TESIS ANÁLISIS DE LA INFLUENCIA DE PARÁMETROS RADIOLÓGICOS RELACIONADOS CON LA EXPOSICIÓN INTERNA DE LOS TRABAJADORES DE MEDICINA NUCLEAR CON 131 I

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1 TESIS MAESTRÍA EN FÍSICA MÉDICA ANÁLISIS DE LA INFLUENCIA DE PARÁMETROS RADIOLÓGICOS RELACIONADOS CON LA EXPOSICIÓN INTERNA DE LOS TRABAJADORES DE MEDICINA NUCLEAR CON 131 I Lic. Erika P. Rodríguez Carrascal Lic. Ana Maria Rojo DIRECTORA Mgs. Sebastián Gossio, Mgs. Nancy Puerta Yepes CO-DIRECTORES Lic. Erika P. Rodríguez Carrascal MAESTRANDO Instituto Balseiro Comisión Nacional de Energía Atómica Universidad Nacional de Cuyo Diciembre 2009

2 Para el logro del triunfo siempre ha sido indispensable pasar por la senda de los sacrificios. Simón Bolívar A Martha por su amor y cariño constante. Erika

3 Agradecimientos - A mis padres, hermanos, tía, prima y el consentido Shemuel por el apoyo incondicional y todo el cariño que me han brindado en cada uno de los proyectos que me he trazado. A mamá y papá, todo lo que soy es gracias a ustedes. - A la CNEA, Instituto Balseiro, FUESMEN y ARN por la oportunidad que se me brindo para realizar esta maestría con el financiamieno otorgado y con todos los conocimientos y experiencia impartidos durante este año y medio de estudios. - A mi directora la Lic. Ana Maria Rojo por todo el cariño, apoyo y profesionalismo brindado en todo momento. Gracias por tus buenos y oportunos consejos, por la paciencia y buen humor. Gracias Ana. - A mis co-directores Mgters. Sebastian Gossio y Nancy Puerta Yepez, por toda la ayuda y amistad brindada. Y al resto del equipo de dosimetría interna: Adrian Villella e Inés Gomez Parada por toda la colaboración prestada y la buena voluntad en todo momento. - A todas aquellas personas con las cuales he compartido, me han ayudado y/o acompañado en mi año y medio en este lindo país. Ellos saben quienes son. - Y por último y no menos importante, quiero agradecer a quienes fueron como mi familia durante este año y medio, mis compañeros y amigos de la maestría en física médica: Gabi, Sebas, Richi, Eri, Mary y Pablo, fue una gran experiencia la vivida con ustedes, aprendí tantas cosas enriquecedoras, gracias por todos los buenos momentos, los quiero mucho. Gracias Totales.

4 Índice general 1. Introducción Objetivos Objetivo General Objetivos específicos Criterios de Protección Radiológica en Medicina Nuclear Identificación y análisis de escenarios Pasos a seguir para determinar en que clasificación se encuentra un Laboratorio de Radionucleidos Aplicación de Análisis de Escenarios a un Servicio de Medicina Nuclear Limitación de dosis Situación Actual Internacional Programa de Monitoreo Individual en Medicina Nuclear Clasificación de las áreas de trabajo en un SMN Tipos de Monitoreo Clasificación de los trabajadores Elección de los Métodos de Medición de la Exposición Interna Métodos de cálculo de dosis con los software disponibles Otros elementos que forman parte del diseño de un programa de monitoreo individual Protocolo de Monitoreo Operacional en un SMN para 131 I Objetivos generales del Protocolo Acciones Previas Revisión de los Procedimientos e Instalación

5 ÍNDICE GENERAL v Revisión de las condiciones de cada trabajador por individual Diseño de un plan de monitoreo Implementación Mediciones In Vivo Mediciones In Vitro Evaluación Criterios a establecer luego de culminada la Evaluación de un Monitoreo Operacional Análisis del Modelo Biocinetico del Iodo Modelo Biocinético del Tracto Respiratorio - ICRP Descripción del Modelo Modelo Biocinético del Tracto Gastrointestinal Modelo Biocinético para el Iodo Data dosimétrica Estimación de Dosis Efectiva Comprometida E(50) Estimación de la Incorporación con un solo dato de medición Monitoreo Rutinario Estimación de la Incorporación con múltiples mediciones Cálculo de la dosis efectiva comprometida [E(50)] Software de Cálculo DOSIE Inicio Modulo de Cálculo Elección de los Parámetros del Modelo Cálculo de m(t) Selección Tipo de Monitoreo Aplicación del programa DOSIE v era Verificación: Valores de m(t) obtenidos en el software DOSIE era Verificación: Estimación de la Incorporación y Dosis Efectiva Comprometida E(50) Conclusiones 80

6 ÍNDICE GENERAL vi A. Definiciones Básicas 82 A.1. Glosario de Términos A.2. Tablas Apéndices 82 B. Solución del Problema Compartimental 87 B.1. Modelos de Compartimentos lineales B.2. Método Matricial B.3. Ecuaciones del Modelo Biocinético del I-131 Inhalación C. Criterios para rechazar el ajuste 95 C.1. Definición de test de chi-cuadrado estadístico

7 Índice de figuras 3.1. Esquema de cálculo de dosis e incorporación Esquema General del Programa de Monitoreo Individual Operacional de la exposición interna de los trabajadores de un SMN Sistema de Espectrometría gamma Cámara gamma Curva de retención del 131 I en tiroides en función del tiempo posterior a la incorporación de 1 Bq. Curva obtenida a partir de resolver el problema compartimental en MATLAB Disposición de las fuentes puntuales al detector para la calibración en energía Espectro característico del 137 Cs Maniquí simulador de cuello y tiroides Calibración en eficiencia Determinación del fondo Calibración de la cámara gamma con el simulador de tiroides [21] (a) Muestreo de Área. (b) Muestreo Personal Revisión de la contaminación externa Modelo general que describe el tracto respiratorio División del tracto respiratorio en 14 compartimentos, según ICRP Modelo del Tracto Gastrointestinal Modelo biocinético para el Iodo en adultos, ICRP Publicación 67 y referencia [30] Esquema de decaimiento del 131 I. Las energías asociadas se pueden ver en la tabla

8 ÍNDICE DE FIGURAS viii 5.6. Modelo Biocinético del 131 I considerando una incorporación, tipo F por inhalación Esquema de calculo de dosis e incorporación Esquema general de las características que posee el programa DOSIE Pantalla de Inicio de DOSIE Módulo de cálculo Cálculo de m(t) Casillas de Ingreso de datos Influencia Incorporaciones previas Influencia Incorporaciones previas Casillas de Ingreso de datos Opción Monitoreo Especial Mensaje: Instructivo data.xls Cargar data.xls Mensaje informativo y pantalla de resultados obtenidos Visualización gráfica de los datos manejados. Criterio visual del ajuste realizado.(ejemplo de 3 mediciones) Valores de m(t) para 131 I, Inhalación con AMAD=5µm Valores de m(t) para 131 I, Inhalación Tipo V (vapor) Valores de m(t) para 131 I, Ingestión Mediciones Caso: ejemplo de Inhalación Aguda, Evaluación con el DOSIE 79 B.1. Modelo general bicompartimental B.2. Modelo Biocinético del 131 I considerando una incorporación tipo F por inhalación C.1. Una distribución teórica del chi-cuadrado (χ 2 ) con 10 grados de libertad [18]

9 Índice de Tablas 2.1. Clasificación de los tipos de laboratorios en base al tipo de radiotoxicidad de los radionucleidos usados y la actividad manejada en cualquier momento [1] Características del 131 I Necesidad de un programa de monitoreo de acuerdo a la situación de exposición [5] Comparación entre las principales características del 131 I y el 133 Ba [14] Fracción de deposición para un trabajador estándar, con una tasa de respiración normal de 1.2 m 3 /h Valores de deposiciones iniciales Di en el Tracto Respiratorio para varios AMAD Tipos de absorción [3] Clasificación de los gases y vapores [3] Características del TGI [24] Energías asociadas al esquema de decaimiento del 131 I. [14] Compuesto, tipo de absorción y valores de f 1, (tomado del ICRP 78 [30]) Coeficiente de dosis Técnica de Medición [30] Elección de parámetros del modelo biocinético a ser usado para el cálculo de los valores de m(t) Selección del Tipo de Monitoreo Opción Monitoreo Rutinario Medición de la actividad de 131 I retenida en tiroides

10 ÍNDICE DE TABLAS x 7.5. Resultados de la estimación de incorporación y E(50) A.1. Valores de CDA de 131 I para distintas clases de modo de inhalación [30] 83 A.2. Valores de ALI de 131 I para distintas clases de modo de inhalación [30] 84 A.3. Clasificación de los radionucleidos de acuerdo a su relativa radiotoxicidad por unidad de actividad

11 Resumen ANÁLISIS DE LA INFLUENCIA DE PARÁMETROS RADIOLÓGICOS RELACIONADOS CON LA EXPOSICIÓN INTERNA DE LOS TRABAJADORES DE MEDICINA NUCLEAR CON 131 I Se ha identificado al 131 I como uno de los radionucleidos de mayor potencialidad de exposición interna significativa durante los procedimientos de fraccionamiento y/o administración de dosis terapéuticas en medicina nuclear, debido a su alta radiotoxicidad y alta volatilidad a temperatura ambiente. Por lo tanto es de interés relevar la exposición interna en aquellos lugares donde se realicen tareas de manipulación de fuentes abiertas que permita la evaluación de la protección radiológica de los trabajadores. En este trabajo se presenta una propuesta sencilla y concreta de monitoreo operacional ocupacional de la exposición interna sobre la base a las publicaciones actuales IAEA [3], ICRP [23, 30], ISO [5] y el proyecto IDEAS [18] que puede ser aplicada en los SMN de distintos hospitales utilizando los equipos disponibles en la instalación. Esta propuesta incluye el desarrollo de una nueva herramienta de calculo de dosis desarrollada en MATLAB, llamada DOSIE V1.0, enfocada especialmente en la evaluación de las mediciones que se realicen dentro de programas de monitoreo debido a incorporación de material radiactivo en el ámbito de la medicina nuclear. 1 1 Palabras clave: Medicina Nuclear, Monitoreo, Operacional, DOSIE, Radiológico, parámetros

12 Capítulo 1 Introducción En los últimos años, el uso de fuentes de radiación ionizante en forma de fuentes abiertas se ha incrementado notablemente como consecuencia del aumento en el número de Servicios de Medicina Nuclear (SMN) y de la producción de nuevos radiofármacos en vista de los beneficios que estas prácticas ofrecen en el diagnostico y tratamiento de diversas patologías. Desde el punto de vista ocupacional, durante el desarrollo de prácticas que involucran la manipulación de material radiactivo en forma de fuentes abiertas, el personal involucrado en estas actividades en su lugar de trabajo se ve expuesto a las siguientes posibilidades de exposición: Exposición externa a cuerpo entero. Exposición externa en forma localizada, en particular de manos y piel. Exposición interna debido a incorporación de material radiactivo durante el fraccionamiento y administración de radiofármacos, cuya vía principal de incorporación es la inhalación. En la actualidad la vigilancia radiológica individual de las dosis ocupacionales en medicina nuclear, comprende únicamente la estimación de dosis debido a exposición externa a cuerpo entero o en manos mediante los dosímetros de película o TLD, no existiendo un criterio generalizado de evaluación de las dosis ocupacionales debido a incorporación de material radiactivo.

13 CAPÍTULO 1. INTRODUCCIÓN 2 Específicamente, se ha identificado que es el 131 I uno de los radionucleidos más utilizados y que presenta mayor potencialidad de exposición interna significativa para los trabajadores cuando se realizan tareas de manipulación o fraccionamiento. Es por ello que el grupo de Dosimetría Interna de la Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN), dentro del marco del Proyecto de Investigación y Desarrollo, ha establecido la necesidad de diseñar e implementar un programa de monitoreo operacional en diferentes instituciones hospitalarias donde sea manipulado este radionucleido. Este trabajo plantea una propuesta para el relevamiento de las exposiciones internas que comienza con la evaluación de parámetros radiológicos de interés necesarios para la implementación de un programa de monitoreo. Los objetivos que se plantean en este trabajo, se presentan a continuación Objetivos Objetivo General Proponer un programa de vigilancia radiológica operacional para la evaluación de las dosis ocupacionales debido a la incorporación de 131 I en centros de medicina nuclear Objetivos específicos Analizar los parámetros físicos y radiológicos de interés y los métodos utilizados para la evaluación de la exposición interna. Revisar y analizar los modelos biocinéticos propuesto por la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP, siglas en inglés) en las publicaciones 30, 66 y 78 [24, 29, 30]. Desarrollar una herramienta de cálculo en MATLAB (DOSIE (Doses and Intake Estimation)) que resuelva el sistema matricial derivado del modelo de compartimentos del 131 I y realice el cálculo de dosis, basado en el procedimiento de cálculo de la actividad de radionucleido incorporado y de la dosis efectiva comprometida propuesto por las guías IDEAS (Guías de la Comunidad Europea para el Calculo de Dosis por Exposición Interna) [18].

14 CAPÍTULO 1. INTRODUCCIÓN 3 Verificar los resultados obtenidos con el software de cálculo DOSIE desarrollado en este trabajo, comparandolo con los otros métodos de cálculo de actividad incorporada y estimación de la Dosis Efectiva Comprometida E(50).

15 Capítulo 2 Criterios de Protección Radiológica en Medicina Nuclear Existen dos criterios importantes que permiten identificar la necesidad de implantar un programa de protección radiológica en centros donde se realizan tareas relacionadas con la manipulación de material radiactivo en forma de fuentes abiertas, estos son: identificación y análisis de escenarios, y sistema de limitación de dosis que permiten establecer niveles de referencia a la hora de realizar evaluaciones. El paso inicial para establecer la necesidad de realizar un programa de monitoreo operacional es por medio de la identificación y análisis de escenarios; posteriormente es importante establecer un sistema de limitación de dosis adecuado al escenario de acuerdo a lo sugerido por las referencias [2, 19] Identificación y análisis de escenarios La manipulación y uso de fuentes radiactivas en forma de fuentes abiertas puede ocasionar dispersión del material durante su manipulación, y aquellos trabajadores involucrados en estas actividades pueden recibir dosis debido a exposición externa y exposición interna. Con el objetivo de asegurar una adecuada protección en los lugares de trabajo, la OIEA en la Safety Series N o 1 [1], introduce una clasificación de las instalaciones o laboratorios de acuerdo a la radiotoxicidad de los radionucleidos que se utilizan, la actividad utilizada de los mismos, y a los procesos a los que son sometidos. Primeramente definimos como Instalaciones Radiactivas aquellas en las que

16 CAPÍTULO 2. CRITERIOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA EN MEDICINA NUCLEAR 5 se producen, fabrican, almacenan o usan fuentes radiactivas o dispositivos generadores de radiación ionizante, o en las que se tratan, acondicionan o almacenan desechos radiactivos. Dentro de esta definición entra un laboratorio de radionucleidos en donde se producen, fabrican, almacenan o manipulan sustancias radiactivas en forma de fuentes abiertas. Según la referencia [1], los laboratorios de radionucleidos presentan una clasificación en tipo C, B y A; la cual se basa en el tipo de radiotoxicidad del radionucleido usado en la instalación, la actividad manejada en cualquier momento, y la naturaleza del trabajo realizado. Adicionalmente se toma en cuenta la clasificación de Áreas Supervisadas y Áreas Controladas tal como lo especifican las referencias [2, 23]. Las referencias [1, 9] describen estos tipos de laboratorio de la siguiente forma: Un laboratorio tipo C, es un laboratorio químico de buena calidad, es decir; un laboratorio previsto para la manipulación de radionucleidos de bajas actividades, cuya estructura y equipos usados en dicha instalación son similares a las de un laboratorio de química moderno. Entre las características más relevantes que debe poseer este tipo de instalaciones se remarca que: debe proveer un adecuado sistema de ventilación y alarmas de humo e instalaciones sencillas para contener derrames con cubiertas desechables y/o lavables para superficies de trabajo. Las paredes y techos deben estar cubiertos con pintura lavable y no porosa y pisos con baldosas de caucho o de cloruro polivinilo. Un laboratorio tipo B, esta diseñado especialmente para la manipulación de radionucleidos. Entre las características más relevantes que presenta este tipo de instalación se señala que en adición a las especificaciones descritas brevemente para un laboratorio tipo C; en este caso el diseño de las uniones de pisos, paredes, techo y superficies de trabajo deben estar completamente selladas. Debe existir un sistema de ventilación mecánica que permita mantener la presión de aire en el área de manipulación durante el uso de sustancias radiactivas. Todas las operaciones que tengan la probabilidad de producir contaminación radiactiva en aire, debe realizarse a presiones menores a la atmosférica o dentro de campanas de extracción de aire o cajas de guantes. Se recomienda la instalación de extractores de aire que deben encontrarse localizados tan cerca como sea posible de la campana de humo de forma de prevenir la acumulación y recirculación de sustancias radiactivas en dicha región.

17 CAPÍTULO 2. CRITERIOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA EN MEDICINA NUCLEAR 6 En cuanto a un laboratorio tipo A, es un tipo de laboratorio especialmente diseñado para el manejo de grandes actividades de sustancias radiactivas. La máxima cantidad de material radiactivo que puede ser manipulado en este tipo de instalaciones dependerá de las condiciones ambientales, los sistemas de seguridad del laboratorio, las propiedades y actividades de los radionucleidos usados. En algunos casos debe ser evaluado y realizado el calculo de blindaje de dichas instalaciones. Deben estar bien delimitados y diferenciados los distintos lugares de trabajo de acuerdo a la naturaleza de las operaciones realizadas y debe existir un sistema de seguridad física en toda la instalación para vigilar la seguridad de las misma con un sistema de monitoreo personal a la salida de las áreas controladas, con el fin de garantizar que las personas que salgan de dichas áreas, estén libres de contaminación radiactiva. Las especificaciones descritas para los laboratorios tipo C y B son tomados en cuenta. A la hora de poder identificar en que tipo de laboratorio se encuentra clasificada la instalación a evaluar de acuerdo a los parámetros antes señalados (radiotoxicidad del radionucleido involucrado, actividad manejada en todo momento, tipo de trabajo realizado, etc.), se pueden seguir una serie de pasos los cuales se describen a continuación Pasos a seguir para determinar en que clasificación se encuentra un Laboratorio de Radionucleidos Para determinar el tipo de laboratorio en que se encuentra una determinada instalación, se debe: 1. Determinar el o los radionucleidos que se van a utilizar en la instalación, así como la (o las) actividad(es) de los mismos que se pretenden manejar. 2. Determinar la radiotoxicidad de los radionucleidos identificados. La radiotoxicidad de un radionucleido esta definida como la capacidad que tiene un radionucleido para producir una lesión en virtud de sus emisiones radiactivas, cuando es incorporado al cuerpo. Un radionucleido puede ser clasificado en uno de los cuatro siguientes grupos de radiotoxicidad por unidad de actividad:

18 CAPÍTULO 2. CRITERIOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA EN MEDICINA NUCLEAR 7 Grupo I: Toxicidad muy alta, Grupo II: Toxicidad alta, Grupo III: Toxicidad moderada, Grupo IV: Toxicidad baja. La clasificación de los radionucleidos de acuerdo a su radiotoxicidad se muestran en la tabla A.3 del apéndice A. Esta clasificación esta basada principalmente en el riesgo de inhalación. 3. Identificar de la tabla A.3 del apéndice A el grupo al que pertenece el radionucleido de mayor radiotoxicidad, es decir, en el caso de que sean usados varios radionucleidos, la clasificación dependerá del radionucleido de mayor radiotoxicidad. 4. Tomar en cuenta el tipo de operaciones que se van a realizar en dicha instalación, con el o los radionucleidos seleccionados. A cada tipo de operación le corresponde un factor de modificación específico que puede ser aplicado en la clasificación final del tipo de actividades que puede llegar a manejar un laboratorio tipo C, B o A. Los coeficientes para varias operaciones son los siguientes [1]: Procedimiento Factor de Modificación Deposito (soluciones madres) x 100 Operaciones simples por vía húmeda x 10 Operaciones químicas normales x 1 Operaciones complejas por vía húmeda con riesgo de derrame x 0.1 Operaciones simples por vía seca x 0.1 Operaciones por vía seca y/o con sustancias en polvo x Una vez determinada la radiotoxicidad del radionucleido de interés, la cantidad de actividad a ser manejada y especificando el factor de modificación que corresponde al tipo de operación(es) realizada(s), se determina el tipo de laboratorio de radionucleidos, aplicando los factores de modificación en las últimas tres columnas de la Tabla 2.1.

19 CAPÍTULO 2. CRITERIOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA EN MEDICINA NUCLEAR 8 Tabla 2.1: Clasificación de los tipos de laboratorios en base al tipo de radiotoxicidad de los radionucleidos usados y la actividad manejada en cualquier momento [1] Radiotoxicidad Cantidad mínima Clasificación de la Instalación considerada (kbq) Tipo C Tipo B Tipo A Muy alta KBq 370 KBq MBq 370 MBq Alta MBq 3.7 MBq GBq 3.7 GBq Moderada MBq 37 MBq - 37 GBq 37 GBq Baja MBq 370 MBq GBq 370 GBq La aplicación de un factor de modificación sobre los valores especificados en la últimas 3 columnas de la tabla 2.1, acota en un rango la máxima actividad permitida que puede ser manejada en cualquier momento y que no debe ser excedida. Un ejemplo especifico de la aplicación de estos pasos se puede llevar a cabo para identificar en que tipo de laboratorio de radionucleidos se encuentra ubicado un servicio de medicina nuclear en donde se manipulan diversos tipos de radionucleidos, entre los que se encuentra el 131 I, ya que es de interés en este trabajo este caso en particular Aplicación de Análisis de Escenarios a un Servicio de Medicina Nuclear Uno de los radionucleidos más utilizados en un servicio de medicina nuclear para el diagnóstico de patologías tiroideas y en terapia para destruir el tejido tiroideo remanente post tiroidectomía total, así como las metástasis locales y a distancia de los pacientes con carcinomas papilares o foliculares de tiroides es el 131 I y desde el punto de vista del control de los trabajadores es de gran interés debido a las cantidades que son manipuladas. (Ver Capitulo 5). Para identificar el tipo de laboratorio de radionucleidos en el que se encuentra un Servicio de Medicina Nuclear en donde se puede llegar a manipular semanalmente hasta 18.5GBq (500mCi) de 131 I, se siguen los pasos descriptos en la sección 2.1.1, de la siguiente forma: El 131 I se encuentra dentro del grupo 2 de la clasificación de radionucleidos con

20 CAPÍTULO 2. CRITERIOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA EN MEDICINA NUCLEAR 9 radiotoxicidad alta. De acuerdo a la experiencia observada en los diversos centros de medicina nuclear y desde el punto de vista del control de los trabajadores, la operación donde ocurre mayor probabilidad de incorporación de este radionucleido es el fraccionamiento y/o elusión (en soluciones líquidas), que según la referencia [11] se identifica como Operaciones con líquidos volátiles y que dentro de la descripción de operación de la IAEA en la referencia [1] se clasifica como Operaciones complejas por vía húmeda con riesgo de derrame lo cual presenta un factor de modificación de x0.1. Este factor al ser multiplicado a las últimas 3 columnas de la Tabla 2.1 y suponiendo que por lo menos una vez a la semana se fracciona y administra una dosis terapéutica de 5.5 GBq (150 mci), tenemos que: Un centro de medicina nuclear que manipula 131 I para terapia se encuentra clasificado como un laboratorio de radionucleidos tipo A, cuyas características relevantes que debe poseer este tipo de instalación están descritas en la sección 2.1. Entre la especificación más importante que deben poseer este tipo de instalación se describe [9] que la manipulación de fuentes abiertas con sustancias volátiles, gases y aerosoles (tal como ocurre con el 131 I) debe realizarse dentro de campanas de extracción de aire adecuadas, si es posible con filtros de retención para impedir la dispersión del material en el ambiente y los lugares de trabajo deberán disponer de un sistema de ventilación apropiado Limitación de dosis En base a lo descrito en la sección anterior, y siguiendo con los criterios que deben ser considerados para determinar la necesidad de implementar un programa de monitoreo ocupacional debido a exposiciones internas, es de interés realizar una revisión del sistema de limitación de dosis, que es uno de los tres principios básicos en los que se basan los sistemas de protección radiológica de acuerdo a lo establecido por la ICRP 103 [23], y que es tomado en cuenta en aquellos lugares de trabajo donde se realizan labores de manipulación de radionucleidos.

21 CAPÍTULO 2. CRITERIOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA EN MEDICINA NUCLEAR 10 El Organismo Internacional de Energía Atómica en la norma básica N o 115 (NBS) [2] establece que, todo trabajador ocupacionalmente expuesto deberá ser sometido a un programa de vigilancia radiológica ocupacional, según los riesgos radiológicos inherentes al puesto de trabajo. Con el propósito de establecer un sistema de limitación de dosis que proteja a los trabajadores, se fijan los siguientes límites de dosis: 1. Dosis Efectiva de 100 msv a cuerpo entero, por un promedio de 5 años, ponderado a 20 msv anual y nunca mayor de 50 msv. 2. Dosis Equivalente al cristalino de 150 msv en un año. 3. Dosis Equivalente a las extremidades o la piel de 500 msv en un año. A los efectos de cumplir con los límites de dosis establecidos en el párrafo anterior, debe tomarse en cuenta la dosis equivalente personal causada por exposición externa a radiación penetrante en un período especificado y la dosis equivalente comprometida o la dosis efectiva comprometida causada por incorporaciones de substancias radiactivas en el mismo período, verificándose esto por medio de los siguientes métodos: a. Comparando la dosis efectiva total con el límite de dosis correspondiente, en cuyo caso la dosis efectiva total se calculará con arreglo de la siguiente expresión: E T = H p (d) + j e(g) j,ing I j,ing + j e(g) j,inh I inh (2.1) Donde: E T = Dosis Efectiva personal debida a la exposición a radiación penetrante durante el año. Expresado en Sv. H p (d) = Dosis Equivalente personal en profundidad, expresado en Sv. e(g) j,ing/inh = Dosis efectiva comprometida por unidad de incorporación por ingestión ó inhalación del radionucleido j por el grupo de edad g. En términos de Sv/Bq. I j,ing/inh = Incorporación por ingestión o inhalación del radionucleido j. Expresado en términos de actividad (Bq).

22 CAPÍTULO 2. CRITERIOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA EN MEDICINA NUCLEAR 11 b. O satisfaciendo la siguiente condición: H p (d) DL + j I j,ing I j,ing,l + j I j,inh I j,inh,l 1 (2.2) Donde: DL = es el límite de dosis anual aplicable de dosis efectiva. El factor L corresponde al límite anual de incorporación por radionucleido. Los valores de I j,l son obtenidos a partir de los valores correspondientes de la dosis efectiva comprometida por unidad de incorporación, aplicando la siguiente relación: I j,l = DL e j,inh (2.3) En el caso de los trabajadores en medicina nuclear de acuerdo al puesto de trabajo, se dará cumplimiento de los límites de dosis siempre y cuando se satisfaga la siguiente ecuación, la cual ha sido derivada a partir de la ecuación 2.1: E T = H p (d) + j e(g) j,inh I inh (2.4) Considerando que la vía principal de incorporación es la inhalación. En la práctica para verificar que se satisfagan los límites de dosis de acuerdo a la ecuación anterior, la vigilancia radiológica individual de estos trabajadores comprenderá: Vigilancia Radiológica de las dosis debido a exposición de radiación externa a cuerpo entero. Vigilancia Radiológica de las dosis debido a exposición de radiación externa en manos. Vigilancia Radiológica de las dosis ocupacionales debido a incorporación de material radiactivo. Como se expreso en la introducción, en la actualidad la vigilancia radiológica individual de las dosis ocupacionales en medicina nuclear, comprende únicamente la estimación de dosis debido a exposición externa a cuerpo entero o en manos mediante los dosímetros de película o TLD, no existiendo un criterio generalizado de evaluación de las dosis ocupacionales debido a incorporación de material radiactivo. En otras palabras, únicamente el término H p (10) es tomado en consideración para fines de vigilancia

23 CAPÍTULO 2. CRITERIOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA EN MEDICINA NUCLEAR 12 radiológica individual. Una adecuada forma de verificar que las dosis que reciben los trabajadores debido a exposiciones internas por la manipulación de 131 I no superen los niveles de referencia que establece el Estándar Internacional ISO [5], es por medio del diseño de un programa de monitoreo operacional que este directamente relacionado con labores especificas dentro de áreas de trabajo controladas y que este acotado en el tiempo. Sin embargo, al realizar una revisión acerca de los requerimientos de monitoreo individual de la exposición interna de los trabajadores en un Servicio de Medicina Nuclear en el mundo, se encontró que no existe una reglamentación nacional que especifique la obligatoriedad de realizarse dicha evaluación. Los antecedentes de la situación actual de diversos países se muestran a continuación Situación Actual Internacional Argentina: Para los servicios de medicina nuclear no es un requerimiento a priori el monitoreo individual rutinario de los trabajadores que manipulan 131 I. [12]. Australia: En la publicación AS2243 part 4 pp 80 de la ARPANSA se especifica que la evaluación de la incorporación por diferentes métodos solo se lleva a cabo si existe la posibilidad de exposición a fuentes abiertas. Pero debido a que solo se manipula 131 I en forma de cápsulas no se realiza rutinariamente la medición de la exposición interna. Existiendo sin embargo la capacidad para responder a incidentes. Italia: En los servicios de medicina nuclear no existe un requerimiento nacional de realizar rutinariamente la medición de la exposición interna, aunque todos los servicios de medicina nuclear realizan rutinariamente la medición quincenal de la actividad retenida en la tiroides de los trabajadores involucrados en terapia con yodo, siendo menos común los involucrados en la parte de diagnóstico. Esta tarea es de los físicos que forman parte del SMN por requerimiento. En la mayoría de los centros se utilizan cápsulas de 131 I, nunca líquido por su volatilidad. Francia: En los Servicios de Medicina Nuclear no existe un requisito nacional en

24 CAPÍTULO 2. CRITERIOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA EN MEDICINA NUCLEAR 13 Francia en lo que concierne al la vigilancia radiológica para 131 I. Sin embargo a los trabajadores se les realiza en un intervalo de 6 meses un monitoreo rutinario de muestras de orina, no realizándose mediciones in vivo. España: En los servicios de medicina nuclear no existe un requerimiento nacional de realizar rutinariamente la medición de la exposición interna. Alemania: Existe un requerimiento nacional de realizar rutinariamente la medición de la exposición interna de los trabajadores que superen 1 msv/año. Se realiza a los involucrados en terapia con yodo la medición quincenal de la actividad retenida en la tiroides de los trabajadores. UK: En los servicios de medicina nuclear no existe un requerimiento nacional de realizar rutinariamente la medición de la exposición interna. Si realizan medición de tiroides de los trabajadores involucrados en terapia con yodo. USA: La US Nuclear Regulatory Comission establece en su publicación U:S: NRC Condiciones para el monitoreo individual de la exposición interna que:... Cada responsable de licencia realizará el monitoreo de la incorporación de material radiactivo y evaluará la dosis efectiva en los trabajadores que reciban en 1 año una incorporación que supere 10 % del ALI. Uruguay: En el Hospital de Clínicas de Montevideo se realiza rutinariamente la medición quincenal de la actividad retenida en la tiroides de los trabajadores de todo el país. Es requerimiento de la Autoridad Regulatoria de Uruguay desde Dado que existe un crecimiento en cantidad de los Servicios de Medicina Nuclear donde se realiza la manipulación de 131 I en terapia de las patologías tiroideas, y en base a los antecedentes y criterios descritos anteriormente, se señala la necesidad de proponer el diseño de un programa de monitoreo debido a las exposiciones internas que reciben los trabajadores en esta área. En este trabajo se realizará una revisión de los parámetros físicos y radiológicos que son necesarios para el diseño de un programa de monitoreo debido a exposiciones internas, dando una propuesta de un programa de monitoreo operacional debido a la incorporación de 131 I que permita una evaluación inicial de dosis y de esta forma se pueda clasificar a los trabajadores que deben ingresar a programas de monitoreos más

25 CAPÍTULO 2. CRITERIOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA EN MEDICINA NUCLEAR 14 específicos y/o tomar acciones preventivas para asegurar que las condiciones de trabajo sean las adecuadas y se de un cabal cumplimiento de los límites de dosis establecidos internacionalmente [2, 23]. En el siguiente capitulo se describen los componentes que debe poseer un programa de monitoreo, que nos sirva de base para la propuesta que se desea realizar. En la búsqueda del mejoramiento de los programas de monitoreo ocupacionales debido a las exposiciones internas, y enriqueciendo la propuesta del diseño de monitoreo operacional que se verá en detalle en el Capítulo 3; en este trabajo se desarrollará una herramienta de cálculo de dosis debido a la incorporación de radionucleidos involucrados en el área de medicina nuclear, con la incorporación inicial de los modelos biocinéticos del 131 I propuestos por la ICRP en sus publicaciones 30 y 66 respectivamente [24, 29].

26 Capítulo 3 Programa de Monitoreo Individual en Medicina Nuclear Los programas de monitoreo para exposición ocupacional son diseñados con el objetivo principal de proporcionar un nivel adecuado de protección en el lugar de trabajo por medio de la evaluación de las condiciones en el mismo y de las exposiciones individuales. Este proceso de evaluación requiere de la estimación de las exposiciones externas e internas para llegar a la evaluación de dosis efectiva total Et en el individuo durante un periodo especifico, y de esta forma demostrar el cumplimiento de los límites de dosis. La evaluación de las exposiciones internas se lleva a cabo por medio de la implantación de un programa de monitoreo, que de acuerdo al Estándar Internacional ISO [5], debe formar parte de un programa de protección radiológica global, y cuyo propósito general esta orientado en verificar y documentar que cada trabajador este protegido adecuadamente contra los riesgos de incorporación de radionucleidos, y que esta protección cumpla con los requisitos legales actuales. Esta verificación debe incluir evaluaciones que permitan identificar las situaciones de trabajo en que existe el riesgo de incorporación de radionucleidos en los trabajadores, así como la cuantificación de una probable incorporación de material radiactivo y la dosis efectiva comprometida resultante de dicha incorporación, con la adecuada interpretación de los resultados obtenidos. Específicamente, la decisión de implementar un programa de monitoreo debido a exposiciones internas en un Servicio de Medicina Nuclear (SMN), se basa en la identificación y análisis inicial del escenario, así como del establecimiento de un sistema de limitación de dosis de forma de verificar que los trabajadores de dicha instalación están

27 CAPÍTULO 3. PROGRAMA DE MONITOREO INDIVIDUAL EN MEDICINA NUCLEAR 16 protegidos en las labores de trabajo que realicen. En el Capítulo 2 se estableció que la forma de realizar esta verificación en un SMN es por medio de la evaluación de la ecuación 2.4: E T = H p (d) + j e(g) j,inh I inh Sin embargo, en ese mismo Capítulo se señaló que en la actualidad solo es evaluada la magnitud H p (d) debido a exposiciones externas a cuerpo entero y/o manos, generándose la necesidad de implementar un programa de monitoreo individual que permita evaluar la exposición interna de los trabajadores de los SMN, especialmente a aquellos centros en donde es manipulado 131 I en forma líquida para terapia. Esto es debido a que el 131 I es uno de los radionucleidos más utilizados en medicina nuclear y el que presenta mayor potencialidad de exposición interna significativa debido a su alta volatibilidad a temperatura ambiente, constituyendo un problema de protección radiológica en cuanto a la exposición interna en locales donde se realicen tareas de manipulación de fuentes abiertas sin adecuados sistemas de extracción de aire. Es por ello que en este Capítulo se presentan los parámetros radiológicos que deben ser tenidos en cuenta en un programa de monitoreo, que permita la evaluación de la exposición interna de los trabajadores de Medicina Nuclear que tiene como objetivo principal establecer en dichos centros una metodología simple y factible para el monitoreo de los trabajadores utilizando los equipos disponibles en los centros de medicina nuclear Clasificación de las áreas de trabajo en un SMN Un paso previo para reconocer la existencia de un evento significativo de incorporación si llegase a ocurrir, es ubicarse primeramente en el lugar de trabajo y evaluar las condiciones presentes en el mismo. Esto se logra por medio de la identificación y análisis de escenarios, tal como lo establecimos en el Capítulo 2. Esta clasificación que realiza la IAEA en la referencia [1] de los tipos de laboratorio de radionucleido, toma en cuenta una la definición de áreas de trabajo en: Áreas Su-

28 CAPÍTULO 3. PROGRAMA DE MONITOREO INDIVIDUAL EN MEDICINA NUCLEAR 17 pervisadas y Áreas Controladas. Estas áreas de trabajo, tales como las define la ICRP 103 [23] e implementa la NBS N o 115 [2] establecen las bases del programa de monitoreo ocupacional. Las áreas clasificadas como áreas controladas, requieren un programa activo de monitoreo en curso, mientras que las designadas como áreas supervisadas necesitan ser tenidas en cuenta, pero generalmente no requieren control ni monitoreo. De esta forma, se hace énfasis en el monitoreo de aquellos que trabajan en áreas controladas, partiendo de la premisa de que son estos trabajadores los que presentan una mayor probabilidad de exposición. Y aunque el monitoreo individual no es necesario en áreas supervisadas, no debe ignorarse la exposición ocupacional de trabajadores en esas áreas, que deberá ser evaluada si llegase a ser necesario. Como se señaló en la sección 2.2, un Servicio de Medicina Nuclear (SMN) donde se realizan procedimientos de fraccionamiento y administración de 131 I en forma líquida para fines terapéuticos, con la manipulación de hasta 500 mci semanal, clasifica como un laboratorio tipo A. Las consideraciones del área de trabajo y de las características de radionucleido que deben ser tomadas en cuenta en la escogencia de un SMN para la implantación de programa de monitoreo debe incluir: Considerar aquellos servicios que se trabaje con un número considerable de tratamientos con 131 I. Considerar que la principal vía de incorporación en labores rutinarias de trabajo es la Inhalación. Tomando en cuenta que en caso de accidentes se debe considerar la inhalación e/o ingestión como posibles vías de incorporación. Los coeficientes de dosis e(50) que son tomados en cuenta para la realización de los cálculos, para inhalación con distintos AMAD 1, y para ingestión. Para exposiciones ocupacionales, el tamaño de partícula del radionucleido en el lugar de trabajo que es considerado el más apropiado es de 5µm. Para el 131 I, se ha identificado que existe una alta probabilidad de incorporación de este radionucleido por medio de la emanación de vapores que se generan en dichos trabajos de manipulación. En este caso el valor del AMAD considerado es de 0 µm. En la siguiente tabla se muestran los valores relevantes del 131 I: 1 A.M.A.D.:Diámetro aerodinámico medio por actividad

29 CAPÍTULO 3. PROGRAMA DE MONITOREO INDIVIDUAL EN MEDICINA NUCLEAR 18 T 1/2 (días) 8.04 Tabla 3.1: Características del 131 I e(50) (Sv/Bq) Energía Forma Radiotoxicidad Inhalación Ingestión química (KeV) 1µm 5µm Vapor f 1 = β Grupo 2: γ Radiotoxicidad alta 131 INa Tipos de Monitoreo De acuerdo a los propósitos y situaciones que se presenten en un SMN, se puede llegar a implantar cualquiera de los siguientes tipos de monitoreo, tal como lo sugiere la ICRP en su publicación 78 [30] y el Estándar Internacional ISO [5]: Monitoreo Rutinario: asociado a operaciones continuas y deberá ser planeado para demostrar que las condiciones de trabajo, incluyendo los niveles de dosis individual, continúan siendo satisfactorios y cumplen con los requisitos regulatorios. Las decisiones que se toman para la realización del programa se realizan de antemano en todo lo que se refiere a los métodos, la frecuencia y los modelos metabólicos involucrados. Más específicamente es apropiado definir un Monitoreo Rutinario Individual: Monitoreo Rutinario Individual: Realizado a cada uno de los trabajadores expuestos. Consiste en la determinación de la actividad retenida en el cuerpo y/o de la actividad excretada. El método de elección para un monitoreo individual dependerá de la naturaleza de los radionucleidos presentes y la biocinética respectiva. Monitoreo Especial: se lleva a cabo para cuantificar las exposiciones significativas luego de un evento anormal o la sospecha del mismo (incidentes o accidentes). Los casos más frecuentes se presentan cuando los resultados del monitoreo rutinario exceden los niveles de investigación derivados establecidos. Monitoreo Relativo a una Tarea (Operacional): se recomienda cuando se realizan operaciones de material radiactivo fuera de la rutina, o cuando no hay certeza de la incorporación que pudiese provocar dicha tarea. Por medio de este tipo de vigilancia se puede obtener más información sobre el periodo y duración de

30 CAPÍTULO 3. PROGRAMA DE MONITOREO INDIVIDUAL EN MEDICINA NUCLEAR 19 la exposición, la naturaleza física y química del compuesto y la vía más probable de incorporación de una actividad específica. La necesidad de diseñar e implementar un programa de monitoreo de la exposición interna se basa en tres factores importantes: verificar la magnitud de una probable incorporación, la necesidad de reconocer un evento de incorporación si este ocurriere y la necesidad de evaluar la efectividad de los equipos de protección. La tabla 3.2 muestra los criterios que definen la necesidad de un programa de monitoreo. Tabla 3.2: Necesidad de un programa de monitoreo de acuerdo a la situación de exposición [5] Tipo de monitoreo Normativa Nivel Recomendado requerido Monitoreo en el lugar de trabajo Si el trabajador esta ocupacionalmente expuesto y la contribución de Si la dosis efectiva comprometida probablemente excede 1 msv. dosis evaluada por la incorporación de radionucleidos sea probable significativa. Monitoreo Individual Si el trabajador puede llegar a ser expuesto a mas del 30 % del límite de dosis por exposición interna. Si el límite de dosis total anual probablemente exceda los 6 msv. Según la referencia [13] la forma de determinar la magnitud de una posible incorporación es por medio de la revisión de resultados de monitoreo anteriores (mediciones de actividad en aire o mediciones individuales), correspondientes a la instalación a ser evaluada. En caso de no tener referencias anteriores, la realización de un programa de monitoreo operacional permitirá establecer valores de referencia de las dosis que reciben los trabajadores antes y después de la realización de ciertas tareas que involucren la manipulación de material radiactivo y de esta forma poder realizar una clasificación de los trabajadores de acuerdo a la magnitud de la posible incorporación, tal como será descrito en la siguiente sección Clasificación de los trabajadores El Estándar Internacional ISO utiliza adicionalmente una clasificación de los trabajadores en grupos de acuerdo a la Magnitud de la Posible Incorporación (MPI), y en este trabajo se considera importante la inclusión de este parámetro en el diseño de

31 CAPÍTULO 3. PROGRAMA DE MONITOREO INDIVIDUAL EN MEDICINA NUCLEAR 20 un programa de monitoreo. La referencia [13] resume estos grupos de la siguiente forma: MPI no significativa = a los trabajadores que entran en esta clasificación no es necesario la realización de un monitoreo rutinario, ya que se considera que la exposición anual esperada es probablemente menor a 1 msv/año. MPI baja = el criterio de evaluación establece que cuando la exposición anual esperada puede llegar a exceder 1 msv/año pero es menor a los 6 msv/año, los trabajadores serán monitoreados, permitiéndose así la cuantificación de sus exposiciones anuales, pero el monitoreo no estará necesariamente basado en mediciones individuales. Se podrán usar mediciones indirectas de la actividad en aire con muestreadores fijos. MPI alta = Si en la evaluación de un trabajador la exposición anual puede llegar a exceder los 6 msv/año, los trabajadores deben ser monitoreados individualmente, permitiendo así una estimación confiable de la exposición anual y asegurando que la necesidad de medidas correctivas sea reconocida a tiempo. De acuerdo a esta clasificación se toma la decisión de si es necesario o no la realización de un monitoreo rutinario de área y/o individual, o si es necesaria una evaluación especial por un hecho inusual que haya sido registrado Elección de los Métodos de Medición de la Exposición Interna La elección de los métodos de medición de la actividad retenida en el cuerpo posterior a una incorporación, depende directamente de una evaluación previa de las características del radionucleido a monitorear, esto incluye, estudio de la biodistribución del radionucleido en el cuerpo tomando en cuenta los tiempos de retención y excreción de los distintos órganos involucrados (ver Capítulo 5). Los métodos mayormente utilizados en el monitoreo individual, según la referencia [3] se basa en: Medida directa (In Vivo) de la actividad en cuerpo entero o de los órganos, y medición indirecta (In Vitro) por medio del análisis de muestras de excretas

32 CAPÍTULO 3. PROGRAMA DE MONITOREO INDIVIDUAL EN MEDICINA NUCLEAR 21 (orina) ó por medio de la determinación de la concentración de actividad en aire. Un SMN donde se manipula 131 I, establece un procedimiento de medición adecuado a los equipos disponibles en la institución a partir de las sugerencias establecidas por las referencias [30, 12], que considera el estudio del comportamiento biocinético del Iodo en el cuerpo. Los tipos de mediciones que se pueden realizar en este caso particular son: Medición directa (In Vivo) de la actividad retenida en la tiroides: debido a la alta afinidad que tiene éste radionucleido con la tiroides y dadas las características de emisión, este es el método más recomendado en los programas de monitoreo. Los detectores ideales para la realización de las mediciones en tiroides son los Ioduro de Sodio (NaI(Tl)). La determinación de la actividad en tiroides por medio de un sistema de espectrometría gamma dotado con un cristal de NaI(Tl) debe incluir un procedimiento calibración con el objetivo de relacionar la respuesta del sistema de detección en un intervalo de tiempo con la actividad de 131 I correspondiente a la fracción de retención en la glándula tiroides. Por lo general la calibración del sistema comprende: calibración en energía, calibración en eficiencia, determinación de la actividad mínima detectable (AMD), etc. Medición indirecta (In Vitro): este tipo de mediciones dentro de un programa de monitoreo son considerados para realizar una evaluación de las condiciones del lugar de trabajo y además sirven como mediciones confirmatorias a las mediciones In Vivo realizadas. Los tipos de mediciones In Vitro que se realizan son: Determinación de la concentración de actividad en muestras de orina, en términos de (Bq/l) por medio de técnicas de espectrometría. De acuerdo a que las condiciones fisiológicas y ambientales de cada trabajador pueden variar, los análisis deben realizarse a muestras de orina recolectadas durante 24 horas para estimar con exactitud la tasa de excreción diaria. Análisis de la concentración de aire a partir de la colocación de muestreador de aire personal colocado en la solapa del operador y muestreador de aire fijo instalado en el local donde se realiza la tarea de manipulación del radionucleido.

33 CAPÍTULO 3. PROGRAMA DE MONITOREO INDIVIDUAL EN MEDICINA NUCLEAR 22 Mediciones superficiales para determinar si existe contaminación superficial sobre el trabajador o el lugar de trabajo que influya en la determinación de una medición. Es de recalcar que la ICRP en su publicación 78 [30] recomienda que las técnicas principales de medición de Iodo sean: mediciones directas en tiroides y mediciones indirectas de las muestras de orina con técnicas de espectrometría cuyos límites de detección son especificados en esa publicación Métodos de cálculo de dosis con los software disponibles El cálculo de incorporación y dosis efectiva comprometida a partir de una medición se lleva a de acuerdo al siguiente esquema de evaluación: I = M m(t) = E(50) = Ie(50) Figura 3.1: Esquema de cálculo de dosis e incorporación Un paso importante en la evaluación de la actividad incorporada y la dosis efectiva comprometida E(50), es el análisis de los modelos biocinéticos que describen matemáticamente la dinámica de los radionucleidos incorporados. Estos modelos permiten evaluar cuantitativamente y temporalmente las actividades presentes en los órganos y las excretas por orina, en función de la actividad incorporada y de la ruta de incorporación (inhalación y/o ingestión). De la solución de estos modelos se obtienen los valores de m(t) que son las fracciones retención en y/o excreción, que además dependen del tiempo que haya transcurrido luego de una incorporación.

34 CAPÍTULO 3. PROGRAMA DE MONITOREO INDIVIDUAL EN MEDICINA NUCLEAR 23 Del esquema también se señala que los valores de e(50) inh son los coeficientes de dosis efectiva comprometida para inhalación y que pueden ser obtenidos consultando la referencia [30, 2]. La evaluación de las dosis también dependerá del momento en que ocurre la incorporación, para lo cual las Guías IDEAS [18] establece diversas etapas para realizar la estimación de las dosis. Existen diversos software de cálculo de dosis debido a incorporación de radionucleidos, en el que se destaca actualmente el software AIDE (Activity and Internal Dose Estimate) desarrollado en la región para el cálculo de actividad incorporada y estimación de la Dosis Efectiva Comprometida E(50). Dentro del marco de esta propuesta de monitoreo operacional individual de las exposiciones internas de los trabajadores en medicina nuclear, en este trabajo fue desarrollada en MATLAB una nueva herramienta de cálculo llamada DOSIE versión 1.0 (Dose and Intake Estimation), que surge de la necesidad de obtener nuevos software de cálculo más especializados al área de medicina nuclear, que sean fáciles de utilizar por parte de cualquier evaluador, y que se adapte a la evaluación de cualquier programa de monitoreo ocupacional de la exposición interna. Entre las características más importantes que presenta este nuevo software de cálculo que se propone utilizar en los centros de medicina nuclear, tenemos que: Resuelve el modelo de compartimento de radionucleidos relacionados en el área de medicina nuclear dependiendo de la vía de incorporación (ingestión, inhalación) obteniéndose las curvas de las fracciones de retención y/o excreción para los órganos de interés para días después de la incorporación. Sencilla herramienta de evaluación de dosis a los trabajadores en medicina nuclear que estén inscritos en un programa de monitoreo ocupacional individual con disposición al código fuente para el desarrollo e inclusión de nuevos radiofármacos y modificación de los existentes. Los procesos de evaluación de las dosis e incorporación están desarrollados en base a las Guías IDEAS, tomando en consideración el método de máxima probabilidad para la evaluación de la incorporación cuando se presentan varias mediciones y

35 CAPÍTULO 3. PROGRAMA DE MONITOREO INDIVIDUAL EN MEDICINA NUCLEAR 24 otros métodos estadísticos para la evaluación de las incertezas, que será explicado en el Capítulo 6. Presenta una interfaz grafica amigable y fácil de utilizar, estando disponible en Ingles y Español. Puede llegar a ser utilizado en plantas productoras y distribuidoras de material radiactivo a gran escala, en donde sean implantados programas de monitoreo ocupacional debido a exposición interna. Dentro de esta propuesta de monitoreo operacional individual debido a incorporación de 131 I se incorporó al software DOSIE la solución del modelo de compartimentos del Iodo para inhalación a distinto valores de AMAD y para vapor, y para ingestión en caso de accidentes o situaciones inusuales Otros elementos que forman parte del diseño de un programa de monitoreo individual Existen otros elementos que deben ser tomados en cuenta en el diseño de un programa de monitoreo individual y que se señalan a continuación: Estudio de las acciones de seguimiento en caso de un hallazgo de exposición. Métodos a aplicar en caso de una emergencia radiológica. Aseguramiento de la Calidad (QA): En todo programa de monitoreo individual debe considerarse la inclusión de un programa efectivo de aseguramiento de la calidad basado en los Estándares Internacionales norma ISO e ISO El aseguramiento de la calidad incluye el control de calidad, que involucra todas aquellas acciones con las que se evalúan el equipamiento, la instrumentación y los procedimientos de los laboratorios de acuerdo a los requerimientos establecidos.

36 Capítulo 4 Protocolo de Monitoreo Operacional en un SMN para 131 I De acuerdo a los puntos planteados en los capítulos anteriores que señalan la necesidad de implementar un programa de monitoreo operacional individual de las exposiciones internas en Servicios de Medicina Nuclear (SMN) donde se manipula 131 I, y tomando como base los parámetros radiológicos descriptos en el Capítulo 3, en este trabajo se presenta la propuesta de un programa de monitoreo operacional de la exposición interna debido a la manipulación de 131 I en la práctica de medicina nuclear, enmarcada dentro un protocolo que establece una metodología simple y factible de monitoreo usando los recursos disponibles en los SMN. La realización de este protocolo se basa principalmente en el relevamiento de los parámetros radiológicos en el SMN, para identificar los puntos donde es conveniente realizar esfuerzos tendientes a mejorar la protección radiológica de los trabajadores, y así minimizar las posibles dosis por exposición interna recibidas en las operaciones de manipulación de 131 I en la instalación. Los objetivos que presenta este protocolo se describen a continuación Objetivos generales del Protocolo 1. Establecer una metodología simple y factible para el monitoreo de trabajadores utilizando los equipos disponibles en los centros de medicina nuclear. 2. Definir metodologías de cálculo de dosis. Así como promover el uso del software de calculo DOSIE para la evaluación de dosis. 3. Promover la protección radiológica del trabajador en el ámbito de medicina nuclear, específicamente en la terapia con iodo.

37 CAPÍTULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131 I 26 En la Figura 4.2 se muestra un esquema general del protocolo de monitoreo operacional propuesto: Figura 4.1: Esquema General del Programa de Monitoreo Individual Operacional de la exposición interna de los trabajadores de un SMN

38 CAPÍTULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131 I 27 De acuerdo al esquema general presentado en la Figura 4.2, el programa de monitoreo operacional propuesto esta divido en tres etapas: 1. Etapa 1: Acciones Previas 2. Etapa 2: Implementación 3. Etapa 3: Evaluación A continuación se describe con detalle los pasos a seguir en cada una de las etapas de este protocolo Acciones Previas Las acciones previas a la implementación de un programa de monitoreo operacional de acuerdo al esquema presentado se basan en el análisis de las características de los SMN posterior a la selección de los mismos. Los SMN deben ser seleccionados de acuerdo al laboratorio donde pertenecen de acuerdo a lo establecido en la Sección 2.1 del Capítulo 2 y en la Sección 3.1 del Capítulo 3. En esta etapa las acciones a seguir se describen brevemente a continuación Revisión de los Procedimientos e Instalación El análisis de las características del servicio tiene como fin realizar una revisión de los procedimientos y las áreas de trabajo que serán tomadas en cuenta en la evaluación. Esto incluye: Conocer el número de trabajadores involucrados en las tareas de fraccionamiento y administración de soluciones de Iodo. Los procedimientos realizados rutinariamente por cada trabajador. Planos del SMN y de los equipos disponibles. Sistemas de protección radiológica aplicados actualmente en el servicio. El análisis de procesos en la áreas de interés debe incluir: Identificación de los radionucleidos y los compuestos manipulados. Posibilidad de liberación.

39 CAPÍTULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131 I 28 Duración de posibles exposiciones. Tamaño del aerosol (AMAD), y otros factores que puedan influir en una dada exposición. Estas características son descriptas con detalle en la sección 3.1 del Capítulo 3 donde se incluye un análisis previo realizado al 131 I y en el Capítulo 5 se hace un análisis completo del modelo biocinético de este radionucleido Revisión de las condiciones de cada trabajador por individual Luego de la Revisión de Procedimientos e Instalación del SMN escogido, se debe proceder a realizar una revisión de las condiciones de cada trabajador por individual, que permita clasificar a los trabajadores a los que se les diseñará un plan de monitoreo. Los datos que se deben extraer de cada trabajador son: Informar sobre las labores que realiza: Fraccionamiento, elusión y/o administración. Especificar si trabaja en más de un SMN Definir la cantidad de actividad manipulada y cronograma de labores. Aclarar si manipula otros tipos de radionucleidos. Indagar si el trabajador se le ha sido administrado algún radiofármaco recientemente como parte de un estudio y/o tratamiento Diseño de un plan de monitoreo El diseño de un plan de monitoreo dependerá de las clasificación realizada a los trabajadores de acuerdo a la revisión de las condiciones de los mismos, tal como fue establecido en la sección anterior. El cronograma de mediciones que se realice debe ser personalizado dependiendo de la información referente a cada trabajador. Los puntos importantes que debe incluir el plan de monitoreo son: Tipos de mediciones a realizar de acuerdo a la distribución del radionucleido en el cuerpo: El caso del 131 I se recomiendan mediciones in vivo de la tiroides, pudiendo complementarse con mediciones in Vitro (orina, aire y/o superficies), tal y como fue descrito en la sección 3.4 del Capítulo 3.

40 CAPÍTULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131 I 29 Equipos disponibles en el SMN para la realización de las mediciones: Si la instalación cuenta con la disponibilidad de utilizar un sistema de espectrometría gamma dotado de un yoduro de Sodio (NaI(Tl)), este es el método y equipo más recomendado para la realización de las mediciones. En la Figura 4.2 se muestra un sistema de espectrometría gamma portátil que es utilizado para las mediciones directas en tiroides en un SMN. Figura 4.2: Sistema de Espectrometría gamma En caso de no poseer un equipo de espectrometría gamma como el sugerido en primera opción, se recomienda el uso de la cámara gamma para realizar las mediciones directas de acuerdo a lo establecido en las referencias [20, 21]. Figura 4.3: Cámara gamma Ambos sistemas de medición deben poseer un protocolo de calibración cuyos componentes serán señalados brevemente en la siguiente sección. Frecuencia de las mediciones:

41 CAPÍTULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131 I 30 La frecuencia de las mediciones dependerá del cronograma de actividades que informe el trabajador y debe ser suficiente para cubrir múltiples potenciales incorporaciones en el mismo SMN. Se sugiere cubrir como mínimo un lapso de 2 semanas con diferentes métodos de medición. Pueden realizarse mediciones antes, durante y después de realizados procedimientos de fraccionamiento, preparación y administración de diferentes actividades de 131 I y considerando varios intervalos de medición (a las 2, 4, 24 horas luego de realizada una actividad donde se suponga que ocurrió una posible incorporación) de acuerdo al método de medición escogido. La decisión de realizar mediciones en estos intervalos de tiempo se basa en el estudio del comportamiento biocinético del 131 I en tiroides y orina. En el caso de la tiroides, una forma de caracterizar el proceso de captación posterior a una incorporación, es por medio de las mediciones realizadas a las 2, 4 y 24 horas. Esto se comprueba revisando la curva de retención del 131 I en tiroides donde se observa que la mayor captación (en un adulto normal) se da a las 24 horas luego de una incorporación por inhalación. Esta puede ser observada en la Figura 4.4. Figura 4.4: Curva de retención del 131 I en tiroides en función del tiempo posterior a la incorporación de 1 Bq. Curva obtenida a partir de resolver el problema compartimental en MATLAB Los pasos descritos anteriormente son necesarios e indispensables para poder seguir a la Etapa 2: Implementación del Programa.

42 CAPÍTULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131 I Implementación Luego de realizados los pasos especificados en la Etapa 1, se pasa a la Etapa 2 de Implementación del programa de monitoreo con la realización de las mediciones. El seguimiento de los trabajadores involucrados en la manipulación de 131 I de acuerdo a los métodos de medición establecidos en la sección 3.4, se detalla a continuación Mediciones In Vivo Sistema de espectrometría gamma con cristal de NaI(Tl) [22] Si las mediciones in vivo se realizan con un sistema de espectrometría gamma dotado con un cristal de yoduro de Sodio NaI(Tl), es necesario contar con un procedimiento de calibración que, consiste en la aplicación de diferentes técnicas para conocer la respuesta del sistema de medición a la incidencia de radiaciones ionizantes de diferentes energías en condiciones de geometría similares a las condiciones de medición de la persona de interés. Básicamente este procedimiento consta de 3 etapas consecutivas que se desglosan a continuación: 1. Calibración en energía: En un equipo de espectrometría, la calibración en energía consiste en el establecimiento de una constante de proporcionalidad entre la energía de los radionucleidos empleados en ella y su correspondiente canal del fotopico, con el objetivo de permitir la posterior identificación de cualquier otro radionucleido a determinar durante las mediciones. Es esencial que todas las configuraciones y ajustes del sistema se hagan antes de determinar la calibración de energía y que se mantengan hasta que se realice una nueva calibración. Es normalmente hecha con fuentes puntuales de radionucleidos que emiten fotones en el rango de energía de interés. Esta calibración se efectúa en función de la energía de más de dos fuentes patrones certificadas, manteniendo una geometría de referencia, tal como se muestra en la Figura 4.5. Para la ejecución de estás mediciones se debe tomar las siguientes consideraciones:

43 CAPÍTULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131 I 32 Figura 4.5: Disposición de las fuentes puntuales al detector para la calibración en energía Cada fuente puntual usada para la calibración debe ser posicionada frente al detector a calibrar y realizar la adquisición del espectro característico de cada una. En la siguiente imagen se muestra como ejemplo el espectro característico del 137 Cs, radionucleido ampliamente usado en los procedimientos de calibración por energía. Figura 4.6: Espectro característico del 137 Cs Las fuentes puntuales emisoras gamma a utilizar deberán contener radionucleidos que abarquen con sus emisiones un rango de kev. A cada espectro obtenido se realiza la identificación de la posición del canal del vértice del ó los fotopicos que presente cada radionucleido. Como mínimo deben ser identificados 5 fotopicos y en lo posible deberán estar formados por áreas bajo la curva mayores a cuentas. A partir de estos picos obtenidos obtener la curva calibración por energía en función del canal.

44 CAPI TULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131 I Calibracio n en eficiencia La calibracio n en eficiencia establece una relacio n entre las a reas netas de los fotopicos identificados en un espectro y las actividades de los radionucleidos. Permite cuantificar el radionucleido presente en la persona. La calibracio n en eficiencia requiere emplear un maniquı simulador de cuello y una fuente emisora gamma con forma de tiroides, se supone que la tiroides presenta una distribucio n uniforme de material partiendo de una solucio n patro n certificada. En el caso de la determinacio n de actividad de 131 I se puede emplear una fuente de patro n en forma de tiroides certificada de 131 I o 133 Ba. El uso de una fuente certifica de de que su energı a es cercana a la del Ba tiene como ventaja, que adema s I, su periodo de semidesintegracio n es mayor. Esto se resumen en la Tabla 4.1 En la Figura 4.7 se muestra un Tabla 4.1: Comparacio n entre las principales caracterı sticas del 131 I y el Radionucleido T1/2 Energı a (KeV) Intensidad ( %) 131 I 8.04 dı as Ba an os Ba [14] simulador de cuello y tiroides utilizado para la calibracio n en eficiencia: Figura 4.7: Maniquı simulador de cuello y tiroides

45 CAPI TULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131 I 34 La Figura 4.8 muestra la disposicio n adoptada con el maniquı para calibracio n en eficiencia. Figura 4.8: Calibracio n en eficiencia En este caso se debe: Ubicar el simulador de tiroides frente al detector con la geometrı a de medicio n establecida (geometrı a patro n), y velar por que la misma se reproduzca lo ma s fielmente posible en cada medicio n. La distancia entre el detector y el simulador de tiroides debe coincidir con la distancia en que sera colocada la persona a evaluar. Colectar el espectro hasta que los picos de intere s este n bien conformados, es decir hasta que el pico contenga un nu mero de cuentas estadı sticamente significativo. (error 1 %). El tiempo de medicio n establecido debe coincidir con el tiempo de medicio n con que es realizada la medicio n a una persona. Se sugiere realizar mediciones de 5min aproximadamente. 3. Determinacio n de la Actividad Mı nima Detectable (AMD) La AMD es la actividad mı nima que puede ser informada para determinadas condiciones de ana lisis con importancia estadı stica, es decir, valora la capacidad del equipo de deteccio n para discernir entre la actividad correspondiente a una persona contaminada y una no contaminada. Esta magnitud se determina para la geometrı a de la calibracio n hecha con el simulador y para el o Ba I. La ecuacio n utilizada para la evaluacio n de esta magnitud se puede

46 CAPI TULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131 I 35 consultar en el referencia [3]. 4. Medicio n del fondo Una medicio n importante que debe realizarse consiste en evaluar la contribucio n del fondo del a rea donde se realizara n las mediciones in vivo y cuyo resultado debe ser sustraı do de la medicio n que se realice a un trabajador. Se sugiere evaluar el fondo de la siguiente forma: Se debe determinar la contribucio n del fondo realizando una adquisicio n en el a rea del fotopico del 131 I, utilizando una persona que no ha manipulado material radiactivo, tal como se muestra en la Figura 4.9 Figura 4.9: Determinacio n del fondo Para la adquisicio n del espectro de fondo se debe colocar a la persona a la misma distancia en que fue colocado el simulador de tiroides. El tiempo de medicio n del fondo debe ser igual al tiempo establecido para la medicio n de la persona a evaluar. Se sugiere mediciones de 5 minutos. Uso de la ca mara gamma del SMN Las ca maras gamma utilizas en los SMN esta n constituidas por un gran cristal de NaI(Tl) y tienen entre sus componentes elementos que conforman sistemas espectrome tricos como los empleados en la evaluacio n de la incorporacio n interna por mediciones in vivo, por lo cual adema s de su uso para diagno stico por imagen ellas pueden ser calibradas por medio de simuladores antropomo rficos y tambie n fuentes puntuales para la cuantificacio n de la actividad retenida en tiroides.

47 CAPÍTULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131 I 36 Si las mediciones in vivo se realizan a través de la cámara gamma usada en el SMN, se debe realizar un procedimiento de calibración y medición que básicamente consiste en [20]: Utilizar de un simulador de cuello y tiroides que contenga una actividad certificada de 131 I ó 133 Ba (de aprox. 1 µci), como el mostrado en la Figura 4.7. Esta calibración permite la determinación de un factor de calibración en cpm/bq. La disposición adoptada es como la que se presenta en la Figura Figura 4.10: Calibración de la cámara gamma con el simulador de tiroides [21] Localizar el simulador frente al detector en la misma posición en que se ubicaría el cuello de la persona a medir. Colectar el espectro sin colimador con el objetivo de aumentar la sensibilidad del sistema de detección. Se recomienda un tiempo de medición de 5 a 10 minutos. Obtener el factor de calibración de la geometría dividiendo el promedio de las tasas de conteo de por lo menos 3 mediciones independientes por la actividad del simulador en Bq. Repetir este procedimiento variando la distancia entre el simulador y el detector (10, 15, 20 y 25 cm.) Mediciones In Vitro Tal como fue señalado en la sección 4.2.3, en este protocolo se establece que la metodología in vivo es la más adecuada a ser implementada en el programa de monitoreo, sin embargo estas mediciones pueden ser complementadas con mediciones in Vitro que

48 CAPÍTULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131 I 37 permitan confirmar los resultados obtenidos de las mediciones en tiroides. Los tipos de mediciones in Vitro recomendados por las referencias [1, 12, 30] que pueden llegar a realizarse de acuerdo con la disposición de equipos con los que cuente el SMN se describen a continuación. 1. Muestras de Orina: Para determinar la concentración de actividad en una muestra de orina, en términos de (Bq/l), se deben tomar en cuenta las siguientes consideraciones: La orina contiene sustancias de desecho y otros materiales con lo cual se debe asumir una eliminación nominal diaria de 1.4 Litros para hombres y 1.2 Litros para las mujeres. La eliminación depende de condiciones fisiológicas y ambientales de cada trabajador por lo cual es necesario recolectar la totalidad de las micciones de 24 horas para estimar con exactitud la tasa de excreción diaria y si no se pudieran recolectar muestras de 24 horas es preferible emplear para el análisis la primera orina de la mañana. La tasa de excreción de 131 I en orina es mucho más rápida que la retención en tiroides, este comportamiento se puede observar notablemente en las curvas retención y excreción que surgen de la obtención de los valores de m(t) del modelo biocinético del 131 I, que es explicado con detalle en el Capítulo 5 y que pueden ser revisado por medio del uso del software DOSIE desarrollado en este trabajo. Las muestras pueden analizarse bien sea en un sistema de espectrometría gamma con un NaI(Tl), o por medio de un sistema de espectrometría gamma de alta resolución con un detector de estado sólido de Germanio Hiperpuro GeHp. Las muestras de orina deben ser recolectadas en envases especiales que deben ser entregados al trabajador por lo menos 24 horas antes de la realización del estudio. 2. Concentración de 131 I en Aire Las mediciones de la concentración de 131 I en aire deben realizarse durante los procedimientos de fraccionamiento, preparación y administración de diferentes actividades de este radionucleido a los pacientes. Estas mediciones incluyen:

49 CAPÍTULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131 I 38 a) Muestreo de Área: Permite conocer los valores promedio de concentración en aire en el sitio donde está instalado el equipo. El equipo muestreador debe ser instalado en el local donde se realiza la tarea, utilizando un portafiltros de fibra de vidrio de alta eficiencia para retener el contaminante presente como aerosol y un filtro de carbón activado para retener el contaminante presente como vapor y gas. Un ejemplo de la instalación de este tipo de equipo se muestra en la Figura b) Muestreo Personal: Permite conocer los valores promedio de concentración en aire a la que esta expuesto el trabador durante la tarea. Para el muestreo personal, se debe colocar en la cintura del operador, una bomba de aspiración portátil; la misma debe proveer un portafiltros denominado de solapa que se sitúa próximo a la zona respiratoria. De esta forma se asegura que la bomba esté aspirando la misma concentración de aire que respira el operador. En la Figura 4.11 se muestra un ejemplo del uso de este equipo sobre el trabajador. Este muestro es un excelente indicador de la dosis incorporada por inhalación. (a) (b) Figura 4.11: (a) Muestreo de Área. (b) Muestreo Personal

50 CAPI TULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131 I Nivel de Contaminacio n superficial - Control Contaminacio n Externa Debe realizarse en las a reas de trabajo que fueron seleccionadas a partir de los criterios implementados en la Etapa 1 (Seccio n 4.2.2). Tambie n debe realizarse sobre el trabajador a evaluar para determinar si existe alguna contaminacio n externa que pueda falsear los resultados de la medicio n in vivo. Ver Figura 4.12 Figura 4.12: Revisio n de la contaminacio n externa La revisio n de la contaminacio n superficial sobre el trabajador se puede realizar de la siguiente forma: En el lugar donde se realice la medicio n debe proporcionarse ropa exclusivamente empleada para la medicio n del trabajador, evitando con ello que una contaminacio n externa del trabajador falsee los resultados de la medicio n. Se debe indagar si el trabajador viene directamente desde su trabajo posterior a la manipulacio n de sustancias radiactivas, si se realizo el control de la contaminacio n externa y si tiene conocimientos del resultado de dicha medicio n. De no haberse realizado este control se recomienda que personal del SMN lo realice. En caso de que se conozca de la presencia de contaminacio n externa, debe ser indicado que el trabajador proceda a su descontaminacio n. Personal del laboratorio debe supervisar este procedimiento. Al concluir el mismo se realizara nuevamente al trabajador una medida de la contaminacio n externa. Este ciclo se repite mientras exista presencia de contaminacio n externa. En situaciones de accidentes en las cuales es muy importante una estimacio n de la incorporacio n y no es posible remover toda la contaminacio n externa se puede blindar la regio n contaminada del cuerpo para minimizar la interferencia

51 CAPÍTULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131 I 40 en la medición in vivo Evaluación Con los datos M de las mediciones en tiroides, obtenidos a partir de la ejecución de la Etapa 2: Implementación ; se debe proceder a la Etapa 3 de Evaluación en la cual se realiza la interpretación de las mediciones a partir de la herramienta de calculo DOSIE, software desarrollado en este trabajo con el objetivo de realizar la evaluación de las mediciones obtenidas dentro cualquier tipo de programa de monitoreo que se desee implementar en un SMN. La utilidad de este software fue explicado brevemente en la sección 3.5 del Capítulo 3. Este software DOSIE es un herramienta de calculo de incorporación y dosis efectiva comprometida E(50) basado en las metodologías de calculo sugeridas por las Guías IDEAS [18]. En el Capítulo 7 se explica con detalle como puede ser utilizado este programa dependiendo de la cantidad de mediciones obtenidas dentro de un programa de monitoreo rutinario, especial y/o operacional Criterios a establecer luego de culminada la Evaluación de un Monitoreo Operacional Los resultados obtenidos de la evaluación de las dosis dentro del programa de monitoreo operacional permiten realizar una clasificación de los trabajadores de acuerdo a la probabilidad de incorporación tal como fue establecido en la sección 3.3, con lo cual se determina si es necesario o no la realización de otros tipos de monitoreo. Se resume a continuación las acciones a tomar en cada caso de acuerdo a los resultados obtenidos: Trabajadores exentos: Son aquellos trabajadores cuya evaluación de dosis determina que la dosis anual esperada será menor a 1 msv/año, con lo cual no es necesario su ingreso a un programa de monitoreo rutinario mensual o quincenal. Trabajadores con baja probabilidad de incorporación: Son aquellos trabajadores cuya evaluación de dosis determina que la dosis anual esperada probablemente sea mayor a 1 msv/año, con lo cual es necesario el ingreso a un programa

52 CAPÍTULO 4. PROTOCOLO DE MONITOREO OPERACIONAL EN UN SMN PARA 131 I 41 de monitoreo rutinario mensual o quincenal. Trabajadores con alta probabilidad de incorporación: En este caso la evaluación determina que la dosis anual esperada exceda los 6 msv, con lo cual debe realizarse un programa de monitoreo individual especial.

53 Capítulo 5 Análisis del Modelo Biocinetico del Iodo En este capitulo abordaremos lo relacionado a la selección del modelo biocinético del 131 I. La solución del mismo proporciona la fracción de la actividad retenida en un órgano o la actividad excretada diariamente por orina y heces después de la incorporación de 1 Bq del radionucleido. La Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP) a lo largo de los años ha propuesto varios modelos metabólicos que describen la distribución de los radionucleidos a través del cuerpo, seguido de una incorporación, dependiente de la vía de entrada inicial, esto es: Ingestión: Modelo Tracto Gastrointestinal [24, 25, 26, 27] Inhalación: Modelo del Pulmón [24, 25, 26, 27], Modelo del Tracto Respiratorio [29] El estudio de los modelos metabólicos permiten relacionar la dosis efectiva en el periodo de vigilancia E(τ) con la actividad incorporada, haciendo uso de la ecuación: Incorporación = I = M m(t) (5.1) Donde M es la actividad del radionucleido medido bien sea en excretas (medidas in Vitro) y/o en órganos del cuerpo o cuerpo entero (medidas in Vivo) en función del tiempo después de la incorporación y m(t) es la fracción de retención o tasa de excreción que es determinada con la solución del modelo metabólico propuesto para el radionucleido de interés.

54 CAPÍTULO 5. ANÁLISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 43 El desarrollo de estos modelos depende de varios factores, tales como: vía de incorporación (inhalación, ingestión o a través de la piel), elemento químico y forma físico-química del radionucleido, y tamaño de la partícula en el caso de que la incorporación sea por inhalación [3] Modelo Biocinético del Tracto Respiratorio - ICRP 66 El tracto respiratorio es una importante vía para la incorporación de radionucleidos en suspensión o en forma de gas, en especial para aquellos trabajadores que manipulan de forma directa o indirecta materiales radiactivos en forma de fuentes abiertas, como ocurre en los puestos de trabajo en el área de medicina nuclear. Este modelo resuelve y toma en consideración las múltiples variables que afectan la estimación de dosis en el caso de la inhalación de aerosoles, puesto que en el momento de estar inmerso en un aire contaminado intervienen una gran cantidad de variables físicas, químicas y biológicas. Una vez inhalado el radionucleido, las propiedades físicas y químicas del aerosol determinarán la penetración del mismo en las vías respiratorias, los lugares en los que se depositará, los períodos durante los que permanecerán en cada órgano, su absorción en la sangre y las tasas a las que se transferirán a otros compartimentos. Todos estos factores, junto con las características radiológicas del contaminante y la radiosensibilidad de los órganos afectados determinarán las dosis a cada tejido u órgano, es por ello que es necesario definir un conjunto de valores por defecto que puedan aproximarse a las condiciones y características de las exposiciones más comunes encontradas en poblaciones de referencia Descripción del Modelo El modelo simulador del sistema respiratorio, aplicable a la inhalación de partículas radiactivas o gases, se presenta de la forma más actualizada y vigente en el ICRP 66 [29] cuya división compartimental está representada esquemáticamente en la Figura 5.1. Esta Figura identifica las regiones anatómicas donde ocurre la deposición, limpieza y retención. Este sistema se agrupa en dos regiones: 1. REGIÓN EXTRATORÁCICA: ET1: nariz y pasajes nasales anteriores.

55 CAPÍTULO 5. ANÁLISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 44 ET2: pasajes nasales posteriores, faringe y laringe 2. REGIÓN TORÁCICA(corresponde a los pulmones.) BB: tráquea, bronquios principales (primera bifurcación de las vías respiratorias, o generación 1 a del árbol pulmonar) y bronquios (hasta la generación 8 a del árbol pulmonar). bb: bronquiolos (aprox. de la generación 9 a a la 15 a del árbol pulmonar). AI: alvéolos (de la generación 16 a hasta la última, que suele ser la a generación del árbol pulmonar). Figura 5.1: Modelo general que describe el tracto respiratorio Los valores de referencia de dimensiones y factores de escala para individuos de diferentes edades se especifican en el ICRP 66 [29].

56 CAPÍTULO 5. ANÁLISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 45 En este trabajo se analizó el modelo más sencillo del tracto respiratorio que consta de 14 compartimentos, considerando que no existe posibilidad de recirculación ya que el tipo de absorción elegida es la denominada del tipo F (rápida). El proceso de deposición propuesto considera a las regiones del tracto respiratorio ET 1, ET 2, BB, bb y Al como filtros en serie, donde el material respiratorio puede depositarse en los procesos de inhalación y exhalación. La determinación de la fracción de deposición en las diferentes regiones del tracto respiratorio dependerá del tamaño de las partículas. La ICRP 66 [29], proporciona algunos gráficos de deposición versus el diámetro aerodinámico medio por actividad, AMAD de 0,1 a 100 µm. Las fracciones depositadas en cada región se calculan para una distribución log-normal de tamaño de partícula. La Tabla 5.1 muestra los valores de fracción de deposición en cada una de las regiones del tracto respiratorio, para un trabajador estándar respirando 1.2 m 3 /h por la boca. Tabla 5.1: Fracción de deposición para un trabajador estándar, con una tasa de respiración normal de 1.2 m 3 /h Región Depósito en % de 5 µm AMAD Depósito en % de Gas tipo SR-1 ET ET BB bb AI Total *fs(bb) *fs(bb) *Las fracciones fs son las fracciones de deposito en la región que se libera lentamente. Este modelo es específico para diferentes edades y sexo y es aplicable tanto para gases como para partículas. Los órganos descritos se subdividen en varios compartimentos hasta alcanzar el modelo teórico final del tracto respiratorio, que se puede observar en la Figura 5.2. Este modelo es descrito matemáticamente por el método de compartimentos con coeficientes constantes que es explicado brevemente en el Apéndice B [33].

57 CAPÍTULO 5. ANÁLISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 46 Figura 5.2: División del tracto respiratorio en 14 compartimentos, según ICRP 66 La ICRP 66 [29] considera que pequeñas fracciones depositadas en las regiones extratorácica, ET 2, bronquial, BB y bronquiolar, bb, son retenidas en las paredes de los ductos de estas regiones. Esto está representado por los compartimentos ET seq, BB seq, y bb seq (seq=sequestered) respectivamente. Se adoptó que las partículas llevadas a los compartimentos seq sean transportadas a los nodos linfáticos (LN), además que una fracción de deposición en ET seq sea igual a 0,0005 de aquella en ET 2. Similarmente, se adoptó que una fracción de 0,007 del total depositado en las regiones BB y bb irán para BB seq y bb seq respectivamente, independiente del tamaño de la partícula. Los compartimientos BB 1 y bb 1, representan la liberación rápida por acción mucociliar de los bronquios y bronquiolos. Una fracción fs, del depositado en BB y bb, tiene una liberación lenta, lo que está representado por los compartimientos BB 2 y bb 2, y esta fracción está relacionada con la distribución del tamaño de la partícula. La deposición en la región AI fue dividida en tres compartimentos, se asume que la fracción depositada en AI no depende del tamaño de la partícula, se atribuye: 30 % para AI 1, 60 % para AI 2 y 10 % para AI 3. En la Figura 5.2 los números junto a las flechas simbolizan las tasas de remoción de los compartimientos en d 1.

58 CAPÍTULO 5. ANÁLISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 47 El modelo de deposición de aerosoles y vapores fue propuesto para estimar la fracción de actividad del aire respirado que se deposita en cada región anatómica de los individuos expuestos. El modelo estima la deposición regional para un rango amplio de tamaño de las partículas. Las deposiciones Di, en el tracto respiratorio, de acuerdo con el modelo, están dadas por el siguiente conjunto de expresiones: D ET1 = D ET1 D bb1 = ( Fs(bb) ) D bb D ET2 = D ET2 D bb2 = Fs(bb) D bb D ET2seq = *D ET2 D bbseq = D bb BB 1 = ( Fs(BB) ) D BB D AI1 = 0.3 D AI D BB2 = Fs(BB) D BB D AI2 = 0.6 D AI D BBseq = D BB D AI3 = 0.1 D AI Los valores de las deposiciones iniciales Di en el tracto respiratorio, fueron calculados a partir de los valores de fracción de deposición de cada compartimento del tracto respiratorio de la Tabla 5.1, estos valores Di en cada caso se muestran n la Tabla 5.2. Tabla 5.2: Valores de deposiciones iniciales Di en el Tracto Respiratorio para varios AMAD Compartimentos AMAD 5µm AMAD 0 µm D ET D ET D ETseq D BB D BB D BBseq D bb D bb D bbseq D AI D AI D AI

59 CAPÍTULO 5. ANÁLISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 48 El material depositado en ET 1 es removido por medios extrínsecos. En las otras regiones la depuración es competitiva entre el movimiento hacia el tracto gastrointestinal y nódulos linfáticos (transporte de partículas por depuración mucociliar o translocación a nódulos linfáticos ) y la absorción a sangre. Los caminos de liberación mostrados en la Figura 5.2, indican los compartimentos en los cuales el material inhalado se deposita inicialmente. Se asume que las partículas depositadas en el pasaje nasal, (ET 1 ) serán removidas por medios extrínsecos. El material depositado en ET 2, será liberado rápidamente por los fluidos de las paredes que cubren esta región. La actividad depositada en el tórax, se divide entre las regiones BB y bb, bronquial y bronquiolar respectivamente, las cuales representan la liberación mucociliar. La absorción en la sangre depende de la forma físico-química del radionucleido depositado en el sistema respiratorio, pero se considera que es independiente de la región de depósito, con excepción de ET 1 para la que no se supone ninguna absorción. El modelo permite considerar los cambios en la disolución y la absorción en la sangre en función del tiempo. Se proporcionan parámetros de absorción por defecto que se utilizan cuando no se dispone de ninguna información específica: Radionucleidos de velocidad de absorción rápida o F Radionucleidos de velocidad de absorción moderada o M Radionucleidos de velocidad de absorción lenta o S Las tasas de absorción para los diferentes tipos de absorción pueden expresarse como períodos biológicos aproximados y cantidades correspondientes del material depositado en cada región que llega a los fluidos del cuerpo, tal como se muestra en la Tabla 5.3. Para los tres tipos de absorción, todo el material depositado en ET 1 se elimina por medios extrínsecos, tales como soplar por la nariz. En otras regiones, la mayor parte del material depositado que no es absorbido pasa al tracto gastrointestinal mediante el transporte de partículas. Este modelo del ICRP 66 [29] asigna a los gases y vapores tres clases de solubilidad/reactividad (SR) por defecto, dependiendo del patrón inicial de deposición en las vías respiratorias, este se muestra en la Tabla 5.4. La retención posterior en las vías respiratorias y la absorción por los fluidos del cuerpo se determinan sobre la base de las propiedades químicas del gas o vapor. Para los elementos en los que la inhalación de los radionucleidos en forma de gas o vapor es potencialmente

60 CAPÍTULO 5. ANÁLISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 49 Tabla 5.3: Tipos de absorción [3] Tipo F M S Períodos Biológicos 100 % absorbido con T 1/2 de 10 min. Hay una absorción rápida de casi todo el material depositado en BB, bb, y AI. La mitad del material depositado en ET 2 es depurado hacia el TGI por transporte de partícula, y mitad absorbido 10 % es absorbido con T 1/2 de 10 min. y 90 % con T 1/2 de 140 días. Hay una absorción rápida de aproximadamente 10 % de lo depositado en BB y bb; y 5 % de lo depositado en ET 2. Aproximadamente el 70 % del depósito en AI llega eventualmente a los fluidos del cuerpo por absorción. 0.1 % es absorbido con T 1/2 de 10 min. y 99.9 % con T 1/2 de 7000 días. Hay una pequeña absorción desde ET, BB o bb, y Aproximadamente el 10 % del depósito en AI llega eventualmente a los fluidos del cuerpo por absorción. Clases Clase SR-0 Clase SR-1 Clase SR-2 Tabla 5.4: Clasificación de los gases y vapores [3] Descripción Insoluble y no reactivo: depósito despreciable en el TR. Soluble o reactivo: el depósito puede ocurrir en todo el TR Altamente soluble o reactivo: depósito total en las vías extratorácicas (ET 2 ). Para el cálculo se tratan como si fueran inyectadas directamente en sangre. importante, se recomienda utilizar las clases SR y los tipos de absorción por defecto (tipo F o tipo V, de absorción muy rápida), en ausencia de información adicional. Sólo se analiza el comportamiento de los gases y vapores en concentraciones másicas bajas. En el caso simple de gases clase SR-0, entre los cuales están algunos gases inertes, que son relativamente insolubles; la dosis interna es calculada considerando que todos los caminos aéreos están uniformemente llenos con gas en la misma concentración del ambiente. Para el caso SR-1 el ICRP recomienda como medida conservativa una incorporación del 100 % Modelo Biocinético del Tracto Gastrointestinal El modelo del tracto gastrointestinal (TGI) usado en este trabajo es el propuesto por el ICRP 30 [24]. Este modelo esta compuesto por cuatro compartimentos: estómago,

61 CAPÍTULO 5. ANÁLISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 50 intestino delgado, intestino grueso superior (representa el colon ascendente y el colon transverso) e intestino grueso inferior (representa el colon descendente). El modelo de compartimentos para el TGI esta representado en la Figura 5.3, donde se muestra información sobre la media vida de residencia del material en cada compartimiento. La deposición del material en el tracto gastrointestinal, se da vía ingestión o transportado desde el tracto respiratorio. La absorción en sangre se da desde el intestino delgado. La ICRP proporciona valores de f 1 que es el valor específico de la fracción absorbida. Figura 5.3: Modelo del Tracto Gastrointestinal Tabla 5.5: Características del TGI [24] Sección del TGI Vida media de residencia(d) λ(d 1 ) Estómago 1/24 24 Int. Delgado 4/24 6 Int. Grueso Sup 13/ Int. Grueso Inf 24/24 1 La fracción absorbida en intestino delgado se obtiene de la relación: λ B = f f 1

62 CAPÍTULO 5. ANÁLISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 51 Donde λ B es el coeficiente de transferencia constante que va del compartimento del intestino delgado al compartimento de la sangre y f 1 es la fracción del elemento estable que es absorbido en el intestino delgado y alcanza los fluidos del cuerpo. Se asume que la absorción desde el tracto gastrointestinal por los fluidos corporales ocurre únicamente en el intestino delgado y esta absorción está descrita por parámetro denominado f 1. Cuando f 1 =1, indica que todo el material fue absorbido, se asume que el material pasa directamente del estómago a los fluidos del cuerpo y no pasa por otras regiones del tracto gastrointestinal Modelo Biocinético para el Iodo El Iodo es un elemento químico perteneciente al grupo VII-A de la tabla periódica, en conjunto con el Fluor, Cloro, Bromo y Astato. El Iodo libre presenta un estado de oxidación cero y es poco soluble en agua, siendo bastante soluble en solución de Ioduro de Sodio. Para la fecha están identificados alrededor de 24 radioisótopos de Iodo con número másico que varía de 115 a 141 y con periodos de semidesintegración que van de 0, 5 segundos a 1, 6x10 7 años. De todos estos, aproximadamente el 50 % ocurren en procesos de fisión. Todas las formas comunes del Iodo son fácilmente absorbidas por el cuerpo. Para la inhalación del Iodo en forma de partículas, se supone una absorción pulmonar de tipo F, mientras que el vapor de Iodo elemental se asigna al tipo SR-1 (soluble o reactivo), con absorción de tipo F. Se supone que la absorción del Iodo en el tracto gastrointestinal es completa, es decir f 1 = 1. El modelo biocinético más reciente para el Iodo sistémico es el recomendado por la ICRP 78 [30]. Para adultos, se supone que del Iodo que llega a la sangre, el 30 % se transporta al tiroides y el otro 70 % se excreta directamente con la orina a través de la vejiga urinaria. Se asume que el período biológico en la sangre es de 0.25 días. El Iodo incorporado a las hormonas tiroideas abandona la glándula con un período biológico de 80 días y penetra en otros tejidos, en los que se retiene con un período biológico de 12 días. La mayor parte del Iodo (80 %) se libera posteriormente y está disponible en la circulación para su paso por la tiroides o su excreción urinaria directa; el remanente (20 %)se excreta a través del intestino grueso por las heces en forma orgánica. En la Fi-

63 CAPÍTULO 5. ANÁLISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 52 Parámetros modelo para el Iodo Edad f 1 Incorporación por Excreción Período de semidesintegración biológica (d) la tiroides, f fecal, e Sangre T a Tiroides T b Resto del cuerpo T c Adulto Figura 5.4: Modelo biocinético para el Iodo en adultos, ICRP Publicación 67 y referencia [30] gura 5.4 se ilustra la distribución del Iodo en el organismo, representado por el modelo de compartimento. Este modelo biocinético del Iodo asume que ese 30 % que se incorpora en la tiroides y permanece ahí, luego es excretado en orina. De hecho, este porcentaje de retención en tiroides puede variar relativamente, dependiendo de muchos parámetros dependiendo de que si una persona presente disfunciones en la glándula tiroides. Por ejemplo, en estadísticas ofrecidas del hombre estándar europeo se señala que el porcentaje de retención en tiroides esta entre un 20 y 25 %. Dependiendo de los estados patológicos de la tiroides la fracción de incorporación en tiroides puede variar de 0-5 % hasta llegar a un 50 %. En el caso de un adulto con hipotiroidismo, este tendrá una poca incorporación en tiroides, pero un prolongado tiempo de excreción, resultando en una dosis mas baja

64 CAPÍTULO 5. ANÁLISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 53 en tiroides que lo normal. En otro sentido, un adulto con hipertiroidismo en virtud de su condición patológica el Iodo es rápidamente absorbido y, por tanto su vida media biológica en tiroides será menor, en consecuencia las dosis en tiroides serán menores. Dentro de los radioisótopos del Iodo tenemos que, el 123 I, 125 I y el 131 I son usados en diagnóstico y tratamientos médicos. Específicamente el 131 I tiene un periodo de semidesintegración de 8.04 días, la radiación principal que emite es gamma con 364 KeV (81 %) y beta con 606 KeV (energía máxima), y es un producto de fisión nuclear que presenta alta volatibilidad en temperatura ambiente. La forma química del Iodo que es suministrado en centros de medicina nuclear es en: 131 INa conteniendo agente reductores tales como tiosulfatos y agentes alcalizanizantes como carbonato o bicarbonato, que se distribuye bajo la presentación de cápsulas y/o solución. El esquema de decaimiento del 131 I se muestra en la Figura 5.5. En la Tabla 5.6 se muestran las respectivas energías asociadas al esquema de decaimiento de este radionucleido. Figura 5.5: Esquema de decaimiento del 131 I. Las energías asociadas se pueden ver en la tabla 5.6

65 CAPÍTULO 5. ANÁLISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 54 Tabla 5.6: Energías asociadas al esquema de decaimiento del 131 I. [14] I β Xe Vida Media (días) = ± Energía (kev) Emisividad ( %) Tipo de emisión * β 1 * β 3 * β γ γ γ γ γ γ γ 19 * Energía máxima (KeV) En un programa de monitoreo individual debido a incorporación de 131 I se deberá considerar la condición patológica del trabajador, debido a que la incorporación de 131 I en tiroides dependerá de esta, es decir; la estimación de dosis dependerá de la variable patológica, como ya fue indicado, los modelos usados asumen el caso del hombre estándar. En las siguientes Tablas se resumen los parámetros más importantes del 131 I señalados anteriormente y que son sugeridos por el ICRP 78 [30] para el modelo biocinético del Iodo, y que es tomado en cuenta en este trabajo: Data dosimétrica La información de la forma química, tipo de absorción, valor de f 1 y coeficientes de dosis se muestran en las Tablas 5.7 y 5.8 (valores tomados del ICRP [30]). Tabla 5.7: Compuesto, tipo de absorción y valores de f 1, (tomado del ICRP 78 [30]) Incorporación f 1 Compuesto Ingestión 1.0 Todos los compuestos Inhalación clase SR Iodo vapor Inhalación tipo F 1.0 Todos los demás

66 CAPÍTULO 5. ANÁLISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 55 Tabla 5.8: Coeficiente de dosis Inhalación Ingestión Nucleido T1/2 Tipo Clase f 1 e(50) inh (Sv/Bq) f 1 e(50) ing (Sv/Bq) 1.0 1, , I 8.04 d F SR , A partir de las especificaciones de energía y de las características generales del 131 I que fueron descritas anterioremente, se muestra en la Tabla 5.9 los límites de detección que sugiere la ICRP en su publicación 78 [30]. Tabla 5.9: Técnica de Medición [30] Método de medición Límite de detección Espectroscopía gamma in vivo Tiroides 100 Bq Espectroscopía gamma en muestras biológicas orina 1 Bq/l En el ICRP 78 [30] se presentan valores de fracción de retención o excreción para el 131 I de acuerdo al(los) día(s) después de la incorporación. Para este trabajo se tomó el modelo de inhalación para el 131 I tal y como se muestra en la Figura 5.6. El modelo biocinético del Iodo con inhalación tipo F, se representa en la Figura 5.6 con un total de 23 compartimentos, conformados en tres grandes grupos: el modelo compartimental para el estado inicial del tracto respiratorio con 14 compartimentos, el tracto gastrointestinal con 4 compartimentos (se asume absorción rápida f 1 =1), el Iodo por separado con 5 compartimentos. Cada compartimento se representa por medio de ecuaciones diferenciales de primer orden homogéneas con coeficiente constante. En el Apéndice B, se deducen las ecuaciones que representan la distribución del Iodo por cada compartimento. Si se aplica el método matricial para diagonalizar esta matriz, obtendremos los autovalores asociados a la misma y así resolvemos el sistema de 23 ecuaciones de este modelo, en donde los autovalores asociados al compartimento de la tiroides graficados en función del tiempo posterior a la incorporación representan las fracciones de retención en tiroides m(t), esta fracción de retención depende del tiempo trasncurrido entre la medición in vivo y la incorporación.

67 CAPÍTULO 5. ANÁLISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 56 Figura 5.6: Modelo Biocinético del 131 I considerando una incorporación, tipo F por inhalación Los autovalores asociados al compartimento de la orina al ser graficados en función del tiempo después de una incorporación representan la tasa de excreción diaria de orina trascurrido un tiempo t posterior a la incorporación, esto se refiere a la fracción excretada en un período de 24 horas precedentes al momento de la recolección y es tenido en cuenta el decaimiento radiactivo durante la fase de recolección. La primera etapa del desarrollo del programa de calculo DOSIE, contempló la resolución del problema compartimental por medio del metodo matricial señalado en el parrafo anterior. Este metodo de calculo requiere el conocimiento de las condiciones de contorno inicial, es decir; se debe establecer un matriz de incorporación inicial I 0 para la incorporación de 1 Bq, la cual se construye a partir de considerar los porcentajes de deposición en cada uno de los compartimentos de tracto respiratorio dependiente del tamaño de partícula considerado (AMAD: 0 µm, 1µm ó 5µm). Las matrices de incor-

68 CAPÍTULO 5. ANÁLISIS DEL MODELO BIOCINETICO DEL IODO 57 poración inicial I 0 dependiendo del tamaño de la particula se presentan a continuación. Para el caso de Aerosoles - Vapor (se supone un AMAD de 0 µm): I 0 = [0,1; 0,1999; 0,0001; 0; 0,049; 0,05; 0,0007; 0,09860; 0,1; 0,0014; 0,12; 0,24; 0,04; Para un AMAD de 1 µm: 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0] I 0 = [0,1489; 0,1896; 0,0001; 0; 0,007; 0,00599; 0,00009; 0,00987; 0,00949; 0, ; Para un AMAD de 5 µm: 0,03444; 0,06888; 0,01148; 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0] I 0 = [0,3385; 0,3989; 0,0002; 0; 0,012; 0,00584; 0,00012; 0,00664; 0,00428; 0,000077; 0,01596; 0,03180; 0,00532; 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0; 0] En el Capitulo 7 se muestran los resultados obtenidos de los valores de m(t) para tiroides y orina que serán comparados con los valores que reporta la ICRP en su publicación 78 [29]. A partir de estos valores de m(t) y con los resultados de las mediciones realizadas dentro del programa de monitoreo aperacional inidividual establecido en el Capitulo 4, se puede determinar la dosis efectiva comprometida E(50), etapa que será explicada en próximo Capitulo.

69 Capítulo 6 Estimación de Dosis Efectiva Comprometida E(50) La Etapa 3, establecida en el protocolo de monitoreo operacional para los SMN que manipulan 131 I, propuesta en el Capítulo 4, tiene como objetivo la interpretación de las mediciones obtenidas en la Etapa 2 del programa. La ejecución de esta etapa requiere que además del análisis y solución del modelo biocinético explicado en el Capítulo anterior, sea necesario definir metodologías de cálculo de dosis de acuerdo a los lineamientos establecidos por las Guías IDEAS [18]. Básicamente la dosis efectiva comprometida E(50) puede ser obtenida de acuerdo al esquema presentando en la Figura 3.1 del Capítulo 3 y que se muestra nuevamente en la Figura 6.1. I = M m(t) = E(50) = Ie(50) Figura 6.1: Esquema de calculo de dosis e incorporación De este esquema se señala que:

70 CAPÍTULO 6. ESTIMACIÓN DE DOSIS EFECTIVA COMPROMETIDA E(50) 59 M es obtenido a partir de los mediciones in Vivo e/o in Vitro (Etapa 2, Sección 4.3). Los valores de e(50) inh son los coeficientes de dosis efectiva comprometida para inhalación y/o ingestión. ICRP 78 [30]. Los valores de m(t) son las fracciones de retención y/o excreción después de la incorporación de 1 Bq del radionucleido de interés; obtenidos a partir de la aplicación de métodos de calculo numérico matricial que resuelve el modelo compartimental. (Capítulo 5) En cuanto a la estimación de la Incorporación, esta dependerá de dos factores que se relacionan entre sí, esto es: Estimación de la Incorporación con un solo dato de medición que esta relacionada a mediciones realizadas dentro de un monitoreo rutinario y/o operacional ó; Estimación de la Incorporación con múltiples mediciones que esta relacionado con la realización de un monitoreo especial y/o operacional. (Etapa 3, Esquema Fig. 4.2) Estimación de la Incorporación con un solo dato de medición Si se dispone de una única medición, la mejor estimación de la Incorporación es por medio de la siguiente expresión: Donde: I = M m(t) M es el resultado de la medición (In Vivo o In Vitro). Esto es: Actividad retenida en todo el cuerpo o en órganos particulares (Bq), Actividad excretada, generalmente por día (Bq/día). (6.1) Monitoreo Rutinario En este caso se asume que la incorporación ocurre a mitad del intervalo de monitoreo de T días. I = M m(t/2) (6.2)

71 CAPÍTULO 6. ESTIMACIÓN DE DOSIS EFECTIVA COMPROMETIDA E(50) 60 Donde: m(t/2): Valor de la fracción de actividad después de la incorporación de 1 Bq del radionucleido por inhalación o ingestión, considerando que la incorporación ocurrió a mitad del período de monitoreo (ICRP 78 [30]). Influencia de Incorporaciones Previas Cuando se realiza una estimación de la incorporación dentro de un programa de monitoreo rutinario debe tomarse en cuenta la influencia de incorporaciones previas. Es por ello que ante una medición M 2, el calculo de la contribución (P I1 ) de una incorporación previa I 1 se hace por medio de la siguiente expresión: ( ) T1 P I1 = I 1 m 2 + T 2 (6.3) Donde: T 1 2 = es el intervalo transcurrido entre la medición M 1 y la estimación de la primera incorporación. T 2 = es el intervalo entre la medición M 1 y la medición M 2. La estimación de la incorporación en este caso se realiza de acuerdo a los siguientes criterios de comparación entre el valor de la medición M 2 y P I1 : 1. Si N 2 = M 2 P I1 > 0 : Existe una posible ocurrencia de una segunda incorporación I Si N 2 = M 2 P I1 = 0 : La medición M 2 se debe solo a la incorporación I Si N 2 = M 2 P I1 < 0 : Existe una incoherencia entre I 1 y M 2. En el caso en que ocurre una segunda incorporación y se toma en cuenta la contribución de la incorporación previa I 1 (Caso N 2 = M 2 P I1 > 0), el calculo de esta nueva incorporación I 2 se realiza en base a la medición M 2 por medio de la siguiente ecuación: I 2 = N 2 m( T 2 /2) (6.4) Siendo N 2 = M 2 P I1

72 CAPÍTULO 6. ESTIMACIÓN DE DOSIS EFECTIVA COMPROMETIDA E(50) 61 Incertidumbre de la Medición Adicionalmente las Guías IDEAS [18] introducen una metodología para realizar una estimación de las incertezas de las mediciones por medio del concepto de Factor de dispersión SF (Scattering Factor). El SF es la desviación geométrica estándar de una distribución de conteo que puede ser aproximada por una distribución log-normal. El chequeo de una medición M se realiza por medio del SF, con el objetivo de decidir si esta es: debida a una nueva incorporación ó, debida a una incorporación previa ó, si está en contradicción con evaluaciones previas. Típicamente los componentes de la incertidumbre total SF son agrupados en dos categorías: Tipo A: comprende aquellos componentes que se ajustan a la distribución de Poisson (errores de conteo). La desviación estándar geométrica SF A para este tipo de error se puede obtener a partir de la incerteza σ A del valor de la medición M por medio de la siguiente expresión: SF A = exp ( σa ) M (6.5) Tipo B: comprende todos los otros componentes que se ajustan a la distribución log-normal (variación de la señal de fondo, variación de la posición del individuo durante la medición in vivo, variación de las dimensiones corporales, superposición de estructuras, distribución de la actividad en el cuerpo durante la medición in vivo, variación del comportamiento biocinético, la incertidumbre del patrón de calibración y la variación del rendimiento químico para una medición in vitro). Cuando se tiene un número considerable de mediciones, las Guías IDEAS propone aproximar ambos tipos de errores a una distribución log-normal. En estas guías, así como en el Estándar Internacional ISO/DIS se pueden obtener los valores por default de SF A y SF B para distintos tipos de mediciones. La siguiente expresión permite el cálculo de la incertidumbre total SF tomando en consideración los errores tipo A y B respectivamente:

73 CAPÍTULO 6. ESTIMACIÓN DE DOSIS EFECTIVA COMPROMETIDA E(50) 62 SF i = exp [ln(sf A ) i ] 2 + [ln(sf B ) i ] 2 (6.6) Criterio de Evaluación de Incorporaciones Previas a partir del SF El SF se usa para evaluar la incerteza de la contribución P I1 de una incorporación previa a la medición actual, por medio de la siguiente forma de evaluación: 1. Si M 2 > P I1 SF 2, y por lo tanto N 2 = M 2 P I1 > 0. Se confirma una nueva incorporación significativa. 2. Si P/SF 2 < M 2 < P SF 2, y por lo tanto N 2 = M 2 P I1 = 0. Entonces el valor de la medición M 2 es consistente con la incorporación evaluada previamente, y existe una alta probabilidad de que no haya una nueva incorporación (es decir, no existe evidencia de una nueva incorporación). 3. Si N 2 es negativo o si M 2 < P/SF 2, existe una discrepancia con las evaluaciones anteriores. La razón de la discrepancia podría ser, por ejemplo: que el valor de la medición M 2 no es confiable y/o las evaluaciones anteriores son incorrectas Estimación de la Incorporación con múltiples mediciones Cuando ocurra una incorporación significativa, se debe implantar el programa de monitoreo especial, realizando mediciones consecutivas. El cálculo de la incorporación se debe realizar a través de métodos estadísticos. Las Guías IDEAS proponen el método de Máxima Probabilidad para la estimación de la actividad incorporada a través de las múltiples mediciones realizadas. El método de máxima probabilidad calcula una dada incorporación, asumiendo que las mediciones (M i ) tienen una distribución log-normal. Este método se basa en el calculo de la probabilidad de obtener el dato de una medición para una dada incorporación I, calculando la función de probabilidad. La incorporación que da el mejor ajuste es aquella para la cual la probabilidad es máxima

74 CAPÍTULO 6. ESTIMACIÓN DE DOSIS EFECTIVA COMPROMETIDA E(50) 63 y se obtiene a partir del SF i, a través de la siguiente relación: [ ] 1 L i (I) = M i ln(sf i ) 2π exp 1 N [ln(m i ) ln(im(t))] 2 2 [ln(sf i )] 2 Donde I es la incorporación real aguda a un tiempo t=0. i (6.7) Cuando hay N mediciones independientes de bioanálisis, la función de probabilidad combinada es el producto de las funciones de probabilidad de las mediciones individuales: N L(I) = L i (I) (6.8) La incorporación que da el mejor ajuste se obtiene maximizando la función de probabilidad L(I), lo cual es equivalente a maximizar su logaritmo o minimizar el negativo de su logaritmo. En otras palabras maximizar L es equivalente a minimizar la siguiente magnitud que se extrae de la ecuación 6.7: i N χ 2 [ln(m i ) ln(im(t))] 2 0(I) = (6.9) [ln(sf i )] 2 i El valor de I que hace mínima la ecuación 6.9 se obtiene derivando dicha expresión con respecto a ln(i) e igualando a cero. De esta forma la actividad Incorporada I en el caso de múltiples mediciones se puede estimar a partir de la siguiente expresión: ln(i) = N i=1 N i=1 ln(i i ) [ln(sf i )] 2 1 [ln(sf i )] 2 (6.10) Donde I i es la Incorporación I i = M i m(t i ) calculada para la i-ésima medición. El error de la estimación esta dado por la desviación estándar, que se presenta en la siguiente ecuación: σ I = I i [σ Mi /[M i [ln(sf i )] 2 ]] i [1/[ln(SF i)] 2 ] (6.11) El resultado final de la Incorporación promedio estimada deberá ser representada con su desviación estándar como I ± σ I.

75 CAPÍTULO 6. ESTIMACIÓN DE DOSIS EFECTIVA COMPROMETIDA E(50) Cálculo de la dosis efectiva comprometida [E(50)] A partir de la estimación de la Incorporación [I (Bq)] y con los factores de conversión de dosis [coeficiente de dosis efectiva comprometida e(50)] de las publicaciones ICRP 68 (1994), ICRP 71 (1995) y ICRP 72 (1995), se puede estimar la Dosis Efectiva Comprometida E(50) a partir de la siguiente ecuación: E(50) = I(Bq) e(50) (Sv/Bq)) (Sv) (6.12) Donde: I es la actividad incorporada (Bq) y e(50) es el factor de conversión de dosis (Sv/Bq). Dentro de la Etapa 3 del protocolo de monitoreo operacional propuesto en el Capítulo 4, se señala que la Incorporación y la Dosis Efectiva Comprometida E(50) pueden ser obtenidas a partir del uso de una herramienta de calculo de dosis. En vista de que las herramientas de evaluación con las que se cuenta actualmente presentan una alta complejidad a la hora de ser utilizadas, uno de los objetivos que se planteó en este trabajo fue el desarrollo de un sencilla herramienta de calculo, llamada DOSIE, utilizando las ventajas que presenta el software matemático MATLAB en cuanto a la manipulación de de matrices, representación de datos y funciones, y creación de interfaces de usuario (GUI). En la Sección 3.5 del Capítulo 3, fueron descritas algunas de las características que presenta DOSIE, las cuales comprende: la solución del modelo biocinético del 131 I considerando varías vías de incorporación, así como los tamaño de partícula más relevantes a ser tomados en cuenta en las evaluaciones ocupacionales realizadas en un SMN. En el siguiente Capítulo se explicará con detalle el entorno gráfico diseñado en este programa, el cual es un elemento importante del programa de monitoreo operacional propuesto en este trabajo.

76 Capítulo 7 Software de Cálculo DOSIE En Capítulos anteriores se ha venido señalando, que uno de los elementos de gran importancia que presenta la propuesta de monitoreo, es la creación de un nuevo software de cálculo que esté más enfocado a las evaluaciones que se realizan con radionucleidos utilizados en un SMN, y cuyos métodos de cálculo estén basados en las recomendaciones internacionales [3, 18, 29, 30] descritas en los Capítulos 5 y 6. El software DOSIE versión 1.0 (Dose and Intake Estimation), nace inicialmente de resolver en MATLAB el problema compartimental del 131 I para varías vías de incorporación, obteniendo en cada caso, las fracciones de retención y/o excreción m(t) para los compartimentos de interés a la hora de realizar una evaluación días posteriores a una incorporación. A partir del desarrollo de una interfaz gráfica amigable y utilizando los criterios de evaluación descriptos en el Capítulo 6, se arma una herramienta que permite la estimación de la Incorporación debido a una única medición (monitoreo rutinario) o por múltiples mediciones (monitoreo especial) y a partir de esto realizar el cálculo de la Dosis Efectiva Comprometida E(50). En el siguiente diagrama de flujo se simplifican las funciones que fueron desarrolladas en este programa, las cuales se explicaran con mayor detalle a continuación:

77 CAPÍTULO 7. SOFTWARE DE CÁLCULO DOSIE 66 Figura 7.1: Esquema general de las características que posee el programa DOSIE 7.1. Inicio El acceso a la pantalla de inicio del programa es a través de la ventana de comando de MATLAB, tecleando la palabra: DOSIE. En esta ventana de Inicio el usuario puede ingresar al Modulo de Cálculo a través de la opción Entrar (o Enter). Tal como se muestra en la siguiente Figura.

78 CAPÍTULO 7. SOFTWARE DE CÁLCULO DOSIE 67 Figura 7.2: Pantalla de Inicio de DOSIE 7.2. Modulo de Cálculo Al ingresar al Modulo de Cálculo el usuario inicialmente puede seleccionar los parámetros del modelo biocinético de interés necesarios para la obtención de los valores de fracciones retención y/o excreción (m(t)). La pantalla de inicio del Modulo de cálculo es la que se muestra a continuación: Figura 7.3: Módulo de cálculo Los componentes que presenta este Módulo de cálculo y las operaciones que se pueden

79 CAPÍTULO 7. SOFTWARE DE CÁLCULO DOSIE 68 realizar se describen a continuación Elección de los Parámetros del Modelo En la casilla General se presentan los parámetros que el usuario puede seleccionar para el análisis del modelo biocinético de interés. Estos parámetros se describen a continuación en la Tabla 7.1: Tabla 7.1: Elección de parámetros del modelo biocinético a ser usado para el cálculo de los valores de m(t) Radionucleido: Inicialmente incluido los modelos del 131 I Nota: Opciones abiertas para el ingreso de los modelos biocinéticos de isótopos relacionados en el área de medicina nuclear (Ej. 99m Tc, 18 F, etc.) Vía de Ingestión Incorporación: Inhalación. AMAD Vapor (Caso Inhalación) 1 µm Nota: Opción desactivada en caso Ingestión 5 µm f1 Caso 131 I de absorción rápida f1= Cálculo de m(t) Los parámetros descriptos anteriormente permiten la elección del modelo biocinético a evaluar. El siguiente paso luego de la elección de dichos parámetros es el cálculo de los valores de retención y/o excreción m(t) en los compartimentos de interés, como función de los días posteriores a una incorporación de 1 Bq. Estos valores de m(t) son obtenidos en el programa luego de pulsar el botón Cálculo de m(t). Estos valores de las fracciones de retención y/o excreción se obtienen de la resolver el modelo compartimental a partir del método matricial explicado en el Apéndice B. Para el caso del 131 I el programa resuelve el modelo biocinético considerando las vía de incorporación:inhalación e Ingestión. En el caso de Inhalación se consideran los tamaños de partículas más relevantes en las evaluaciones ocupacionales.

80 CAPÍTULO 7. SOFTWARE DE CÁLCULO DOSIE 69 En este programa se puede obtener de forma gráfica y numérica los valores de m(t), tal y como fue descrito en el Capítulo 5, y que en el caso de la tiroides representa la fracción de retención dependiendo del tiempo (en días) después de una incorporación, y en el caso de orina recolectada 24 horas, representa la tasa de excreción también en función del tiempo (en días) después de una incorporación. Figura 7.4: Cálculo de m(t) Selección Tipo de Monitoreo Con la obtención de los valores de m(t), se abre la opción al usuario de Seleccionar el Tipo de Monitoreo, cuyas opciones dependen de las cantidad de mediciones a ser evaluadas, esto es: Tabla 7.2: Selección del Tipo de Monitoreo Rutinario Estimación de incorporación y dosis a partir de una sola medición. (Sección Capítulo 6) Especial Estimación de incorporación y dosis a partir de múltiples mediciones. Método de Máxima Probabilidad. (Sección Capítulo 6) Opción Rutinario: El programa muestra la siguiente casilla que permite el cálculo de Incorporación y Dosis Efectiva Comprometida E(50) en un Monitoreo Rutinario:

81 CAPÍTULO 7. SOFTWARE DE CÁLCULO DOSIE 70 Tabla 7.3: Opción Monitoreo Rutinario La evaluación de la Incorporación en este Módulo se realiza de acuerdo a los criterios presentados en la sección 6.1 del Capítulo 6 y a partir de los datos ingresados por el usuario, esto es: Tiempo (en días) transcurrido luego de una incorporación (se considera que la Incorporación ocurre a mitad del período de evaluación), Medición (Bq), incerteza asociada a la medición (Bq) que corresponde a los errores tipo A definidos anteriormente. Figura 7.5: Casillas de Ingreso de datos Las operaciones que se realizan en este Módulo son: 1. Cálculo del valor de SF a partir de los datos ingresados por el usuario y utilizando la ecuación 6.6. Para el cálculo de SF se utilizaron los valores de SF B que reporta las Guías IDEAS [18]. 2. Cálculo de la Dosis Efectiva Comprometida E(50) de acuerdo a la ecuación 6.12 explicada en la sección Influencia de Incorporaciones Previas: Esta opción se activa pulsando el botón Incorporaciones Previas.

82 CAPÍTULO 7. SOFTWARE DE CÁLCULO DOSIE 71 Figura 7.6: Influencia Incorporaciones previas La ecuación 6.3 es usada para el cálculo de la contribución (P I1 ) de una incorporación previa I 1. Este programa utiliza el criterio de evaluación de Incorporaciones Previas a partir del SF explicado en el Capítulo 6. En el caso en que N 2 = M 2 P I1 > 0, existe una nueva incorporación, y el programa da información al usuario del resultado obtenido a través de una pantalla externa de mensaje: Figura 7.7: Influencia Incorporaciones previas

83 CAPÍTULO 7. SOFTWARE DE CÁLCULO DOSIE En la opción Ver gráfica el usuario puede visualmente comparar la medición evaluada con la estimación teórica del modelo a partir del valor de la incorporación I calculada. Tal como se muestra a continuación: Figura 7.8: Casillas de Ingreso de datos Opción Especial: El programa muestra la siguiente casilla que permite el cálculo de Incorporación y Dosis Efectiva Comprometida E(50) en un Monitoreo Especial: Figura 7.9: Opción Monitoreo Especial

84 CAPÍTULO 7. SOFTWARE DE CÁLCULO DOSIE 73 En este Módulo del programa el usuario puede estimar la Incorporación a partir de un conjunto de datos ingresados directamente desde una planilla de Excel. El método estadístico utilizado para la estimación de la Incorporación, a partir de un conjunto de mediciones realizadas dentro de un programa de monitoreo especial, es el método de Máxima Probabilidad sugerido por las Guías IDEAS [18] y que fue brevemente explicado en la Sección 6.2 del Capítulo 6. El proceso de evaluación de un grupo de mediciones se explicará a continuación de acuerdo a la numeración que sigue la Figura 7.9: 1. Instructivo data.xls: Al pulsar este botón el usuario encontrará las instrucciones de como debe ordenar la información de los datos que desea analizar en la plantilla de Excel: Figura 7.10: Mensaje: Instructivo data.xls 2. Cargar data.xls: El usuario puede cargar el archivo.xls con los datos ordenados en el orden especificado anteriormente. El sistema automáticamente realiza los cálculos de: Incorporación, desviación estándar de la Incorporación estimada y la Dosis Efectiva Comprometida E(50). Figura 7.11: Cargar data.xls

85 CAPÍTULO 7. SOFTWARE DE CÁLCULO DOSIE Resultados de la Aplicación del Método de Máxima Probabilidad Al cargar los datos, el programa realiza la estimación de la Incorporación utilizando el Método de Máxima Probabilidad explicado en la sección 6.2. Las ecuaciones 6.10 y 6.11 son aplicadas para el cálculo de la incorporación y su respectiva desviación estándar. El programa emite adicionalmente los resultados obtenidos por medio de un mensaje informativo al usuario, informando el método utilizado y confirmando que los datos han sido cargados exitosamente. = Figura 7.12: Mensaje informativo y pantalla de resultados obtenidos 4. Visualización gráfica Al igual que en el Módulo de Rutinario, en este caso el usuario también puede visualmente comparar los datos evaluados con la estimación teórica del modelo a partir del valor de la incorporación I calculada. Tal como se muestra en el siguiente ejemplo de la evaluación de 3 mediciones realizadas en un monitoreo especial: Ejemplo: Figura 7.13: Visualización gráfica de los datos manejados. Criterio visual del ajuste realizado.(ejemplo de 3 mediciones) 5. Test Chi-cuadrado: Adicional al criterio visual que permite verificar si se desea rechazar o no un ajuste. Este programa utiliza los criterios sugeridos por las Guías IDEAS para rechazar un ajuste cuando los datos de las mediciones realizadas

86 CAPÍTULO 7. SOFTWARE DE CÁLCULO DOSIE 75 no estén en concordancia con las estimaciones teóricas, utilizando el Test Chicuadrado de acuerdo a lo explicado en el Apéndice C. Se debe verificar que el valor de p 0.05 para aceptar el ajuste Aplicación del programa DOSIE v 1.0 En esta sección se presentarán algunas verificaciones de los resultados que fueron obtenidos con el software DOSIE durante su desarrollo. La primera parte de la verificación se realizó utilizando el código computacional AI- DE (Activity and Internal Dosis Estimate), que es un programa utilizado por los países participantes del Proyecto ARCAL RLA/9/049 para la evaluación de la actividad incorporada de radionucleidos y la dosis efectiva comprometida debido a esta incorporación. La segunda parte de verificación se centró en la revisión de los resultados obtenidos de los ejercicios presentados en el Curso de Métodos Avanzados para Dosimetría Interna, realizado por el grupo de Dosimetría Interna de la Autoridad Regulatoria Nuclear en Agosto de era Verificación: Valores de m(t) obtenidos en el software DOSIE La obtención de los valores de m(t) de tiroides y orina que surgen a partir de resolver el modelo compartimental del 131 I es la etapa más importante en la verificación de los resultados obtenidos con el DOSIE. El problema compartimental del 131 I, es un problema de un conjunto de ecuaciones diferenciales homogéneas con coeficientes constantes que el software DOSIE resuelve por medio de un algoritmo de cálculo matricial que fue desarrollado en este trabajo. Este método matricial es explicado brevemente en el Apéndice B. Las consideraciones iniciales tomadas en cuenta para la solución del módelo (vía de incorporación, AMAD, f1, vector de incorporación inicial), fueron señaladas y explicadas en el Capítulo 5. Los autovalores asociados al compartimento de la tiroides graficados en función del tiempo después de una incorporación representan las fracciones de retención en tiroides m(t), y los autovalores asociados al compartimento de la orina al ser graficados en función del tiempo después de una incorporación representan la tasa de excreción de

87 CAPÍTULO 7. SOFTWARE DE CÁLCULO DOSIE 76 orina recolectada 24 horas (m(t)). Se realizó una verificación de estos valores de m(t) obtenidos en el DOSIE con los valores que reporta el software AIDE, los cuales se pueden observar en las gráficas que se presentan a continuación. Con líneas se representan los valores reportados por el AIDE y por símbolos se representan los obtenidos con el DOSIE. 1. Valores de m(t) de tiroides y orina resultantes de resolver el módelo biocinético del 131 I considerando como principal vía de incorporación Inhalación y un AMAD de 5µm. Figura 7.14: Valores de m(t) para 131 I, Inhalación con AMAD=5µm 2. Valores de m(t) de tiroides y orina resultantes de resolver el módelo biocinético del 131 I considerando como principal vía de incorporación Inhalación, caso Vapor. 3. Valores de m(t) de tiroides y orina resultantes de resolver el módelo biocinético del 131 I considerando como principal vía de incorporación Ingestión. En los tres casos se pudo comprobar de forma satisfactoria que los valores de m(t) obtenidos con el DOSIE reproducen de forma bastante aproximada el comportamiento del 131 I en los compartimentos de la tiroides y orina, así como la hace el software AIDE y como lo representa el ICRP en su publicación 78 [30].

88 CAPÍTULO 7. SOFTWARE DE CÁLCULO DOSIE 77 Figura 7.15: Valores de m(t) para 131 I, Inhalación Tipo V (vapor) Figura 7.16: Valores de m(t) para 131 I, Ingestión era Verificación: Estimación de la Incorporación y Dosis Efectiva Comprometida E(50) Durante todo el proceso de desarrollo del software DOSIE y la inclusión de los algoritmo de cálculo de Incorporación y Dosis Efectiva Comprometida E(50) se fueron realizando diversas verificaciones por medio de un grupo de ejercicios que fueron presentados y resueltos en el Curso de Métodos Avanzados para Dosimetría Interna, realizado

89 CAPÍTULO 7. SOFTWARE DE CÁLCULO DOSIE 78 por el grupo de Dosimetría Interna de la Autoridad Regulatoria Nuclear en Agosto de En todas estas verificaciones los resultados obtenidos con el DOSIE concuerdan de forma exitosa con los evaluados en dicho curso. Es por ello que en esta sección se presenta al menos un ejercicio que muestra la potencialidad del software a la hora de realizar estos cálculos. Como se explicó en el Capítulo 6, la evaluación de la Incorporación dependerá de si las mediciones fueron realizadas dentro de un monitoreo rutinario, obteniendo una estimación a partir de un único dato de medición; o si se realizó un conjunto de mediciones dentro de un programa de monitoreo especial, con lo cual es usado el método de máxima probabilidad. En este ejemplo que presentamos a continuación se realiza la estimación de la dosis a partir de un monitoreo especial realizado a un trabajador que presentaba un caso de incorporación aguda. La descripción del evento inicial que conlleva a la evaluación se presenta a continuación: Descripción del evento: Caso Incorporación aguda 131 I Un trabajador encargado de diversos procesos de manipulación de 131 I (fraccionamiento y elusión) en altas cantidades, destinadas a enser entregadas en diversos SMN, no siguió el procedimiento habitual por lo que no trabajó bajo la campana de extracción ni utilizó guantes de látex. El iodo, en forma vólatil pasó al aire y fue respirado por el trabajador. Durante un monitoreo de rutina fue descubierta una contaminación interna, luego de que fuera medida la actividad en tiroides. La frecuencia de monitoreo para la contaminación interna es de 30 días. La fecha de un monitoreo previo fue el 2 de junio de 2003 y en esa fecha no hubo Actividad detectable. A partir del 2 de Julio de ese mismo año se realizan tres mediciones dentro de un programa de monitoreo especial, cuyos datos obtenidos se señalan en la siguiente Tabla. Tabla 7.4: Medición de la actividad de 131 I retenida en tiroides Formal del material: Se supone Tipo Vapor Tiempo (d) Actividad (Bq) Incerteza (Bq) La estimación de Incorporación y dosis realizando el proceso de evaluación de

90 CAPÍTULO 7. SOFTWARE DE CÁLCULO DOSIE 79 forma manual con ayuda de un hoja de calculo de excel y luego utilizando software DOSIE arrojó los siguientes resultados: Tabla 7.5: Resultados de la estimación de incorporación y E(50) Método de Evaluación: DOSIE Excel Error Porcentual Incorporación (Bq) (1.343 ± 0.142) 10 5 (1.346 ± 0.140) % Dosis Efectiva Comprometida E(50) (msv) % Los valores de m(t) utilizados para la estimación de la Incorporación en la plantilla de excel fueron tomados de las tablas ofrecidas por el MONDAL/MONDES (National Institute of Radiological Sciences, Japan). Como se observó en el Tabla 7.5 los resultados obtenidos con ambos métodos presentan un diferencia porcentual de un 0.15 % que posiblemente se deba a errores de redondeo entre los métodos y a pequeñas diferencias entre los valores de m(t) que se obtienen con el DOSIE y los que reporta el MONDAL. Para concluir con este caso, se muestra una gráfica obtenida en el DOSIE de las mediciones evaluadas, lo cual permite en primera aproximación decir si se rechaza o no el ajuste estadístico realizado. Figura 7.17: Mediciones Caso: ejemplo de Inhalación Aguda, Evaluación con el DOSIE