capítulo MEDICINA NUCLEAR

Transcripción

1 9 capítulo MEDICINA NUCLEAR El uso médico de fuentes abiertas de material radiactivo, generalmente conocido como medicina nuclear, consiste en la administración de radiofármacos al paciente para realizar mediciones fisiológicas, obtener imágenes de órganos, glándulas y sistemas, o para llevar a cabo ciertos tratamientos. Para practicar un examen diagnóstico con radioisótopos hace falta disponer de moléculas marcadas que tengan una afinidad específica con el órgano que se debe estudiar. Las drogas y compuestos marcados con radionucleidos específicos se depositan en el organismo en forma predecible, tanto en su localización como en la cantidad. Debido a que los procesos de eliminación son relativamente lentos, se deben emplear isótopos en los que la actividad decaiga rápidamente, es decir de corto período de semidesintegración. Las ventajas de emplear esta técnica consisten en que se puede estudiar el comportamiento fisiológico en forma simple, no invasiva, y con bajo riesgo para el paciente. El tratamiento con radiofármacos, una parte de la medicina nuclear, es muy efectivo para ciertas enfermedades, tales como el hipertiroidismo. Otro aspecto de la medicina nuclear es el empleo de técnicas in vitro que utilizan material radiactivo. Estos procedimientos no requieren la administración de material radiactivo al paciente, sino en una muestra biológica, usualmente sangre. Esta muestra se analiza en tubos de ensayo utilizando la técnica de radioinmunoanálisis (RIA) para la determinación del contenido de hormonas, vitaminas, drogas, enzimas, antígenos de cáncer, etc. La medicina nuclear es tratada a la largo de este capítulo de acuerdo al siguiente orden temático: Equipamiento empleado en medicina nuclear. Aspectos de seguridad radiológica en el diseño de instalaciones. Exposición ocupacional. Exposición médica: niveles de referencia en la administración de radiofármacos. Con relación al marco regulatorio dentro del cual debe ser ejercida esta práctica, en materia de seguridad radiológica, en el Anexo de este libro se brinda la información correspondiente. En carácter de introducción diremos que toda instalación que se proponga ejercer la medicina nuclear debe contar con una autorización de operación. Por otro lado, los especialistas que ejercen esta práctica deben disponer de un permiso individual específico. Ambos documentos son extendidos por la Autoridad Regulatoria Nuclear, organismo de control y autoridad nacional en este campo. Medicina nuclear - Capítulo 9 página 137

2 EQUIPAMIENTO EN MEDICINA NUCLEAR En esta sección se describe el equipamiento característico empleado en un centro de medicina nuclear. CALIBRADORES DE ACTIVIDAD O ACTIVÍMETROS Su uso está destinado a la medición exacta y precisa de la actividad que se administrará al paciente para la realización del estudio o del tratamiento. Se trata de una cámara de ionización gaseosa tipo pozo dentro de la cual se introduce el material radiactivo para su medición (Figura 1). La actividad del material radiactivo se mide en función de la corriente de ionización producida por las radiaciones emitidas por el radioisótopo que interactúa con el gas. La cámara se sella, usualmente bajo presión, y tiene dos electrodos cilíndricos coaxiales que se mantienen a una diferencia de potencial; el espacio axial constituye el pozo. En el electrómetro asociado la diferencia de potencial se convierte en una señal de voltaje que se amplifica, se procesa y finalmente se presenta, generalmente en forma digital, en forma de unidades de actividad (Bq o Ci). Esto es posible dado que para un determinado radionucleido, suponiendo una geometría fija y una respuesta lineal, la corriente de ionización es directamente proporcional a la actividad. Sin embargo, la respuesta de una cámara de ionización a diferentes radionucleidos varía de acuerdo a sus energías. Por lo tanto, se necesita ajustar apropiadamente la señal para el tipo de radioisótopos que se mide; esto se logra colocando en el activímetro selectores de isótopos. Figura 1. Calibrador de actividad BLINDAJE DE PLOMO ELECTRODO EXTERNO SOSTENEDOR DE LA MUESTRA ELECTRODO COLECTOR CIRCUITO ELÉCTRICO PARA MEDICIÓN PANTALLA SELECTOR DE RADIONUCLEIDO VOLTAJE página 138 Capítulo 9 - Medicina nuclear

3 SISTEMAS DE DETECCIÓN PARA MEDICIONES IN VITRO En general todos los sistemas para mediciones de radiación in vitro, (Figura 2), se basan en detectores de centelleo con un cristal de ioduro de sodio activado con talio. Figura 2. Sistema de medición in vitro CRISTAL DE Nal (TI) MUESTRA AMPLIFICADOR ANALIZADOR DE ALTURA DE PULSO COMPARADOR TEMPORIZADOR FOTOMULTIPLICADOR BLINDAJE DE PLOMO GANANCIA BASE ANCHO FUENTE DE ALTO VOLTAJE VOLTAJE CONTADOR 100 PICO DE ABSORCIÓN TOTAL NÚMERO RELATIVO DE PULSOS COMPTON kev ENERGÍA El vial con la muestra se introduce en un pozo axial o transversal. Las radiaciones absorbidas por el cristal generan luz, que da lugar a pulsos eléctricos en el fotocátodo de un tubo fotomultiplicador al cual el cristal está ópticamente acoplado. Estos pulsos por medio de la electrónica asociada permiten el análisis de la altura del pulso y su medición. La sensibilidad del equipo depende de las dimensiones del cristal utilizado. La mayoría de los equipos para mediciones de radiación in vitro tienen selectores por medio de los cuales se obtienen las condiciones de operación adecuadas para las mediciones rutinarias. Los sistemas automáticos de medición pueden aceptar varios cientos de muestras que se miden en forma secuencial. Tales sistemas pueden incorporar dos o más canales electrónicos independientes permitiendo las mediciones simultáneas de más de un radionucleido. Medicina nuclear - Capítulo 9 página 139

4 SISTEMAS PARA MEDICIONES DE RADIACIÓN IN VIVO Como en el caso anterior, prácticamente todos los sistemas de detección, (Figura 3), se basan en detectores de centelleo con cristales de ioduro de sodio activado con talio. Se utilizan cristales cilíndricos y la electrónica asociada permite la necesaria amplificación, análisis de la altura de pulso y su medición. Figura 3. Sistema de medición in vivo COLIMADOR BLINDAJE DE PLOMO AMPLIFICADOR ANALIZADOR DE ALTURA DE PULSO COMPARADOR TEMPORIZADOR GANANCIA BASE ANCHO FUENTE DE ALTO VOLTAJE CONTADOR ANALÓGICO GRABADOR DE GRÁFICOS CRISTAL DE Nal (TI) FOTOTUBO VOLTAJE CONTADOR DIGITAL IMPRESORA DE LISTAS La sensibilidad del detector depende de las dimensiones del cristal en relación a las energías de las radiaciones involucradas. Para energías medias, un cristal de 50 mm de diámetro y 25 mm de espesor es satisfactorio. Los cristales mayores mejoran la sensibilidad especialmente para mayores energías. Se debe rodear el detector con un blindaje de plomo para reducir su respuesta a la radiación ambiental y se debe contar con un blindaje plomado que actuará como colimador para lograr las necesarias características direccionales. El detector blindado y colimado se monta en un soporte ajustable permitiendo que sea adecuadamente posicionado en relación con el paciente. Usualmente están provistos de colimadores intercambiables de modo que las características del detector se puedan adecuar a la situación clínica particular. Entre los equipos de estas características se pueden citar: Brazo de captación Centellógrafo Cámara gamma planar SPECT (tomógrafo por emisión de fotón único) PET (tomógrafo por emisión de positrones) BRAZO DE CAPTACIÓN Este instrumento es el más sencillo y está destinado a determinar el porcentaje de incorporación de yodo 131 en tiroides. Consiste en un cristal de ioduro de sodio activado con talio de dimensiones adecuadas para la energía del yodo 131 y un blindaje asociado al fotomultiplicador cuya electrónica permite la amplificación, el análisis de la altura de pulso y la medición. El número de cuentas leídas en el espectrómetro se compara con el número de cuentas obtenidas a partir de un patrón. Este patrón o estándar consiste usualmente en un página 140 Capítulo 9 - Medicina nuclear

5 fantoma que simula el tamaño de la tiroides en un paciente normal conteniendo la actividad del radionucleido necesaria para obtener la lectura de una captación normal. CENTELLÓGRAFO Este instrumento ha sido diseñado para producir una imagen en dos dimensiones de la distribución de actividad por barrido de la región de interés en sucesivos pasos rectilíneos. Estos equipos (Figura 4a) permiten obtener la imagen del barrido como una distribución de marcas coloreadas o monocromas producidas por un marcador en un papel o impresionando una película fotográfica. El detector del equipo usualmente posee un cristal de ioduro de sodio activado con talio de 75 mm ó 125 mm de diámetro y 50 mm de espesor. Generalmente están provistos de colimadores de plomo intercambiables (Figura 4b) para distintas situaciones clínicas. Estos colimadores poseen agujeros múltiples cuyos ejes definen un punto focal. En la región del punto focal, los campos de visión de todos los agujeros coinciden, de modo que la sensibilidad del detector colimado es mucho mayor que en cualquier otro punto. El plano perpendicular al eje del colimador a través del punto focal es el plano focal y la distancia desde la cara expuesta del colimador al punto focal es la distancia focal. Otros parámetros importantes son la resolución espacial, que expresa la capacidad para percibir detalles en la distribución de actividad en el plano focal, y la profundidad del foco, que expresa el modo en el cual esta capacidad disminuye a lo largo del eje en cualquier lugar fuera del plano focal. La distancia focal óptima para este tipo de equipos es aproximadamente de 7 cm, siendo, por lo tanto, especialmente adecuado para el diagnóstico de la glándula tiroides. Figura 4a. Esquema de un centellógrafo AMPLIFICADOR ANALIZADOR DE ALTURA DE PULSO COMPARADOR PROCESADOR DE PANTALLA GANANCIA BASE ANCHO CONTADOR FUENTE DE ALTO VOLTAJE VOLTAJE CABEZA DETECTORA MECANISMO CONTROLADOR DEL DETECTOR PANTALLA Medicina nuclear - Capítulo 9 página 141

6 Figura 4b. Colimadores de un centellógrafo PLOMO CRISTAL DE Nal (TI) D COLIMADOR DEL LADO DEL DETECTOR DISTANCIA FOCAL COLIMADOR DEL LADO DEL PACIENTE PLANO FOCAL PUNTO FOCAL d CÁMARA GAMMA Este equipo utiliza un cristal de ioduro de sodio activado con talio de poco espesor y gran diámetro con un mayor número de fotomultiplicadores, una electrónica más compleja y un sistema de procesamiento de datos por computadora. La Figura 5 muestra la sección de un cabezal detector y los bloques representativos de la electrónica asociada Figura 5. Corte esquemático de un cabezal detector de una cámara gamma PULSO ARITMÉTICO X Y Z CORRECCIÓN DE ENERGÍA %Z %Z PHA X HABILITACIÓN Y X HABILITACIÓN Y X Y HABILITACIÓN OSCILOSCOPIO DE PERSISTENCIA DISPOSITIVO DE PANTALLA PROCESADOR DE DATOS ADC FUENTE DE ALTA TENSIÓN PREAMPLIFICADOR TUBOS FOTOMULTIPLICADORES LUZ DE GUÍA CRISTAL DE IODURO DE SODIO COLIMADOR página 142 Capítulo 9 - Medicina nuclear

7 Los fotones emitidos por el paciente o la fuente de calibración llegan al cristal después de pasar por el colimador de plomo. Los colimadores utilizados pueden ser de diferentes tipos según los agujeros paralelos: divergentes y convergentes. La elección del colimador se realiza de acuerdo a la situación clínica en estudioyalaenergía del radionucleido empleado. La interacción del fotón en el cristal produce una emisión luminosa y por intermedio del sistema electrónico asociado se traduce en información posicional (Figura 6). El sistema comprende, asimismo, un instrumento que permite obtener la imagen por pantalla y su posterior impresión en papel o en película fotográfica. Las imágenes que se obtienen son planares. Los cristales de las cámaras gamma generalmente tienen dos diámetros correspondientes a pequeños o grandes campos de visión, de 30 y 40 cm de diámetro respectivamente y espesores variables entre 3,2 y 12,7 mm. El diámetro del cristal determina el área del paciente que se obtendrá en una imagen simple. El espesor del cristal influencia varios parámetros de performance, en particular la resolución espacial y la sensibilidad. Figura 6. Sistema de coordenadas de una cámara gamma Y+ A X Y CENTELLEO A C X- X+ X CENTELLEO C B X CENTELLEO B Y Y- Y Cualquier daño en el cristal resulta en una cámara gamma inoperante que requiere el costoso reemplazo del cristal. La gran superficie, las características higroscópicas y naturaleza quebradiza del cristal, requieren un cuidado constante para evitar el daño del cristal, especialmente durante el proceso de cambio del colimador. Dejando el colimador montado sobre el cristal cuando no está en uso, normalmente se protege el cristal de choques mecánicos y de rápidas fluctuaciones de la temperatura ambiente. Sin embargo, el daño súbito o gradual ocurre indefectiblemente. Por esta razón el control del cristal es una característica importante del control de calidad. SISTEMA DE TOMOGRAFÍA POR EMISIÓN DE FOTÓN ÚNICO (SPECT) El tipo más común de tomografía por emisión de fotón único se compone de una cámara de centello convencional montada sobre un armazón especial y conectada a una computadora. Medicina nuclear - Capítulo 9 página 143

8 Este equipo permite obtener imágenes tomográficas. Dado que el paciente debido a la incorporación del radiofármaco emite radiación, se la llama tomografía por emisión para diferenciarla de la tomografía convencional que utiliza la transmisión de rayos x a través del paciente. Los isótopos que se utilizan son los mismos que cuando se realizan estudios con cámaras gamma planares convencionales. Las imágenes tomográficas tienen grandes ventajas sobre las imágenes planares ya que en estas últimas (imágenes en dos dimensiones de distribuciones radiactivas de tres dimensiones) hay superposición de información de planos vecinos al plano a investigar. Este hecho se evita con la tomografía, lográndose un aumento de la relación señal/ruido y al mismo tiempo mayor detectabilidad. Para producir las imágenes tomográficas (cortes tomográficos del paciente), es necesario obtener imágenes haciendo girar el sistema de detección alrededor del paciente. Para cada posición angular se obtiene una proyección de la distribución del radioisótopo dentro del paciente en base a cuyos datos se reconstituye la imagen tomográfica por un procedimiento matemático. Hay diferentes tipos de SPECT que se diferencian fundamentalmente en la configuración geométrica del conjunto pie - cabezal detector - camilla. La asociación de estos elementos debe ser una estructura sólida, estable y que no vibre ni oscile cuando se adquieren los datos alrededor del paciente. Existen equipos construidos con un anillo de detectores fijos (cristales de ioduro de sodio activados con talio), con una geometría similar al tomógrafo convencional, pero con este tipo de equipos no se pueden obtener imágenes planares, siendo este un inconveniente ya que habitualmente estos equipos se utilizan para ambas técnicas. La forma del cristal puede ser circular o rectangular (estos últimos de mayor campo de visión) con un espesor variable entre 6,35 mm y 9,52 mm. El paciente se localiza sobre una camilla volante, con apoyo en un solo extremo, para que el cabezal pueda rotar sobre el mismo a la menor distancia posible, para lograr una mejor resolución. La camilla debe tener movimiento en los dos ejes: para poder introducirse en el puente o gantry (sistema mecánico que sostiene al cristal detector-colimador y permite rotarlo alrededor del paciente) ubicando el órgano de interés de tal manera que quede en el campo de visión del detector, y para subir y bajar para que el órgano se ubique cerca del eje de rotación. El eje de la camilla debe coincidir con el eje de rotación y este a su vez con el centro de la matriz de la computadora, a su vez, debe ser paralelo a la cara del colimador. Se asegura de esta manera que los cortes transversales de los pacientes estén en el plano perpendicular al eje de rotación. Para eso las camillas deben estar construidas de un material rígido que no se flexione. Al mismo tiempo el material debe ser poco atenuante, para evitar diferencias de atenuación entre las proyecciones anteriores y laterales respecto de las posteriores. Controles de posición ubican al paciente correctamente para la obtención de la imagen. TOMÓGRAFO POR EMISIÓN DE POSITRONES (PET) Los compuestos que se utilizan como radiotrazadores (radiomarcadores) son 11 C, 13 N, 15 Oy 18 F. Estos elementos (emisores de positrones) emiten radiaciones que pueden ser detectadas por el tomógrafo. Estos radioisótopos tienen períodos de semidesintegración muy cortos, por lo que se deben producir en las proximidades del tomógrafo. Por lo tanto, la página 144 Capítulo 9 - Medicina nuclear

9 utilización eficiente de un tomógrafo por emisión de positrones, necesita de la instalación de un ciclotrón generador de radioisótopos y de un laboratorio de radioquímica. Las ventajas del PET sobre las técnicas convencionales de diagnóstico por imágenes son, entre otras, la mayor sensibilidad y resolución de las imágenes y la posibilidad de realizar estudios dinámicos, permitiendo un mejor diagnóstico con el empleo de radioisótopos de compatibilidad biológica. Calibración en el tomógrafo por emisión de positrones PET El tomógrafo por emisión de positrones (PET) consiste en una serie de cristales detectores que forman un anillo. El sistema de detección de radiación de aniquilación está formado por cristales detectores gamma de alta densidad (germanato de bismuto, fluoruro de bario) en combinación con fotomultiplicadores de alto rendimiento, ambos adecuados para la detección de la radiación de aniquilación de 511 kev. El bloque de cristales y fotomultiplicadores se localiza en un puente que aloja además el conjunto del colimador, los láseres para el alineamiento del paciente, el soporte para una fuente rotativa provista para el montaje de los fantomas y fuentes anulares para usar en pruebas, calibraciones y procedimientos de obtención de imágenes. El puente alberga, además, el sistema eléctrico y de refrigeración. Se puede mover en su base sobre un eje axial vertical y horizontal; estos movimientos se realizan por medio de un motor y se controlan desde ambos lados de la camilla. El sistema presenta el grado de angulación en un display. El movimiento rotacional del sistema de detección se controla por computadora. Se obtienen dos tipos de imágenes de transmisión y de emisión. Las imágenes de transmisión se obtienen utilizando un fantoma de transmisión que consiste en una serie de tubos circulares alineados con los anillos circulares de detectores. Este fantoma de transmisión se llena con material radiactivo que emita positrones, el paciente en posiciona en el puente y se obtienen las imágenes. Este estudio provee las mediciones para la atenuación de cada línea de respuesta a través de distintos objetos tales como el paciente y la camilla en el campo activo de visión para lograr la corrección cuantitativa de la atenuación en las imágenes tomográficas. Medicina nuclear - Capítulo 9 página 145

10 SEGURIDAD RADIOLÓGICA DE LAS INSTALACIONES En un centro de medicina nuclear, el cuarto caliente debe ser de uso exclusivo para el depósito y fraccionamiento de material radiactivo. Su ubicación debería ser próxima al cuarto de aplicación para minimizar el movimiento de actividad. Los pacientes a los que se les ha administrado material radiactivo deben contar con salas de espera separadas. Estos pacientes constituyen una fuente de radiación y si bien la tasa de dosis en su cercanía inmediata no es suficientemente alta como para dar dosis significativas a otros pacientes o al personal que se encuentre en el mismo recinto, la sala de espera no debería ubicarse inmediatamente adyacente al área de recepción dado que el personal allí ubicado podría exceder con facilidad 1 msv/año. El diseño debe prever baños exclusivos para los pacientes con material radiactivo administrado. En los mismos deberían colocarse carteles requiriendo que los pacientes laven bien sus manos y dejen correr abundante agua luego de oprimir el botón del depósito del inodoro. Este baño, donde existe alta probabilidad de contaminación no debe ser usado por miembros del personal o del público y debería estar diseñado y construido de manera de posibilitar una fácil descontaminación. Este baño debe estar señalizado. El diseño del centro de medicina nuclear debería prever también espacios amplios para la instalación de equipos. Si existe más de un equipo, estos deben estar en cuartos diferentes o separados suficientemente como para reducir las dosis al personal y pacientes e incluso impedir que un equipo reciba radiación espuria proveniente de otro. El tamaño del recinto debería ser tal que el operador pueda mantenerse a una distancia del paciente mayor que 2 m, durante el transcurso del estudio (si la condición del paciente así lo permite). Alternativamente podría implementarse el uso de blindajes móviles. Los brazos de captación tiroidea y cualquier otro equipo contador sensible, deberían mantenerse separados (distancia o blindaje) de los pacientes inyectados, o de áreas de almacenamiento de material radiactivo. BLINDAJES Los blindajes estarán destinados primariamente a atenuar radiación gamma pero también resulta necesario implementar protección contra emisores beta de alta energía tales como fósforo 32 o itrio 90. El blindaje más común contra radiación gamma es el plomo, en cambio la radiación beta requiere materiales de bajo número atómico tales como el acrílico para prevenir bremsstrahlung. En un centro de medicina nuclear los ejemplos más comunes de configuraciones de blindaje incluyen: pantallas de ladrillo para el fraccionamiento de material radiactivo con visores de vidrio plomado, blindajes para jeringas, blindajes para almacenamiento de material radiactivo, recipientes blindados para decaimiento de residuos radiactivos, etc. Adicionalmente puede resultar necesario incorporar blindajes a las paredes de algunos recintos, tales como, los cuartos de preparado y almacenamiento de material radiactivo. página 146 Capítulo 9 - Medicina nuclear

11 De los generadores de molibdeno 99 / se eluye una solución de que emite radiación gamma de 140 kev, y teniendo en cuenta que un generador puede contener actividades del orden de las decenas de Gbq se requerirá un blindaje de aproximadamente 50 mm de plomo, para su guarda. Durante la preparación y administración de las actividades que se administran al paciente, la exposición de las manos del técnico resulta significativa. Sostener una jeringa sin blindaje que contenga 740 MBq (20 mci) de implica una tasa de dosis en mano (en la porción de los dedos en contacto con el material radiactivo) de hasta 220 mgy/h. El uso de jeringas blindadas reduce sustancialmente las dosis. También existen porta-jeringas blindados para el transporte de las actividades inyectadas. Tanto los blindajes individuales de las jeringas como los dispositivos porta jeringas debieran monitorearse rutinariamente para evitar contaminaciones. El emisor beta más comúnmente usado es el fósforo 32 que emite radiación beta de 1,71 MeV, la cual puede penetrar hasta 8 mm en el cuerpo y producir por lo tanto altas dosis en piel y en retina, por lo cual resultan imprescindibles los blindajes acrílicos en mesadas de trabajo para fraccionamiento y guarda de residuos, jeringas, viales y pipetas. El yodo 131 emite radiación gamma con diferentes energías siendo predominante la de 360 kev. Por lo tanto, las fuentes de alta actividad empleadas en terapia deben almacenarse detrás de blindajes de plomo de 50 mm. VENTILACIÓN Aquellos recintos en los cuales se utilizan fuentes abiertas que puedan dar lugar a aerosoles o gases deberían contar con un sistema de ventilación apropiado e incluso en algunos casos (marcación de moléculas) debería preverse el uso de campanas o cajas de guantes. PILETAS Un diseño adecuado de un cuarto caliente de radiofarmacia debería incluir dos piletas construidas de material fácilmente descontaminable, una pileta caliente para disponer los residuos radiactivos de muy baja actividad que admiten la eliminación por desagües y otra pileta fría para lavado de material de vidrio y usos similares. Idealmente debería contarse con una tercera pileta cercana a la salida del recinto para lavarse las manos al finalizar la tarea en el cuarto. Las manos deberían secarse con toallas descartables o con aire caliente. La pileta caliente debe tener algún sistema para prevenir rebalses y su drenaje debe ser directo (sin sifón). El material más apropiado es el acero inoxidable y los sistemas de control sin manos, por ejemplo a pedal, del flujo de agua son altamente recomendables para minimizar las contaminaciones. ACABADO DE SUPERFICIES El piso del cuarto caliente, el local de administración de radiofármacos y las salas de medición y almacenamiento de material radiactivo así como otros locales donde puedan preverse contaminaciones, debe revestirse con algún material impermeable fácil de lavar y Medicina nuclear - Capítulo 9 página 147

12 resistente a los ataques químicos. Un alto contenido de polivinilclorato (30% a 75% en peso) hace que la superficie sea fácilmente descontaminable. La cubierta debería tener una suave curvatura hacia las paredes y deberían minimizarse las juntas a fin de disminuir zonas de acumulación de contaminación difícil de remover. Las paredes deben ser recubiertas con material tipo epoxi hasta una altura razonable (50 cm) para que en el caso de eventuales salpicaduras, se facilite la descontaminación. Del mismo modo que en los pisos, deben sellarse las juntas. Las superficies de las mesadas deberían reunir las mismas condiciones de impermeabilidad y facilidad de descontaminación que las paredes. Debería preverse el refuerzo estructural necesario en aquellas mesadas que soporten mucho peso debido a los blindajes locales de plomo. REQUISITOS MÍNIMOS PARA UN LABORATORIO DE MEDICINA NUCLEAR Laboratorio de radiofarmacia o cuarto caliente: cuarto de uso exclusivo destinado al depósito y fraccionamiento de material radiactivo. Debe estar diseñado teniendo en cuenta el nucleido que almacenará, siendo sus medidas mínimas de 1,50 m x 2,00 m. Debe estar adecuadamente señalizado y disponer de una puerta con cerradura y llave. Cuarto de aplicación: se debe contar con un lugar adecuado para la administración del material radiactivo al paciente. Sala de espera: para pacientes con material radiactivo incorporado separada de la sala de espera general. Cuarto de medición: un local por cada equipo de medición cuyas dimensiones dependerán del equipo de medición que se utilice (centellógrafo, brazo de captación, cámara gamma, SPECT o PET). Baño para pacientes con material radiactivo incorporado: debidamente identificado pues el paciente elimina parte del radiofármaco por orina y se debe considerar la posibilidad de contaminación de los sanitarios evitando su uso por miembros del público y del personal de servicio. Además se debe disponer de un local especialmente acondicionado para pacientes a los cuales se les haya suministrado radiofármacos con fines terapéuticos. El equipamiento mínimo requerido para la operación consistirá en: a. Monitor portátil de radiación y contaminación con respuesta adecuada para los radionucleidos y actividades empleadas. b. Calibrador de actividades que utilice como sistema de medición una cámara de ionización. c. Equipos de medición in vivo en cantidad y tipo acordes con la autorización solicitada. página 148 Capítulo 9 - Medicina nuclear

13 REQUISITOS MÍNIMOS PARA UN LABORATORIO DE RADIOINMUNOANÁLISIS El laboratorio de radioinmunoanálisis debe estar en un cuarto separado, es decir, no compartir el cuarto caliente del servicio de medicina nuclear. Deberá ser de uso exclusivo con medidas mínimas de 1,50 m x 2,00 m, poseer puerta para cerrar con llave y estar adecuadamente señalizado. Debe poseer superficies impermeables (mesada y sobremesada hasta 50 cm). Deberá tener una pileta sin sifón destinada para el lavado de material. Deberá tener un lugar donde dejar decaer los tubos utilizados en cada práctica. El equipamiento mínimo es un espectrómetro con pozo. EXPOSICIÓN OCUPACIONAL Las instalaciones médicas que utilicen fuentes radiactivas no encapsuladas con fines diagnósticos o terapéuticos deben contar con un programa de protección que comprenda las exposiciones de trabajadores basándose en los tres principios fundamentales de la protección radiológica: Justificación de la práctica. Optimización de la protección. Limitación de dosis. Las dosis de radiación que reciban los trabajadores expuestos, en una dada instalación o práctica de medicina nuclear, no podrán superar el valor de 6 msv en un año. La restricción es aplicable al personal que cumpla una jornada laboral de ocho horas. Cuando la jornada de labor sea menor deberá aplicarse la parte proporcional del valor establecido. Un servicio de medicina nuclear puede comprender desde un pequeño centro operado por un reducido plantel, donde se realice un limitado número de procedimientos diagnósticos simples hasta un gran departamento con un completo staff de profesionales médicos, físicos y técnicos donde se desarrolle una amplia gama de procedimientos complejos. Desde estudios diagnósticos con equipamiento de alta tecnología y procedimientos terapéuticos hasta investigación biomédica. Un programa de protección radiológica para aplicaciones médicas de fuentes abiertas deberá considerar aspectos de protección desde la recepción del material radiactivo hasta la gestión y/o disposición de los residuos radiactivos. El paciente al que se le haya administrado material radiactivo deberá ser también considerado como una fuente de radiación. Por lo tanto el programa deberá incluir: Procedimientos para la recepción y almacenamiento seguro del material radiactivo así como un adecuado registro de contabilidad de las fuentes de radiación. Procedimientos para el manipuleo del material radiactivo en el laboratorio de radiofarmacia, en el área de administración de radiofármacos y en las etapas diagnósticas y clínicas. Procedimientos para la disposición de los residuos radiactivos de acuerdo con los requerimientos de la Autoridad Regulatoria. Medicina nuclear - Capítulo 9 página 149

14 Monitoraje personal y de área. Registros. Control del equipamiento. Procedimientos de emergencia. Procedimientos de garantía de calidad en todas las etapas de la práctica. A fin de identificar las medidas de protección que son necesarias en un departamento de medicina nuclear un método práctico consiste en realizar una clasificación de la instalación sobre la base del riesgo. El parámetro primario que determine el riesgo será la actividad total empleada y en segundo lugar la radiotoxicidad de los radionucleidos a emplear y el tipo de operaciones que se lleven a cabo. Los riesgos asociados a esta práctica son la irradiación externa y la contaminación interna (por ingestión o inhalación). CONTROL SOBRE EL MATERIAL RADIACTIVO Una de las tareas básicas de control del material radiactivo es la contabilidad de los radionucleidos utilizados y de los que son eliminados como desecho. Para mantener este control deberá existir un adecuado sistema de registro que permita hacer un seguimiento de cada partida de radionucleidos desde el momento en que se ordena su compra hasta su utilización y posterior disposición como residuo o su transferencia a alguna institución autorizada. El sistema debe ser tal que permita en todo momento saber qué radionucleidos se están manejando y su comparación con el stock real debería evidenciar las discrepancias. La mayoría de los radinucleidos que se emplean en un servicio de medicina nuclear ingresan a la institución como bultos tipo A y una pequeña cantidad, como los kits de RIA, se transportan como bultos exentos (véase capítulo 5). El material radiactivo sólo puede ser adquirido a proveedores autorizados y a la inversa, los proveedores, sólo deberán vender a usuarios autorizados por lo cual, tanto el vendedor como el comprador, deberían solicitar copia de las respectivas autorizaciones. Todo material radiactivo obtenido por préstamo o cesión de otra institución o usuario deberá ser tratado como una compra y estará sujeto a idénticos requisitos en cuanto a la tenencia de las respectivas autorizaciones. Un procedimiento adecuado para la recepción de material radiactivo debe incluir: Examen del bulto recibido (embalaje adecuado, integridad, etiquetado) y de la documentación acompañante. Monitoraje de la radiación externa. Monitoraje de la contaminación externa removible. Pronta notificación a la Autoridad Regulatoria en caso de deficiencias o daños significativos en el bulto. página 150 Capítulo 9 - Medicina nuclear

15 Medidas de confinamiento del bulto dañado o contaminado si lo hubiere. Lugar adecuado para guarda de material radiactivo. MONITORAJE PERSONAL Y DE ÁREA Un programa de protección radiológica en medicina nuclear, debería incluir las previsiones para un adecuado monitoraje personal y de área. Los objetivos del monitoraje son: la detección de los posibles apartamientos de los procedimientos operativos correctos, la determinación de cualquier pérdida de control sobre las fuentes resultante de fallas en la contención del material radiactivo y la prevención de la dispersión de la contaminación que no solo puede contribuir a exposiciones indeseadas de las personas, sino que también puede afectar el funcionamiento de equipos de medición de bajo fondo. Un objetivo adicional del monitoraje es el de proveer información que contribuya a la definición o revisión de procedimientos operativos. Monitoraje personal El personal de un servicio de medicina nuclear que trabaja rutinariamente en contacto con material radiactivo en tareas de radiofarmacia, administración de dosis, atención de pacientes que han recibido radiofármacos, etc., debe contar con dosimetría personal, mediante dosímetros (film, TLD) de cuerpo entero y de extremidades en los casos que corresponda. El personal involucrado rutinariamente en el tratamiento de pacientes con yodo 131 debería ser incluido en un programa de monitoraje de la contaminación interna a través de mediciones de captación tiroidea con frecuencia apropiada. El monitoraje de la contaminación externa del personal puede implementarse si fuera necesario mediante le instalación de un monitor adecuado de pies y manos cerca de la salida del cuarto caliente. Monitoraje de área Los dos tipos básicos de monitoraje de área son: el monitoraje de la radiación externa que consiste en la medición de los niveles de tasa de dosis equivalente ambiental en diversos puntos significativos de la instalación y el monitoraje de la contaminación que consiste principalmente en la determinación de la presencia o no de material radiactivo depositado en superficies. En algunas circunstancias se deberá llevar a cabo también un monitoraje de la contaminación en aire por la presencia de gases o aerosoles radiactivos. La elección del instrumental para el monitoraje de la radiación externa deberá tener en cuenta el tipo y energía de la radiación a detectar y las tasas de dosis esperadas. En instalaciones de medicina nuclear donde se utilice un variado espectro de radionucleidos, deberá considerarse el uso de instrumentos, regularmente calibrados, con una respuesta amplia en energía. En locales tales como el laboratorio de radiofarmacia donde se pueden alcanzar niveles significativos de radiación pueden instalarse monitores fijos de tasa de dosis con niveles de alarma ajustables. Medicina nuclear - Capítulo 9 página 151

16 La contaminación puede ser: 1. Del aire cuando es causada por la liberación de gases o aerosoles radiactivos. La contaminación del aire en un servicio de medicina nuclear puede deberse a los radionucleidos empleados en estudios de ventilación pulmonar (, xenón 133) o bien a técnicas donde se utilicen yodo 131 o yodo Superficial cuando afecta el exterior de una persona (ropas, piel), equipo o material. La contaminación superficial puede a su vez ser removible cuando puede transferirse a otras superficies o fija cuando no se hace posible la remoción. Los dos métodos básicos de detección de la contaminación superficial son los frotis (sweep tests) y la medición directa con monitores portátiles. La determinación de contaminación en aire se hará a través de la toma de muestras con filtros apropiados (véase capítulo 6). Para prevenir contaminación de la piel y/o ingestión accidental de radionucleidos, se deberá: a. Usar delantales (de ser posible descartables) para cubrir las ropas. b. Usar guantes descartables cada vez que se manipulen fuentes abiertas (elución de generadores, inyección de radiofármacos, etc.). c. Usar pañuelos descartables. d. Quitarse guantes y guardapolvo y lavarse las manos antes de salir a comer o beber. e. No comer, beber, fumar o colocarse cosméticos en áreas controladas. f. Si existe algún riesgo de salpicadura, protegerse los ojos. g. No utilizar nunca una pipeta con succión bucal. Emplear pipetas automáticas o jeringas para fraccionamiento del material radiactivo. h. Realizar bajo campana el fraccionamiento de yodo. Para impedir la diseminación de la contaminación: a. Siempre que sea posible, llevar a cabo todas las operaciones que involucren fuentes selladas sobre una bandeja de goteo cubierta con material absorbente que deberá ser descartado si se sospecha una contaminación. b. Ser muy cuidadoso al expulsar el aire de las jeringas. c. Transportar las jeringas dentro de sus blindajes en una bandeja apropiada. d. No tocar otros objetos si se sospecha que los guantes pueden estar contaminados y descartarlos como residuo radiactivo según los procedimientos correspondientes. Para minimizar el riesgo por irradiación externa: a. El material radiactivo debe guardarse dentro de contenedores con blindaje apropiado cuando no se usen. b. Los viales sin blindaje deben manipularse con pinzas largas. c. Deben usarse portajeringas blindados siempre que sea posible. d. Las actividades fraccionadas para cada estudio deben mantenerse blindadas hasta el momento de su uso y si alguna no se utilizara deberá retornarse al cuarto caliente. e. El personal debe mantenerse lo más alejado que su actividad se lo permita del material radiactivo y realizar las tareas que impliquen manipulación en el menor tiempo compatible con una operación segura. página 152 Capítulo 9 - Medicina nuclear

17 ACCIONES EN CASO DE UNA CONTAMINACIÓN SUPERFICIAL Se debe evaluar, en primer lugar, la magnitud de la contaminación. Si los valores hallados corresponden a los de una contaminación mayor debe medirse la tasa de dosis en el área. Si estos valores son aceptables (por ejemplo, 100 µsv/h) se puede proceder a la inmediata descontaminación. Si la tasa de dosis es alta y el radionucleido tiene período de semidesintegración corto puede resultar más conveniente sellar la superficie contaminada (por ejemplo, con una cubierta de polietileno) hasta que la actividad decaiga a niveles aceptables. Las acciones a seguir en este caso son las siguientes: Trasladar a los pacientes y el personal fuera del local, siempre que esto pueda hacerse de manera segura. La atención de los requerimientos médicos de cualquier persona debe considerarse prioritaria. Contener el derrame de material con papel absorbente. Señalizar el área y prevenir el ingreso de personas a la misma. Informar al responsable de protección radiológica. Asegurarse que las personas que abandonen el área contaminada no hayan sido salpicadas o no han tocado de alguna manera la superficie contaminada. Usar un monitor de contaminación adecuado para chequear la posible contaminación externa de las personas que dejan el área. Esto no será posible para pacientes que hayan sido inyectados con un radiofármaco. A ellos puede hacérseles un frotis con algodón y medirlo, asumiendo que se ha arrastrado 1/10 de la actividad presente. Si se detecta contaminación, lavar manos, brazos y cara con agua y jabón. Si se han contaminado otras partes del cuerpo puede usarse una ducha. Cualquier herida debe lavarse con abundante agua. El personal que lleve a cabo la descontaminación deberá usar guantes, cubre-zapatos y delantales descartables. Levantar el material de vidrio u otros materiales punzantes o muy contaminados, con pinzas. Absorber las salpicaduras visibles con toallas de papel teniendo especial cuidado de no esparcir la contaminación. Emplear un detector adecuado para localizar otros focos de contaminación. Lavar las áreas contaminadas con papel humedecido con alguna solución descontaminante. Toda la indumentaria de protección personal empleada en la descontaminación y el material contaminado deben ser introducidos en bolsas plásticas que deben sellarse y etiquetarse para ser gestionadas como residuos radiactivos. Informar el incidente a la ARN. La contaminación superficial debe ser reducida a los niveles más bajos que resulte alcanzable. Si no pudiera lograrse una buena descontaminación, la superficie debe sellarse y aislar- Medicina nuclear - Capítulo 9 página 153

18 se hasta que la actividad decaiga a niveles aceptables o realizar algún otro tipo de maniobras para remover los materiales contaminados. Si la cantidad de material radiactivo derramada corresponde a una dosis de diagnóstico o inferior, puede hablarse de una contaminación menor y sólo serán de aplicación algunas de las recomendaciones anteriores. Materiales y equipos que deben formar parte de un botiquín de descontaminación: monitor portátil de contaminación superficial, cintas de separación y señalización de áreas, guantes, cubre-zapatos y delantales descartables, toallas de papel y descontaminantes, gasa de 10 x 10 cm, pinzas de mango largo, bolsas de polietileno de diversos espesores, detergentes descontaminantes comerciales, palas y recipientes plásticos, polvo limpiador, tijeras, cinta adhesiva. GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS Existen dos aproximaciones principales al tema de la disposición de residuos radiactivos. Una posibilidad es la dilución y dispersión y la otra el confinamiento y contención. El concepto de dilución y dispersión es aplicable a bajas actividades de radionucleidos de período corto que con un breve tiempo de decaimiento alcancen niveles de actividad comparables con el fondo natural de radiación. El tecnecio 99 m cuyo período es de 6 horas decae a niveles comparables con el fondo natural en aproximadamente 3 días. Una instalación de medicina nuclear típica producirá la mayoría de sus residuos dentro de dos categorías: Residuos líquidos conteniendo radionucleidos de período corto. Residuos sólidos contaminados con radionucleidos de período corto. En la mayoría de los casos será posible tratar a la primera categoría mediante el concepto de dilución y dispersión y los residuos sólidos normalmente deberán ser almacenados por un lapso breve (10 períodos) hasta poder disponerlos como residuo convencional o patológico, según corresponda. Los aspectos operativos de la gestión de residuos comienzan con las etapas de recolección y segregación. Existe una amplia variedad de formas para clasificar los residuos con el propósito de efectuar su segregación. En todas ellas deben tomarse en cuenta los siguientes aspectos: características radiológicas (período de semidesintegración, actividad específica), características fisicoquímicas (sólido, líquido, orgánico) y procedencia (laboratorio o proceso del que proviene). En cuanto al material que se almacenará para su decaimiento, deberá cumplir con algunas condiciones que garanticen su acondicionamiento seguro y la posibilidad de llevar a cabo los controles de seguridad radiológica necesarios. Para ello: página 154 Capítulo 9 - Medicina nuclear

19 Los residuos radiactivos deberán almacenarse en forma separada del material radiactivo en uso y alejados de otro material no radiactivo, especialmente de aquel que implique riesgo de incendio, explosión o toxicidad. Los residuos radiactivos deben estar segregados por nucleido y fecha probable de eliminación. El lugar elegido para el almacenamiento debe estar separado de las áreas de trabajo y del público y deberá contar con una señalización adecuada. El lugar elegido para el almacenamiento debería ser suficientemente amplio como para permitir una estiba ordenada de los contenedores de modo que una simple inspección visual permita distinguir entre las diferentes categorías de residuos almacenados. Las superficies del local de almacenamiento deben ser impermeables y fácilmente descontaminables. Toda vez que se almacenen radioisótopos que puedan producir gases o aerosoles radiactivos (yodo 131, yodo 125, carbono 14, etc.), el local debe contar con una ventilación adecuada. Se deberán implementar blindajes apropiados en los contenedores de decaimiento para que en ningún lugar accesible se superen los límites de dosis. Los residuos deben estar contenidos en recipientes adecuados (bolsas plásticas, botellas, recipientes de plástico duro, etc.) y la contaminación superficial no podrá exceder los valores permitidos para su transporte seguro. El acondicionamiento de los residuos debe ser tal que la integridad de los bultos pueda asegurarse durante todo el tiempo de almacenamiento. Aquellos contenedores que alberguen residuos líquidos deberían ubicarse sobre material absorbente para prevenir la dispersión de contaminación en caso de rotura o pérdida. El tiempo de decaimiento dependerá de los límites de descarga autorizados, la actividad inicial y el período de semidesintegración de cada radionucleido (para mezclas de radioisótopos, el tiempo lo determina el de mayor vida media). Para una estimación del tiempo requerido resulta útil saber que un almacenamiento correspondiente a 10 semiperíodos corresponde a una reducción de la actividad por un factor Por ejemplo, 1MBq de yodo 131 (T1/2 = 8,03 d) se reduce a 1 kbq al cabo de 2,6 meses. REGISTROS Se deberán mantener actualizados los siguientes registros: Material ingresado al servicio: radionucleido, forma física y química, actividad y fecha de ingreso. Estos registros deberán mantenerse como mínimo durante un año. Residuos radiactivos: material almacenado, actividad estimada y fecha de almacenamiento; material eliminado, actividad y fecha de la eliminación. Entidad que retira el material (cuando corresponda). Estos registros deberán mantenerse como mínimo durante un año. Medicina nuclear - Capítulo 9 página 155

20 Calibraciones y controles de los instrumentos de protección radiológica. Resultados del control de calidad del equipamiento de medición. Dosis del personal (irradiación externa e incorporación). Estos registros deberán conservarse como mínimo durante treinta años con posterioridad a la fecha en que el trabajador deje de prestar servicios para la instalación. Informes sobre situaciones anormales. Documentación vinculada con la capacitación y el re-entrenamiento del personal. Además se se debe llevar registro de las dosis diagnósticas y terapéuticas. CONTROL DEL EQUIPAMIENTO Deberá efectuarse el mantenimiento preventivo y el control rutinario del instrumental de protección radiológica. Los instrumentos de medición deberán ser adecuadamente calibrados al menos una vez al año y/o cada vez que el instrumento sea sometido a una reparación, y además, cuando existan motivos para suponer una alteración de su calibración. Deberá efectuarse el mantenimiento preventivo del equipamiento de medición, así como también, de todos los sistemas vinculados con la seguridad radiológica. Las tareas de mantenimiento o reparación no deberán modificar las características funcionales originales establecidas por el fabricante. El equipamiento de medición deberá someterse a un protocolo de controles periódicos con frecuencia y extensión adecuados a su complejidad, sus funciones y su grado de requerimiento. Los procedimientos para el control del equipamiento deberán formar parte del programa de garantía de calidad establecido por el titular de la autorización de operación. En particular, en los calibradores de dosis (activímetros), la calibración en energía (medición de la fuente patrón), deberá efectuarse diariamente, antes de comenzar la labor rutinaria, y el resultado de este control deberá registrarse. Luego de realizarse un mantenimiento preventivo o una reparación, el Responsable deberá verificar el correcto funcionamiento del equipo, llevando a cabo las pruebas de aceptación o la parte de las mismas que corresponda según las tareas ejecutadas. En la publicación Control de calidad de las instrumentos de medicina nuclear del Organismo Internacional de Energía Atómica (IAEA-Tecdoc-602/S de diciembre de 1996) puede consultarse un conjunto completo de pruebas de aceptación y de referencia de los diferentes equipos empleados en medicina nuclear, indicándose, además, la frecuencia temporal en la realización de cada prueba. página 156 Capítulo 9 - Medicina nuclear

21 EXPOSICIÓN MÉDICA En las prácticas de medicina nuclear se debe lograr que la exposición del paciente sea mínima y compatible con una calidad aceptable de la técnica de diagnóstico o tratamiento empleada. En particular se debe: Usar métodos para bloquear la absorción por órganos que no sean objeto de estudio y para acelerar la excreción cuando proceda. Cuidar que sólo se proceda a administrar radioisótopos con fines diagnósticos o terapéuticos a mujeres embarazadas o que posiblemente estén embarazadas, si existen fundadas razones clínicas, y velar por que la cantidad de actividad administrada sea optimizada y se evalúe en esos casos la dosis recibida por el embrión o feto. Cuidar que se recomiende a las madres en período de lactancia la interrupción del amamantamiento hasta que el radiofármaco ya no sea secretado en una cantidad que pueda causar al lactante una dosis efectiva inaceptable. Cuidar que sólo se proceda a administrar radioisótopos con fines diagnósticos a los niños si existen fundadas razones clínicas, y velar por que la cantidad de actividad administrada sea optimizada. Asegurar que se informe a los pacientes de los posibles riesgos a que se verán expuestos como resultado del procedimiento diagnóstico o terapéutico a que se los someta. NIVELES DE REFERENCIA OIEA En las Tablas 1 y 2 se presentan niveles orientativos de actividad aplicables en procedimientos de medicina nuclear a un paciente adulto medio recomendados por la normas básicas de seguridad del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) Colección Seguridad Nº 115. Medicina nuclear - Capítulo 9 página 157