el valor d=0.07 mm para radiaciones poco penetrantes (Dosis Superficial, Hp(0.07)).

Para estas magnitudes se definen las correspondientes tasas como el cociente la variación de la magnitud

dividida por la duración del intervalo de tiempo considerado, siendo sus unidades en el S.I. las

correspondientes a cada magnitud dividida por s (Sv/s).


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MAGNITUDES PARA LA DOSIMETRÍA DE PACIENTES EN RADIODIAGNÓSTICO

Definición Expresión Unidad S.I. Observaciones La Dosis absorbida media en un órgano o tejido o Dosis en el órgano, DT, se define mediante la expresión adjunta, donde Dt es la dosis absorbida en un punto del material,

mT es la masa del órgano o tejido y T

es la energía impartida al órgano o tejido.

T

T

mt

T

Tm

dmDm

DT

1


especial de Gray (Gy).

La Dosis integral o Energía impartida, D, es el producto de la Dosis absorbida en un órgano o tejido del paciente, DT, por su masa, mT.

TT mDD J

El Kerma en aire incidente, Ka,i, es el Kerma en aire proveniente del foco del tubo de rayos X a la distancia Foco-Superficie dFS medida sobre el eje del haz desde el foco de rayos X hasta el plano de entrada del paciente.

Ka,i



La Tasa de kerma en aire incidente,

iaK , , es cociente de la variación del

incremento de kerma en aire incidente por la duración del intervalo de tiempo dt

iaK , Gy/s

El Kerma en aire de entrada, Ka,e, es el kerma en aire medido en el punto del eje del haz donde la radiación penetra en el paciente.

Ka,e



El kerma en aire de entrada se relaciona con el kerma en aire incidente a través del Factor de retrodispersión B en el paciente: Ka,e = B · Ka,i

La Tasa de kerma de entrada, eaK , ,

es cociente de la variación del incremento de kerma en aire de entrada por la duración del intervalo de tiempo dt

eaK , Gy/s

El Producto kerma en aire-área, PKA, es la integral del kerma en aire sobre el área del haz de rayos X en un plano perpendicular al mismo.

A

aKA dAAKP )( Gy·cm2 Para tamaños de haz

relativamente pequeños: PKA = Ka·A.

El Producto kerma en aire-longitud, PKL, es la integral del kerma en aire sobre una línea de longitud L paralela al eje de rotación de un scanner de Tomografía Computerizada.

LaKL dLLKP )( Gy·cm

Si el kerma en aire Ka es constante en la longitud

L: PKL=Ka·L.

El Índice de kerma en aire en Tomografía Computerizada, CK, es la integral del perfil del kerma en aire axial Ka(z) a lo largo del eje z de rotación del scanner TC para una sola rotación que define un avance de TC de espesor T.

T

PdzzK

TC KL

aK )(1



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