Curso de SUPERVISORES de instalaciones radiactivas (IR) MÓDULO BÁSICO TEMA 10 CONCEPTOS BÁSICOS EN DOSIMETRÍA INTERNA

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1 TEMA 10 CONCEPTOS BÁSICOS EN DOSIMETRÍA INTERNA CSN-2013

2 ÍNDICE: 1. INTRODUCCIÓN INCORPORACIÓN DE RADIONUCLEIDOS AL ORGANISMO HUMANO Tránsito en el organismo de la contaminación interna Vías y Fases de Incorporación Características generales MAGNITUDES Y LÍMITES DE APLICACIÓN UTILIZADOS EN DOSIMETRÍA INTERNA Magnitudes en Protección Radiológica Límites de aplicación en Dosimetría Interna TÉCNICAS DE MEDIDA PARA LA DETERMINACIÓN DE LA CONTAMINACIÓN INTERNA Vigilancia individual Vigilancia de área Medidas con muestreadores ambientales MODELOS BIOCINÉTICOS UTILIZADOS EN DOSIMETRÍA INTERNA Modelo de ICRP-66 para el Sistema respiratorio: INHALACIÓN Modelo de ICRP-30 para el Sistema Gastrointestinal y Nuevo Modelo de ICRP-100 para el Tracto Alimentario. INGESTIÓN Modelos Sistémicos PROCEDIMIENTO GENERAL PARA LA ESTIMACIÓN DE LA INCORPORACIÓN/DOSIS INTERNA Códigos de cálculo utilizados en estimaciones dosimétricas Incertidumbres en la estimación de Incorporación/Dosis interna DISEÑO Y OPERACIÓN DE PROGRAMAS DE CONTROL PARA LA VIGILANCIA DE LA EXPOSICIÓN INTERNA Definición y Clasificacion de Programas de Control BIBLIOGRAFIA BÁSICA EN DOSIMETRÍA INTERNA IR_SP_BA-TX-T10 2/31 CSN-2013

3 1. El fin último de la Protección Radiológica es proteger la salud de las personas de los efectos perniciosos de las radiaciones ionizantes, así como preservar el medioambiente. Por ello, la Comisión Internacional en Protección Radiológica (ICRP) ha diseñado y propuesto un sistema de protección, una de cuyas piezas esenciales es la limitación de dosis para los trabajadores expuestos a radiaciones y también para el público en general. La dosimetría en el campo concreto de la protección radiológica tiene como misión: 1) comprobar que tales limitaciones se cumplen, ayudando de este modo a preservar la salud de las personas potencialmente expuestas y 2) demostrar que no se está incurriendo en riesgos inaceptables y se cumplen los requisitos legales Como se expondrá en este tema el control y la medida de la exposición depende de modo importante de que la exposición sea externa, por fuentes externas al organismo, o interna por fuentes que han sido incorporadas al mismo, de modo que la irradiación se produce desde el interior del organismo. Hay aspectos comunes, básicamente las magnitudes limitadoras: Dosis Efectiva y Dosis Equivalente, pero hay también diferencias, las técnicas de medida y de cálculo de dosis, que son como veremos muy diferentes. Este tema desarrollará los conceptos fundamentales relativos a casos de exposición interna. La dosimetría interna tiene como objetivo la estimación de la dosis efectiva resultante de la incorporación al organismo de sustancias radiactivas. En este caso, los datos experimentales primarios son siempre medidas de actividad retenida/excretada por el organismo de la persona contaminada. A diferencia del proceso seguido para la determinación de la dosis externa, estas medidas experimentales no permiten determinar de forma directa la dosis interna, sino que es necesario disponer de información adicional sobre 1) Las circunstancias de la incorporación (momento en que ésta se produce, radionucleido, forma química del contaminante, y el tamaño de partícula en el caso de inhalación de aerosoles radiactivos) 2) Comportamiento biocinético del radionucleido incorporado, para poder determinar la incorporación a partir de las medidas experimentales En general, en una evaluación de dosis interna es necesario disponer de: Información sobre las circunstancias de la incorporación (momento en que ésta se produce, radionucleido, forma química, tamaño de partícula etc,...). En el caso de controles periódicos a los que se somete el personal expuesto una parte de esta información se obtiene del correspondiente programa de vigilancia personal previamente establecido. IR_SP_BA-TX-T10 3/31 CSN-2013

4 Técnicas de medida individual para la determinación de contaminación interna. Estas medidas son directas (Contador de Radiactividad Corporal) o indirectas realizadas sobre muestras biológicas (orina, heces,... etc). Modelo metabólico que defina el comportamiento del contaminante en el cuerpo para poder determinar la incorporación a partir de las medidas experimentales. Método adecuado para calcular la dosis interna integrada para cada órgano y la dosis efectiva integrada a partir del conocimiento de la incorporación Tránsito en el organismo de la contaminación interna. Las principales vías de entrada o incorporación son la inhalación de partículas radiactivas en suspensión, o de aerosoles radiactivos, y la ingestión de sustancias contaminadas, alimentos, agua por ejemplo. También hay que considerar la posibilidad de incorporación por heridas o por absorción a través de la piel normal. A la incorporación y depósito del material radiactivo en alguna de las vías de entrada siguen procesos de absorción de éste hacia los líquidos extracelulares, sangre y linfa, considerados en los modelos dosimétricos como compartimentos de transferencia, en atención a que desde ellos se transfiere el contaminante a los diferentes órganos o tejidos. Esta transferencia se realiza con unas características complejas que dependen de la vía de incorporación y de las características del agente contaminante, en particular del radionucleido involucrado. La Figura 1 presenta un diagrama explicativo, algo simplificado, de las vías o rutas de incorporación, transferencia, retención y excreción. MECANISMOS Incorporación PIEL INHALACIÓN EXHALACIÓN INGESTIÓN Disolución y Transporte NÓDULOS LINFÁTICOS TRACTO RESPIRATORIO Absorción Distribución Retención Excreción SUDOR HERIDA ABSORCIÓN DIRECTA TEJIDO SUBCUTÁNEO OTROS TEJIDOS COMPARTIMENTO TRANSFERENCIA HÍGADO TRACTO GASTROINTESTINAL PIEL ORINA VEGIJA URINARIA RIÑONES HECES Figura 1. Vías de incorporación, transferencia y excreción de la contaminación interna IR_SP_BA-TX-T10 4/31 CSN-2013

5 2.2. Vías y Fases de Incorporación La incorporación de un radionucleido en el organismo humano, sea cual sea la vía de incorporación, se denomina "contaminación interna. La entrada de material radiactivo al organismo, es decir las vías de incorporación pueden ser de varios tipos Directas al órgano de transferencia (sangre) a través de : Piel: Absorción directa (casos de vapor de agua tritiada) Heridas o lesiones importantes de piel. Indirectas hasta el órgano de transferencia, a través de: las vías respiratorias (INHALACIÓN de aerosoles radiactivos), del tracto gastrointestinal (INGESTIÓN de alimentos y agua o a través de contaminación en manos y cara). Las fases o mecanismos de toda contaminación interna son las siguientes: Incorporación: Entrada del material radiactivo a través de las principales vías (inhalación, ingestión, heridas) Depósito: Depósito del material radiactivo en una vía de entrada (pulmón, tubo digestivo, heridas, piel). En casos de inhalación los depósitos están condicionados por el tamaño de las partículas inhaladas. Absorción: Difusión del material radiactivo desde las vías de entrada hacia los líquidos extracelulares (sangre y linfa). Los dos principales caminos por los que el material radiactivo penetra en sangre son debidos a la absorción de las membranas pulmonares o a la absorción en el intestino delgado. La absorción puede ser muy rápida como en el caso del Iodo y agua tritiada, o por el contrario bastante lenta (óxido de plutonio). El transporte de un contaminante depende sobre todo de la forma química en la que se presente el compuesto. Distribución en el organismo: Una vez que el material radiactivo se encuentra en el compartimento de transferencia (sangre y linfa), se distribuye por todo el cuerpo pudiendo fijarse: a) en un órgano o tejido determinado por los que presenta gran afinidad: órgano crítico Tiroides : Iodo Hueso : Plutonio, Estroncio y alcalino-térreos Hígado: Plutonio, Americio IR_SP_BA-TX-T10 5/31 CSN-2013

6 b) o puede difundirse en los líquidos intra y extracelulares con una distribución uniforme (contaminación sistémica). H-3, C-14, P-32 Retención: La retención de un radionucleido en el organismo, en un órgano o tejido, corresponde a la actividad que ha sido absorbida por dichos órganos/tejidos. Esta retención da lugar a dosis integradas durante los 50 años siguientes a partir del día de la incorporación. La evolución de la retención en el organismo o en órganos/tejidos específicos se describe por una función matemática específica de cada radionucleido. Excreción: Es la eliminación del radionucleido por el organismo. Se efectúa esencialmente a través de orina y heces. Una pequeña cantidad puede eliminarse a través de las glándulas sudoríparas (caso del tritio), o por exhalación (vapor de agua tritiada eliminada en forma de aerosol). La evolución de la excreción se describe por una función matemática específica de cada radionucleido Características generales La determinación de una contaminación interna y por consiguiente la dosis de radiación recibida por el organismo como resultado de una incorporación va a depender de un número de factores que debemos conocer: a) - Características de los radionucleidos Naturaleza de la radiación emitida en la desintegración (,ß, ) Período radiactivo de semidesintegración (T R = ln2/ R ) Período biológico (T B = ln2/ B ) que indica el tiempo en días necesario para que sea eliminado, por medio de procesos biológicos, la mitad del radioisótopo fijado en el órgano crítico. Período efectivo: Vida media biológica efectiva T ef = T B * T R / T B + T R b) - Características del compuesto contaminante b.1) La forma física y química del material inhalado, en particular porque la tasa de absorción entre los pulmones y la sangre viene determinada por la composición química de dicho material y esta situación nos determina: - Retención pulmonar y por consiguiente la dosis - El depósito en otros órganos y la dosis correspondiente - Excreción: orina y heces IR_SP_BA-TX-T10 6/31 CSN-2013

7 Por ello, según sea la composición química del compuesto, éste se comportará en el organismo de forma distinta. Los compuestos se clasifican en tres grupos según los procesos de disolución y absorción de los mismos. Los grupos por defecto son: TIPO F (Fast): Radionucleidos de velocidad de absorción rápida. El 100% es absorbido en sangre en 10 minutos. TIPO M (Moderate): Radionucleidos de velocidad de absorción moderada. El 10% es absorbido en sangre en 10 minutos y el 90% en 140 días. TIPO S (Slow): Radionucleidos de velocidad de absorción lenta. El 0,1% es absorbido en sangre en 10 minutos y el 99,9% en 7000 días. b.2) Tamaño aerodinámico de las partículas contaminantes. En los casos de incorporación por inhalación, debe tenerse en cuenta este parámetro porque en función del tamaño de las partículas contaminantes, estas se depositarán en diferentes partes del aparato respiratorio y por consiguiente variará la posible eliminación mecánica debida a la exhalación o deglución a través del sistema digestivo. En la ICRP-66 y como consecuencia del nuevo modelo pulmonar, las fracciones de depósito cubren 5 órdenes de magnitud. Para partículas que se depositan por sedimentación e impactación se define el parámetro AMAD (mediana de los parámetros aerodinámicos) que cubre un rango de tamaños desde 0,1-100 m y para procesos en los cuales las partículas son muy pequeñas y se depositan principalmente por difusión, se define el parámetro AMTD (mediana de los diámetros termodinámicos) que comprende un rango desde 0,001 hasta 1 m. En casos de exposiciones ocupacionales, se recomienda un AMAD de 5 m y en el caso de exposiciones no ocupacionales se sigue considerando partículas de 1 m de AMAD. c) - Características del receptor Composición del organismo receptor: circunstancias particulares del individuo que hacen variar el comportamiento del radionucleido dentro del organismo, tales como sexo, edad, peso, defectos anatómicos, existencia de estados patológicos, ser fumador, etc Magnitudes en Protección Radiológica En Protección Radiológica, se introduce el concepto dosis como la cantidad de radiación a la que un objeto, el cuerpo humano por ejemplo, es expuesto. Ahora bien, desde el punto de vista de la inducción de efectos, lo que importa en realidad es IR_SP_BA-TX-T10 7/31 CSN-2013

8 la cantidad de energía que el objeto expuesto absorbe del campo de radiación. Esa energía es la causante de los efectos finales que puedan detectarse a causa de la exposición. La magnitud fundamental en dosimetría de radiaciones es la dosis absorbida, que se define precisamente como la energía absorbida por unidad de masa, esto independientemente de que se trate de exposición interna o externa, o del tejido u órgano irradiado. Ahora bien, la dosis absorbida por ella misma no es adecuada para proteger frente a riesgos de naturaleza estocástica, no por su medida, sino por el hecho de que desde el punto de vista de la producción de efectos sobre la salud los diferentes tipos de radiaciones tienen una incidencia o una eficiencia diferente. Todo esto hace que para la estimación de riesgos se haya generado la necesidad de definir magnitudes dosimétricas específicas para protección radiológica, (magnitudes limitadoras) en las que se incluyen factores de ponderación de la naturaleza de la radiación y también para los diferentes órganos y tejidos. En la publicación ICRP103 (2007) se define la dosis equivalente en el órgano o tejido T, H T,R, magnitud derivada de la dosis absorbida promediada en un órgano o tejido: HT,R= wr DT,R Donde D T,R es la dosis absorbida media debida al tipo de radiación R en el tejido T y w R es un factor adimensional denominado factor de ponderación de la radiación, que adopta valores entre 1 y 20 según el tipo y/o la energía de la radiación (ICRP103). Pero para la dosimetría de los trabajadores expuestos, ha sido necesario definir una nueva magnitud, pensada para exposiciones extensas involucrando varios órganos. Esta nueva magnitud, denominada dosis efectiva, parte en su definición de la dosis equivalente H T,R introduciendo un nuevo factor de ponderación que tiene en cuenta la diferente radiosensibilidad de los órganos y tejidos para efectos estocásticos. La dosis efectiva, E, se expresa por: E = T wt HT Dónde: H T es la dosis equivalente en el tejido u órgano T w T es el factor de ponderación del tejido T La unidad de dosis efectiva es el J/kg y también recibe el nombre especial de Sievert (Sv). Teniendo en cuenta la relación entre la dosis equivalente y la absorbida, es posible expresar la dosis efectiva, E, como: E = T w T R w R D T,R Es decir, la dosis efectiva es una dosis absorbida doblemente ponderada, por los factores de ponderación de la radiación, w R, y los de tejido, w T. IR_SP_BA-TX-T10 8/31 CSN-2013

9 Como ya se ha dicho, el marco para la protección frente a las radiaciones ionizantes es idéntico para la exposición interna y para la externa, en particular las magnitudes son las mismas, pero como hay diferencias en las características temporales de depósito de energía entre las dos exposiciones, se han adecuado estas magnitudes para interna. En Dosimetría Interna se definen las magnitudes: Dosis equivalente comprometida en órganos y tejidos H T ( ) recibida al cabo de un tiempo, como la integral respecto del tiempo de la tasa de dosis equivalente en un tejido u órgano T que recibiría un individuo H T ( ) = 0 t t0 H T (t) dt H T = Tasa de Dosis equivalente en el órgano o tejido T = período sobre el que se realiza la integración Dosis Efectiva Comprometida como la suma de las dosis equivalentes comprometidas en un tejido multiplicadas cada una de ellas por el factor de ponderación tisular correspondiente. E( ) = T w T H T ( ) w T = Factor de ponderación de los tejidos ( ) = 50 años y en niños 70 años 3.2. Límites de aplicación en Dosimetría Interna El sistema de limitación de dosis de la ICRP se basa en el principio de controlar el riesgo inherente a un año de práctica de trabajo. Para traducir este principio se introduce el concepto de dosis efectiva comprometida durante 50 años (para exposiciones ocupacionales) y se derivan de él los valores de otros límites secundarios. Estos valores no es posible estimarlos si no se tiene un conocimiento del metabolismo de los radionucleidos. Por ello en la publicación ICRP78 se describen modelos generales del metabolismo de personas adultas y modelos relacionados con los distintos elementos químicos Límites básicos de dosis El Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes (RD 783/2001) expone en su Artículo 9 que "el límite de dosis efectiva par trabajadores expuestos será de 100 msv durante todo el período de 5 años oficiales consecutivos, sujeto a un dosis efectiva máxima de 50 msv en cualquier año oficial". IR_SP_BA-TX-T10 9/31 CSN-2013

10 La limitación fundamental es 100 msv en 5 años, lo que en promedio daría una dosis anual máxima de 20 msv al año. Sin embargo se permite una cierta flexibilidad en su aplicación de forma que en un solo año del periodo de 5 se pueden recibir hasta 50 msv. En los casos de exposiciones internas, los límites anuales de incorporación están basados en una dosis efectiva comprometida de 20 msv por año (ICRP78). En general, para los trabajadores expuestos a ambas exposiciones (externa e interna), la limitación afecta a la suma de dosis externa e interna, de forma que el límite anual aplicado debe ser consecuencia de la suma de la dosis efectiva en caso de externa y de la dosis efectiva comprometida debida a la exposición interna en el mismo periodo Límites secundarios Son consecuencia de los límites básicos y son: Límite Anual de Incorporación (LIA) para ingestión e inhalación de un gran número de radionucleidos y Límite de concentración Derivada en aire (LDCA) para casos de estimaciones de incorporaciones de área debidas a inhalación mediante medidas de los niveles de actividad en muestras ambientales. Límite de Incorporación anual (LIA) para exposiciones internas que deben estar basados en una dosis efectiva comprometida de 20 msv y su cálculo es: LIA( Bq) 0,02 e(50) Donde e(50)(sv. Bq -1 ) es el coeficiente de dosis definido para cada radionucleido Límite de Concentración derivada en Aire (LDCA) que debe ser calculado como el valor de la concentración de actividad en aire (Bq/m 3 ) respirada por un individuo-tipo (tasa inhalación = 1,2m 3 /h) a lo largo de un año laboral (2000 h) LDCA ( Bq / m3) Iinh( Bq) 2000h*1,2( m3/ h) Vigilancia individual Se describe en este apartado brevemente las principales técnicas de medida utilizadas para el control de la contaminación interna, sus ventajas y limitaciones. IR_SP_BA-TX-T10 10/31 CSN-2013

11 En Dosimetría Interna, los datos experimentales primarios son siempre medidas de actividad, empleando para ella métodos de naturaleza espectrométrica. Los métodos de medida usualmente empleados en dosimetría interna para la vigilancia individual de la contaminación interna son básicamente los Contadores de Radiactividad Corporal (CRC) y los de Bioeliminación (BIO) por análisis de excretas, de forma que la estimación de la actividad incorporada y la dosis se realiza a partir de la contaminación presente en el organismo. La elección del método utilizado para la vigilancia de los trabajadores CRC /BIO viene determinada por varios factores: la radiación emitida por el radionucleido; el comportamiento biocinético del contaminante; la frecuencia requerida de las medidas y la sensibilidad de dichas técnicas A continuación describiremos brevemente los métodos y las técnicas más usuales: a) Contadores de Radiactividad Corporal Los CRCs se emplean para la medida directa de la contaminación producida por radionucleidos emisores de radiación penetrante (rayos X o ). Este tipo de radiación puede ser medida desde el exterior de la persona contaminada colocando detectores en zonas determinadas de su cuerpo, de aquí la denominación de métodos in vivo que se les aplica. Estas medidas se realizan bien en una Cámara blindada en cuyo interior se encuentran los sistemas de detección utilizados para medida in-vivo de muy bajo fondo que posibilita unos umbrales de detección óptimos, bien en contadores con blindajes especiales que también reducen el fondo ambiental. Los sistemas de detección in-vivo son de varios tipos: los de Organismo Total, o detector de cuerpo entero, basados normalmente en detectores de NaI(Tl), y los específicos para medidas en órganos concretos, pulmón, tiroides, hueso, hígado, etc, basados preferentemente en detectores de semiconductor de Ge de alta pureza, los cuales describiremos brevemente. Las técnicas de detección empleadas dependen de la energía de emisión de los contaminantes. Una de ellas es la utilizada para determinar emisores gamma de alta energía >200 Kev con cristales de NaI(Tl), Figura.2. En este caso se realizan a través de dos sistemas diseñados para cubrir el rango energético entre kev, intervalo apropiado para los radionucleidos productos de fisión y activación que son de esperar en las determinaciones de organismo total. Este tipo de sistemas de detección se encuentran en los Servicios de Dosimetría Interna de las Centrales Nucleares españolas, en las unidades móviles de Tecnatom y en el CIEMAT. IR_SP_BA-TX-T10 11/31 CSN-2013

12 Figura 2. Sistemas de detección INa(Tl): Contador Fastscan de medida rápida y detector NaI(Tl) en el interior de cámara blindada La Calibración de estos equipos requiere de maniquíes especiales, que simulen la contaminación de emisores gamma en cuerpo entero, con la actividad homogéneamente distribuida. El maniquí tipo BOMAB (Bottle Maniquin, ANSI 3.35) es el recomendado, ver Figura 3. Figura 3. Maniquí BOMAB de calibración de emisores γ en Organismo Total Otras técnicas son las utilizadas para emisores de rayos X y de radiación de baja Energía (E<200 Kev). En este caso se realizan a través de sistemas diseñados especialmente para la detección de Actínidos (U, Pu y Am) depositados en pulmones, hígado, y huesos. Estos contaminantes son muy radiotóxicos, y fundamentalmente emisores alfa (nada idóneos para medidas directas) pero su emisión lleva asociada emisiones de Rayos X y de radiación gamma de baja energía poco penetrantes, entre 0 y 200 KeV, que pueden ser detectadas e identificadas con sistemas de detección adecuados para bajas energías: detectores de Germanio tipo LE Ge ( Low Energy Germanium Detectors ) en el interior de una cámara blindada (CRC del CIEMAT). IR_SP_BA-TX-T10 12/31 CSN-2013

13 Sistema LEGe. En la Figura 4 se muestra el sistema de detectores de Ge para medidas pulmonares de que esta dotado el CRC del CIEMAT. Este sistema consiste en dos detectores dobles de Germanio, con una superficie de detección total de 3800 mm 2 que han de trabajar a la temperatura del Nitrógeno Líquido, asociados a sus criostatos, dispuestos sobre la región pulmonar de un maniquí de calibración. Los detectores están acoplados a una camilla operable por control remoto. Estos detectores semiconductores LE Ge (Low Energy) proporcionan menos ruido y mejor resolución a bajas y medias Energías; son de área grande, ventana delgada y funcionan en un rango de Energía entre 10 y 1000 kev. Figura 4. Sistema de detección LE Ge y maniquí LLNL de calibración En ambos sistemas INa(Tl) y LEGe, la Evaluación de la actividad depositada en organismo total y en órganos se realiza a través del estudio del espectro o histograma del número de sucesos, obtenido en la medida del sujeto, frente a la energía para un detector y una geometría determinada. Los análisis de dichos espectros se realizan mediante programas específicos tanto para organismo total como para órganos específicos. Para estos análisis es imprescindible disponer de calibraciones específicas de cada sistema de detección. Para la calibración del Sistema de Detección NaI(Tl) se utiliza el Maniquí BOMAB, Figura 3. Es un maniquí antropoideo que representa un volumen de material que se aproxima con cierta exactitud a la forma, tamaño, densidad y número atómico efectivo del cuerpo humano. La calibración para bajas energías de detectores de Germanio se ve condicionada por la gran dependencia de la respuesta del detector con la distancia a la fuente, así como con las características de absorción de los materiales interpuestos entre ellos. El maniquí utilizado en la calibración está diseñado por el Lawrence Livermore National Laboratory (LLNL), Figura 4. Se trata de un maniquí modular antropomórfico constituido por un esqueleto de material equivalente a hueso, órganos removibles y dos series de placas torácicas de poliuretano equivalentes a tejido que pueden superponerse sobre el torso para simular diferentes espesores torácicos. Un Contador de Radiactividad Corporal debe estar preparado también para la determinación de radioyodo en tiroides. El isótopo habitual en este tipo de determinaciones in-vivo es el 131 I, en trabajadores expuestos con riesgo de inhalación IR_SP_BA-TX-T10 13/31 CSN-2013

14 tanto en el entorno de la industria nuclear como en los servicios de medicina nuclear. El 131 I tiene un espectro característico de varias emisiones gamma y una energía de 364 kev que le hacen fácilmente detectable y evaluable tanto con detectores tipo NaI(Tl) como con detectores de Germanio. En el CRC del CIEMAT también se cuenta con la capacidad técnica para realizar determinaciones in-vivo de 125 I en tiroides, a través de la detección de los rayos X de 27 kev y de la emisión gamma de 35 kev con un detector de Germanio tipo LE Ge, en el interior de la cámara blindada. b) Bioeliminación La contaminación interna causada por radionucleidos emisores alfa o beta, radiación muy poco penetrante, no puede detectarse por medio de las técnicas in vivo o directas que acaban de ser comentadas. Hay que recurrir a las técnicas denominadas de bioeliminación, tratando de detectar la presencia de ese tipo de radionucleidos analizando las excretas de la persona susceptible de haber sido contaminada. A este tipo de medidas se las denomina indirectas o in vitro. El estudio de la evolución con el tiempo de la actividad excretada, para lo que hay necesariamente que hacer recogidas sucesivas de excretas, sirve de base para la posterior evaluación dosimétrica de la contaminación. Entre los emisores alfa se incluyen como ya se ha dicho a los actínidos: isótopos del Uranio, del Torio, Plutonio, Americio y Curio. En cuanto a emisores beta, se encuentran diferentes productos de fisión como el 90 Sr, asociado a distintos procesos en la industria nuclear. También se emplean diferentes radionucleidos emisores beta generalmente de baja energía, como el 3 H o el 32 P, en actividades hospitalarias, Medicina Nuclear y en actividades de investigación, como las Biomédicas. El análisis in vitro de radionucleidos en excretas requiere en general procedimientos radioquímicos de análisis de una cierta complejidad. Esto es debido a que la mayoría de los radionucleidos requieren ser separados de la matriz en la que se han excretado, eliminando todo resto orgánico y separando posteriormente el elemento de interés de los demás que puedan estar presentes. Una vez obtenida la separación se pueden emplear varias técnicas para la cuantificación de actínidos, en muestras de excretas, orina y heces fundamentalmente, aunque también pueden emplearse otros fluidos orgánicos, incluso material de autopsias. Las técnicas de medida más empleadas para estos menesteres son: la espectrometría alfa, la fosforimetría cinética inducida por láser, y la espectrometría de centelleo líquido. Tipos de muestras biológicas Existe una gran variedad de muestras que pueden ser empleadas para estudiar la posibilidad de que una contaminación interna se haya producido. Aunque con fines dosimétricos únicamente se emplean la orina y las heces, pueden recogerse con fines de investigación muestras de tejido (incluyendo muestras de autopsia), sangre, pelo, dientes, saliva, aire exhalado etc. IR_SP_BA-TX-T10 14/31 CSN-2013

15 Orina Para la evaluación de una posible contaminación interna la técnica más empleada en bioeliminación es el análisis de muestras de orina En general, se recoge una muestra correspondiente a la excreción urinaria de 24 horas. Heces El análisis de muestras fecales es otro medio que permite establecer una posible contaminación interna por actínidos. En controles rutinarios este tipo de análisis es muy poco empleado, restringiéndose su uso a casos de incidentes con el fin de facilitar la estimación de la dosis. En general, en caso de un incidente se recogen muestras de heces consecutivas en un período de 3-4 días. Es importante destacar que la recogida de muestras de heces debe iniciarse lo antes posible tras el incidente. Las técnicas más empleadas para la cuantificación de actínidos en muestras de excretas son: Espectrometría Alfa: Un espectrómetro alfa con detector de semiconductor consta de un detector generalmente de barrera de superficie de silicio, una cámara de vacío, un preamplificador, un amplificador de bajo nivel de ruido y un analizador de impulsos multicanal. Entre los emisores alfa se incluyen los actínidos: Isótopos de Uranio, Torio, Plutonio, Americio y Curio. Los trabajadores que presentan un mayor riesgo de sufrir incorporaciones de este tipo son los de la minería del uranio, fabricación y reprocesado de combustible nuclear y los involucrados en operaciones de descontaminación y desmantelamiento de instalaciones nucleares. Fosforimetría Cinética Inducida por Láser. En el caso del Uranio además de la espectrometría alfa existen métodos físicoquímicos de medida basados en la fluorescencia o la fosforescencia del catión uranilo en disolución. Entre ellos el más moderno es la fosforimetría cinética inducida por láser. El equipo de fosforimetría consta de: Sistema de excitación, Sistema de detección y Sistema de referencia. La técnica más empleada para la cuantificación de Emisores es: en muestras de excretas Espectrometría de Centelleo en Fase Líquida. Los radionucleidos que con mayor frecuencia son determinados mediante esta técnica en excretas son: H-3, Sr-90, P-32, S-35 y C-14. Aunque es posible la detección de radiación electromagnética (rayos X o ), la principal aplicación del centelleo líquido es la detección de partículas y con rendimientos muy elevados. Esto es debido a que la sustancia radiactiva se disuelve en el seno mismo del centelleador, lo que permite eliminar los problemas derivados de la autoabsorción en muestras alfa y beta. En cuanto a los emisores beta, aparecen productos de fisión como el Sr-90 asociado a IR_SP_BA-TX-T10 15/31 CSN-2013

16 distintos procesos de la Industria Nuclear y otros beta débiles como el H-3 y el P-32 presentes fundamentalmente en actividades hospitalarias o de investigación 4.2. Vigilancia de área. En vigilancia de área se utilizan métodos de muestreo ambiental, en este caso determinaciones ambientales a través de muestreadores de aire. Estos métodos suponen la estimación de la actividad inicialmente incorporada a partir de la determinación de la concentración de actividad en la vía de acceso. Ahora bien, este método debe ser considerado como método complementario de los basados en vigilancia individual debido a la incertidumbre con que pueden estar afectados los datos ambientales A continuación, describiremos brevemente los métodos y las técnicas más usuales: Medidas con muestreadores ambientales La inhalación de partículas radiactivas es uno de las más importantes rutas de entrada de los radionucleidos en el interior del organismo. Representa un proceso relativamente complicado que depende además de la distribución del tamaño de las partículas, de su comportamiento dinámico en el aire, y de las propiedades físicas y químicas de dichas partículas. Las partículas inhaladas pueden depositarse por contacto en varias zonas del sistema respiratorio y debido a la alta permeabilidad de los pulmones y al flujo sanguíneo, los materiales relativamente solubles depositados en ellos entran fácilmente en sangre y desde aquí son transportados a otros órganos dentro del organismo. La incorporación puede por tanto ser estimada indirectamente a través de la concentración de radionucleidos en el aire a través de 3 tipos de muestreadores de aire: - Muestreadores estáticos (SAS): "static air samplers" - Muestreadores portátiles - Muestreadores personales (PAS): "personal air samplers" La metodología del muestreo de aire ambiental para poder estimar la actividad incorporada a partir de la concentración de actividad en la vía de acceso (inhalación) se realiza a través del cálculo de: I (Bq) = C (Bq/m3)* B (m3/h)* t (h) I(Bq) = Incorporación teórica estimada C = Concentración de actividad en el aire inhalado B = Tasa de respiración del individuo afectado IR_SP_BA-TX-T10 16/31 CSN-2013

17 t = Tiempo de permanencia del individuo en el ambiente donde existe esa concentración. En general, los muestreadores personales no son dosímetros personales, requieren un programa de control interno individual que verifique la estimación personal de dosis realizada con estos equipos. Son buenos indicadores de concentraciones de aire en áreas de trabajo en casos de exposiciones internas que den lugar a incorporaciones agudas o crónica. La metodología del muestreo de aire ambiental debe estar basada en valores de la Concentración Derivada en Aire (CDA) y consiguientemente de dosis. Las áreas o zonas de trabajo deben ser diseñadas según los Niveles de Registro/Investigación: 1mSv /año. 5. Los modelos biocinéticos son propuestos por la Comisión Internacional de Protección Radiológica en diversos informes, los más representativos de los cuales son el modelo dosimétrico pulmonar (ICRP 66), el modelo dosimétrico del tracto alimentario (ICRP 100) que sustituye al modelo gastroalimentario de ICRP30, el modelo de herida publicado por NCRP tanto para materiales solubles e insolubles, así como los modelos sistémicos para diferentes radionucleidos que han ido publicándose paulatinamente, y que combinan aspectos físicos y biológicos de los diferentes radionucleidos. Estos modelos biocinétcos y dosimétricos permiten la estimación de la dosis efectiva comprometida en órganos H T y la dosis efectiva comprometida E(50) a partir de las dosis en los diferentes órganos y de los correspondientes factores de ponderación tisular. Denominamos modelos biocinéticos los que se usan para describir el movimiento de los radionucleidos una vez incorporados al organismo. Los modelos dependen del modo de entrada (inhalación, ingestión y otros), de la forma química y física del contaminante y del tamaño de las partículas en el caso de inhalación. Los modelos se componen de compartimentos que representan a los tejidos, incluidos los fluidos y órganos, rutas de transferencia entre compartimentos, tasas de transferencia asociadas a cada ruta de transferencia, y las vías de eliminación. A su vez, los modelos dosimétricos se basan en las características radiológicas de los radionucleidos en cuestión. Se refieren a la micro y macro distribución de los radionucleidos en los tejidos u órganos donde puede ocurrir un depósito significativo. Estos modelos dosimétricos tienen en cuenta la radiosensibilidad de los tejidos u órganos mediante el factor de ponderación w T y el factor de ponderación de la radiación w R.. Estos modelos dependen de las propiedades de desintegración del radionúclido, tipo de partícula y energía. El proceso de determinación de las dosis recibidas como consecuencia de la incorporación de radionucleidos al organismo abarca distintas fases: IR_SP_BA-TX-T10 17/31 CSN-2013

18 En primer lugar debemos calcular la actividad incorporada. Esta información la obtenemos a partir de la actividad presente en el individuo en el instante en que se realiza la medida y no en el instante preciso de la incorporación, lo que, en la práctica y salvo situaciones de accidente, no suele resultar fácil. Por esto es preciso conocer el comportamiento biocinético del radionucleido contaminante, es decir los procesos de retención y eliminación del organismo para dichos radionucleidos. Esto supone, modelizar el organismo humano en un conjunto de compartimentos discretos, y establecer la función matemática que nos describa la evolución temporal de la actividad presente en cada uno de esos compartimentos, tanto para los radionucleidos incorporados como para sus descendientes radiactivos. En la práctica, esto se traduce con la aplicación de los datos experimentales obtenidos (actividad medida retenida/excretada) a modelos biocinéticos específicos que nos representan la evolución de la retención /eliminación del contaminante por el organismo), para poder calcular así la incorporación y mediante modelos dosimétricos la dosis efectiva comprometida E(50) Modelo de ICRP-66 para el Sistema respiratorio: INHALACIÓN Este modelo descrito por ICRP66 describe matemáticamente el proceso de depósito de las partículas inhaladas en cada una de las regiones, la transferencia del material depositado mediante procesos de disolución y absorción en sangre, el transporte de partículas y finalmente proporciona la posibilidad de calcular la dosis en cada una de las regiones del Sistema Respiratorio Se encuentra dividido en 5 regiones anatómicas (Figura 5) Nasal anterior Nasal Faringe Oral Laringe Tráquea Bronquios principales Bronquios Bronquiolos Alveolos Figura 5. Sistema respiratorio IR_SP_BA-TX-T10 18/31 CSN-2013

19 ET: Región Extratorácica, dividida en 2 compartimentos: Región torácica: ET1 nariz y pasajes nasales anteriores ET2 pasajes nasales posteriores, faringe y laringe BB Región Bronquial o Tráquea y Bronquios principales. bb Región Bronqueolar o Bronqueolos y Bronqueolos terminales AI Región Alveolar-Intersticial, de bronqueolos respiratorios a sacos alveolares y tejido de conexión intersticial, LN (Nódulos Linfáticos Extratorácicos (LN ET ) y Torácicos (LN TH )) Modelo de ICRP-30 para el Sistema Gastrointestinal y Nuevo Modelo de ICRP-100 para el Tracto Alimentario. INGESTIÓN El acceso de las sustancias radiactivas al Sistema gastrointestinal puede realizarse de forma directa vía ingestión, o de forma indirecta, mediante transferencia desde las regiones superiores del sistema respiratorio. Una parte así ingerida pasa hacia los líquidos extracelulares y el resto se excreta en heces. El Modelo dosimétrico para el sistema gastrointestinal, Figura 6, referenciado en ICRP- 30 incluye 4 regiones: Ingestión Estómago Intestino Delgado Fluidos corporales Intestino Grueso Sup Intestino Grueso Inf. Excreción Fecal Figura 6. Modelo para el Sistema Gastrointestinal de ICRP30 Estómago: En este compartimento no hay proceso de absorción con un tiempo medio de permanencia de una hora. IR_SP_BA-TX-T10 19/31 CSN-2013

20 Intestino delgado: Es en este compartimento donde se produce la absorción y el paso a sangre del contaminante, con tiempo medio de permanencia de 4 horas. Se cuantifica a través del factor f 1 : fracción absorbida después de la ingestión, por lo tanto, si f 1 0 predominará la excreción fecal, y si f 1 1 predominará la absorción. Intestino grueso superior: con tiempo medio de permanencia de 13 horas Intestino grueso inferior: con tiempo medio de permanencia de 24 horas El modelo de ICRP30 ha sido sustituido por el nuevo modelo de ICRP100 (2007), todavía no implementado en los Servicios de Dosimetría Personal Interna españoles. Nuevo Modelo del Tracto Alimentario de ICRP100 ICRP ha publicado un Nuevo Modelo del Tracto Alimentario (HATM) dependiente de la edad y del sexo de la persona contaminada. Comparado con el antiguo modelo gastrointestinal de ICRP30, las diferencias más significativas son la inclusión de compartimentos iniciales de cavidad oral y esófago, con tiempos de retención medios de únicamente algunos segundos, y la posibilidad de absorción no sólo directamente desde el intestino delgado, sino también desde prácticamente todos los lugares del tracto con retención potencial en las paredes y consiguiente recirculación en los contenidos del tracto. La fracción absorbida desde el tracto a la sangre, llamada f 1 en el modelo gastrointestinal de ICRP30 es ahora f A en el Nuevo modelo HATM de ICRP100, y dicha fracción total absorbida en sangre puede ser descrita por una combinación de varias fracciones absorbidas en varias regiones. IR_SP_BA-TX-T10 20/31 CSN-2013

21 Figura 7. Nuevo Modelo para el Tracto Alimentario de ICRP Modelos Sistémicos Son los modelos que describen la evolución de la actividad en el organismo desde el compartimento de transferencia (sangre y fluidos) hasta un conjunto complementario de compartimentos que representan el resto del cuerpo (denominado sistémico) Los modelos usados para describir el comportamiento metabólico de los radionucleidos que entran en la circulación sistémica son recomendados por la ICRP. Estos modelos son diferentes para distintos radionucleidos, Figura 8, normalmente se agrupan en el mismo modelo aquellos radionucleidos que forman compuestos con las mismas características físico-químicas, como por ejemplo los elementos alcalinos, alcalino-térreos, actínidos etc. IR_SP_BA-TX-T10 21/31 CSN-2013

22 Inhalación Modelo Respiratorio Modelo Gastrointestinal Ingestión Excreción fecal Compartimento de transferencia Tejido a Tejido a 2 a Tejido Tejido a Compart. Compart. Compart. Compart. Vejiga Excreción urinaria Excreción f Sistema gastrointestinal Excreción fecal Figura 8.- Diagrama de un modelo compartimental sistémico Todos estos modelos metabólicos son los que dan lugar a las funciones matemáticas (retención /excreción) que nos indican el comportamiento del radionucleido. Por lo tanto, después de una incorporación única la función característica de retención /excreción nos representa la actividad retenida o excretada después de la incorporación de 1 Bq, siendo las funciones de la forma: F(t) = i a i exp (- t), como se observa en la Figura 9. Por lo tanto, la retención en cada órgano o tejido puede ser representado como una suma de términos exponenciales. Como el organismo es la suma de todos los órganos una función de retención típica es: R (t) = i a i exp (- i t) a i = fracción de actividad retenida en cada compartimento con período biológico T B. = ln2/t B : velocidad de transferencia, velocidad con la que sale el material del compartimento diariamente En general, a i y son constantes que dependen de la forma química del contaminante. En cuanto a la Excreción Urinaria, si f u es la fracción de actividad excretada que va a orina, la tasa de excreción urinaria du/dt es: du/dt = - f u dr(t)/dt = f u i i a i exp (- t) IR_SP_BA-TX-T10 22/31 CSN-2013

23 Actividad retenida/excretada (Bq) Curso de SUPERVISORES de instalaciones radiactivas (IR) MÓDULO BÁSICO Am-241 (M) 1,00E+00 1,00E-01 1,00E-02 Pulmón Heces Orina 1,00E-03 1,00E-04 1,00E-05 1,00E Tiempo después de la incorporación (d) Figura 9. Funciones de retención y excreción para una incorporación única de 241 Am 6. La magnitud medida, bien sea a través de un CRC como actividad retenida (Organismo Total, Pulmón etc.) o a través de análisis de excretas (orina, heces), proporciona un valor de Actividad (Bq) de un radionucleido i. El objetivo es conocer, a partir de estas medidas, la Incorporación inicial (cantidad de Actividad Incorporada), para determinar posteriormente la dosis, Figura 10. A continuación se resumen las líneas generales que deben tenerse en cuenta en las estimaciones de dosis: En primer lugar debe definirse el instante de la incorporación (t 0 ), que o bien será conocido o será estimado. Conocer la evolución temporal del órgano medido (en Bq) o excreción diaria (Bq/d) por unidad de actividad incorporada, es decir, la obtención mediante los modelos dosimétricos de las funciones de retención y/o excreción diaria: F(t), funciones de la forma : F(t) = i a i exp (- t) En programas de control especiales donde la fecha de incorporación es conocida debe estimarse la incorporación I, a través de los datos de la actividad detectada en una única medida (Ad), realizada en un tiempo t=t 0 después de transcurrida la incorporación, como: I (Bq) = Ad / F(t) IR_SP_BA-TX-T10 23/31 CSN-2013

24 Ad es la actividad medida t días después de la incorporación. F(t) es la retención/excreción teórica, expresada como fracción de la actividad incorporada (Incorporación= 1 Bq) t días después de la incorporación En programas de control rutinarios donde la fecha de incorporación es desconocida, debe estimarse la incorporación I a través de los datos de la actividad detectada en una única medida (Ad), realizada en un tiempo t/2 =t 0 después de ocurrida la incorporación como: I (Bq) = Ad / F (t/2) Si lo que tenemos son un número n de medidas, Ad i donde i= 1...n, realizadas en tiempos t i, los valores por unidad de incorporación serán F(t i ), pudiendo obtener entonces n estimaciones independientes de la incorporación I i. La mejor estimación de la Incorporación I(Bq) puede obtenerse como resultado de la media geométrica: I n n I i i 1 El siguiente paso, una vez determinado el valor de la incorporación, es considerar el factor de conversión de dosis correspondiente al nucleido i detectado. Los factores de conversión de dosis determinan la dosis efectiva total que se recibe por unidad de actividad incorporada. Estos factores, que pueden consultarse en las publicaciones 72 y 78 de ICRP, son calculados por un período de integración de 50 años y son denominados e inh (50) para inhalación e e ing (50) para ingestión. Finalmente, el cálculo de la Dosis efectiva Comprometida E(50) se obtiene multiplicando el factor de conversión de dosis por la incorporación calculada previamente E (50)(mSv) = I (Bq) x e(50) (Sv/Bq) IR_SP_BA-TX-T10 24/31 CSN-2013

25 Controles CRC Controles excretas Actividad Retenida ( Bq ) Modelos Actividad Excretada ( Bq /L ó g) Actividad Incorporada Dosis efectiva Comprometida E(50) Figura 10. Diagrama general para la estimación de incorporación /dosis en un programa de control Las nuevas Normas ISO de Dosimetría Interna: - ISO20553: Monitoring of workers exposed to a risk of internal contamination - ISO27048: Dose Assessment for the monitoring of workers - ISO28048: Performance criteria for radiobioassay. regulan la metodología del cálculo de dosis y de los programas de vigilancia para exposiciones internas. De la mima forma el documento IDEAS Guidelines (versión 2) for the Estimation of Committed doses from Incorporation Monitoring Data de Marzo de 2013 proporcionan un procedimiento estándar de cálculo de dosis a partir de los datos de Actividad medida en Contador de Radiactividad Corporal (CRC) y de Actividad excretada en orina y/o heces Códigos de cálculo utilizados en estimaciones dosimétricas Los cálculos de dosis se realizan mediante aplicaciones informáticas que siguen los modelos expuestos en las últimas publicaciones de la Comisión Internacional de Protección Radiológica, que están condensados en ICRP-78. Los códigos de cálculo en uso son: IMBA Professional Integrated Modules for Bioassay Analysis" desarrollado por HPA ( Gran Bretaña), AIDE (Activity and Internal Dose Estimates) desarrollado en Los Alamos (Estados Unidos) e INDAC: "Internal Dose Assessment Code" desarrollado por IBERINCO (Iberdrola Ingenieria. España) IR_SP_BA-TX-T10 25/31 CSN-2013

26 El principal objetivo de estos códigos es la reconstrucción de múltiples Incorporaciones a partir de medidas experimentales "in vivo" (CRC) e "in vitro" (Bioeliminación) teniendo en cuenta diferentes hipótesis de contaminación interna planteadas, tales como: fecha de incorporación, vía de incorporación, AMAD y tipo de absorción pulmonar. En lo que corresponde al análisis de datos, estos códigos utilizan esquemas de interpretación clásica de los datos experimentales para la vigilancia ocupacional según ICRP-78, extienden el modelo clásico de interpretación de los datos e implementan un desarrollo iterativo para la interpretación de los mismos pudiendo el usuario decidir cuál es la mejor "curva de ajuste" en cada posible estimación dosimétrica 6.2. Incertidumbres en la estimación de Incorporación/Dosis interna Las incertidumbres en el cálculo de dosis debidas a exposición interna, producidas por la incorporación de radionucleidos tienen tres entradas: a) la incertidumbre en las medidas experimentales de los programas de control b) la incertidumbre en la estimación de la incorporación a través de la evaluación de esas medidas c) la incertidumbre en la estimación de la dosis La incertidumbre total en la asignación de dosis es una combinación de las incertidumbres anteriores. La incertidumbre asociada a cada paso y el esfuerzo requerido para cuantificarla dependen del radionucleido de que se trate, de la información disponible de la exposición y del tiempo transcurrido. Generalmente las incertidumbres en las medidas son las más importantes en la estimación. Cuando los niveles de actividad medidos son bajos y muy cercanos a los límites de detección, las incertidumbres debidas al contaje estadístico dominarán sobre las demás. Sin embargo para radionucleidos que son fácilmente detectables y están presentes en la medida en una cantidad considerable las incertidumbres debidas al contaje estadístico pueden ser mínimas comparadas con las otras fuentes de incertidumbre. La incertidumbre en la estimación de la incorporación es difícil cuantificarla en un programa de control rutinario aunque las medidas estén realizadas con una frecuencia determinada. La máxima incertidumbre proviene del desconocimiento de la fecha exacta de la incorporación. En un programa rutinario se considera que un factor 3 es una incertidumbre aceptable en el cálculo de la incorporación si asumimos el criterio de considerar como fecha de incorporación la ½ del intervalo entre dos controles sucesivos. Esta situación puede ser realmente importante en el caso de controles de excretas puesto que la fracción excretada cada día puede cambiar rápidamente con el tiempo en el período inmediatamente después de la incorporación. El último factor a considerar es la incertidumbre cometida en la estimación de dosis debida a una incorporación determinada. La incertidumbre máxima en estos casos proviene del uso de modelos metabólicos estándar utilizados para la estimación de IR_SP_BA-TX-T10 26/31 CSN-2013