Dosimetría Radiológica

DOSIMETRÍA RADIOLÓGICA ING. ROBERTO ESTÉVEZ ECHANIQUE

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DOSIMETRÍA RADIOLÓGICA

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Primera edición: Quito, 2018

Dosimetría Radiológica © Roberto Estévez Echanique © Edifarm De las Azucenas N45-311 y Malvas www.edifarm.com.ec ISBN: 978-9942-30-542-8 Derechos de Autor: QUI-052867 4

Roberto Estévez Echanique

DOSIMETRÍA RADIOLÓGICA

Edifarm Quito - Ecuador 5

AGRADECIMIENTO A todos los actores que, durante 31 años de docencia universitaria en pregrado y posgrado, han hecho realidad este proceso cíclico de enseñanza – aprendizaje.

DEDICATORIA A Dios como: “El ser supremo” en nuestras vidas.

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ÍNDICE

INTRODUCCIÓN .............................................................................................................................. 10 MARCO TEÓRICO ............................................................................................................................ 11 OBJETIVOS TRAZADOS..................................................................................................................... 12 FUNDAMENTOS BIOLÓGICOS DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA .................................................... 13 DOSIMETRÍA ................................................................................................................................... 14 DOSIMETRÍA AMBIENTAL ................................................................................................................ 15 DOSIMETRÍA INDIVIDUAL ................................................................................................................ 15 DOSÍMETROS DE CUERPO ENTERO .................................................................................................. 16 DOSÍMETROS DE EXTREMIDADES (MUÑECA Y ANILLO) ................................................................... 16 DOSÍMETRO DE ABDOMEN ............................................................................................................. 18 DOSÍMETRO ESPECÍFICO PARA LA MEDICIÓN DE DOSIS EN ZONAS ESPECIALES ............................... 18 SUPLENTE ....................................................................................................................................... 19 DOSIMETRÍA CLÍNICA ...................................................................................................................... 19 LÍMITES DE DOSIS ............................................................................................................................ 21 FABRICACIÓN DE LOS DOSÍMETROS ................................................................................................ 21 TIPOS DE DOSÍMETROS ................................................................................................................... 22 DOSIMETROS OSL............................................................................................................................ 23 FLUORURO DE CALCIO .................................................................................................................... 24 FLUORURO DE LITIO ........................................................................................................................ 25 CÓMO FUNCIONA Y CÓMO SE USA ................................................................................................. 25 CURVA TL ........................................................................................................................................ 26 MÉTODO DE LECTURA ..................................................................................................................... 28 MUFLA THERMOLYNE 1300 ............................................................................................................. 29 LECTOR ........................................................................................................................................... 29 PRINCIPIO DE ALARA ....................................................................................................................... 29 DETECTORES GASEOSOS ................................................................................................................. 31 CÁMARA DE IONIZACIÓN ................................................................................................................ 31 CONTADOR PROPORCIONAL ........................................................................................................... 32 DETECTORES GEIGER-MÜLLER ......................................................................................................... 33 DETECTORES DE CENTELLEO............................................................................................................ 34 PROTECCIÓN CONTRA LA RADIACIÓN.............................................................................................. 35 ENFERMEDADES CAUSADAS POR RADIACIÓN.................................................................................. 38 CONSTITUCIÓN DE LA REPÚBLICA DEL ECUADOR ............................................................................ 40 7

CONVENIO: ..................................................................................................................................... 42 PROTECCIÓN CONTRA LAS RADIACIONES IONIZANTES .................................................................... 42 PROTECCIÓN RADIOLÓGICA ............................................................................................................ 45 PROTECCIÓN RADIOLÓGICA OCUPACIONAL .................................................................................... 47 EFECTOS BIOLÓGICOS PRODUCIDOS POR LA RADIACIÓN ................................................................. 54 EFECTOS HEREDITARIOS .................................................................................................................. 55 EFECTOS NO ESTOCÁSTICOS O DETERMINISTAS .............................................................................. 59 SÍNDROME AGUDO DE LA RADIACIÓN (SAR).................................................................................... 59 FALLA ORGÁNICA MÚLTIPLE............................................................................................................ 62 CONCEPTO DE DOSIS LETAL ............................................................................................................. 62 INFLUENCIA DE LA CALIDAD DE RADIACIÓN .................................................................................... 63 DISTRIBUCIÓN TEMPORAL DE LA DOSIS........................................................................................... 64 SÍNDROME CUTÁNEO RADIOINDUCIDO (SCR).................................................................................. 64 CLASIFICACIÓN DE LAS QUEMADURAS RADIOLÓGICAS (Portas, 2002) ............................................. 66 EFECTOS DETERMINÍSTICOS SOBRE OTROS ÓRGANOS..................................................................... 66 CONCLUSIONES ............................................................................................................................... 72 BIBLIOGRAFÍA ................................................................................................................................. 73

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TABLA DE FIGURAS

Figura 1 Dosímetros .................................................................................................................. 14 Figura 2 Dosimetría Ambiental ................................................................................................ 15 Figura 3 Dosímetro de cuerpo entero ...................................................................................... 16 Figura 4 Dosímetro de muñeca................................................................................................ 16 Figura 5 Dosímetro de anillo ................................................................................................... 17 Figura 6 Dosímetro de Abdomen ............................................................................................. 18 Figura 7 Dosímetros de cristalino ............................................................................................ 18 Figura 8 Dosímetro de cabeza ................................................................................................. 19 Figura 9 Dosimetría clínica de radioterapia.............................................................................. 20 Figura 10 Tamaño de dosímetro – fabricación de dosímetros .................................................. 21 Figura 11 Dosímetro lapicero .................................................................................................. 22 Figura 12 Dosímetros de película fotográfica ........................................................................... 22 Figura 13 Picos de radiación .................................................................................................... 23 Figura 14 Dosímetros OSL ....................................................................................................... 23 Figura 15 Dosímetros TSL ........................................................................................................ 24 Figura 16 Curva TL ................................................................................................................... 25 Figura 17 Dosímetro FILM ....................................................................................................... 26 Figura 18 Intensidad de luz emitida ......................................................................................... 27 Figura 19 Criterios básicos d seguridad radiológica .................................................................. 28 Figura 20 Cristales de dosímetro trampas ................................................................................ 28 Figura 21 Mufla Thermolyne 1300 ........................................................................................... 29 Figura 22 Lector modelo 350C ................................................................................................. 29 Figura 23Normas básicas de protección radiológica ................................................................ 31 Figura 24Cámaras de ionización .............................................................................................. 32 Figura 25Contador proporcional - detector de fotones ............................................................ 33 Figura 26 Detectores Gelger-Muller ........................................................................................ 34 Figura 27 Detectores de Centelleo .......................................................................................... 35 Figura 28 Prohibido el paso a mujeres embarazadas ............................................................... 36 Figura 29 Prohibido el acceso a menores de edad ................................................................... 37 Figura 30 Etiquetas, símbolos y señales de precaución ............................................................ 38 Figura 31 Dosis efectivas y sus efectos .................................................................................... 39

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INTRODUCCIÓN La Dosimetría de las Radiaciones Ionizantes se ocupa de la medida de la dosis absorbida por un material o tejido como consecuencia de su exposición a las radiaciones ionizantes presentes en un campo de radiación.

La dosis absorbida se define como la energía absorbida por unidad de masa y depende de la naturaleza y características del campo de radiación, del material o tejido irradiado y de los complejos procesos de interacción materia-radiación.

Cuando el objeto de la medida de dosis es el cuerpo humano, se habla de Dosimetría Personal y su finalidad es, en este caso, prevenir o limitar la aparición de efectos nocivos producidos por la radiación.

El objetivo de la dosimetría es medir las dosis absorbidas (cualquier otra magnitud radiológica relacionada), para realizar la vigilancia radiológica de los trabajadores expuestos a las radiaciones ionizantes. En una instalación se pueden realizar dos tipos de medida: •

Medida de la tasa de exposición o tasa de dosis absorbida en las áreas de trabajo (dosimetría ambiental) con equipos que registren en puntos clave de la instalación.

•

Medida periódica de las dosis acumuladas por cada individuo durante su jornada laboral (dosimetría personal), utilizando dispositivos que registren las dosis que recibe individualmente cada persona en esa instalación.

Una de las herramientas fundamentales en el control de los efectos biológicos nocivos que pueden producir las radiaciones ionizantes es la cuantificación de la dosis efectiva recibida por los trabajadores, a fin de lograr la máxima seguridad durante el empleo de las radiaciones ionizantes.

Para lograr los mejores estándares de seguridad es necesario contar con un servicio de dosimetría personal confiable. Esta confiabilidad se logra a partir de una correcta organización y, fundamentalmente, una sólida formación técnica de sus profesionales.

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En este documento se describe en detalle un servicio de dosimetría personal, desde su parte organizativa hasta su desarrollo técnico.

Además, se presentan los fundamentos básicos de la Protección Radiológica y se describen los principios básicos de funcionamiento de los detectores de radiación ionizante, más comúnmente utilizados en la dosimetría personal.

MARCO TEÓRICO En los últimos tiempos con el incremento de la aplicación de nuevas tecnologías en Radioterapia, es una necesidad elevar los niveles de precisión en las dosis entregadas en los tratamientos radiantes.

La dosimetría en vivo es una de las maneras que existen para la comprobación final de los niveles de precisión en las dosis entregadas a los pacientes y la corrección de posibles errores que van en detrimento de los resultados terapéuticos de esta modalidad de tratamiento en las enfermedades neoplásicas.

La dosimetría de las radiaciones en el ámbito de la radio protección personal tiene por objetivo, la evaluación de una magnitud capaz de expresar los daños causados por la radiación sobre el organismo humano. Aquí veremos algunas de las magnitudes utilizadas en dosimetría de la radiación.

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OBJETIVOS TRAZADOS OBJETIVO GENERAL •

Conocer las cantidades operacionales para el monitoreo individual externo.

•

Describir y explicar los diferentes tipos de detectores de radiación ionizante.

•

Describir las principales características de los detectores de radiación.

•

Explicar los principios de operación de los dosímetros de película termoluminiscentes y de lectura directa.

•

Describir el uso y selección de los dosímetros personales.

OBJETIVO ESPECIFICOS •

Conocer la clasificación de personas ocupacionalmente expuestas.

•

Dar a conocer los diferentes tipos de dosimetría.

•

Explicar que es la dosis equivalente personal Hp(d)

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FUNDAMENTOS BIOLÓGICOS DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Las características de los efectos biológicos de las radiaciones ionizantes son la base para las recomendaciones tendientes a un uso seguro de las mismas.

En 1921 se creó el Comité Británico de Rayos X y Protección a la Radiación, primera organización nacional para la protección radiológica.

En 1928 la primera acción internacional fue llevada a cabo en el Segundo Congreso Internacional de Radiología, estableciendo la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP, en inglés), órgano independiente de cualquier gobierno, que congrega especialistas de diferentes países y cuyo objetivo es dar recomendaciones actualizadas sobre el uso seguro de las radiaciones ionizantes. El ICRP publicó sus primeras recomendaciones en el año 1931.

Estas recomendaciones están referidas a la protección del hombre frente a las radiaciones ionizantes, teniendo en cuenta que ellas son solo uno de los muchos peligros que enfrenta. Enfatizan el concepto de que las radiaciones deben ser tratadas con cuidado más que con miedo, y que para realizar evaluaciones y para la toma de decisiones, sus riesgos deben ser analizados en perspectiva teniendo en cuenta los riesgos asociados con otras actividades humanas.

El propósito principal es proveer un adecuado nivel de protección para el hombre, compatible con el uso de las radiaciones en aquellas prácticas en las que su empleo sea beneficioso.

En el caso de los efectos determinísticos, dada la existencia de una dosis umbral bien definida, la prevención se logra fácilmente haciendo que las dosis no excedan ciertos límites, seleccionados suficientemente por debajo de este valor umbral. La protección en este caso puede ser absoluta.

La situación es diferente en el caso de los efectos estocásticos. Dada la ausencia de dosis umbral, estos efectos no pueden ser evitados en forma absoluta mediante la fijación de niveles aceptables. Solamente se pueden aplicar criterios que permitan reducir los riesgos a niveles aceptables. Frente a

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un caso de enfermedad maligna, es imposible establecer su relación causal con una exposición a la radiación (el efecto es inespecífico), por lo tanto, la información disponible sobre carcinogénesis humana debida a la radiación se basa en estudios epidemiológicos de naturaleza estadística efectuados en grupos de población irradiados con dosis relativamente altas. En este punto, las bases de las recomendaciones del ICRP es la relación lineal sin umbral entre la probabilidad de inducción de efectos estocásticos y la dosis. En este contexto, para estimar el riesgo de muerte por cáncer radio inducido se recomienda aplicar un coeficiente de 4 % por Sv en el ámbito de la radio protección ocupacional y 5 % por Sv en el caso del público. Esto se debe a que los trabajadores ocupacionalmente expuestos se encuentran dentro de un rango etario de 18 a 65 años, quedando excluidos la población infantil, cuyo riesgo de cáncer radio inducido es más elevado.

DOSIMETRÍA La dosimetría de las radiaciones ionizantes forma parte de la radiología y se ocupa de la medida de la dosis absorbida por un material o un tejido como consecuencia de su exposición a radiaciones ionizantes presentes en un campo de radiación, operación que se realiza con unos detectores especialmente calibrados llamados dosímetros.

La dosis absorbida se define como la energía absorbida por unidad de masa y depende de la naturaleza y características del campo de radiación, del material o tejido irradiado y de los complejos procesos de interacción materia-radiación.

Figura 1 Dosímetros

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DOSIMETRÍA AMBIENTAL Es la dosimetría practicada en la determinación de dosis en zonas o en general en ambientes en los que se requiere evaluar el riesgo radiológico. Actualmente se dispone de dos configuraciones para la medición de dosis ambiental: Dosímetros ambientales para el exterior: el diseño en forma de esfera de este tipo de dosímetros los hace especialmente adecuados para la determinación de la dosis en el exterior de las instalaciones.

Dosímetros ambientales para el interior: Se los aplica para la medida de dosis ambiental en el interior de las instalaciones.

Figura 2 Dosimetría Ambiental

DOSIMETRÍA INDIVIDUAL Se define a la estimación de dosis equivalente, profunda y superficial que recibe un trabajador profesionalmente expuesto a las radiaciones ionizantes, las cuales se obtienen mediante la lectura del dosímetro asignado y llevado por la persona durante todo su jornada laboral.

El servicio ofrecido debe ser mensual y dosímetros asignados deberán estar claramente etiquetados incluyendo tanto los datos del usuario como el código de barras único que permite la trazabilidad del mismo.

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Los diferentes tipos de dosímetros individuales clasificados según su colocación son: •

Dosímetros de cuerpo entero

•

Dosímetros de extremidades

•

Dosímetros específicos para la medición de dosis en zonas especiales

DOSÍMETROS DE CUERPO ENTERO El control dosimétrico habitual se realiza mediante los dosímetros individuales denominados de cuerpo entero, calibrados en dosis equivalente individual superficial y profunda. Van protegidos por una caja de policarbonato transparente y con una pinza para la correcta colocación del dosímetro.

Dosis equivalente superficial: es la dosis equivalente de un tejido blando situado en un lugar específico del cuerpo, a una

Figura 3 Dosímetro de cuerpo entero

profundidad apropiada para radiación débilmente penetrante.

Dosis equivalente profunda: es la dosis equivalente de un tejido blando situado en un lugar específico del cuerpo, a una profundidad apropiada para medir la radiación fuertemente penetrante.

Normas básicas de uso:

•

El dosímetro es personal e intransferible

•

Debe llevarse durante toda la jornada laboral

•

Se lo debe colgar en el torso y debe ser visible parte en la que consta el nombre del usuario.

DOSÍMETROS DE EXTREMIDADES (MUÑECA Y ANILLO) DOSÍMETRO DE MUÑECA:

Figura 4 Dosímetro de muñeca

En el caso de personas que por su tipo de trabajo precisen de la evaluación de la dosis equivalente en extremidades, se puede utilizar adicionalmente al dosímetro de cuerpo entero

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el dosímetro de muñeca. Este tipo de dosímetro se recomienda para su uso en Radiodiagnóstico, Radioterapia. Tienen la misma configuración que el dosímetro de cuerpo entero y se envían al usuario identificados de la misma manera que estos, además están protegidos con policarbonato transparente y poseen una correa para su colocación a modo de reloj.

Normas básicas de uso: •

El dosímetro es personal e intransferible

•

Debe colocarse debajo de cualquier tipo de protección radiológica que se utilice como el mandil plomado.

•

Se debe colocar en la extremidad más expuesta a la radiación por el usuario en función del procedimiento de su trabajo.

DOSÍMETRO DE ANILLO: En el caso de personas que por su tipo de trabajo precisen de la evaluación de la dosis equivalente en las manos, se puede utilizar dosímetros de anillo calibrados en dosis equivalente individual superficial. Este tipo de dosímetro se lo envía al usuario en una bolsa minigrip transparente con una etiqueta en la que constan los datos del usuario, del dosímetro, del centro de trabajo y el mes de uso del mismo. Este tipo de dosímetro es especialmente adecuado para personas que laboran en Medicina Nuclear y en Radiofármacos.

Normas básicas de uso: •

Debe colocarse debajo de cualquier tipo de protección radiológica que se utilice en las manos como por ejemplo guantes plomados.

•

Debe colocarse en la mano más expuesta a la radiación por el usuario. Figura 5 Dosímetro de anillo

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DOSÍMETRO DE ABDOMEN |Dosímetros utilizados durante el embarazo que se ubican en el abdomen con la finalidad de estimar la dosis absorbida por el

Figura 6 Dosímetro de Abdomen

feto.

•

Tienen la misma configuración que el dosímetro de cuerpo entero y se envían al usuario identificados de la misma manera que éstos. Son siempre de color verde. El color azul y amarillo de los meses pares e impares se aprecia en la placa interior.

•

Van protegidos por una caja de policarbonato transparente y con una pinza para la correcta colocación del dosímetro.

Normas básicas de uso: •

Deben colocarse en el abdomen y por debajo de cualquier protección que se utilice.

DOSÍMETRO ESPECÍFICO PARA LA MEDICIÓN DE DOSIS EN ZONAS ESPECIALES

Figura 7 Dosímetros de cristalino

Dosímetro para el cristalino

En el caso de personas que por su tipo de trabajo precisen de la evaluación de la dosis equivalente en el cristalino se puede utilizar: Dosímetro de cabeza: calibrados en dosis equivalente individual superficial y profunda, se los coloca en la frente con el nombre del usuario visible y de manera que la ventana quede en la parte inferior más cercana a los ojos.

Tienen la misma configuración que el dosímetro de cuerpo entero al igual que su manera de ser enviados al usuario, son protegidos por policarbonato transparente y poseen una correa para su colocación alrededor de la cabeza.

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Figura 8 Dosímetro de cabeza

SUPLENTE Para la determinación de la dosis del personal eventual, los dosímetros de suplencia son dosímetros NO nominales, de modo que la asignación de dosis la realiza el responsable de protección radiológica de la instalación.

En el caso de que se desee que la dosis registrada quede consignada en una ficha dosimétrica a nombre del trabajador deberá dar de alta al usuario.

Estos dosímetros se envían con la misma periodicidad que los dosímetros nominales y no pueden ser utilizados por varias personas durante el mismo mes.

Se pueden solicitar todas las configuraciones descritas anteriormente como dosímetro de suplencia: cuerpo entero, muñeca y anillo.

DOSIMETRÍA CLÍNICA Mediante la Dosimetría Clínica se calcula, de manera individualizada, la dosis de radiación recibida por los pacientes. Adquiere máxima importancia en radioterapia, donde las dosis suministradas son muy elevadas, en cuyo caso se emplean programas informáticos muy potentes para determinar, con gran exactitud, la distribución de la dosis en los volúmenes tumorales y otros órganos de interés.

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Dosimetría Clínica en Radioterapia : utilizando la información recogida durante la dosimetría física de las unidades de tratamiento de radioterapia, y recabando previamente información anatómica sobre el paciente (en forma de imágenes de TAC, placas radiográficas, simulación de tratamiento previa, etc), se realiza un cálculo de la distribución de dosis de radiación que será absorbida por el paciente, tanto en el volumen tumoral como en otros tejidos u órganos de interés, de acuerdo con la prescripción de dosis definida por el médico radioterapeuta. El cálculo dosimétrico suele ser bastante complejo, por lo que se requiere de la ayuda de programas especializados de planificación y cálculo (sistemas de planificación). El resultado final es un informe dosimétrico en el que se detalla, para cada caso individual, todos aquellos parámetros físicos y geométricos a tener en cuenta para llevar a cabo el tratamiento según la prescripción del oncólogo radioterapeuta.

Dosimetría Clínica en Medicina Nuclear: el Servicio de Radio física dispone de los medios suficientes para hacer una valoración de las dosis de radiación absorbidas por los distintos órganos de interés en aquellos pacientes sometidos a diagnóstico o tratamiento con radio nucleídos no encapsulados, especialmente en aquellos casos en los que se manejan actividades elevadas.

Dosimetría Clínica en Radiodiagnóstico: utilizando la información recogida durante la dosimetría física y los controles de calidad, el Servicio de Radio física calcula la dosis de radiación recibida por el paciente debida a exploraciones diagnósticas con rayos X. Existen unos niveles de referencia descritos en la legislación vigente para cada tipo de exploración que no deben ser sobrepasados.

Figura 9 Dosimetría clínica de radioterapia

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LÍMITES DE DOSIS

FABRICACIÓN DE LOS DOSÍMETROS

Figura 10 Tamaño de dosímetro – fabricación de dosímetros

➢ Para fabricar dosímetros en forma de pastilla se mezclaron 4g de teflón y 2g de CaSO4 en un medio frío utilizando nitrógeno líquido por alrededor de 20 minutos hasta formar una mezcla homogénea. Luego usando una cantidad de 25mg de la mezcla con ayuda de una cuchara se colocó dicha mezcla en un dado y se aplicó presión. ➢ Posteriormente se aplicó un proceso de sinterizado a las pastillas obtenidas, se colocaron dentro de una mufla marca Thermolyne aplicando una temperatura desde 40 °C hasta 400° C por 5 horas, se pueden fabricar 336 dosímetros en forma de pastilla con un diámetro de 5mm y espesor 1mm.

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TIPOS DE DOSÍMETROS ➢ DOSIMETROS DE BOLSILLO Son cámaras de Ionización de bolsillo, también denominados dosímetros de pluma por su apariencia externa de pluma o

Figura 11 Dosímetro lapicero

lapicero, que basan su funcionamiento en el efecto condensador.

Estos dosímetros están constituidos por una pequeña cámara de ionización de aire, un electrómetro de hilo de cuarzo y un microscopio elemental que permitirá observar la posición del hilo de cuarzo, la lectura de dosis se realiza directamente observando a través del microscopio la posición de la fibra de cuarzo proyectada sobre la escala. ➢ VENTAJA

Son sencillos y de fácil lectura por el propio interesado, sus grandes inconvenientes para su uso como dosímetros personales que su trabajo habitual radica en que no se pueden usar durante periodos largos de tiempo puesto que las imperfecciones en los n lugar a una descarga lenta de esta aunque no sea sometida a ningún campo de radiación ionizante aislantes de la cámara de Ionización.

Por otro lado son sensibles a la humedad, temperatura y golpes mecánicos y por último el intervalo de exposición que pueden medir es muy limitado del orden de 0 a 200mR.

Figura 12 Dosímetros de película fotográfica

➢ DOSIMETRO DE PELICULA FOTOGRAFICA El principio en el que se basan es que la exposición de una emulsión fotográfica por radiación seguido del revelado provoca une ennegrecimiento que medido mediante un micro densitómetro es proporcional a la dosis de radiación a la que hayan estado sometidas.

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➢ VENTAJAS: Las películas reveladas constituyen una prueba documental permanente y pueden

archivarse

para

formar

parte del

historial

dosimétrico del trabajador.

Figura 13 Picos de radiación

Posibilidad de determinar la dirección del haz incidente de radiación sobre el dosímetro por la imagen proyectada por los filtros sobre la película fotográfica.

En el caso de instalaciones en que se pueda dar contaminación por Radio nucleídos se puede investigar

la

existencia

de

contaminantes

superficiales. ➢ INCOVENIENTES

El umbral de detección y la sensibilidad hacen que no sea el sistema idóneo para medir dosis.

Muy bajas o muy elevadas, incluso utilizando película de doble emulsión.

La dependencia energética hace que sean necesarios los filtros para corregir la medida.

No son de material equivalente a tejido biológico.

DOSIMETROS OSL

Figura 14 Dosímetros OSL

Es un nuevo dosímetro basado en tecnología OSL, que se puede definir como luminiscencia por estimulación óptica y está formado por cuatro cristales de óxido de aluminio.

Es el sistema más moderno y preciso para hacer dosimetría personal y su funcionamiento es parecido al de TLD. Cuando la radiación incide sobre el dosímetro excita a los

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electrones de la red cristalina, haciendo que queden atrapados en “trampas” de la propia red. Al regresar los dosímetros para evaluación de dosis, se colocan en el lector en donde son iluminados con luz en la región.

Esta luz hace que los algunos de los electrones atrapados regresen a su estado base, emitiendo luz en la región del azul, la cual es registrada por un tubo fotomultiplicador. Esta luz es una medida de la cantidad de radiación que recibió el dosímetro. ➢ DOSIMETROS TERMINOLIMINISCENTES Un TLD calcula la exposición a la radiación ionizante mediante la medición de la cantidad de luz visible emitida desde un cristal en el detector cuando éste se ha calentado. Cuanta más luz es emitida, mayor es la dosis. Los TLD se utilizan para monitorear los entornos de alto riesgo, tales como las instalaciones de pruebas nucleares.

Hay dos grandes tipos TLD. FLUORURO DE CALCIO "Termoluminiscente" significa "luz emitida por el calor". Es necesario que el material del TLD "lea" la radiación transparente a la luz que emite. Mientras que muchos materiales diferentes pueden ser utilizados para este Figura 15 Dosímetros TSL

propósito, hay dos que se utilizan con más frecuencia. El fluoruro de calcio es uno de ellos. Conocido como el "material de ventana" en uso en laboratorio, el fluoruro de calcio es lo suficientemente transparente para que el TLD registre con precisión los niveles de radiación gamma. El TLD de fluoruro de calcio se utiliza principalmente para la detección de la exposición a la radiación en el medio ambiente.

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FLUORURO DE LITIO El fluoruro litio es el otro material de uso común para

Figura 16 Curva TL

los TLD. Además de la radiación gamma, también se utiliza

para

detectar

la

exposición

a

la

radiación ionizante de las partículas beta y neutrones en reactores nucleares. El TLD de fluoruro de litio se utiliza generalmente para detectores de radiación personales,

tales

como

los

usados

por

los

trabajadores en el tronco que dan lecturas de todo el cuerpo, o la versión de extremidades que detecta los niveles de exposición de radiación a las manos.

CÓMO FUNCIONA Y CÓMO SE USA La cantidad de luz emitida por un cristal TLD es pequeña. Para leer la salida correcta, se coloca en un cuarto oscuro equipado con un tubo fotomultiplicador, un recipiente vacío que es extremadamente sensible a la luz. Cuando el chip se calienta, el fotomultiplicador convierte la luz en una señal electrónica que se amplifica a continuación. El resultado se denomina "curva de resplandor" y la región por debajo de esta curva es directamente proporcional a la cantidad

de

radiación absorbida en el chip. Al monitorear la exposición de todo el cuerpo, un cristal TLD se coloca debajo de cada filtro en el dispositivo que se utiliza como un cinturón de clip en una chaqueta. Cuando se utiliza como un monitor de dedo, el cristal TLD se coloca en un pequeño hueco de un anillo de plástico y es cubierto con una etiqueta de identificación de protección.

Los DTLS son los detectores con mayor demanda ya que presentan las siguientes características: Retienen los portadores capturados por tiempos suficientemente largos a la temperatura existente en los puntos de medida. •

Presentan alta intensidad de emisión de luz terminoluminiscente. Tienen respuesta lineal en un amplio intervalo de dosis.

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•

Número atómico efectivo análogo al tejido blando, son pequeños y estables.

CURVA TL Para analizar el comportamiento de un material TL así como para evaluar la dosis absorbida por un cristal TL resulta de especial interés registrar la denominada curva de emisión TL o glow curve.

Esta curva representa la intensidad de luz emitida por el cristal en función de la temperatura del mismo durante el proceso de calentamiento, para cada material esta curva presenta picos característicos bien definidos. ➢ DOSÍMETRO PERSONAL TIPO FILM MONITORES El dosímetro personal es un detector de radiaciones de tipo ionizantes, tales como las provenientes de los equipos de radiodiagnóstico o fuentes radiactivas, cuyo principal objetivo es integrar las dosis de radiación recibidas por el personal ocupacionalmente expuesto a

Figura 17 Dosímetro FILM

dicho agente de riesgo, durante un determinado periodo

.

Los resultados provenientes del análisis de los dosímetros

personales

permiten

evaluar

cuantitativamente el grado de exposición ocupacional del personal que se desempeña en los distintos servicios. Esta información, es fundamental a la hora de determinar si las dosis de radiación recibidas por el personal están o no, dentro de los límites establecidos como razonablemente seguros en las legislaciones vigentes. ➢ ANALIZADOR DTL Aparato electrónico diseñado para medir la altura de la curva de brillo o el área bajo la curva, y algunos relacionan automáticamente ese dato con la dosis recibida por medio de un factor de conversión.

Al ser expuesto a la radiación, el DTL absorbe energía y la almacena en forma de electrones excitados en el interior de la red cristalina, al calentar el 26

dispositivo, los electrones vuelven a su estado des excitado, emitiendo la energía en forma de luz visible. La cantidad de luz emitida se mide con un tubo FM y es proporcional a la cantidad de radiación absorbida.

Una vez irradiado, el elemento fosforescente de DTL se coloca sobre una placa especial, para ser analizado, por el analizador de DTL. La temperatura de la placa se puede controlar con total precisión.

Directamente enfocado hacia la placa se coloca un tubo FM. La placa y el tubo FM se encuentran en el interior de una cámara aprueba de luz.

La señal de salida del tubo FM es amplificada y se muestra en un medidor o en una gráfica de papel, a medida que sube la temperatura de la placa, la emisión de luz aumenta de forma irregular, hecho que se registra en una Curva de Brillo resultante del uso de los “analizadores de DTL”: Existen varios picos en la curva que se deben a la transición electrónica en el interior del cristal TL.

Figura 18 Intensidad de luz emitida

El pico más elevado y el área bajo la curva son directamente proporcionales a la energía de la radiación

ionizante

que

absorbe

el

material

termoluminiscente Una ventaja es el tamaño de los dosímetros y las diferentes formas:

Los dos tamaños más frecuentes son las varillas rectangulares de 1×1×6 mm, los cuadrados planos de 3×3×1 mm.

En forma de polvo, lo cual permite irradiarlos en cualquier configuración.

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➢ VENTAJAS

Figura 19 Criterios básicos d seguridad radiológica

Son reutilizables: una vez irradiados, a energía absorbida por el DTL permanece almacenada hasta que se libera en forma de luz por calentamiento

durante

el

análisis.

Este

calentamiento devuelve el cristal a su estado original y lo deja listo para la siguiente exposición.

Responde proporcionalmente a la dosis: si ésta se duplica, la respuesta del DTL también lo hará.

Es muy robusto y su reducido tamaño lo hace muy útil para el control de dosis en áreas pequeñas, como las cavidades corporales.

No responde a ionizaciones individuales, por lo que no puede utilizarse como instrumento de medida en modo tasa. Sólo sirve para medidas de tipo integral y no proporciona resultados inmediatos.

Sistema extremadamente sensible y preciso de dosimetría de radiación para controlar la exposición del personal y medir las dosis que reciben los pacientes durante los procesos terapéuticos y diagnósticos: Son un tipo relativamente nuevo de dispositivos personales para controlar la radiación.

MÉTODO DE LECTURA Figura 20 Cristales de dosímetro trampas

Una vez que el cristal ha sido irradiado, los electrones/huecos se quedan atrapados en las trampas.

La forma de liberarlos de las trampas es mediante calor.

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Los cristales son introducidos en un horno y se cuentan los fotones visibles producidos a cada temperatura, lo que se corresponde con una dosis determinada.

Al ser liberados los electrones/huecos de las trampas, el cristal no puede volver a leerse, pero queda listo para un nuevo uso.

MUFLA THERMOLYNE 1300

Figura 21 Mufla Thermolyne 1300

Para dar el tratamiento térmico a los dosímetros se utilizó una mufla de la marca Thermolyne, los dosímetros se colocaron en una caja Petri hecha de vidrio pyrex, la lectura de la temperatura es mostrada por un panel numérico digital.

LECTOR El lector utilizado para los dosímetros fue en harshaw modelo 350c con la capacidad de leer un dosímetro a la vez, va conectado a una computadora la cual tiene el software WinREMs donde muestra las curvas de

Figura 22 Lector modelo 350C

brillo y guarda en un mismo archivo las lecturas correspondientes a cada material que se indique.

El lector utiliza calentamiento por contacto con un circuito cerrado del sistema de retroalimentación que produce linealmente un una rampa de temperaturas dentro de 1°C a 400°c en el lector Standard con la opción de altas temperaturas.

PRINCIPIO DE ALARA

Desde 1980 el principio ALARA ha formado parte de las normas básicas de seguridad introducidas progresivamente en la legislación de cada uno de los países.

ALARA que significa en ingles “As Low As Reasonabl y Achievable” y en español “tan baja como razonablemente sea alcanzable”. Significa que, desde

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todo el trabajo se busque la manera de reducir la dosis que reciben los operarios.

Este es uno de los principios básicos para establecer cualquier medida de seguridad radiológica. Para lograr esto hay que cumplir tres criterios básicos: distancia, blindaje y tiempo, así que a mayores distancia, menos radiación. A menor tiempo de exposición, menor irradiación y la creación de una barrera también disminuyen la radiación. También se utilizan estos criterios q son los de justificación y limitación según el cual todas las exposiciones a las radiaciones ionizantes deben ser mantenidas tan bajas como sea razonablemente posible.

Lógicamente esos niveles están fijados muy por debajo de los límites para los cuales la radiación tenga un efecto determinista (efectos que se producen al superar un umbral de radiación), pero el estar expuesto a la radiación aunque sea a esos niveles bajos incrementa la probabilidad de desarrollar efecto estocásticos (aumentar la probabilidad de desarrollar cáncer).

Para evitar esos efectos y aunque haya unos límites siempre se tendrá en cuenta el principio ALARA. Se tomarán medidas para reducir la dosis hasta que el coste de cualquier medida adicional sea mayor que el valor de la reducción del detrimento para la salud que con ella se consiga. Tres criterios se usan para aplicar el principio ALARA: •

Distancia, a cuanta más estemos de la fuente radiactiva menor dosis recibiremos.

•

Blindaje, un buen blindaje puede ser suficiente para reducir la dosis a niveles bajos, podríamos poner todas las paredes o cristales plomados que quisiéramos pero el coste aumenta según aumenta el tamaño por lo que hay que llegar a un equilibrio.

•

Tiempo, cuanto menos pasemos cerca de una fuente radiactiva menor será la dosis, así que se tenderá a estar el mínimo. Prácticamente desde el principio del uso de la radiactividad se supo de su efecto dañino pero no se disponía de estudios suficientes para cuantificarlo adecuadamente.

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Figura 23Normas básicas de protección radiológica

DETECTORES GASEOSOS Constan de un gas encerrado en un recipiente de paredes tan delgadas como sea posible para no inferir con la radiación que llega.

Los iones positivos y negativos producidos por la radiación dentro del gas se recogen directamente en un par de electrodos a los que se aplica un alto voltaje.

La corriente eléctrica así inducida, en general es en forma de pulsos de corta duración; estos pulsos son contados directamente o activan un medidor de corriente, o pueden ser conectados a una bocina. Esta medida de ionización puede transformarse directamente a unidades de exposición (Roentgen) En un detector gaseoso puede usarse cualquier gas (incluso aire).

Normalmente se usa una mezcla de gas inerte (argón) con un gas orgánico; el primero ayuda a impedir la degradación y el segundo cede fácilmente electrones para recuperar las condiciones iniciales después de una descarga.

Cada gas tiene diferente potencial de ionización (energía necesaria para producir una ionización); para las mezclas más comunes este es alrededor de 34Ev. CÁMARA DE IONIZACIÓN El detector más sencillo de este tipo es la cámara de ionización, que se puede considerar como un condensador plano-paralelo en la que la región entre los planos esta rellena de un gas, usualmente aire. El campo eléctrico en esta región evita que los iones se recombinen con los electrones y se puedan

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interpretar que en esta situación los electrones se dirigen al electrodo positivo, mientras que los iones cargados positivamente lo hacen al negativo.

Normalmente se usa la cámara de ionización como monitor de radiación, La intensidad de la radiación es recogida como una corriente que representa la interacción de muchas radiaciones durante el tiempo de respuesta de la

Figura 24Cámaras de ionización

cámara. La corriente de

salida

es

proporcional tanto a la actividad de la fuente y a la energía de las radiaciones (radiaciones de mayor energía dan una mayor ionización y por tanto una mayor respuesta).

CONTADOR PROPORCIONAL Para lograr observar pulsos individuales, debemos aumentar el voltaje aplicado (superando los 1000V). de este modo el mayor campo eléctrico es capaz de acelerar los electrones lo suficiente como para que estos puedan generar ionizaciones secundarias. Los electrones secundarios acelerados producen nuevas ionizaciones, con lo que finalmente se genera una avalancha o cascada de ionizaciones.

Debido a que la señal de salida de un contador proporcional proviene principalmente del proceso de avalancha, el cual ocurre muy rápidamente, el tiempo de deriva de los electrones primarios desde el punto de formación del ion original hasta la vecindad del ánodo donde ocurre la avalancha. Este tiempo es del orden de los microsegundos, y por tanto, el contador puede trabajar en modo pulsado hasta ritmos de conteo del orden de 106 por segundo.

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Figura 25Contador proporcional - detector de fotones

DETECTORES GEIGER-MÜLLER Si el campo eléctrico es aumentado aún más, se alcanza la región Geiger Muller. En este caso, se pueden generar avalanchas secundarias en cualquier parte del tubo producidas por fotones emitidos por átomos excitados en la avalancha original.

La señal de salida de un contador Geiger consiste en los electrones recogidos de los muchos procesos de avalancha. El tiempo de recogida es del orden de 10-6, tiempo durante el cual los iones positivos no se mueven lejos de la región de la avalancha. Por tanto alrededor del ánodo queda una nube de iones cargados positivamente que reduce la intensidad del campo eléctrico que finalmente finaliza el proceso de avalancha.

El ciclo será completado después de que los iones positivos hayan alcanzado el ánodo y hayan sido neutralizados (lo que lleva 10-4-10-3 s).

Existe un problema durante su viaje los iones pueden ser acelerados y alcanzar el ánodo con la suficiente energía para liberar electrones y empezar el proceso de nuevo (debido a la naturaleza del proceso de avalancha múltiple en el tubo Geiger basta con un electrón para crear un pulso de salida). Para evitar que esto ocurra, se añade un segundo tipo de gas denominado “quenching gas “(gas de extinción) compuesto por moléculas orgánicas complejas como el etanol (mientras que el gas primario esta generalmente formado por moléculas simples como el argón). Una mezcla típica será: 90%argon y 10% etanol. La naturaleza molecular de este gas añadido evita la aparición de estos electrones finales.

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Figura 26 Detectores Gelger-Muller

DETECTORES DE CENTELLEO Existen muchos otros tipos de detector de radiación que no operan con la ionización de un gas. Uno de los más empleados es el llamado detector de centelleo. En él se aprovecha el hecho de que la radiación produce pequeños destellos luminosos en ciertos sólidos. Esta luz se recoge y transforma en un pulso eléctrico.

Los detectores de centelleo tienen algunas ventajas sobre los de gas. En primer lugar, un sólido, por su mayor densidad, es más eficiente en detener la radiación que un gas. Por lo tanto la eficiencia de un detector de centelleo es muy superior a la de uno de gas, especialmente para rayos gamma. En segundo lugar, el proceso de luminiscencia, o sea la absorción de radiación y la posterior emisión de luz, es muy rápido, disminuyendo el tiempo muerto.

El material que produce el destello se llama cristal de centelleo. Se selecciona para que tenga una alta eficiencia en absorber radiación ionizante y emitir luz (luminiscencia). Debe ser transparente para poder transmitir la luz producida, y debe estar a oscuras para que la luz ambiental no le afecte.

El material más empleado como cristal de centelleo en radiodiagnóstico es el yoduro de sodio activado con talio, NaI (T1). Es de costo bajo y es muy estable.

Otro muy común es el yoduro de cesio activado con talio, CsI (T1), y hay otros materiales inorgánicos de usos especiales. Por otro lado, especialmente para detectar neutrones, suelen emplearse materiales orgánicos como plásticos. De éstos los más importantes son el antraceno y el estilbeno. Para ciertas aplicaciones son útiles también los líquidos orgánicos.

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Con objeto de transformar la pequeña cantidad de luz producida por un cristal de centelleo en una señal eléctrica que se puede manejar con más comodidad, se pone en contacto con un dispositivo llamado fotomultiplicador.

El contacto debe ser óptico (por ejemplo con grasa transparente) para que no haya pérdidas. El tubo fotomultiplicador es un recipiente de vidrio sellado y a un alto vacío. La cara que está en contacto con el cristal de centelleo va cubierta en su interior por un material que emite electrones al recibir luz (fotocátodo) y opera como una celda fotoeléctrica. Estos electrones son acelerados y multiplicados en campos eléctricos secuenciales entre electrodos llamados dinodos, lográndose multiplicaciones de un millón de veces. En el último de ellos la señal eléctrica es suficientemente grande para poder ser manejada con amplificadores y analizadores de pulsos convencionales.

Figura 27 Detectores de Centelleo

PROTECCIÓN CONTRA LA RADIACIÓN Según el Reglamento a la Ley de Régimen del Sector Eléctrico: • Art 1. Dosis máxima permitida para personas ocupacionalmente expuestas.- No se podrá usar fuentes de radiación que den lugar a que una persona ocupacionalmente expuesta, reciba una dosis de radiación en exceso de los límites especificados a continuación:

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a) Para irradiación externa:

b) Para irradiación interna: Los valores de incorporación máxima permitida anualmente son los indicados en la Tabla N°1, si se trata de una mezcla de Radio nucleídos en proporciones conocidas, su valor correspondiente deberá ser igual o menor que 1, si se trata de una mescla de Radio nucleídos en proporciones desconocidas, su valor correspondiente deberá ser de la mezcla de menor valor permisible de incorporación.

NOTA: Las dosis específicas en este artículo no comprenden las dosis resultantes del fondo natural de radiación ni las que pueden recibir una persona por exámenes o tratamientos médicos que involucren el uso de radiación ionizante.

Figura 28 Prohibido el paso a mujeres embarazadas

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• Art 2. Dosis máxima permitida para la población en general.- La dosis de radiación que puede recibir la población en general por irradiación externa, no deberá exceder el diez por ciento (10%), de los valores especificados en el literal a) Art. Se exceptúa la tiroides de personas menores de 16 años, cuya dosis no deberá exceder de 150 mrem/año.

Para irradiación interna, los valores límites anuales de ingestión e inhalación de material radiactivo, son los indicados en la tabla N°2.

Para la incorporación de mezclas de Radio nucleídos, se seguirá un criterio igual al establecido en el literal b) del Art1 • Art 3. Exposición de menores de edad.- Se prohíbe el trabajo de personas menores de 18 años de edad en áreas de radiación

Figura 29 Prohibido el acceso a menores de edad

Inspecciones • Art 4. de reconocimiento: Todo licenciatario está obligado a solicitar a la CEEA (Comisión Ecuatoriana de Energía Atómica) que se realicen las inspecciones de reconocimiento para verificar el cumplimiento de las disposiciones de este reglamento.

Una inspección anual, por lo menos será obligación de parte de la CEEA, la cual se acreditará con el certificado correspondiente.

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• Art 5. Control de dosimetría personal: Todo licenciatario está obligado a usar detectores de control de dosimetría personal adecuaos, como dosímetros de bolsillo, dosímetros de película o dosímetros termoluminiscentes. La portación de estos dosímetros es obligatorio dentro de un área restringida.

• Art 6. Etiquetas, Símbolos y Señales de Precaución: El símbolo de radiación internacional es el adoptado en este reglamento y consiste en 3 hojas en forma de trébol, de color magenta o púrpura sobre fondo amarillo. Además de este símbolo deberán añadirse las señales de precaución correspondientes a cada área donde se genere o emita radiación; así mismo, todo envase de material radiactivo deberá llevar una etiqueta que identifique a una fecha determinada sus características: Nombre del radioisótopo, período de semi desintegración, actividad o tasa de exposición.

Figura 30 Etiquetas, símbolos y señales de precaución

ENFERMEDADES CAUSADAS POR RADIACIÓN Según el Reglamento de Seguridad Radiológica: • Art 129. Regla General: Para los efectos señalados en las leyes laborales y de seguridad social, se entenderá como enfermedades profesionales: a) Dosis de exposición acumulativa (cuerpo entero)

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De acuerdo a la constitución física del individuo, la exposición continua de radiación ionizante, sobre los niveles de radiactividad natural puede producir las siguientes enfermedades: 1. Lesiones Superficiales: Dermatitis, depilación y perdida de brillo de las uñas.

2. Lesiones Hematopoyéticas: Linfopenia, leucopenia, anemia, leucemia y pérdida de inmunidad específica.

3. Propensión a tumores malignos: Carcinoma de la piel y sarcoma.

4. Reducción del promedio de duración de la vida.

5. Aberraciones genéticas: Mutaciones genéticas directas o aberraciones cromosómicas.

6. Otros efectos: Cataratas lenticulares, esterilidad. b) Dosis de exposición única (cuerpo entero).

Las estadísticas de accidentes de sobreexposición a radiación y el empleo de explosivos con fine militares, han permitido establecer las relaciones de dosis efecto que constan en la siguiente tabla:

Figura 31 Dosis efectivas y sus efectos

NOTA: La radiación, como cualquier otro agente contaminante, presenta daño mayor en pacientes desnutridos.

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CONSTITUCIÓN DE LA REPÚBLICA DEL ECUADOR Salud

Según la Constitución de la República del Ecuador Asamblea Constituyente 2008:

Art. 358.- El sistema nacional de salud tendrá por finalidad el desarrollo, protección y recuperación de las capacidades y potencialidades para una vida saludable e integral, tanto individual como colectiva, y reconocerá la diversidad social y cultural. El sistema se guiará por los principios generales del sistema nacional de inclusión y equidad social, y por los de bioética, suficiencia e interculturalidad, con enfoque de género y generacional.

Art. 359.- El sistema nacional de salud comprenderá las instituciones, programas, políticas, recursos, acciones y actores en salud; abarcará todas las dimensiones del derecho a la salud; garantizará la promoción, prevención, recuperación y rehabilitación en todos los niveles; y propiciará la participación ciudadana y el control social.

Art. 360.- El sistema garantizará, a través de las instituciones que lo conforman, la promoción de la salud, prevención y atención integral, familiar y comunitaria, con base en la atención primaria de salud; articulará los diferentes niveles de atención; y promoverá la complementariedad con las medicinas ancestrales y alternativas. La red pública integral de salud será parte del sistema nacional de salud y estará conformada por el conjunto articulado de establecimientos estatales, de la seguridad social y con otros proveedores que pertenecen al Estado, con vínculos jurídicos, operativos y de complementariedad.

Art. 361.- El Estado ejercerá la rectoría del sistema a través de la autoridad sanitaria nacional, será responsable de formular la política nacional de salud, y normará, regulará y controlará todas las actividades relacionadas con la salud, así como el funcionamiento de las entidades del sector.

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Art. 362.- La atención de salud como servicio público se prestará a través de las entidades estatales, privadas, autónomas, comunitarias y aquellas que ejerzan las medicinas ancestrales alternativas y complementarias. Los servicios de salud serán seguros, de calidad y calidez, y garantizarán el consentimiento informado, el acceso a la información y la confidencialidad de la información de los pacientes. Los servicios públicos estatales de salud serán universales y gratuitos en todos los niveles de atención y comprenderán los procedimientos de diagnóstico, tratamiento, medicamentos y rehabilitación necesarios.

Art. 363.- El Estado será responsable de: 1. Formular políticas públicas que garanticen la promoción, prevención, curación, rehabilitación y atención integral en salud y fomentar prácticas saludables en los ámbitos familiar, laboral y comunitario. 2. Universalizar la atención en salud, mejorar permanentemente la calidad y ampliar la cobertura. 3. Fortalecer los servicios estatales de salud, incorporar el talento humano y proporcionar la infraestructura física y el equipamiento a las instituciones públicas de salud. 4. Garantizar las prácticas de salud ancestral y alternativa mediante el reconocimiento, respeto y promoción del uso de sus conocimientos, medicinas e instrumentos. 5. Brindar cuidado especializado a los grupos de atención prioritaria establecidos en la Constitución.

6. Asegurar acciones y servicios de salud sexual y de salud reproductiva, y garantizar la salud integral y la vida de las mujeres, en especial durante el embarazo, parto y postparto. 7. Garantizar la disponibilidad y acceso a medicamentos de calidad, seguros y eficaces, regular su comercialización y promover la producción nacional y la utilización de medicamentos genéricos que respondan a las necesidades epidemiológicas de la población. En el acceso a medicamentos, los intereses de la salud pública prevalecerán sobre los económicos y comerciales. 8. Promover el desarrollo integral del personal de salud.

Art. 365.- Por ningún motivo los establecimientos públicos o privados ni los profesionales de la salud negarán la atención de emergencia. Dicha negativa se sancionará de acuerdo con la ley.

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CONVENIO: Según la Organización Internacional del Trabajo: C115 - Convenio sobre la protección contra las radiaciones, 1960 (núm. 115) Convenio relativo a la protección de los trabajadores contra las radiaciones ionizantes (Entrada en vigor: 17 junio 1962) Adopción: Ginebra, 44ª reunión CIT (22 junio 1960) - Estatus: Instrumento actualizado (Convenios Técnicos).

Actualmente abierto a denuncia: 17 junio 2017 - 17 junio 2018 PROTECCIÓN CONTRA LAS RADIACIONES IONIZANTES Según Convenios y Recomendaciones OIT CONVENIO 115 de la OIT, relativo a la protección de los trabajadores contra las radiaciones ionizantes. Adoptado el 22 de junio 1960: Art. 2.a. El presente Convenio se aplica a todas las actividades que entrañen la exposición de trabajadores a radiaciones ionizantes en el curso de su trabajo. b. El presente Convenio no se aplica a las substancias radiactivas, recitadas o no, ni a los aparatos generadores de radiaciones ionizantes, que, debido a las débiles dosis de radiaciones ionizantes que se puedan recibir por su causa, quedaren exceptuados de su aplicación según uno de los medios que para dar efecto al Convenio se prevén en el artículo 1.

Art. 3.a. Basándose en la evolución de los conocimientos, deberán adoptarse todas las medidas apropiadas para lograr una protección eficaz de los trabajadores contra las radiaciones ionizantes, desde el punto de vista de su salud y de su seguridad. b. A este fin, se adoptarán las reglas y medidas necesarias y se proporcionarán las informaciones esenciales para obtener una protección eficaz. c. Para lograr esta protección eficaz: c1) las medidas para la protección de los trabajadores contra las radiaciones 42

ionizantes, adoptadas por un Miembro después de ratificar el Convenio, deberán hallarse en conformidad con las disposiciones del Convenio; c2) el Miembro de que se trate deberá modificar lo antes posible las medidas que haya adoptado ante de ratificar el Convenio, con el objeto de que estén de conformidad con las disposiciones de este, y deberá promover la modificación, en el mismo sentido, de cualesquiera otras medidas existentes igualmente antes de

la

ratificación;

c3) el Miembro de que se trate deberá comunicar al Director General de la Oficina Internacional del Trabajo, en el momento de ratificar el Convenio, una declaración indicando de qué modo y a que tipos de trabajadores se aplican las disposiciones del Convenio, y asimismo deberá hacer constar en sus memorias sobre la aplicación del Convenio todo progreso realizado en esta material; c4) a la expiración de un período de tres años, después de la entrada en vigor inicial de este Convenio, el Consejo de Administración de la Oficina Internacional del Trabajo presentará a la Conferencia un informe especial, relativo a la aplicación del apartado b) del presente párrafo, que contenga las proposiciones que juzgue oportunas con miras a las medidas que hayan de tomarse a este respecto.

Art. 5.- No deberá escatimarse ningún esfuerzo para reducir al nivel más bajo posible la exposición de los trabajadores a radiaciones ionizantes, y todas las partes interesadas deberán evitar toda exposición inútil.

Art. 6.1. Las dosis máximas admisibles de radiaciones ionizantes, procedentes de fuentes situadas fuera o dentro del organismo, así como las cantidades máximas admisibles de substancias radiactivas introducidas en el organismo, se fijarán de conformidad con la parte I del presente Convenio para los diferentes tipos de trabajadores.

2. Estas dosis y cantidades admisibles deberán ser objeto de constantes revisión, basándose en los nuevos conocimientos.

Art. 7.•

En lo que respecta a los trabajadores directamente ocupados en trabajos bajo radiaciones, se deberían fijar niveles apropiados, de acuerdo con las 43

disposiciones del artículo 6: a) para los de 18 años de edad y mayores, por una parte; b) para los menores de 18 años de edad, por otra parte.

•

No deberá ocuparse a ningún trabajador menor de 16 años en trabajos que impliquen la utilización de radiaciones ionizantes.

Art. 8.- Deberán fijarse niveles apropiados, de conformidad con las disposiciones del artículo 6, para los trabajadores no ocupados directamente en trabajos bajo radiaciones, pero que permanezcan en lugares donde se exponen a radiaciones ionizantes o a sustancias radiactivas o pasan por dichos lugares.

Art. 9.1. Se deberá utilizar una señalización de peligro apropiada para indicar la existencia de riesgos debidos a radiaciones ionizantes. Se deberá proporcionar a los trabajadores toda la información necesaria a este respecto.

2. Se deberá instruir debidamente a todos los trabajadores directamente ocupados en trabajos bajo radiaciones, antes y durante su ocupación en tales trabajos, de las precauciones que deben tomar para su seguridad y para la protección de su salud, así como de las razones que las motivan.

Art. 10.- La legislación deberá prescribir la notificación, de acuerdo con las modalidades que ella fije, de los trabajos que entrañen la exposición de trabajadores a radiaciones ionizantes en el curso de su trabajo.

Art. 11.- Deberá efectuarse un control apropiado de los trabajadores y de los lugares de trabajo para medir la exposición de los trabajadores a radiaciones ionizantes y a substancias radiactivas, con objeto de comprobar que se respetan los niveles fijados.

Art. 12.- Todos los trabajadores directamente ocupados en trabajos bajo radiaciones deberán someterse a examen médico apropiado, antes o poco después de la ocupación en tales trabajos, y someterse ulteriormente a exámenes médicos a intervalos apropiados.

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Art. 13.- Los casos en que, a causa de la naturaleza o del grado de exposición, deban adoptarse prontamente las medidas enunciadas a continuación se determinarán según uno de los medios de aplicación que dan efecto al Convenio previstos en el artículo 1: a) El trabajador deberá someterse a examen médico apropiado; b) el empleador deberá avisar a la autoridad competente de acuerdo con las instrucciones dadas por ésta; c) personas competentes en materia de protección contra las radiaciones deberán estudiar las condiciones en que el trabajador efectúa su trabajo; d) el empleador deberá tomar todas las disposiciones de corrección necesarias, basándose en las comprobaciones técnicas y los dictámenes médicos.

Art. 14.- No se deberá ocupar ni mantener a ningún trabajador en un trabajo que lo exponga a radiaciones ionizantes, en oposición a un dictamen médico autorizado.

Art. 15.-Todo Miembro que ratifique el presente Convenio se obliga a encargar del control de la aplicación de sus disposiciones a servicios de inspección apropiados, o a cerciorarse de que existe una inspección adecuada.

PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Concepto y Alcance La protección radiológica es un conjunto de Normas Técnicas y Procedimientos cuyo objetivo es el proteger a las personas y su descendencia de los efectos nocivos de las radiaciones ionizantes.

Las Normas Básicas de Seguridad su objetivo es seguir de guía práctica a las autoridades, servicios públicos y organismos de Protección Radiológica, su interpretación se hará tomando en cuenta las circunstancias locales, los recursos técnicos, económicos, la magnitud de las instalaciones y otros factores que determinan las posibilidades de su aplicación.

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El campo de aplicación de la Protección Radiológica se limita a los seres humanos ya que se considera que, si existe una adecuada Protección Radiológica para los individuos, se garantiza que ninguna otra especie o el medio ambiente resulten amenazados.

Practicas Son aquellas actividades que aumentan la exposición que normalmente sufren las personas.

Aplicaciones Radiológicas con fines médicos, industriales de enseñanza de capacitación e investigación, etc.

Intervenciones Son las actividades encaminadas a reducir una exposición, sea a la radiación ya existente o a la probabilidad de exposición.

Por ejemplo, la exposición crónica al radón en edificios y la exposición en situaciones de emergencia en casos de accidente o incidente radiológico.

Exposición El uso de radiación puede producir 2 tipos de exposición en relación con el lugar donde se encuentre la misma.

Externa: Es la exposición debida a la irradiación del organismo proveniente de fuentes de radiación ubicadas en el exterior del cuerpo humano, tal es el caso del diagnóstico por rayos X. Potencial: Estas exposiciones no son de esperar pero si posibles, por ejemplo cuando hay falla en el equipo, de errores de diseño o utilización, o de alteraciones de imprevistas de las condiciones ambientales, como podría suceder en un emplazamiento de evacuación de desechos radiactivos.

Según la naturaleza del vínculo entre las personas y las fuentes las exposiciones se clasifican en: 46

Ocupacional: Los trabajadores como consecuencia de su actividad laboral.

Medica: Los pacientes como consecuencia de procedimientos médicos de diagnósticos o terapia.

Publica: Algunos miembros de la población pueden resultar expuestos a radiaciones debido a la cercanía circunstancial o permanente de fuentes de radiación.

PROTECCIÓN RADIOLÓGICA OCUPACIONAL A.- Responsabilidad de Aplicación En la seguridad radiológica, al igual que en otras actividades relacionadas con la salud y la seguridad de las personas, es necesario definir y aplicar dos conceptos importantes; la responsabilidad y la autoridad. La primera consiste en establecer objetivos, proveer las medidas para alcanzarlos y asegurar que sean ejecutados correctamente. La segunda garantiza los recursos imprescindibles para cumplir con la responsabilidad.

Cadena de responsabilidades La autoridad reguladora debe afianzar la responsabilidad directa de las instituciones y a la vez, establecer normativas generales de seguridad.

En general, las funciones de la autoridad reguladora incluyen las siguientes: 1. Evaluación de las solicitudes de permiso para la realización de las prácticas que impliquen o puedan aplicar exposición a la radiación.

2. Autorización de tales prácticas y de las fuentes a ellas ligadas, con sujeción a ciertas condiciones específicas 3. Realización de inspecciones periódicas para verificar el cumplimiento de dichas condiciones 4. Aplicación de toda medida necesaria para garantizar el cumplimiento de los reglamentos y normas 5. Establecer una cultura de seguridad caracterizada en especial por un compromiso, individual y colectivo.

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Cadena de responsabilidades PATRONOS (Gerente, Director, Representante, Propietario) AUTORIDADES LEGALES COMPETENTES FABRICANTES USUARIOS Para lograr el objetivo primordial de que las dosis y, por lo tanto; el detrimento, sea el mínimo razonablemente posible, debe aplicarse el programa de protección radiológica en las siguientes fases: En los Equipos •

Diseño

•

Fabricación

En la Instalación Blindajes •

Distribución de salas Distancias

•

Verificación inicial (pruebas de aceptación)

En Operación •

Utilización adecuada de los equipos

•

Empleo de Accesorios de Protección

•

Optimización de técnicas (revisión permanente)

•

Verificaciones periódicas, calibraciones

El equipo debe estar diseñado para que la exposición de las personas sea la mínima posible. El proyecto de la instalación debe ser tal que la colocación de equipos; distribución de salas, trayectorias a recorrer, así como los blindajes sean lo más racionales que sea posible.

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Antes de poner en funcionamiento, debe verificarse la situación de los equipos y la instalación y, por último, la protección radiológica debe aplicarse durante el funcionamiento, utilizando los equipos según está previsto en los manuales, entrenando al personal en los métodos de trabajo optimizados, revisando y adaptando estos métodos permanentemente y periódicamente y verificando el estado del equipo en todo lo que le atañe a la protección.

La instalación en su conjunto debe mantener, registros detallados en el lugar de trabajo de: •

Inspecciones

•

Vigilancia médica (exámenes periódicos de su personal)

•

Control de calidad de los equipos

•

Reportes de mantenimiento

•

Licencia institucional y personal

•

Reporte de dosis personal

•

Reportes de monitoreo de áreas y personal

La protección radiológica y su control deben ejercerse principalmente sobre las fuentes de exposición (materiales radioactivos y generadores artificiales de radiación), las personas y el ambiente de trabajo, con este propósito se han clasificado a los lugares de trabajo en dos clases: •

Área supervisada: Es aquella en la que las condiciones de trabajo relativas al uso de radiaciones, son mantenidas bajo vigilancia e inspección sin requerimiento de administración especial.

•

Área controlada: En ella sus trabajadores cumplirán actividades definidas, destinadas al control de la exposición, tanto en su labor habitual como en caso de accidentes menores.

La designación de área como controlada o supervisada se hará en la etapa de diseño de la instalación, previa asesoría y aprobación de la autoridad competente.

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La delimitación entre las dos áreas, se hará con el criterio de que las dosis que se reciban a partir de sus fronteras, se encuentren por debajo de los límites establecidos para el público en general.

B.- Normas de Protección Radiológica Las normativas a seguirse en Protección Radiológica, se basan primeramente en el tipo de radiación ionizante utilizada en la práctica y, principalmente en la actividad o exposición que tenga el material radioactivo o máquina generadora y/o emisora de radiación ionizante.

Es necesario recordar que las personas pueden estar expuestas a radiaciones ionizantes por: Exposición externa: cuando la fuente de radiación ionizante se encuentra fuera de nuestro cuerpo Exposición interna: cuando la fuente de radiación ionizante ha ingresado al interior de nuestro organismo por inhalación, ingestión o transferencia cutánea.

1.- Control de la Exposición Externa La radiación externa es producida por equipos generadores de Rayos X y fuentes radioactivas o artefactos que las contienen, la inevitable exposición del personal a la radiación externa puede ser controlada por la aplicación por la aplicación concurrente de uno o más de los siguientes métodos o técnicas: Tiempo La dosis recibida por un individuo trabajando en un área donde una determinada intensidad de radiación es directamente proporcional a la cantidad de tiempo que el individuo pasa en dicha área. La dosis total del individuo será entonces igual al producto de la intensidad de radiación o tasa de dosis y la cantidad de tiempo de permanencia en el área •

Minimizar el tiempo de exposición

•

Maximizar la distancia de la fuente de radiación 50

•

Blindar la fuente de radiación o interponer un blindaje entre ella y la persona expuesta

Dosis total = Tasa de dosis x Tiempo de exposición Es evidente que a menor tiempo de permanencia en un campo de radiaciones, menor será la dosis de radiación recibida. El tiempo es el factor más simple de entender y manejar para reducir la dosis de exposición.

Cuando se debe hacer frente a emergencias que obliguen a entrar en área con niveles de exposición mayores que los permisibles, el trabajo a realizar debe ser planificado en detalle. La persona que tiene que ingresar debe entender exactamente lo que ha de hacer y de ser posible haber ensayado previamente las operaciones en un modelo a escala o por lo menos haber practicado el uso de las herramientas y otros elementos a emplear.

En caso de tener que operar en campos de radiación muy intensos puede reducirse la dosis de exposición individual, repartiendo el tiempo total requerido para las operaciones a realizar, entre varios operadores, cada uno de los cuales ejecutará solo una fracción de la tarea total.

Recuerde: MENOR TIEMPO: MENOR EXPOSICIÓN Distancia Intuitivamente, es evidente que la exposición a la radiación decrece con el incremento de la distancia a la fuente. La distancia entre sujeto y fuente de radiación es un medio muy efectivo para reducir la dosis de exposición y suele ser el más fácil y económico de aplicar.

En el caso de una fuente puntual, la variación de la intensidad de radiación con la distancia no es simplemente lineal, sino que está dada por la ley de inverso de los cuadrados: La intensidad de radiación en cada punto es inversamente proporcional al cuadrado de la distancia del mismo respecto de la fuente de emisión.

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Matemáticamente esta relación se expresa de la siguiente manera: I1 d1 = I2 d2 De acuerdo a esta ecuación, si se duplica la distancia, la intensidad se reduce a ¼; si se triplica la distancia, la intensidad se reduce nueve veces, es decir a 1/9.

Recuerde: A Mayor Distancia, Menor Exposición.

Blindaje Es el más importante, pero a la vez el más costoso de los métodos usados para disminuir la dosis de exposición. Un blindaje es todo sistema destinado a atenuar un campo de radiación por la interposición de un medio material entre la fuente de radiación y las personas a proteger.

El reducido alcance de las partículas ALFA en aire, (aproximadamente 1 cm por MeV de energía) y su escasa penetración en el tejido (no llega a atravesar la capa basal de la piel, estimada en 70 micrómetros), hacen innecesarios cualquier tipo de protección contra la radiación externa. Sin embargo, los emisores alfa que han sido ingeridos o inhalados son un serio peligro interno.

La protección contra la irradiación externa a causa de partículas BETA, tiene por objetivo evitar fundamentalmente la irradiación de la piel, el cristalino y los testículos. Dado su alcance finito, la tasa de fluencia de partículas beta puede reducirse cero si se interpone un material de espesor mayor o igual al alcance de las partículas en dicho material. Como blindantes para radiación beta se utilizan materiales de bajo número atómico tales como aluminio, lucite y vidrio, a fin de reducir la generación de radiación secundaria de frenado (bremsstrahlung) constituida por Rayos X. Para fuentes de radiación beta con actividad mayor que algunas decenas de GBq (cientos de milicuries) generalmente es necesario adicionar un blindaje de plomo para atenuar la radiación de frenado.

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Los RAYOS X y GAMMA son más penetrantes. Su atenuación en un material sigue, con bastante aproximación, una función exponencial negativa. Para que la tasa de dosis se reduzca a cero sería necesario un blindaje de espesor infinito, por lo tanto, se deberá definir el espesor necesario de blindaje en base a los criterios básicos de protección radiológica, para lograr que estas radiaciones dejen de ser un peligro externo.

Un modo de expresar la calidad o poder de penetración de los rayos X y gamma es el Espesor Hemirreductor o Capa Hemirreductora (CHR) que se define como el espesor de material que cuando colocado en el camino de la radiación, la reduce a la mitad de su valor original. El espesor decirreductor (TVT) similarmente reduce la radiación a un décimo de su valor original.

Materiales que contienen átomos y moléculas pesadas tales como el acero, el plomo y el concreto, constituyen los blindajes más efectivos para la radiación gamma y los rayos X. Los NEUTRONES tienen un comportamiento complejo cuando viajan a través de la materia. Los neutrones rápidos interaccionan con átomos o moléculas más grandes sin perder mucha energía. Sin embrago, en una colisión entre un neutrón y un átomo o molécula pequeña, éstos últimos absorberán una porción de la energía del neutrón. El átomo más pequeño, el átomo de hidrógeno, es capaz de causar la mayor reducción en energía.

Los materiales hidrogenados tales como: el agua, aceite, cera y polietileno son, por lo tanto, los mejores blindajes para neutrones. Una complicación es que cuando un neutrón ha perdido casi toda su energía, puede ser capturado, es decir absorbido totalmente por un átomo que se convierte en radio nucleído, el cual en muchas instancias sería capaz de emitir rayos gamma de energía extremadamente alta.

El blindaje puede reducir grandemente la exposición a la radiación y cualquier blindaje disponible puede ser usado con ventaja. El blindaje adecuado de las fuentes de radiación produce condiciones intrínsecamente seguras en los lugares de trabajo. Cuando la protección por blindajes está basada en la 53

prevención por blindajes está basada en la prevención del acceso, el funcionamiento correcto de los sistemas de enclavamiento deberá controlarse de manera rutinaria, es decir que hay que asegurarse que el blindaje no esté debilitado en la juntas, clavos, tornillos etc., o donde existan tubos, lumbreras, etc., así como en los marcos de las puertas y ventanas. En las aplicaciones de campo, muchos elementos pueden ser utilizados como blindaje.

Mas Blindaje: Menos Exposición La meta constante de todo trabajador radiológico es la minimización de la exposición a la radiación. La aplicación consciente de TIEMPO, DISTANCIA Y BLINDAJE, ayudan grandemente a alcanzar esta meta.

Control de la Contaminación Interna EFECTOS BIOLÓGICOS PRODUCIDOS POR LA RADIACIÓN Estos efectos son las consecuencias de exponerse a la radiación ya sean efectos que se producen a largo plazo o los que suceden casi inmediatamente. (Grupo Protección, 2012) EFECTOS ESTOCÁSTICOS Se producen de manera probabilística, la probabilidad de ocurrencia varía con la dosis. Se presentan cuando la célula no muere pero esta mantiene su capacidad de reproducirse pero su desventaja es que transmite modificaciones en su ADN. Cuando esto sucede se pueden formar efectos biológicos carcinógenos o efectos biológicos hereditarios. (Ministerio de electricidad y energía renovable, 2000) Se caracterizan por: La probabilidad de ocurrencia, frecuencia se incrementa con la dosis •

La severidad de los efectos estocásticos es independiente de la dosis La gravedad del efecto no depende de la dosis No tienen umbral

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Los efectos estocásticos en células somáticas pueden provocar la inducción de un cáncer en la persona expuesta, tumores malignos como la leucemia, carcinoma de la piel, carcinoma del pulmón. En cambio en las células germinales, pueden provocar trastornos hereditarios en la progenie de aquellos que han sido irradiados. (Ministerio de electricidad y energía renovable, 2000) CARCINOGÉNESIS Es la sucesión de eventos que llevan a la aparición de un cáncer, se incluye bajo esta denominación a un conjunto de enfermedades que pueden afectar distintos órganos, que tienen como elemento común el crecimiento celular ilimitado, invasivo y potencialmente letal.

Si el daño radio inducido en una célula no es reparado o es reparado de manera ineficaz y si la falla resultante es compatible con la vida de la célula, esta seguirá viviendo y dará origen a un clon de células transformadas, que podrá o no culminar en un cáncer clínicamente manifiesto. (Sánchez, 2012) El cáncer no aparecerá inmediatamente después de la irradiación, ya que los efectos probabilísticos son efectos a largo plazo que puede variar entre 2 años a 30 años dependiendo del tipo de células afectadas. Los efectos carcinogénicos se dan en 3 etapas: I- Iniciación: es donde se da el inicio de las modificaciones del ADN II- Promoción: es donde se inicia la proliferación de las mutaciones III- Progresión: es donde ya existe más de un clon establecido y el cáncer se puede propagar a un lugar distinto de donde se originó.

EFECTOS HEREDITARIOS Ocurre debido a alteraciones en la estructura o en la regulación de los genes en las células germinativas. (Ministerio de electricidad y energía renovable, 2000) Cuando la irradiación afecta al nivel de las gónadas, es decir de los ovarios o testículos, se da el efecto biológico hereditario, lo cual quiere decir que las

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mutaciones que las células germinales sufran debido a las radiaciones ionizantes será transmitidas a las siguientes generaciones. (Sánchez, 2012) Se clasifican en 3 grupos: Efectos Mendelianos.- Son aquellos debidos a mutaciones en genes simples y que siguen las leyes mendelianas de la herencia.

•

Trastornos autosómicos dominantes: el gen dominante autosómico será transmitido al 50% de la progenie del individuo afectado. Al ser autosómico, el gen se encuentra en uno de los 22 pares de cromosomas no sexuales, o autosomas, pudiendo afectar con igual probabilidad a hijos e hijas. El alelo alterado se puede haber heredado tanto del padre como de la madre.

Normalmente se da en todas las generaciones de una familia. Cada persona afectada tiene un progenitor afectado y una probabilidad del 50% con cada hijo de que este herede el alelo mutado y desarrolle la enfermedad autosómica dominante. (Esteban, Genagen S.L, 2014)

•

Mutaciones autosómicas recesivas: son expresadas cuando únicamente ambas copias del gen anormales. El alelo alterado tiene que heredarse tanto del padre como de la madre para que se dé la enfermedad. Normalmente no se da en todas las generaciones de una familia. Cada persona afectada tiene normalmente ambos progenitores sanos pero portadores del alelo mutado. Los hijos de una pareja en la que ambos son portadores tienen una probabilidad del 50% de ser portadores de una copia del alelo alterado (no expresaran la enfermedad pero podrían transmitirla a sus descendientes), 25% de probabilidad de tener dos copias del alelo alterado y desarrollar la enfermedad autosómica recesiva y 25% de probabilidad de heredar dos copias del alelo normal y no desarrollar la enfermedad ni ser portador. (Esteban, Genagen S.L, 2014)

•

Ligada al cromosoma X: El gen produce el fenotipo anormal localizado en el cromosoma X que será transmitido a la descendencia femenina con los dos cromosomas X. el gen se encuentra en el cromosoma X (las mujeres tienen dos cromosomas X y los hombres uno X y uno Y). Normalmente se da con más frecuencia en mujeres dado que pueden heredar el alelo mutado tanto de un padre como de una madre afectada. Una mujer afectada tiene una probabilidad

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del 50% con cada hijo o hija (independientemente de su sexo) de que este herede el alelo mutado y desarrolle la enfermedad dominante ligada al cromosoma X mientras que un hombre afectado trasmitirá el alelo mutado y por tanto la enfermedad a todas sus hijas pero a ninguno de sus hijos. (Esteban, Genagen S.L, 2014) Aberraciones

cromosómicas.-

debido

a

cualquier

de

las

anomalías

cromosómicas, existen dos grupos; las aberraciones cromosómicas, tanto numéricas como estructurales, pueden encontrarse a menudo en células de tumores sólidos y células leucémicas. Los factores ambientales tales como las radiaciones ionizantes, numerosas sustancias químicas y algunos agentes biológicos como los virus, son capaces de inducir aberraciones cromosómicas, fundamentalmente estructurales.

•

Alteraciones numéricas: Son la pérdida o la ganancia de uno o varios cromosomas, pueden afectar tanto a autosomas como a cromosomas sexuales. Existen diferentes tipos los más comunes son: Monosomía.- perdida de un cromosoma, por lo tanto solo quedara una copia cuando en una situación de normalidad habrían dos, por ejemplo: Síndrome de Turner (45,X) Trisomía.- existencia de tres copias de un cromosoma específico, en lugar de dos, por ejemplo: Síndrome de Down (trisomía 21), Síndrome de Patau (trisomía 13), Síndrome de Edwards (trisomía 18), Síndrome de Klinefelter (47, XXY), MujeresXXX (47, XXX), HombresXYY (47, XYY).

La mayoría de monosomías resultan fatales en una etapa muy temprana del embarazo, pero las trisomías suelen llevar a abortos tardíos o a severas malformaciones congénitas. (Kuwayama, 2013)

•

Alteraciones estructurales: Se trata de alteraciones en la estructura de los cromosomas, dichas alteraciones pueden ser de dos tipos:

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Con ganancia o pérdida de material genético.- esto tendrá una implicación a nivel fenotípico para el portador. Ejemplo: deleciones del material cromosómico.

Sin ganancia ni pérdida de material.- normalmente no tiene ninguna consecuencia para el portador pero si tiene consecuencias a nivel reproductivo.

Ejemplo: translocación equilibrada.

Tipos de Anomalías Estructurales.- las más importantes son: Deleción: se debe a la pérdida de segmentos de un cromosoma o de una cantidad muy pequeña de material. Cómo por ejemplo: Síndrome de PraderWilli: Deleción de una determinada región del cromosoma 15 de origen paterno.

Translocación: Implica un intercambio entre dos fragmentos de dos cromosomas.

(Dr.Kuwayama, 2013) · Multifactoriales.- Las enfermedades multifactoriales también son llamadas poligénicas y son producidas por la combinación de múltiples factores ambientales y mutaciones en varios genes, generalmente de diferentes cromosomas. Son las responsables de las malformaciones únicas en el recién nacido y de la mayoría de las Enfermedades comunes del adulto. (Chile, 2000) •

Esquizofrenia

•

Hipertensión arterial

•

Arterioesclerosis

•

Enfermedad de Alzheimer

•

Asma

•

Diabetes mellitus

•

Varios tipos de cáncer

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EFECTOS NO ESTOCÁSTICOS O DETERMINISTAS Son el resultado de una irradiación global o de un tejido, provocando la muerte de una cantidad de células que no pueden ser compensadas por la proliferación de células viables. Los individuos que presentan una mayor radio sensibilidad pueden manifestar un dado efecto con dosis menores que las necesarias para producir el mismo efecto en individuos menos radio sensible.

Se caracterizan por: •

A mayor dosis mayor severidad y frecuencia

•

La gravedad depende de la dosis

•

Existe una relación DOSIS-EFECTO

•

Tiene un umbral de dosis

•

Tiene una latencia breve

•

Los primeros efectos en manifestarse se presentan en los tejidos de renovación rápida antes que en lo de renovación lenta, loes efectos determinísticos pueden ser tempranos o tardíos.

Los tejidos de renovación rápida como la medula ósea y la epidermis manifiestan el daño a corto plazo, mientras que los tejidos de renovación lenta como el tejido conectivo y el vascular evidencia el daño radio inducido en forma tardía.

SÍNDROME AGUDO DE LA RADIACIÓN (SAR) Son los síntomas y signos que se evidencian luego de que el paciente se expone a altas dosis de radiación, la severidad depende de la magnitud de la dosis absorbida y de su distribución temporo espacial. Solamente se desarrolla si se supera un cierto umbral de dosis, para exposiciones agudas y únicas el umbral se encuentra entre 0,8 y 1 Gy. Los síntomas del síndrome agudo por radiación generalmente se presentan enseguida después de la exposición, pero pueden aparecer con el tiempo. Los síntomas incluyen náuseas y vómitos, diarrea, dolor de cabeza, mareos, fatiga, sangrado, pérdida de cabello e hinchazón, enrojecimiento y problemas de la

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piel. Las dosis muy grandes de radiación pueden causar la muerte. (Ministerio de electricidad y energia renovable, 2000) De acuerdo a loa dosis en todo el cuerpo, se pueden distinguir las siguientes formas del síndrome agudo de radiación (SAR): •

Hematopoyética.- Cuando la persona es irradiada entre 1-10 Gy, le provoca hemorragia.

•

Gastrointestinal.- Dosis entre 10-20 Gy, se da la perdida de la capacidad metabólica digestiva.

•

Neurovascular.- Con dosis superiores a los 20 Gy, se pierden las funciones gastrointestinales y neurológicas; no existe cura.

Cada una de estas tres formas del SAR posee 4 fases sucesivas: Prodromal: Se desarrolla en las primeras horas siguientes a la irradiación, iniciándose con fatiga, otros signos como anorexia, nauseas, vómitos, diarrea, cefalea, eritema y fiebre; estas manifestaciones clínicas tienes duración variable dependiendo de la dosis recibida.

Latencia: No hay manifestaciones clínicas, este periodo tiene duración variable y será más corto cuanto mayor haya sido la dosis.

Crítica o de Estado Recuperación o Muerte Forma hematopoyética del SAR La muerte puede ocurrir por falla de la función de médula ósea como la aplasia medular radio inducida. Este está formado por la Médula Ósea, que es muy radio sensible el efecto primario sobre la médula; es disminuir el número de células circulantes, en este se ven afectados, la producción de las células sanguíneas, leucocitos, linfocitos. (Lopez, 2012)

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Fases sucesivas: Prodromal: Se da de los 0 segundos hasta 48 horas, donde aparecen los síntomas.

Latencia: Se da del día 7 hasta el día 21 posterior al evento de la radiación Crítico: Se presenta 2 semanas después hasta la 7ma semana. En este el paciente se recupera o se da la muerte, puede padecer de anemia, petequia, plaquetopenia, infección y ulceraciones orales, hipertensión.

Recuperación: Va a partir de la 8va semana.

Forma gastrointestinal del SAR Con dosis superiores a 10 Gy la irradiación induce la muerte de las células madre de las criptas intestinales, alteración de la absorción del agua y nutrientes, aumento de la perdida de sales y fluidos. Puede haber hemorragia e infecciones, ulceras gástricas y colónicas. La enteritis severa ocurre alrededor de 4 días después de la dosis 10 Gy. Fases sucesivas: Fase prodrómica severa.

Latencia muy corta Efectos:

nauseas,

vómitos,

diarrea,

hemorragias,

disentería,

letargia,

deshidratación.

Muerte por infección, deshidratación y sepsis.

Forma Neurovascular del SAR Se presenta con una dosis superior a los 20 Gy en todo el cuerpo, el síndrome del sistema nervioso central se caracteriza por los signos y síntomas de la fase pridromalagravados, seguido de un periodo de depresión transitoria o aumento de la actividad motora, hasta una total incapacidad, como y muerte.

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Con dosis en el rango de los 50 Gy conduce a la muerte en el término de 48-71 horas.

Fases sucesivas: Fase prodrómica severa e inmediata.

Prácticamente sin latencia.

Efectos: diarrea, somnolencia, cefalea, convulsiones, coma, alteraciones en regulación térmica, pérdida de capacidad intelectiva y movimiento.

Muerte en pocos días FALLA ORGÁNICA MÚLTIPLE El síndrome de falla orgánica múltiple (FMO) es una complicación con gran morbilidad y mortalidad. Se trata de una disfunción progresiva y en ocasiones secuencial de múltiples órganos y sistemas, la presencia de un cuadro de infección sistémica se consideraba hasta hace un tiempo como el factor casual.

El análisis de los accidentes radiológicos acontecidos en los últimos años ha demostrado que los pacientes que recibieron dosis muy altas desarrollaron disturbios sucesivos en su sistema hematopoyético, gastrointestinal y neuro vascular complicados por la respuesta inflamatoria de otros órganos y sistemas como en la piel, pulmón, riñón; que condujeron a la muerte por FMO. (Ministerio de electricidad y energía renovable, 2000) CONCEPTO DE DOSIS LETAL Dosis necesaria para provocar la muerte de un determinado porcentaje de individuos. Se representa como DL seguida de un número, que representa el porcentaje. Así DL50 indicará que es la dosis que provocará la muerte del 50% de los individuos de una población.

La letalidad de una dosis depende de varios factores como: sexo, edad, estado de salud, radio sensibilidad individual, calidad de la radiación, fraccionamiento 62

prolongación de la dosis en el tiempo, se estima que para adultos sanos la DL50/60 se encuentra comprendida entre 3 y 4 Gy. Cuando pequeños volúmenes de la medula o sea no hayan sido irradiados o que hubieran recibido dosis muy bajas pueden ser suficientes para repoblar las áreas afectadas y recuperar así la función de la medula ósea.

INFLUENCIA DE LA CALIDAD DE RADIACIÓN Los efectos producidos por la exposición a radiación de alta LET son similares a los causados por exposición a radiación de baja LET, pero su frecuencia y severidad son mayores por unidad de dosis absorbida en el caso de la radiación de alta LET. (Ministerio de electricidad y energía renovable, 2000) La LET es una medida que indica la cantidad de energía transferida por unidad de longitud. El valor de la LET depende del tipo de radiación como del tipo de material traspasado por ella. (Rivera, 2011) Un haz de radiación de alta LET (e. g. partículas α) depositará toda su energía en una región pequeña del medio, por lo que perderá su energía rápidamente y no podrá atravesar grosores considerables. Por el mismo motivo dejará una dosis alta en el material.

Un haz de radiación de baja LET (e. g. la radiación electromagnética y γradiación gamma-) depositará su energía lentamente, por lo que antes de haber perdido toda su energía será capaz de atravesar un gran espesor de material.

Por ello dejará una dosis baja en el medio que atraviesa.

Esto explica por qué podemos protegernos de las partículas α con una simple capa de aire y, sin embargo, es necesario un gran espesor de plomo u otro metal pesado para protegernos de los rayos gamma. (Rivera, 2011).

Estas diferencias pueden expresarse desde el punto de vista de la eficacia biológica relativa (EBR) para el efecto en consideración.

Las eficacias biológicas relativas para los efectos determinísticos dependen de la dosis y aumentan cuando disminuyen la dosis hasta un presunto valor 63

máximo (EBRm) para una radiación dada en un tejido determinado. (Ministerio de electricidad y energía renovable, 2000) DISTRIBUCIÓN TEMPORAL DE LA DOSIS Cuando la radiación se divide en dos o más fracciones de dosis, la dosis total necesaria para ocasionar determinado nivel de daño es menor. Por esto se puede decir que las dosis fraccionadas son menos injuriosas que iguales dosis en irradiaciones únicas o agudas.

Esto se debe a varios factores como: •

Reparación del daño subletal

•

Reparación del daño potencialmente letal

•

Repoblación de las células sobrevivientes

•

Redistribución de las células ene ciclo mitótico

•

Reoxigenación de las células hipóxicas

Se ha demostrado que estos factores operan de diferente modo en diferentes tejidos, de modo que la influencia del fraccionamiento de la dosis es tejidodependiente. (Ministerio de electricidad y energía renovable, 2000) Por ejemplo en la radioterapia, la prolongación del tiempo total de tratamiento (protección) incide sobre los efectos tempranos que se observan en los tejidos de renovación rápida como las medula ósea, la piel y la mucosa, pero tiene poca influencia sobre los efectos tardíos en tejidos de renovación lenta como el tejido conectivo y vascular. Estos últimos en cambio son más susceptibles al fraccionamiento de la dosis.

SÍNDROME CUTÁNEO RADIOINDUCIDO (SCR) Los efectos de las radiaciones en la piel son dependientes de la dosis, la calidad de la radiación y de la superficie irradiada. El fraccionamiento o protección de la dosis resulta en efectos de menor severidad que los que se observan luego de irradiaciones agudas.

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La respuesta de la piel frente a las radiaciones ionizantes se asemeja mucho a los ocasionados por injuria térmica. La escala de severidad es similar al que se aplica para quemaduras convencionales: eritema, edema, flictena, úlcera y necrosis.

Las quemaduras radiológicas no se evidencian de forma inmediata sino que existe un retardo en la aparición de los síntomas que es función de las dosis y de la cinética de proliferación de los tejidos irradiados. (Ministerio de electricidad y energía renovable, 2000) El SCR se presenta a través de fases sucesivas cuya severidad y cronología dependen de la dosis.

En las primeras horas posteriores puede observarse una fase de eritema agudo transitorio debido a la liberación de péptidos vaso activos y citoquinas proinflamatorias que conducen a fenómenos de vasodilatación local, seguida de una fase de latencia tanto más corta cuanto mayor sea la dosis.

Es frecuente que el eritema venga acompañado de un edema debido a la permeabilidad capilar. Una segunda fase de eritema suele preceder a la epitelitis seca o exudativa (si aparecen antes de los 21 días puede suponerse una dosis superior a 20 Gy) que puede evolucionar hasta la ulceración. Luego de dosis muy altas estas ulceras evolucionan hacia la necrosis debido a la afectación del lecho vascular.

La topografía del edema temprano da una idea del volumen irradiado al igual que la dimensión y distribución de las flictenas (ampollas). Su cronología de aparición depende de la dosis recibida por la capa basal (tanto más precoz cuanto mayor haya sido la dosis).

Dosis umbral para efectos determinísticos

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CLASIFICACIÓN DE LAS QUEMADURAS RADIOLÓGICAS (Portas, 2002) Tipo A radiológico. Aparición de un eritema seguido de epitelitis seca.

Recuperación alrededor de la 4ta semana con o sin alteraciones pigmentarias.

Requiere tratamiento médico.

Tipo AB-radiológico. Aparición de eritema inicial seguido de un periodo de latencia y posteriormente una fase eritematosa típica que antecede a epitelitis exudativa. Después de algunas semanas o meses se pierde características normales como folículo piloso, glándulas sebáceas y sudoríparas Tipo B-radiológico. Lesión de todas las capas de la piel y sus anexos. El dolor es severo y las lesiones ulcerosas precoces evolucionan a la necrosis. El tratamiento médico y quirúrgico está relacionado con el tamaño de la lesión. En lesiones menores al 0,5% de la superficie corporal evolucionan cicatrizando peor en otros casos la única forma posible de cierre es mediante una cubierta temporaria o injerto definitivo EFECTOS DETERMINÍSTICOS SOBRE OTROS ÓRGANOS Los órganos que tienen unidades funcionales que operan “en paralelo” como los nefrones, los lobulillos hepáticos o las unidades secretorias de las glándulas no evidencian alteraciones funcionales hasta que una fracción crítica del órgano se ve afectada por acción de la radiación. En cambio, en los órganos cuyas subunidades funcionales operan “en serie” como la medula espinal, los uréteres o las vías billares, basta con que una sola de estas unidades funcionales sea dañada para que la función de este órgano se afecte.

La afectación de la medula espinal en un solo nivel puede ocasionar parálisis, la fibrosis de una pequeña porción del uréter puede ocasionar una obstrucción urinaria, la estenosis de la vía billar puede producir ictericia.

•

Sistema respiratorio

El tejido pulmonar presenta escasa capacidad de regeneración. Son necesarias dosis superiores a los 30 Gy distribuidas temporalmente en fracciones de 2 Gy 66

para producir daño en el tracto respiratorio superior. El daño adopta la forma de inflamación (mucositis), ulceras, atrofia y fibrosis.

Después de la irradiación suele sobrevenir la neumonitis con un cuadro de tos y eventualmente fiebre. La neumonitis por radiación causa inflamación de los alvéolos. La inflamación puede reducir la cantidad de oxígeno que ingresa en el organismo. Sin tratamiento, la neumonitis también puede provocar un daño permanente en los tejidos.

En la mayoría de los casos, la neumonitis por radiación es causada por una radioterapia dirigida a los pulmones (Services, 2017).

La neumonitis por radiación se trata con: Corticoesteroides para reducir la inflamación pulmonar, medicamentos para suprimir el sistema inmunitario y oxigenoterapia para aumentar la cantidad de oxígeno disponible.

Cuando la mayor parte o todo el volumen de ambos pulmones es irradiado se produce la neumonitis mortal.

La neumonitis aguda puede evolucionar hacia una fibrosis semanas o meses después, con reducción de la capacidad vital y una disminución del volumen máximo de exhalación.

•

Sistema cardiovascular

El corazón no es considerado un órgano altamente sensible. Sin embargo una dosis fraccionada de 40 Gy puede causar cierto grado de degeneración miocárdica y una dosis fraccionada mayor de 60 Gy en todo el corazón puede inducir derrame pericárdico (taponamiento cardiaco) o pericarditis constrictiva (inflamación prolongada o engrosamiento fibroso del pericardio que impide la dilatación normal de las cámaras cardiacas).

Cuando una sola fracción del corazón es irradiada su tolerancia es mayor, pero 60 Gy pueden causar daños degenerativos y fibrosis en el área expuesta.

(Ministerio de electricidad y energía renovable, 2000)

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•

Sistema digestivo

Las diferentes regiones del tubo digestivo exhiben variada radio sensibilidad siendo en orden decreciente: el intestino delgado, recto, colon estómago y esófago.

Los efectos pueden ser temprano o tardíos. En forma temprana el daño radio inducido en la mucosa digestiva puede dar lugar a erosiones y ulceras.

Efectos como; diarreas, vómitos, y deshidratación pueden conducir a un cuadro mortal cuando gran parte del intestino es expuesto a una dosis mayor de 10 Gy. Las complicaciones tardías se manifiestan meses o años posteriores a la exposición en forma de obstrucciones, constricciones, resultantes de la fibrosis, pudiendo aparecer perforaciones y fístulas (unión anormal entre vasos, órganos o tubos).

Entre las glándulas anexas al tubo digestivo, el hígado es el órgano más radio sensible. Tolera dosis de 40 a 50 Gy solo en parte del órgano pero se puede producir insuficiencia hepática temporaria luego de 30 Gy de irradiación fraccionada en todo el tejido. (Ministerio de electricidad y energía renovable, 2000) En glándulas salivales puede producirse atrofia y fibrosis luego de dosis fraccionadas de 50 y 70 Gy. Se presenta Xerostomía (sequedad de mucosa oral).

El páncreas tolera exposiciones de 70 a 80 Gy de irradiación fraccionada con rayos x antes de evidenciar complicaciones.

•

Sistema urinario

El riñón en el órgano más radio sensible, la vejiga tiene una sensibilidad intermedia y los uréteres son los más resistentes. Sin embargo, la estenosis de los uréteres es una complicación posible en la irradiación de pelvis.

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Con dosis fraccionadas de 25 Gy en 3-4 semanas se puede observar una reducción en la función renal. Con dosis más altas se observa una nefritis aguda en un plazo de 6-12 meses, que puede ser letal o conducir a la nefritis crónica pudiendo evolucionar hacia la insuficiencia renal.

La dosis de tolerancia de la vejiga es de 55-60 Gy en 4 semanas.

•

Sistema nervioso central

Antes se consideraba al cerebro adulto como radio resistente y con capacidad nula de repoblación. Pero se ha demostrado que una región del hipocampo es de activa proliferación neuronal mostrando así una alta radio sensibilidad. Dosis de 2 Gy inducen muere apoptótica de estas células precursoras.

En caso de la radioterapia la dosis de tolerancia para todo el cerebro es de alrededor 55 G y fraccionados en 5-6 semanas. Un incremento puede ocasionar necrosis cerebral. Meses o años después de la irradiación puede producirse trastornos de la memoria y aprendizaje o encefalitis (inflamación del encéfalo que produce gran somnolencia).

La dosis de tolerancia de la medula espinal es del orden de 40 Gy en irradiaciones fraccionadas.

•

Sistema hematopoyético

La dosis umbral para la inducción de depresión en la hematopoyesis se ha estimado en el orden de 0,4 Sv/año y se requieren dosis superiores a 1 Sv/año para la inducción de aplasia medular (ausencia total o parcial de las células encargadas de producir los elementos de la sangre.).

•

Efectos a nivel ocular

El cristalino es la estructura más radio sensible del globo ocular. Dosis agudas de 1 Gy o fraccionadas de 4 Gy pueden dar lugar a la formación de catarata estacionaria.

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Dosis mayores producen catarata progresiva que pueden conducir a la perdida de la visión.

•

Órganos de reproducción

La dosis umbral disminuye con la edad debido a que las células germinativas van decreciendo con el tiempo. Dosis únicas de 2-6 Gy producen esterilidad temporal. Dosis únicas de entre 3-10 Gy o fraccionadas mayores, causan esterilidad permanente en un alto porcentaje de mujeres.

El testículo es un órgano muy radio sensible. Dosis de 0,1-0,15 Gy producen esterilidad temporal. La dosis que induce esterilidad permanente debe ser mayor a los 6 G y •

Huesos y cartílago

El hueso y cartílago en desarrollo son mucho más sensibles a la radiación. Esto puede inducir retardo o incluso detención en el crecimiento. Los cambios esqueléticos en los niños ocurren generalmente con dosis superiores a 20 Gy e incluyen escoliosis, cifosis, o hipoplasia (desarrollo incompleto de algún tejido u órgano) entre otros.

•

Sistema endocrino

En pacientes portadores de cáncer tiroideo se alcanza una dosis de 300 Gy en 2 semanas por lo que podemos decir q es un órgano radio resistente.

El hipotiroidismo es un efecto determinístico tardío luego de la irradiación. En niños que recibieron de 7-14 Gy se observó disminución del hipotiroidismo acompañado de retardo en el crecimiento. En adultos la depresión en la función tiroidea se da después de una dosis de 25 Gy en cambio en glándulas hipófisis y suprarrenales es de aproximadamente de 45-60 Gy. •

Efectos prenatales

La radio sensibilidad del feto aumenta durante la última fase de desarrollo, de forma que las anomalías más graves son en las 8 primeas semanas se 70

embarazo, periodo donde la mayoría de mujeres no saben que están en gestación.

Hasta la octava semana de gestación se produce aborto espontaneo Desde la octava hasta la décima sexta semana se produce retraso mental y malformaciones congénitas Desde la décimo sexta hasta el final del embarazo se produce cáncer por irradiación al feto.

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CONCLUSIONES Con el uso de la Dosimetría pueden ser detectados un gran número de errores en las dosis entregadas a los pacientes, algunos de estos errores son humanos en el posicionamiento del paciente, colocación de los dispositivos, en la colocación de los parámetros de irradiación, también del funcionamiento de la máquina de irradiación y procedimientos del cálculo de dosis.

La finalidad principal de la protección radiológica es proporcionar un nivel adecuado de protección para el hombre, sin limitar indebidamente las prácticas beneficiosas provenientes de la exposición a la radiación.

El monitoreo de los trabajadores expuestos a las radiaciones ionizantes es la herramienta fundamental que contribuye a alcanzar los objetivos de la protección radiológica ocupacional, esto es, asegurar que en condiciones normales de trabajo no se superen los límites de dosis y reducir tanto las exposiciones como la sobre-exposición al nivel más bajo que razonablemente pueda alcanzarse.

Una asistencia de dosimetría personal apropiada, que permita desarrollar las actividades bajo estrictas normas de seguridad y calidad, cumple con el objetivo de proporcionar un adecuado monitoreo, evaluación y seguimiento de la dosis que recibe el personal expuesto a las radiaciones ionizantes.

En este documento se han presentado los fundamentos básicos de la protección radiológica, y se ha descrito el funcionamiento de un servicio de dosimetría personal desde su fase organizativa, hasta, fundamentalmente, su desarrollo técnico sostenido en el tiempo.

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