public.1999

MONITOREO PERSONAL EN EL SERVICIO DE: MEDICINA
NUCLEAR, TOMOGRAFIA AXIAL COMPUTADA Y RAYOS X, DEL
HOSPITAL ANGEL H. ROFFO.
Realizado por: Bernardo A. Pentke.
Comisión Nacional de Energía Atómica.
Laboratorio de Dosimetría Externa.
Jefe: Ing. Horacio Sanchez.
Año: 2003.
1-
Detectores.
a) Detectores termoluminiscentes.
-
Descripción del fenómeno.
Curva de termoluminiscencia Glow.
El detector termoluminiscente como dosímetro.
Ventajas de los dosímetros termoluminiscentes.
Desventajas de los dosímetros termoluminiscentes.
b) Instrumentación asociada.
c) Instructivo de buen uso de dosímetros termoluminiscentes
-
¿Que es un dosímetro?.
¿Quiénes deben usar dosímetro y por que?.
¿En que parte del cuerpo debe colocarse el dosímetro?.
¿Cuántos dosímetros debe usar?.
¿Cual es la periodicidad del recambio del TLD?.
¿Cuándo debe usar el dosímetro?.
¿Cómo actuar en caso de extravio?.
¿Cómo actuar en caso de retiro de personal o traslado del centro
definitivo?.
¿Conductas impropias en el uso del dosímetro?.
d) Procesamiento de los dosímetros termoluminiscentes en el laboratorio de
dosimetría externa de la CNEA.
2-
Procesamiento.
Lectura.
Equipo lector.
Especificaciones técnicas del lector.
Procedimiento de lectura.
Proceso de recocido.
Procesamiento de la información.
Exposición ocupacional en medicina nuclear:
a) Introducción.
b) Monitoraje personal.
c) Norma AR 8.2.4. de uso de fuentes radiactivas no selladas en
instalaciones de medicina nuclear.Vigilancia radiológica de áreas,
individual.
- Instalación.
3-
Exposición ocupacional en rayos X.
a) Equipos e instalaciones.
b) Clasificación del área de trabajo.
c) Dosimetría personal.
d) Dispositivos de protección radiológica.
e) Calibración de instrumentos.
f) Según las normas relativas a la instalación y funcionamiento de equipos
generadores de Rayos X.
g) Dosis máximas permisibles.
h) Radiación y distancia.
i) Radiación y tiempo.
J) Los factores que influyen en la dosis del operador en condiciones de
radiografía.
3- Efectos de las radiaciones.
5- Discriminación de las dosis obtenidas de personal ocupacionalmente expuesto en
el Instituto: Angel Roffo.
a) Medicina Nuclear.
b) Rayos X.
6- Conclusiones.
Introducción:
En la actualidad, la medicina es la fuente más importante de exposición del
hombre a la radiación artificial. De hecho, en muchos países es responsable de casi
toda la dosis recibida de fuentes artificiales.
La radiación es utilizada tanto para diagnosticar como para tratar
enfermedades. Los conocidos aparatos de rayos X constituyen una de las
herramientas más útiles al servicio de los médicos, a la vez que se desarrollan y
extienden nuevas y complejas técnicas de diagnóstico basadas en el empleo de
radioisótopos. La radiación es también paradojicamente, uno de los medios
fundamentales para combatir el cancer.
Puede decirse, en principio, que la irradiación médica es beneficiosa, aunque
al parecer las personas reciben a menudo dosis innecesariamente elevadas que
pueden ser reducidas considerablemente sin pérdida alguna de eficiencia. Es más,
el beneficio de tal reducción sería grande, dada la alta proporción de las dosis
producidas por fuentes artificiales debida al empleo de la radiación en medicina.
La utilización de rayos X en diagnóstico es, en la práctica, la forma más
común de irradiación médica. En los ultimos años se han producido avances
técnicos que, si se aplican correctamente, deberían reducir las dósis innecesarias de
radiación recibidas por los pacientes examinados.
La tomografía computada, puede ser considerada como el mayor adelanto en
la utilización de la radiación para el diagnóstico desde que Roentgen descubrió los
rayos X.
Los radioisótopos son empleados para estudiar diversos procesos orgánicos y
para localizar tumores. Su utilización se ha incrementado extraordinariamente, pero
todavía es mucho menos frecuente que los exámenes de rayos X.
Asimismo, existen en el mundo miles de equipos de radioterapia. Se utilizan
en el tratamiento del cáncer mediante la irradiación de los tejidos malignos para
tratar de matar las células tumorales. Las dosis administradas a pacientes son
elevadas, pero generalmente son recibidas por personas con una esperanza de vida
relativamente corta y consecuentemente con baja probabilidad de tener hijos. El
número de pacientes es comparativamente bajo. Los cientos de miles de dosis bajas
originadas en exámenes de rayos X superan ampliamente en importancia a los miles
de dosis altas suministradas a los enfermos de cáncer.
Desde el punto de vista dosimétrico resulta necesario estimar, con fines de
protección radiológica, la dosis efectiva que recibe un trabajador en un dado campo
de radiación. La evaluación de la dosis efectiva requiere en principio el conocimiento
detallado de la dosis equivalente media en varios órganos y/o tejidos del cuerpo.
Dado que estas magnitudes son difíciles de conocer e imposible de medir durante
las prácticas con radiaciones, es necesario disponer de métodos alternativos para su
estimación.
El problema de evaluar adecuadamente las dosis efectiva, E, tiene dos
posibles soluciones:
A partir de magnitudes físcas, tales como Kerma en aire o fluencia de energía.
A partir de magnitudes operacionales de uso práctico en protección
radiológica de la irradiación externa (la dosis equivalente ambiental y la dosis
equivalente personal.
MONITOREO PERSONAL EN EL SERVICIO DE: MEDICINA NUCLEAR,
TOMOGRAFIA AXIAL COMPUTADA Y RAYOS X, DEL HOSPITAL ANGEL H.
ROFFO.
DETECTORES DE RADIACION.
Las radiaciones ionizantes, por su naturaleza, requieren para su detección del
empleo de dispositivos adecuados denominados genéricamente sistemas
detectores. Estos dispositivos ponen en evidencia la presencia de un campo de
radiaciones, mediante la generación de algún tipo de señal que resulte inteligible
para el observador, brindándole consecuentemente información cualitativa o
cuantitativa acerca de las radiaciones de interés.
Gaseosos
Por ionización
Semiconductores
Inmediatos
Por Excitación
Centelleo
Detectores
Film fotográfico
Por ionización
Retardados
Termoluminiscente
Por Excitación
a)
Radioluminiscente
DETECTORES TERMOLUMINISCENTES.
Los detectores termoluminiscentes (TLD, en inglés Thermoluminiscence Dosimetry)
son detectores pasivos e integradores que permiten realizar la determinación de
dosis y discriminar las componentes de distintos campos de radiación. El
fundamento de su uso está basado en el fenómeno de luminiscencia.
Descripción del fenómeno.
La luminiscencia es el proceso de emisión de radiación óptica de un material por
causas no térmicas, que presentan algunas sustancias dieléctricas o
semiconductoras en determinadas condiciones de excitación. Los medios de
excitación, en el fenómeno general de la luminiscencia, son diversos, por ejemplo:
•
•
•
•
Fotoluminiscencia producida por la interacción de fotones ópticos (ultravioleta,
visibles, infrarrojo).
Triboluminiscencia originada por movimientos mecánicos.
Quimioluminiscencia debida a la entrega a la red de energía que surge de las
reacciones químicas.
Electroluminiscencia originada por la energía transmitida por un campo eléctrico.
En la luminiscencia se distinguen dos subclases: la fluorescencia y la fosforescencia.
Su distinción se realiza en general en función de su cinética de decremento, rápida
para la fluorescencia con ocurrencia de una emisión en tiempos del orden de t<10ns
y lenta para la fosforescencia t>10ns. La excitación luminiscente involucra la
transferencia de energía a los electrones y su desplazamiento a un nivel más alto de
energía. La transición de electrones directamente de un estado metaestable
(Trampa) al estado fundamental esta prohibido.
La fosforescencia es fuertemente dependiente de la temperatura, el sistema vuelve
al equilibrio con una entrega adicional de energía.
La termoluminiscencia se puede interpretar como una fosforescencia acelerada por
el aumento de temperatura.
Curva de termoluminiscencia glow.
El proceso de liberación que precede directamente a la observación de la señal
luminosa se indica en la figura a):
Figura a)
Se muestra la probabilidad de escape (probabilidad de que los electrones se liberen
de las trampas) en función de la temperatura del cristal. A baja temperatura esta
probabilidad es casi nula. Los portadores de carga no tienen suficiente energía
cinética par escapar del pozo de potencial de los centros trampa. A medida que se
incrementa la temperatura, la probabilidad de liberación también aumenta y una
fracción de los portadores de carga llega a los centros de recombinación. La
intensidad luminosa llega a un máximo y luego disminuye debido al decremento en
la población de cargas atrapadas.
La intensidad luminosa vs. Curva de temperatura está controlada por la liberación de
los portadores de carga de las trampas y no por las propiedades de los centros de
luminiscencia.
Si el cristal contiene más de un tipo de trampa (vg. En LiF:Mg,Ti aproximadamente
se identifican 10 a 11 picos glow por encima de la temperatura ambiente) este
proceso se repetirá, donde, en cada tipo de trampa la curva Glow va a ser
caracterizada por la temperatura de la máxima emisión de luz T, la profundidad de la
trampa ó energía de activación E y el factor de frecuencia s que indica la
probabilidad de escape del pozo de potencial.
El detector termoluminiscente como dosímetro.
Los dosímetros más utilizados son LiF, CaF2:Mn y Dy;CaSo4(Dy); y Li2B4O7 entre
otros.
Se describirán brevemente las propiedades del LiF:Mg,Ti puesto que es el dosímetro
más difundido.
Existen varios dosímetros termoluminiscentes de LiF sólo varían sus
concentraciones isotópicas, vg-TLD-700 99,993% de Li7 o el caso del TLD-600 con
95,62% de Li6. El TLD-600 y el TLD-700 presentan similar respuesta frente a
radiación X y gamma así como una marcada diferencia para neutrones, este par es
una buena herramienta para la evaluación en campos mixtos. Se presenta en la
figura b) y c) las curvas glow correspondientes a ambos detectores , sacadas en un
equipo lector Harshaw3500 para irradiaciones en campos gamma.
Es aproximadamente tejido equivalente para radiación X y δ con un máximo de
sobrelectura de 1,3 a 1,4 en 20KeV-30KeV. Es resistente al ataque químico y
levemente soluble en agua. Presenta como mínimo seis picos entre la temperatura
ambiente normal y 300°C. Las alturas absolutas y relativas de los picos de la curva
glow dependen del LET de la radiación.
La respuesta de dosis absoluta es lineal entre 3Gy a 10Gy dependiendo de la forma
del dosímetro. A dosis absorbidas muy altas mayores a 10Gy produce un daño por
radiación permanente y una pérdida irreversible de sensibilidad. Fading (pérdida de
información) del orden de 5% al año.
Figura b)
Figura c)
Ventajas de los dosímetros termoluminiscentes:
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•
•
Son de pequeñas dimensiones por lo que pueden ser utilizados en lugares muy
reducidos (10mg aproximadamente son suficientes para su uso en la mayoría de
los casos).
Son utilizados en un amplio rango de dosis (10µGy-100KGy).
El número atómico de la mayoría de los detectores es similar al del tejido
equivalente y es exactamente tejido equivalente para el caso de Li2B4O7 (Mn).
La persistencia de la señal termoluminiscente por largos períodos permite la
medición en el momento conveniente, luego de la irradiación. Esto es de
particular importancia en el caso de dosimetría personal y ambiental.
La eficiencia termoluminiscente es independiente de la temperatura de irradiación
(en condiciones normales de trabajo) (hecho que no sucede en otro tipo de
dosímetro, por ej. los dosímetros químicos).
•
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•
•
Se pueden obtener precisiones mejores al 3% (eventualmente 1 o 2% en
sistemas optimizados) para dosis en el rango de 0,1mGy a 10Gy (suficiente en la
mayoría de aplicaciones de radioterapia, radiobiológicas y de dosimetría
personal).
Los dosímetros personales son insensibles a la mayoría de los agentes
ambientales (humedad, luz, la mayoría de los vapores de laboratorio, etc.).
La señal termoluminiscente es relativamente simple de evaluar y lleva a la
automatización del método.
Pueden ser utilizados en varias formas para la medición de la mayoría de los
tipos de radiación, con la posibilidad de la discriminación en campos mixtos tales
como beta-gamma (β-δ) o neutrón-gamma (n-δ).
Son dosímetros portatiles. Son ideales para el monitoraje de extremidades.
Su lectura es rápida (<30s) y no requiere procesos de laboratorio.
Pueden ser reusados docenas o cientos de veces con solo pequeños cambios en
su eficiencia.
Disponibilidad de distintos tipos de dosímetros con diferentes sensibilidades a
neutrones térmicos: TLD-700 (LiF7 99,993%); TLD100 (93%LiF7 y 7% LiF6);TLD600 96%LiF).
Desventajas de lo dosímetros termoluminiscentes:
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•
No es un dosímetro absoluto, necesita su calibración en un campo de referencia
patrón, con el consiguiente incremento del error.
Efectos de superficie. Varios mecanismos independientes de la superficie pueden
afectar la sensibilidad TL. Los más importantes son los cambios en la transmisión
luminosa debido a la contaminación, rayaduras y a la absorción gaseosa que
puede alterar la eficiencia intrínseca o dar lugar a señales no inducidas por
radiación.
Inhomogeneidad del lote: La eficiencia TL así como su respuesta dependen en
gran medida en la distribución espacial de la concentración de trampas. Como
los efectos son dependientes de las impurezas en un nivel de partes por millón
así como, en menor medida, de su historia radiante y térmica, es muy difícil fijar
las propiedades de un material TL. Esto conduce a efectos de lote o bach. Para
obtener una optima presición se deben realizar calibraciones individuales de
cada dosímetro.
Los dosímetros irradiados no mantienen permanentemente toda la información
entregada, dando como resultado una pérdida gradual de la señal latente
termoluminiscente (en inglés FADING). Este hecho debe ser corregido
conociendo cual es la pérdida de información en función del tiempo o en su
efecto adoptándose tratamientos térmicos previos a la evaluación.
“Memoria” de la radiación e historia térmica: La sensibilidad puede tanto
aumentar como disminuir después de recibir una dosis grande de radiación. A
veces es posible restituir la sensibilidad original luego de varios tratamientos
térmicos, en su defecto los dosímetros involucrados son descartados del batch.
Pérdida de la información: El método de la obtención de la información es
destructivo, si por algún motivo (vg. Mal funcionamiento del fototubo) la lectura no
es recibida por el sistema, la información de ese dosímetro se pierde.
b)
Instrumentación asociada.
Las componentes esenciales de un equipo lector son: el sistema de calentamiento
controlado y el sistema detector de la luz emitida y su posterior conversión en una
señal eléctrica.
El material termoluminiscente es colocado en una plancheta o bandeja que es
calentada normalmente por efecto Joule (calentamiento resistivo). En algunos casos
el calentamiento se realiza por gas caliente ó radiación de radiofrecuencia. Para
reducir la señal no inducida por la radiación (tribo ó quimioluminiscencia) los TLD
son calentados en una atmósfera inerte durante su lectura, en general, de gas
nitrógeno. La temperatura de la plancheta de calentamiento está controlada por una
termocupla solidaria a la misma. La luz emitida por el TLD pasa a través de un
sistema óptico que consiste en una lente colectora y un filtro infrarrojo que focaliza la
luz en el fotocátodo del fotomultiplicador. El fotomultiplicador debe ser elegido de
forma tal que presente su máxima eficiencia a las longitudes de onda (emitidas por la
muestra) involucradas en la medición.
Existen dos técnicas básicas para evaluar la señal de luz emitida por la muestra, la
integración de carga y el contaje de fotones en forma individual. En esta última, el
pulso del fotomultiplicador (debido a una interacción simple del fotón TL con el
fotocátodo) es nuevamente amplificada e introducida a través de un discriminador
rápido (para eliminar los ruidos de pulsos dinódicos) antes de ser analizados por un
analizador multicanal en el modo multiescala. En esta técnica, la curva glow se
conforma en el número de fotones contados en función del tiempo.
Los parámetros importantes que deben ser tomados en cuenta ante la lectura de un
dosímetro termoluminiscente son:
•
•
•
•
•
La alta tensión que alimenta el fototubo.
La temperatura máxima a la que debe llegar la muestra.
La velocidad de calentamiento.
El tiempo de lectura o de integración de luz emitida.
El flujo de nitrógeno.
La elección de estos parámetros depende del tipo de lector termoluminiscente a
utilizar.
c)
INSTRUCTIVO DE BUEN USO DE DOSIMETROS TERMOLUMINISCENTES
INTRODUCCION: La determinación de dosis a los trabajadores ocupacionalmente
expuestos a fuentes externas de radiación constituye parte integral de cualquier
programa de protección de la radiación y contribuye a lograr una seguridad
aceptable y condiciones radiológicas satisfactorias en el lugar de trabajo.
Considerando la importancia que reviste la correcta utilización de los
dosímetros, por el personal, el Departamento de Dosimetría externa e irradiación
pone a la consideración de los usuarios del servicio este trabajo que a través de la
respuesta a las preguntas más comunes que puede formularse, ser una introducción
a la cultura de utilización correcta de los dosímetros.
1. ¿QUÉ ES UN DOSIMETRO?
Es un instrumento pasivo, consistente de uno o mas detectores integrados que
presentan una propiedad medible al ser expuesto a radiaciones ionizantes, el cual
debe ser montado en un porta adecuado para ser colocado en el cuerpo de la
persona o colocado en el ambiente de trabajo con el propósito de determinar la dosis
equivalente del personal expuesto a radiaciones.
2. ¿QUIÉNES DEBEN USAR DOSIMETRO Y PORQUE?
La norma básica de seguridad radiológica (AR 10.1.1) emitida por la Autoridad
Reguladora Nuclear (ARN), establece que se debe realizar el monitoraje dosimétrico
individual del personal cuando este trabaja de una forma rutinaria en zona
controlada. En el caso de trabajadores de zonas supervisadas es conveniente que
se realice el monitoraje dosimétrico individual cuando esté expuesto a radiación
externa, como parte de buenas prácticas de laboratorio.
3. ¿EN QUE PARTE DEL CUERPO DEBE COLOCARSE EL DOSIMETRO?
Como norma de aplicación general: El dosímetro siempre será colocado en la zona
del cuerpo donde se prevea la más alta exposición del trabajador a la radiación
externa.
-
-
Para monitoreo de cuerpo entero, en la mayoría de los casos, es suficiente la
utilización de un único dosímetro, en la parte anterior del tronco del
individuo,¨entre los hombros y el pecho.
Para dosimetría de extremidades, especialmente en manos, un único dosímetro
debe ser suficiente siempre y cuando el dosímetro esté colocado en el dedo más
expuesto y de frente a la fuente.
Para obtener una mejor estimación de la dosis recibida en un campo de radiación
no homogéneo, es útil que los trabajadores porten dosímetros adicionales en
otras partes del cuerpo.
En el caso que la radiación incidente sea de atrás(posterior)(Ejemplo: conductor
de un vehículo que transporta material radiactivo), el dosímetro debe ser
colocado en la espalda del conductor.
Para instituciones médicas, en procedimientos que involucren diagnóstico
radiológico y prácticas intervencionistas, los trabajadores deben portar delantales
protectores que tengan una cantidad recomendada de plomo equivalente
(delantales plomados), tal que la mayor parte del tronco este blindada de la
radiación.
En estos casos un dosímetro personal debe estar colocado por debajo del
delantal del individuo (en la parte correspondiente al tronco) y otro detector debe
ser colocado fuera y por encima del delantal, en otra parte no blindada del
cuerpo.
4. ¿CUÁNTOS DOSIMETROS DEBE USAR?
En campos de radiación donde la radiación fotónica es importante, para un amplio
rango de energías fotónicas y gamma un único dosímetro tipo 7LiF:Ti:Mg, es
suficiente dado que este exhibe una adecuada dependencia con la energía.
Si está sometido a campos mixtos la radiación neutronica
adicional que esta colocado dentro del portadosímetro.
requiere un detector
En los casos en que la dosis máxima en extremidades se supone que sea al menos
10 veces la dosis en la superficie del cuerpo entero uno o más dosímetros deben ser
usados en el área donde se suponga que se recibirá la mayor dosis.
5. ¿CUÁL ES LA PERIODICIDAD DEL RECAMBIO DEL TLD?
La periodicidad de lectura del TLD en situaciones de trabajo normal, es mensual. El
dosímetro debe ser entregado al departamento de Dosimetría externa e irradiación,
por cada área en la primera semana del mes.
En situaciones de irradiaciones anormal, sospechada por el trabajador, el dosímetro
debe ser leído en el día.
6. ¿CUÁNDO DEBE USAR EL DOSIMETRO?
Debe usar el dosímetro durante la realización de las prácticas dentro de su área. No
debe utilizarlo cuando se traslade de un área a otra dentro de la institución, ni
sacarlo fuera de esta. Cuando se traslada a otra área dentro de la CNEA debe
utilizar el detector que le habilita esa área.
Cuando el dosímetro no se encuentre en uso debe permanecer en un lugar visible
identificado como tal dentro del lugar de trabajo. Se debe preveer que no existan
fuentes de radiación cercanas al lugar donde se colocan los dosímetros cuando no
están en uso, ni altas temperaturas o condiciones de humedad.
Es conveniente verificar siempre que el dosímetro que va a utilizar se corresponda
con su identificación personal, descartando que pertenezca a otra persona.
7. ¿QUÉ SIGNIFICA EL EXTRAVIO DE UN DOSIMETRO?
En estos casos se pierde el detector, el cual tiene un costo asociado y lo que es aún
más importante se pierde la información que este almacena, con lo cual no es
posible realizar la estimación de la dosis equivalente personal en este período,
quedando interrumpida la historia radiológica del trabajador expuesto a radiaciones.
8. ¿CÓMO ACTUAR EN CASO DE EXTRAVIO?
El trabajador debe informar al jefe primario de la instalación y al oficial de
radioprotección de la novedad. Los cuales son los encargados de realizar la solicitud
de otro dosímetro al departamento de Dosimetría externa e irradiación.
9. ¿CÓMO ACTUAR EN EL CASO DE RETIRO DE PERSONAL O TRASLADO
DEL CENTRO DEFINITIVO?
El usuario de TLD debe entregar el detector al oficial de radioprotección de su área.
El cual es el encargado de enviarlo a este departamento.
10. ¿CONDUCTAS IMPROPIAS EN EL USO DEL DOSIMETRO?
-
Violar la integridad del dosímetro o del portadosímetro.
Cambiar la etiqueta del dosímetro.
Utilizar el dosímetro de otra persona.
Trasladarse de un área a otra con el portadosímetro.
Exponer a fuentes de calor intensas o a humedad el dosímetro.
Exponer a sustancias químicas el dosímetro.
Extraviar el dosímetro.
Almacenar el dosímetro cerca de fuentes de radiación.
d) PROCESAMIENTOS DE LOS DOSIMETROS TERMOLUMINISCENTES EN EL
LABORATORIO DE DOSIMETRIA EXTERNA DE LA CNEA.
1. Se reciben alrededor del día 10 de cada mes las vainas que contienen los
dosímetros correspondientes al mes anterior.
2. Son clasificardos por área y planilla en mano se chequea que todos los
dosímetros que se enviaron vengan de vuelta, caso contrario se hace constar en la
planilla con una indicación de “N/C”. En el caso de que alguna área se envíe
dosímetros correspondientes a meses anteriores al del procesamiento se los agrega
al final de la planilla en forma manual y haciendo constar en “Observaciones” el
mes a que corresponden.
3. Tomada un area cualquiera con sus vainas sobre la mesa de trabajo se les va
extrayendo los cristales. Aquí también se constata lupa en mano que el número que
tiene grabado el mismo coincida con el de su correspondiente portacristal. Para esta
tarea se utilizan pinzas de precisión y cajas de Petris. Los cristales se van colocando
alineados en la caja de Petris siguiendo el orden que tenía en las planillas.
LECTURA DE LOS DOSIMETROS TERMOLUMINISCENTES HARSHAW TLD 700
.
Para efectuar la lectura de los dosímetros se deben cumplimentar los siguientes
pasos previos:
1. Se enciende el equipo y se abre el tubo de nitrógeno hasta que el manómetro
indique 1,2 l/min.
2. Se ubican en una Petri todos los dosimetros involucrados.
3. Se coloca la Petri en el horno a 100°C durante 20 minutos.
4. Luego de haber realizado este tratamiento térmico y habiendo transcurrido 120
minutos de encendido, se procede a la lectura.
EQUIPO LECTOR
Este esta compuesto principalmente por un sistema de calentamiento controlado y el
sistema detector de luz emitida para su posterior conversión en una señal eléctrica.
En la figura se muestra un esquema del mismo.
El material termoluminiscente es colocado en una plancheta o bandeja para su
calentamiento en una atmósfera inerte de gas (Nitrógeno) durante su lectura. La
temperatura de la plancheta de calentamiento esta controlada por una termocupla
solidaria a la misma.
La luz emitida por el TLD pasa a través de un sistema óptico que consiste en una
lente colectora que focaliza la luz en el fotocátodo del fotomultiplicador. El lector
posee un filtro infrarrojo colocado entre la lente y el fotocátodo.
Figura d)
ESPECIFICACIONES TECNICAS DEL LECTOR
-
-
-
Modo de operación manual.
Capacidad: 1 TLD por carga.
Adecuado para uso con dosímetro tipo de formato(chips, rods, microcubos o
polvo) para
protección radiológica y/o dosimetría ambiental.
Utilización de gas N2 presurizado a 2bar .
Alimentación de 220V y corriente alterna de 60Hz.
Opciones para fijar el perfil de calentamiento de las muestras de 15 a 400°C.
El software de operación es bajo Windows que permite programar los perfiles de
temperatura, realizar las lecturas, almacenarlas e imprimir los resultados por
impresoras estándares, así como la visualización e impresión de las curvas de
luminiscencias (glow).
Incluirá una interfáz tipo RS-232.
Linealidad del sistema de detección de luz <1%.
Estabilidad del sistema de detección de luz <1,0µGy.
Estabilidad del test de luz <0,5%.
Sustracción automática de fondo.
La precisión del control del sistema de calentamiento es ±1°C, la temperatura
máxima es ≥ 600°C, la temperatura de precalentamiento de 15 a 400 grados
celsius, tiempo de preheat de 0 a 999seg, la temperatura de adquisición
programable en el rango 15 a 400°C, la rampa de calentamiento de 1°C/seg a
50°C/seg y la temperatura de precocido sea variable en el rango de 15 a 400°C.
Las unidades de medición del equipo son: nC, mrad, mrem, mGy, Gy, µSv, mSv,
Sv.
Fuente de alto voltaje de 500V a 1200V, y estabilidad de la fuente de alto voltaje
±0,005.
PROCEDIMIENTO DE LECTURA
1. Se ingresa al programa WinREMS.
2. Se abre el Workspaces a utilizar.
3. Aceptando los parametros de adquisición y la rampa de calentamiento prefijados
se ingresa a Lectura de Dosimetros (Read Dosimeters).
4. Se debe ingresar la identificación del grupo que se va a leer.(N°area y fecha)
5. Verificación del equipo:
- Las verificaciones del equipo se realizan con 2,25 l/min de flujo de nitrógeno.
Las indicaciones de posicionamiento del "drawer" se deben observar en la
pantalla asi como la indicación de gas on.
- Se realizan 10 mediciones de la corriente oscura del fototubo (PMT NOISE),
ubicando el drawer a mitad de camino (Between). Rango de trabajo 0,0500,060 nC.
- Se realizan 10 mediciones verificando la luz de prueba (TEST LIGHT). Rango
de trabajo
290-295 nC.
- Se realizan 10 mediciones sin TLD y luego su comienza la medición de estos.
-
Cada 50 mediciones el equipo solicita una verificación de el PMT NOISE y el
TEST LIGHT.
Figura e)
AMBIENT: Temperatura ambiental
PREHEAT TEMP: Temperatura de precalentamiento
TEMPERATURE RAMP RATE: Rampa de calentamiento
MAX TEMP RATE: Máxima temperatura de calentamiento
MAX TEMP: Temperatura máxima
ANNEAL TEMP: Temperatura de borrado
PREHEAT: Precalentamiento
ACQUISITION: Adquisición
ANNEAL: Borrado
TIME: Tiempo en segundos
Perfil de temperatura utilizado:
Incremento: 10°C/seg.
Máxima temperatura: 300°C.
Región de interés TLD tipo 7LiF: canal 62-139.
Estudio de las curvas Glow:
-
Selecciono SEACH-RESPONSE DATABASE
Selecciono el grupo de dosímetros (N° de area y fecha lectura) y observo el
STANDARD REPORT.
Alli puedo seleccionar el dosímetro de interés y observar los valores de las
regiones de interés.
Para observar la curva Glow (Curva de emisión), selecciono: VIEW-GLOW
CURVES.
PROCESO DE RECOCIDO
1.Todos los cristales, a medida que se van leyendo se colocan en sus respectivas
cajas con alojamientos para 100 cristales. Así se tienen cajas para los dosímetros
marcados con 1801-1900 otra para 1901-2000, etc.
2.Se comienza la preparación de los dosímetros para el mes siguiente contando la
cantidad de dosìmetros a preparar: dosímetros habituales + altas - bajas.
Habitualmente se toma como valor los del mes en curso más el agregado de unos
10 ó 15 cristales más.
3. Conocido el número aproximado de dosímetros a emplear se busca que con el
menor número de cajas llegar a completar la totalidad requerida. Las cajas nunca
están completas porque hay dosímetros de una partida que no se devuelven o se
han extraviado.
4. Seleccionados el stock a procesarse se los va acondicionando en una caja de
Petris uno al lado del otro ordenados por números.
5. Se colocan toda la partida de cristales seleccionados en la caja y se realiza el
cocido en la mufla a 400ºC durante una hora .
6.Luego del cocido, la partida de cristales se pasa a una estufa de secado con una
temperatura de 100ºC durante 3 horas.
7. Cuando los cristales adquieran la temperatura ambiente estarán en condiciones
de ser usados para el recambio.
8. Los cristales se encapsulan nuevamente según la cantidad de usuarios .Otros 9
TLDs quedas guardados y serán empleados como fondo.
9. El paso final es entregarlos a las distintas áreas el primer día hábil del mes, con lo
que se completa el ciclo.
PROCESAMIENTO DE LA INFORMACION
Se toman las planillas donde se anotaron los números de cuentas correspondientes
a la región de interés (ROI) de los detectores y se verifica en forma individual que el
pico observado halla sido correctamente integrado.
Esto comprende:
1. El pico se encuentre dentro de la zona de interés.
2. El fondo del dosimetro sea el correcto.
3. La forma de la curva sea la correcta.
Luego se obtiene la lectura neta de cada dosimetro dividiendo la lectura medida por
el correspondiente factor de sensibilidad.
Estas valores se introducen en el programa de cálculo de dosis, para luego
confeccionar los informes.
En el informe figura:
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.
Lugar de trabajo.
Nombre y apellido.
Instalación donde se utiliza el dosimetro personal.
Período de uso del dosimetro personal.
Dosis equivalente personal, Hp(d), a las profundidades correspondientes.
Error estimado.
Valor mínimo de dosis equivalente personal a informar.
Fecha de emisión del informe.
Nombre y firma del responsable del informe.
Aclaración Item 5:
Dosis equivalente individual,Hp(d).
Es la dosis equivalente en tejido muscular, a la profundidad apropiada d, bajo un
punto especificado en la superficie del cuerpo.
En todos los casos de aplicación de las magnitudes de dosis equivalente ambiental e
individual, se debe indicar la profundidad d en milímetros a que se la refiere. Para la
piel y órganos superficiales se recomienda d=0,07mm, para cristalino d= 3mm,
mientras que para órganos y tejidos profundos y estimación de la dosis efectiva, se
adopta d= 10mm.
2)
EXPOSICION OCUPACIONAL EN MEDICINA NUCLEAR.
a) INTRODUCCION.
Las sustancias radiactivas son emisores de energía predecibles y continuos.
La energía emitida puede serlo en la forma de partículas alfa (α), partículas beta (β)
y rayos gamma (δ). La interacción entre estas radiaciones y la materia puede, en
ciertas circunstancias, dar lugar a la emisión de rayos X y neutrones.
Los rayos gamma y X consisten en entidades físicas denominadas fotones
que se comportan como partículas colisionando con otras partículas cuando
interaccionan con la materia. Sin embargo, los fotones en grandes cantidades se
comportan, en conjunto, como ondas de radio o luminosas. Cuando más corta es su
longitud de onda, más alta es la energía de cada fotón.
La energía de los rayos gamma y su capacidad para penetrar la materia se debe a
que sus longitudes de onda son mucho más cortas.
Instalaciones Médicas:
Las instalaciones médicas que utilicen fuentes radiactivas no encapsuladas con fines
diagnósticos o terapéuticos deben contar con un programa de protección que
comprenda las exposiciones de trabajadores basándose en los tres principios
fundamentales de las protección radiológica:
Justificación: “No se debería adoptar ninguna práctica que suponga la exposición a
radiaciones salvo que dicha práctica implique un beneficio neto para los individuos
expuestos o para la sociedad, suficiente como para compensar el detrimento que
causa”.
Optimización: ”... tanto la magnitud de las dosis individuales como el número de
personas expuestas y la probabilidad que se produzca una exposición – cuando no
exista certeza sobre la ocurrencia de la misma -se deberán mantener tan bajos como
sea razonablemente alcanzable, teniendo en cuenta factores económicos y
sociales”.
Límite de dosis: ”La exposición de individuos que resulte de la combinación de
todas las prácticas pertinentes debería estar sujeta a límites de dosis, o a algún
mecanismo de control de riesgo en el caso de exposiciones potenciales. La finalidad
de tales controles es asegurar que ningún individuo sea expuesto a riesgos de
irradiación considerados inaceptables para dichas prácticas bajo circunstancias
normales...”.
Las dosis de radiación que reciban los trabajadores expuestos, en una dada
instalación o práctica de medicina nuclear, no podrán superar el valor de 20
mSv/año. La restricción es aplicable al personal que cumpla una jornada laboral de
ocho horas. Cuando la jornada laboral sea menor deberá aplicarse la parte
proporcional al valor establecido.
Un programa de protección radiológica para aplicaciones médicas de fuentes
abiertas deberá considerar aspectos de protección desde la recepción del material
radiactivo hasta la gestión y/o disposición de los residuos radiactivos. El paciente al
que se le haya administrado material radiactivo deberá ser también considerado
como una fuente de radiación. Por lo tanto el programa deberá incluir:
•
•
•
•
•
•
•
•
Procedimientos para la recepción y almacenamiento seguro del material
radiactivo así como un adecuado registro de contabilidad de las fuentes de
radiación.
Procedimiento para el manipuleo del material radiactivo en el laboratorio de
radiofarmacia, en el área de administración de radiofármacos y en las etapas
diagnósticas y clínicas.
Procedimientos para la disposición de los residuos radiactivos de acuerdo con los
requerimientos de la Autoridad Regulatoria.
Monitoraje personal y de área.
Registros.
Control de equipamiento.
Procedimientos de emergencia.
Procedimientos de garantía de calidad en todas las etapas de la práctica.
A fines de identificar las medidas de protección que son necesarias en un
departamento de medicina nuclear un método práctico consiste en realizar una
clasificación de la instalación sobre la base de riesgo. El parámetro primario que
determine el riesgo será la actividad total empleada y en segundo lugar la
radiotoxicidad de los radionucleidos a emplear y el tipo de operación que se lleven a
cabo. Los riesgos asociados a esta práctica son la irradiación externa y la
contaminación interna (por ingestión o inhalación).
b) MONITORAJE PERSONAL.
Los objetivos del monitoraje son: la detección de los posibles apartamientos de los
procedimientos operativos correctos, la determinación de cualquier pérdida de
control sobre las fuentes resultante de fallas en la contención del material radiactivo
y la prevención de la dispersión de la contaminación que no solo puede contribuir a
exposiciones indeseadas de las personas, sino que también puede afectar el
funcionamiento de equipos de medición de bajo fondo. Un objetivo adicional del
monitoraje es el de proveer información que contribuya a la definición o previsión de
procedimientos operativos.
Monitoraje personal.
El personal de un servicio de medicina nuclear que trabaja rutinariamente en
contacto con material radiactivo en tareas de radiofarmacia, administración de dosis,
atención de pacientes que han recibido radiofármacos, etc., debe contar con
dosimetría personal, mediante dosímetros (film, TLD) de cuerpo entero y de
extremidades en los casos que corresponda.
c) LA NORMA AR 8.2.4. DE USO DE FUENTES RADIACTIVAS NO SELLADAS
EN INSTALACIONES DE MEDICINA NUCLEAR.
VIGILANCIA RADIOLOGICA
Vigilancia Radiológica de Areas.
•
•
•
Debe contarse con un programa de vigilancia radiológica destinado a mantener
los niveles de radiación y contaminación tan bajos como sea razonablemente
alcanzable y que contemple, como mínimo, lo siguiente.
El monitoreo periódico de la radiación ambiental y la contaminación superficial en
todas las áreas de la instalación en las que se emplee material radiactivo y de
todos los objetos que pudieran resultar contaminados con material radiactivo
(guardapolvos, pinzas, material reutilizable, portajeringas, portamuestra del
“activímetro”, etc.).
El monitoreo de la contaminación superficial en aquellas áreas en que no se
emplea material radiactivo cuando se sospeche el arrastre incidental de dicha
contaminación.
Vigilancia Radiológica Individual.
•
•
•
•
•
•
Debe llevarse a cabo el control dosimétrico individual de los trabajadores en los
casos que corresponda.
El responsable debe determinar la nómina de los trabajadores afectados al
control dosimétrico individual. El personal que realiza tareas de elución.
Fraccionamiento, administración o cualquier otra tarea relacionada con la
manipulación de radionucleidos, debe contar, además, con dosímetro de mano.
El dosímetro personal de cada trabajador debe ser de uso exclusivo en cada
instalación de medicina nuclear.
La dosimetría personal sólo podrá ser llevada a cabo por aquello servicios de
dosimetría que participen en ejercicios periódicos de intercomparación afectados
por organismos reconocidos por la Autoridad Regulatoria.
Debe vigilarse la contaminación interna del personal que realiza rutinariamente
tareas con radionucleidos que puedan dar lugar a una incorporación, con una
frecuencia adecuada a la carga de trabajo o cuando se sospeche la existencia de
una contaminación resultante de una situación anormal.
Las dosis individuales deben computarse e informarse al personal en forma
mensual. El titular de la licencia de operación debe entregar a cada persona
sujeta a disimetría individual, cuando deje de prestar servicio en la instalación de
medicina nuclear, una certificación de la dosis individual recibida en cada año de
trabajo en dicha instalación.
INSTALACION.
La instalación debe contar como mínimo con:
Un local exclusivo (cuarto de preparados o “cuarto caliente”) para la separación de
los radionucleidos, que deberá contar con materiales de construcción, dimenciones y
blindajes apropiados, y con áreas debidamente separadas y señalizadas para el
almacenamiento de material radiactivo y el almacenamiento transitorio de los
residuos radiactivos.
•
•
•
•
Un local destinado a la administración de radionucleidos al paciente.
Un local con dimensiones apropiadas para cada equipo de medicina nuclear.
Una sala de espera con un área exclusiva y debidamente delimitada, para
pacientes a los cuales se les hayan administrado radionuleidos con fines de
diagnóstico.
Un cuarto de baño exclusivo para pacientes a los cuales se les haya
administrado radionucleidos.
Instalación del Hospital Angel H. Roffo.
Sector: Medicina Nuclear.
Equipamiento:
•
•
•
•
3)
El activímetro destinado a medir la actividad a ser administrada a cada paciente.
Su uso esta destinado a la medición exacta y precisa de la actividad que se
administrará al paciente para la realización del estudio o tratamiento. Se trata de
una cámara de ionización gaseosa tipo pozo dentro de la cual se introduce el
material radiactivo para su medición. La actividad del material radiactivo se mide
en función de la corriente de ionización producida por las radiaciones emitidas
por el radioisotopo que interactua con el gas.
Detector de radiación destinado a medir las tasas de exposición y las posibles
contaminaciones.
Brazo de captación y centellografo lineal: para la medición “in vivo”, con su
escalimetro y/o espectrometro asociado para diagnóstico con Yodo.
Dos cámaras Gamma con su sistema de computación asociado.
EXPOSICION OCUPACIONAL EN RAYOS X.
a) EQUIPOS E INSTALACIONES.
A los fines establecidos en la ley 17557 se entenderá por equipos destinados a la
generación de rayos X a los siguientes:
•
•
•
•
Equipos para radiodiagnóstico médico (radioscopía y radiografía) estáticos,
móviles y portátiles.
Equipos para radiodiagnóstico dental.
Equipos para raditerapia superficial intermedia y profunda.
Equipos convencionales para cualquier otro uso industrial o de investigación
(estudios metalográficos, de medición de redes cristalográficas, de espesores y
de densidades, de irradiación, etc.)
Las instalaciones que utilicen equipos de radiodiagnóstico deberán contar con un
programa de protección radiológica que, basándose en los criterios de justificación
de la práctica, optimización de la protección y limitación de dosis tenga en cuenta, al
menos, los siguientes aspectos:
b) CLASIFICACION DEL AREA DE TRABAJO.
Todas las salas de rayos x, donde se realizan los estudios y procedimientos,deberán
ser consideradas como zona controlada. Se puede considerar como zona
supervisada aquella que se ubica detrás de la consola de control, siempre y cuando
esta se encuentre fuera de la sala de rayos x.
c)DOSIMETRIA PERSONAL.
Los trabajadores de la zona controlada y todo personal que participe en los estudios
y procedimientos radiológicos debe tener un control dosimétrico personal obligatorio.
El dosímetro personal deberá ser utilizado por el trabajador durante el desempeño
de sus tareas en la instalación, sin poder retirarlo de la misma.
La resolución N°2680/68 contiene la reglamentación referida específicamente a la
dosimetría personal.
d) DISPOSITIVOS DE PROTECCION RADIOLOGICA.
La sala de rayos x debe contar con elementos de protección radiológica necesarios
para los estudios previstos en la misma.
En los servicios con unidades de fluoroscopía se deberá contar con un mandril
plomado, un par de guantes plomados y un protector de tiroides por cada sala, como
mínimo. En los casos de unidades de hemodinamia y procedimientos
intervencionistas, se debera contar con una vestimenta plomada, anteojos
plomados, protector de tiroides por cada persona que participe en el procedimiento o
con cortina plomada transparente (pantalla de protección suspendida) como
sustitución a los dos últimos dispositivos. Los espesores mínimos de los dispositivos
de protección personal son:
0.25 mm equivalente en plomo para radiación dispersa.
0.50 mm equivalente en plomo para haz primario o radiación dispersa en
procedimientos especiales.
e) CALIBRACION DE INSTRUMENTOS.
El correcto funcionamiento de lo equipos para medición de dosis y tasa de dosis
deberá ser verificado periódicamente. Los instrumentos de medición deberán
calibrarse regularmente en un laboratorio de calibración dosimétrica.
f) Según las NORMAS RELATIVAS A LA INSTALACION Y FUNCIONAMIENTO
DE EQUIPOS GENERADORES DE RAYOS X.
VII. Dosimetría Personal:
Art.21 Toda persona afectada al manejo y utilización de equipos destinados a la
generación de rayos x, salvo en aquellas instalaciones en que la autoridad de Salud
Nacional indique expresamente lo contrario, deberá utilizar un sistema de dosimetría
personal aprobado por dicha autoridad a fin de determinar y evaluar las dosis de
radiación a que se halle expuesta.
Art.22 El responsable de cada instalación, de acuerdo a la definición dada en el
art.33, deberá informar a la autoridad de Salud Pública, en la oportunidad indicada
en los artículos 4 y 10 del presente decreto, el detalle d las personas que deberán
utilizar dosímetro personal de acuerdo a lo establecido en el artículo 21. Toda
modificación referente a estos datos que se produzca en lo sucesivo, deberá ser
inmediatamente comunicado a la autoridad de Salud Pública.
Art.23 El servicio de dosimetría personal a que se refiere este capítulo será
prestado, de acuerdo a las normas que oportunamente dicte al efecto la autoridad
nacional de Salud Pública, por la correspondiente autoridad de Salud Pública o por
las entidades oficiales o privadas con quienes se convenga esta prestación.
Art.24 El servicio de dosimetría personal no será obligatorio en tanto no se
encuentren habilitadas de acuerdo al presente decreto las instalaciones en que se
desempeñe el personal señalado en el artículo 21.
Art.25 El responsable de la instalación asignará a cada persona comprendida en el
artículo 21 un dosímetro cuya utilización se dispondrá en forma que permita la
individualización de las dosis a comunicar de acuerdo al artículo 26.
Art.26 La correspondiente autoridad de Salud Pública informará en términos
periódicos y regulares que no excedan de un trimestre, al responsable de cada
instalación, las dosis acumuladas por cada uno de los dosímetros asignados a su
personal, de acuerdo a la información proveniente del servicio de dosimetría a que
se refiere el artículo 23.
Art.27 El responsable de la instalación llevará actualizado un registro, de acuerdo al
modelo que establecerá para todo el país la autoridad de Salud Pública, en el que se
consignarán las dosis de radiación individual que se le comuniquen de acuerdo al
artículo 26.
Dicho registro podrá ser consultado por el personal interesado, estará a disposición
de la autoridad de Salud Pública que solicite su contralor y deberá ser conservado
durante treinta años en perfectas condiciones. En caso de cesar el funcionamiento
de la instalación, el registro correspondiente será remitido a la correspondiente
autoridad de Salud Pública para su archivo durante el tiempo que falte para
completar el plazo indicado.
Art.28 La no utilización o la utilización indebida de los dosímetros durante el horario
de trabajo determinará la aplicación de sanciones por parte de la correspondiente
autoridad de Salud Pública.
Art.29 La autoridad nacional de Salud Pública proveerá a cada persona directamente
vinculada con tareas en las instalaciones a que se refiere este decreto, de una
cartilla individual para el registro de las dosis de radiación recibidas.
Art.30 Los corresponsales de cada instalación deberán exigir al personal de su
dependencia la presentación de la cartilla mencionada en el artículo 29 y serán
responsables de mantenerla actualizada asentando los valores que para cada
persona les sean comunicados de acuerdo al artículo 26 coincidentemente con los
datos que registre según las disposiciones del artículo 27.
Art.31 Dichas cartillas podrán ser exigidas para su contralor por la autoridad
sanitaria.
g) DOSIS MAXIMAS PERMISIBLES:
4.1.1. Dosis máximas permisibles para aquellas personas que, en razón de sus
tareas habituales, resultaren expuestas a Rayos X:
a) Para irradiación uniforme de todo el cuerpo o en particular de gónadas y órganos
hematopoyéticos: 50mSv/año.
b) Para irradiación de extremidades: 750 mSv/año.
c) Para irradiación localizada de cualquier otro sector del organismo: 150 mSv/año.
4.1.2. Sin perjuicio del punto a) del párrafo 4.1.1. y con excepción de lo que se
establece en 4.1.3.podrá aceptarse que en un trimestre calendario el personal reciba
una dosis de hasta 30 mSv.
4.1.3 Para el personal femenino en edad de procreación la irradiación a que se
refiere el punto a) del párrafo 4.1.1 estará limitada a 12,5 mSv por trimestre
calendario. Toda mujer en estado de gravidez deberá notificarlo, mediante
certificación médica, al responsable de la instalación donde realice sus tareas. A
partir de este momento y hasta el parto, la dosis total en el feto no deberá ser
superior a 10 mSv.
4.2.
Exposición accidental.
La dosis máxima permisible para los miembros de la población no directamente
vinculados a tareas que impliquen exposición ocupacional y que, por razones de
proximidad, pudieran incidentalmente resultar irradiados, es de 5 mSv/año.
h) RADIACION Y DISTANCIA.
La radiación ionizante en el aire se propaga en linea recta. En estas circunstancias
la radiación es emitida por una fuente radiactiva en direcciones diverventes y la tasa
de dosis disminuye en proporción inversa al cuadrado de la distancia medida desde
la fuente.
Por ejemplo:
Si la tasa de dosis medida a un metro es de 400µSv/h;
La tasa de dosis esperada a 2m será de 100µSv/h;
La tasa de dosis esperada a 10m será de 4µSv/h.
i) RADIACION Y TIEMPO.
La dosis de radiación es proporcional al tiempo pasado en el campo de radiación. El
trabajo en el área de radiación debe ser realizarse rápida y eficientemente. Es
importante que los trabajadores no se distraigan en otras tareas ni en
conversaciones. Sin embargo, un trabajo demasiado rápido puede provocar errores.
Debido a esto el trabajo se prolonga más, lo que se traduce a mayor exposición.
J) LOS FACTORES QUE INFLUYEN EN LA DOSIS DEL OPERADOR EN
CONDICIONES DE RADIOGRAFIA.
•
•
•
•
•
•
•
Dosis incidente sobre el dispersor
Distancia del dispersor-técnico
La relación entre áreas
El ángulo de dispersión
Masa y material del dispersor
Kv
mA
Observaciones:
Si varía el Kv, con los otros parámetros constantes se observa que los rayos
emitidos con mayor kilovoltaje son mas duros, con mayor potencia. La
energía esta asociada a la dureza del rayo.
A mayor Kv, mayor dosis. La relación es exponencial.
Si varío la intensidad no varía la dureza (la energía), sino que varía la
corriente, o sea que varía la intensidad. La intensidad esta asociada con la
corriente y con el tiempo.
A mayor mAs, mayor dosis. La relación es lineal.
La dosis varía con la inversa de la distancia al cuadrado.
Al variar el tamaño de campo no se observa una variación en la dosis en
paciente, pero se observa una variación en la dosis en el técnico. A mayor
tamaño de campo mayor dosis dispersada. Es una relación lineal.
Influencia de la radiación dispersa:
Origen: efecto Compton.
- La radiación dispersa tiene cualquier dirección.
- Rayos más duros, menor dispersión.
- Aumenta la dispersión con el espesor del objeto. Paciente gordo, mayor
dispersión.
- Si aumentamos el campo del haz hay mayor dispersión.
Para disminuir la radiación dispersa hay dos métodos:
- Reducción del campo: colimador.
- Reducción de fotones dispersados: grillas.
4)
EFECTOS DE LAS RADIACIONES:
Los usos industriales y médicos de las radiaciones no presentan riesgos
sustanciales para los trabajadores y no deben dar lugar para esos trabajadores a
una exposición a las radiaciones que alcance un nivel que se considere inaceptable.
Los posibles efectos de las radiaciones que han sido estudiados por los órganos
internacionales (por ejemplo, la Comisión Internacional de Protección Radiológica, el
Organismo Internacional de Energía Atómica) son:
•
•
•
Efectos a corto plazo tales como quemaduras de la piel y cataratas en los ojos.
Efectos a largo plazo tales como un aumento de la predisposición a la leucemia y
a los cánceres sólidos.
Efectos hereditarios.
Las actuales recomendaciones en materia de limitaciones de dosis figuran en el Vol.
N°9 de la Colección Seguridad del OIEA. En resumen, esas recomendaciones son
las siguientes:
No debe realizarse una aplicación de radiaciones a menos que este justificada.
Todas las dosis deben reducirse al valor más bajo que sea posible, teniendo en
cuenta los factores económicos y sociales.
En cualquier caso, toda las dosis deben mantenerse por debajo de los límites de
dosis.
Examen de la evidencia de cáncer inducido en humanos tras exposición a
dosis bajas.
ICRP-60. Recomendaciones 1990. Comisión internacional de protección
radiológica.
Los factores de riesgo obtenidos de los supervivientes japoneses de las bombas
atómicas (y para este tema, también frecuentemente de las poblaciones irradiadas
por motivos terapéuticos) están relacionados con la exposición a dosis elevadas y
altas tasas de dosis. Una de las mayores incertidumbres en la estimación de la
probabilidad de inducción de cáncer a dosis bajas reside en la extrapolación de esta
información a circunstancias de dosis bajas, a menudo a bajas tasas de dosis (por
ej. unos pocos mGy /año) que son muy frecuentes en la protección radiológica
rutinaria. Esto se hace habitualmente aplicando un factor de eficacia de dosis y tasa
de dosis que reduce el coeficiente de riesgo por unidad de dosis obtenido de la
exposición a dosis altas y altas tasas de dosis. Sería un valor incalculable si se
dispusiera directamente de información cuantificable de la exposición del hombre a
dosis bajas.
En la literatura existen numerosos estudios de exposición a dosis bajas. Pese a que
no es tarea fácil, es útil agrupar dichos estudios según categorías. En cualquier
caso, las categorías pueden incluir:
•
Estudios de personas expuestas a fuentes nucleares tales como la lluvia
radiaciva, la presencia de pruebas de armas atómicas o alrededor de reactores.
Estos incluyen estudios bien documentados de personas en algunos condados
de Utah, en que se creía demostrar una mayor incidencia de leucemia tras la
lluvia radiactiva procedente de pruebas de armas (Lyon, 1979; Machado, 1987),
de veteranos de EE.UU. y el Reino Unido expuestos durante las pruebas de
armas y ulteriormente examinados para la detección de incidencia de cáncer
(Cadwell, 1983; Robinette and Jablon, 1983; Jablon 1987; Darby, 1988) y de los
grupos d leucemia que parecen haberse observado en las cercanías de
emplazamientos nucleares de Reino Unido, acerca de los cuales se ha escrito
mucho recientemente (Black, 1984 Cook-Mozaffari,1989; de los trabajadores de
astilleros (Najarian and Colton, 1978; Rinsky,1981; Stern, 1986); de trabajadores
del Atomic Weapons Estabishment del Reino Unido y UKAEA Beral, 1985, 1988);
y un estudio reciente de los trabajadores de la Unión Soviética implicados en
dosis relativamente altas (Wainson, 1990).
•
Exposiciones Fetales durante procedimientos diagnósticos con rayos X en la
madre. Se han continuado los estudios originales (Stewart, 1958; Mac Mahon,
1962) tras la aparición de información adicional (Kneale y Stewart, 1980; Monson
y Mac Mahon, 1984). También han sido reevaluados (Bithel y Stiller, 1988) y se
han realizado estudios adicionales (Harvey, 1985).
•
Pobleciones irradiadas por tratamiento médico, por ejemplo el tratamiento por
rayos X suministrado a los pacintes aquejados de tiña capitis, en los cuales otros
órganos, como el tiroides o la mama, sufrieron irradiación como consecuencia del
tratamiento (Modan, 1989).
•
Estudios de áreas de alto fondo natural de radiación en la India (Goval-Ayengar,
1971), en Brasil (Baricinski,1975), en Colorado, Denver (NAS, 1980) y en China
(Wang, 1990; Wei, 1990)
Los estudios sobre las dosis bajas tienen la ventaja que no requieren factores
inciertos de reducción de dosis y que las características de la población en el grupo
de estudio pueden ser más apropiadas que en algunos de los grupos altamente
expuestos. Sin embargo, se pueden producir errores de interpretación debido a
diversos problemas y fuentes de error. Estas incluyen una o más de las siguientes:
(a) tamaño pequeño de la muestra, (b) carencia de controles adecuados, (c) efectos
extraños diferentes a los producidos por la radiación, (d) dosimetría inadecuada, (e)
factores asociados de carácter confuso y (f) aportaciones “positivas” o sea, carencia
de aportaciones de resultados negativos. Además raramente está disponible un
rango de dosis que permita establecer la fuerza de la asociación. Algunos de estos
problemas también se producen en estudios de dosis altas pero, en estas
circunstancias, su importancia es menor. Debería prestarse especial atención, en
estos estudios a dosis bajas, a la importancia crítica del tamaño de la muestra, a la
relación señal ruido y a la carencia de información de factores inductores de
confusión (Land, 1980). Estas fuentes de error en la interpretación se tratan con mas
detalle, así como muchos de los estudios por sí mismos.
Algunos de los estudios de dosis bajas (Beral,1985; Gilbert, 1989) proporcionan
estimaciones de riesgo, pero con unos límites de confianza bastante amplios que
incluyen, sin embargo, los valores derivados de los estudios a dosis altas, así como
el valor cero o inferior. En l estudio reciente de los trabajadores soviéticos (Wainson,
1990), se pueden obtener riesgos relativos, que son bastante similares a aquéllos
procedentes de los estudios de dosis altas.
Una proporción significativa de los estudios sobre dosis bajas determina unas
estimaciones más altas, para algunos cánceres de localizaciones específicas, que
las derivadas de los estudios de dosis altas. Mucho de estas estimaciones son,
indudablemente, inconsistentes, debido a uno o varios de los problemas
metodológicos tratados anteriormente. No obstante, algunos permanecen
incomprensibles. Por otro lado, alguno de los estudio citados muestran carencias
significativas en cuanto a la respuesta en ciertas localizaciones en relación a las
estimaciones de riesgo obtenidas de los datos de dosis elevadas. Incluso algunos
muestran correlaciones negativas ente la inducción de cáncer (todos los cánceres y
en algunas localizaciones determinadas) y la dosis en el rango de dosis bajas. Cabe
añadir el hecho que muchos estudios negativos no son publicados. Resumiendo,
ninguno de los hallazgos para localizaciones específicas son suficientemente
importantes como para proveer una base cuantitativa que permita reevaluar las
estimaciones actuales de la probabilidad de cáncer mortal procedentes de los
estudios de dosis altas.
5) DISCRIMINACION DE LAS DOSIS OBTENIDAS DEL PERSONAL
OCUPACIONALMENTE EXPUESTO EN EL INSTITUTO ANGEL ROFFO.
a) MEDICINA NUCLEAR.
Informes Medicina Nuclear:
4536 4535 4553 4581 4633
b) RAYOS X.
Informes Rayos X:
4613 4612 4653
I
SUMATORIA DE LAS DOSIS DE LOS INFORMES
EMITIDOS.
Medicina Nuclear
MES
Hp(10)
Personal
ENERO
FEBRERO
MARZO
ABRIL
MAYO
Lecturas
Dosis Total
8
12
10
10
11
Hp(10)
Personal
2.49
1.11
2.05
2.4
1.87
0
0
19
19
19
51
0
0
<0.10
4.56
1.12
57
9.92
Dosis Promedio Mensual
0.19 mSv
Dosis Máxima Individual
Mes de ocurrencia
0.91 mSv
Marzo
6)
Rayos X
5.68
0.10 mSv
4.56 mSv
Abril
CONCLUSIONES:
Se puede observar que las dosis están por debajo de los límites establecidos.
Límites:
En Medicina Nuclear el límite de dosis efectiva es 20 milisievert en un año. Este
valor debe ser considerado como el promedio en cinco años consecutivos (100
milisievert en 5 años, no pudiendo excederse 50 milisievert en un único año.
En Rayos X la irradiación uniforme de todo el cuerpo no puede exceder 50 milisievert
por año.
No obstante, la dosis de 4,56 mSv recibida en el mes de abril en Rayos X, es una
dosis alta, comparativamente con la historia dosimétrica del sector,lo que justificaría
el seguimiento de la práctica.
En el mes de mayo en Rayos X, se observa una dosis de 1,2 mSv correspondiente a
Guidi, Marta quien el último mes utilizó el dosímetro por encima del delantal
plomado. Evidenciando la existencia de dosis.
Como hallazgo se considera la sala del seriógrafo como la de mayor dosis dentro del
sector. Comprobándose mediante la utilización de dosímetros de área.
Bibliografía:
Curso de protección radiológica.
Nivel técnico.
Organizado por Autoridad Reguladora Nuclear.
República Argentina.
Curso de Post-Grado en protección radiológica y seguridad nuclear.
Organizado por Autoridad Reguladora Nuclear,
Universidad de Buenos Aires - Facultad de Ingeniería y
Ministerio de salud.
República Argentina.
ICRP-60. Recomndaciones 1990.
Comisión Internacional de Protección Radiológica.
Normas relativas a la instalación y funcionamiento de equipos generadores de
rayos X.
Ministerio de Salud.
Poder Ejecutivo Nacional.
República Argentina.
Norma: AR 8.2.4.
Uso de fuentes radiactivas no selladas en instalaciones de Medicina Nuclear.
Autoridad Reguladora Nuclear.
Presidencia de la Nación.
Norma IRAM 3684.
Seguridad Radiológica.
Servicios de dosimetría personal para la irradiación externa.
Radiación: dosis, efectos, riesgos.
Sociedad Argentina de Radioprotección.
República Argentina.
Radioprotección en aplicaciones médicas de las radiaciones ionizantes.
Editado por la Cámara de Instituciones de Diagnóstico Médico.
Autoridad Reguladora Nuclear.
República Argentina.