Protección radiológica.pdf

IDMN M03 IMAGEN PARA EL DIAGNÓSTICO Y MEDICINA NUCLEAR módulo 03 Protección radiológica Ilerna Online ILERNA, centro

Views 630 Downloads 3 File size 33MB

Report DMCA / Copyright

DOWNLOAD FILE

Recommend stories

Citation preview

IDMN M03 IMAGEN PARA EL DIAGNÓSTICO Y MEDICINA NUCLEAR módulo

03

Protección radiológica Ilerna Online

ILERNA, centro autorizado con código 25002775 (Lleida) y 28077294 (Madrid)

www.ilerna.es

© Ilerna Online S.L., 2019 Maquetado e impreso por Ilerna Online S.L. © Imágenes: Shutterstock Impreso en España - Printed in Spain Reservado todos los derechos. No se permite la reproducción total o parcial de esta obra, ni su incorporación a un sistema informático, ni su transmisión en cualquier forma o por cualquier medio (electrónico, mecánico, fotocopia, grabación u otros) sin autorización previa y por escrito de los titulares del copyright. La infracción de dichos derechos puede constituir un delito contra la propiedad intelectual. Ilerna Online S.L. ha puesto todos los recursos necesarios para reconocer los derechos de terceros en esta obra y se excusa con antelación por posibles errores u omisiones y queda a disposición de corregirlos en posteriores ediciones. 1ª edición: septiembre 2019

ÍNDICE Introducción a la radiología ..................................................................... 5 UF1.  Principios de protección radiológica............................................... 9 1. Estudio del efecto biológico de las radiaciones ionizantes.................10 1.1.  Partes y funciones de la célula.............................................................. 11 1.2.  Mecanismo de acción de las radiaciones ionizantes........................... 13 1.3.  Interacción de la radiación a nivel molecular y celular....................... 18 1.4.  Lesiones a nivel celular......................................................................... 23 1.5.  Efectos biológicos radioinducidos. Efectos deterministas.................. 28 1.6.  Clasificación de los efectos biológicos de las radiaciones.................. 33 1.7.  Respuesta celular, sistémica y orgánica............................................... 34 1.8.  Efectos de la radiación ionizante sobre el embrión y el feto............... 38 1.9.  Síndrome de irradiación corporal total................................................ 39 2.  Aplicación de protocolos de protección radiológica operacional.......42 2.1.  Protección radiológica general............................................................. 43 2.2.  Organismos nacionales e internacionales con competencias en materia de radioprotección.................................................................. 43 2.3.  Reglamento de protección sanitaria contra radiaciones ionizantes.. 45 2.4.  Tipo de exposición: ocupacional, médica y pública............................ 47 2.5.  Principios generales de protección radiológica: justificación, optimización y limitación...................................................................... 48 2.6.  Medidas de protección radiológica: distancia, tiempo y blindaje...... 49 2.7.  Descripción de la protección radiológica operacional........................ 54 2.8.  Vigilancia del ambiente de trabajo...................................................... 63 2.9.  Normas de protección de personas en formación, de familiares y del público.......................................................................................... 63 2.10.  Vigilancia sanitaria de los trabajadores expuestos........................... 64 3. Detección de la radiación.....................................................................66 3.1.  Magnitudes y unidades radiológicas................................................... 67 3.2.  Detección y medida de la radiación..................................................... 75 3.3.  Dosimetría de la radiación.................................................................... 86 UF2.  Gestión de las instalaciones radioactivas 1. Caracterización de las instalaciones radiactivas...............................106 1.1.  Reglamentación sobre instalaciones radiactivas.............................. 108 1.2.  Análisis de los riesgos radiológicos asociados al uso de fuentes no encapsuladas.................................................................................. 117

3

1.3.  Diseño de la instalación en medicina nuclear y radiofarmacia........ 122 1.4.  Riesgos radiológicos en las instalaciones de teleterapia y braquiterapia....................................................................................... 128 1.5.  Diseño de las instalaciones de teleterapia y braquiterapia.............. 130 1.6.  Características técnicas de las instalaciones de radiodiagnóstico... 137 1.7.  Normativa y legislación aplicable a las instalaciones radiactivas sanitarias.............................................................................................. 139 2. Gestión del material radiactivo..........................................................142 2.1.  Gestión de residuos radiactivos......................................................... 143 2.2.  Transporte de material radiactivo...................................................... 155 2.3.  Gestión de los residuos generados en un servicio de medicina nuclear y radiofarmacia....................................................................... 162 2.4.  Gestión de los residuos generados en un servicio de radioterapia.. 165 2.5.  Aspectos particulares del diagnóstico in vitro e investigación........ 166 2.6.  Fuentes radiactivas fuera de uso........................................................ 167 UF3.  Planes de garantía de calidad y de emergencias 1. Aplicación del plan de garantía de calidad en medicina nuclear, radioterapia y radiodiagnóstico.........................................................170 1.1.  Protección radiológica del paciente: garantía y control de calidad. Prevención de errores......................................................................... 172 1.2.  Garantía de calidad en medicina nuclear........................................... 176 1.3.  Garantía de calidad en radioterapia................................................... 181 1.4.  Garantía de calidad en radiodiagnóstico........................................... 186 1.5.  Normativa vigente sobre calidad....................................................... 191 1.6.  Elaboración de procedimientos.......................................................... 192 1.7.  Ciclo de mejora continua.................................................................... 193 1.8.  Registros dosimétricos relativos a trabajadores, áreas de operación y equipos de trabajo.......................................................... 195 1.9.  Formación y entrenamiento en protección radiológica.................... 196 2. Aplicación de planes de emergencia en instalaciones radiactivas....200 2.1.  Funciones y obligaciones del servicio de protección radiológica.... 201 2.2.  Situaciones de emergencia: accidentes e incidentes. Línea de autoridad.............................................................................. 204 2.3.  Accidentes y planes de emergencia en medicina nuclear................ 206 2.4.  Accidentes y planes de emergencia en radioterapia......................... 211 2.5.  Emergencias en radiodiagnóstico...................................................... 216 2.6.  Simulacros............................................................................................ 217 2.7.  Notificación de sucesos....................................................................... 218 Biblografía / webgrafía .......................................................................... 219

Introducción a la radiología. Magnitudes y unidades radiológicas I. Introducción a la radiología La radiología es la especialidad de la medicina que se encarga de reproducir imágenes del interior del cuerpo usando radiación y medios de contraste (como los rayos X) para fines terapéuticos y diagnósticos.

II. ¿Qué son los rayos X? Los rayos X son un tipo de radiación electromagnética ionizante, similar a la luz visible. Sin embargo, los rayos X tienen muchísima energía y pueden traspasar la mayoría de los objetos. CONCEPTO Las radiaciones ionizantes son aquellas que poseen mayor energía dentro del espectro electromagnético (conjunto de los tipos de luz y radiaciones electromagnéticas). Tienen suficiente energía como para arrancar electrones de los átomos con los que interaccionan y así producir ionizaciones.

ESPECTRO ELECTROMAGNÉTICO Radiación ionizante

Cósmicos

Gamma

Rayos X

Radiación no ionizante

Ultravioleta

Luz visible

Infrarrojo

Alta frecuencia

Microondas

Radio

Baja frecuencia

Los rayos X interactúan con las partículas que componen los átomos: • Neutrones: se encuentran dentro del núcleo, con masa y sin carga. • Protones: están dentro del núcleo, con masa y carga positiva. • Electrones: orbitan alrededor del núcleo, sin masa y con carga negativa. Electrón

Neutrón

Núcleo

Protón

5

Introducción a la radiológica. Magnitudes y unidades radiológicas

Características de los rayos X

Son ondas electromagnéticas similares a la luz, pero con un poder de penetración y energía mucho mayor. No son desviados por campos eléctricos ni magnéticos al no tener carga ni masa. Viajan en línea recta. Son invisibles. Pueden atravesar algunos materiales.

Uso de los rayos X en sanidad Como hemos comentado anteriormente, los rayos X pueden traspasar la mayoría de los objetos, incluso el cuerpo. Una máquina de rayos X genera una pequeña cantidad de radiación que se dirige a la parte del cuerpo que se quiera examinar, produciendo una imagen en una película fotográfica o en un detector especial. Los rayos X son absorbidos por las partes del cuerpo en variables grados, de ahí que las imágenes obtenidas se muestren en diferentes tonos de blanco y negro. El calcio de los huesos absorbe la mayoría de los rayos X y por ello se ven blancos. La grasa, los órganos y otros tejidos blandos absorben menos, lo que se traduce en distintos matices de gris. El aire se muestra en color negro.

III. Magnitudes y unidades radiológicas Debido a que la radiación ionizante no puede ser detectada por ninguno de los sentidos del ser humano, el hombre ha tenido que idear dispositivos que le permitan hallarla y medirla. Para medir estas radiaciones ionizantes es también imprescindible disponer de unas magnitudes radiológicas.

¡RECUERDA! Una radiación se considera ionizante cuando posee la energía necesaria como para arrancar electrones de los átomos.

Las magnitudes que nos interesa medir en radiología son las siguientes: Radiactividad Dosis absorbida Dosis equivalente Dosis efectiva

6

Módulo 03: Protección radiológica

Radiactividad Llamamos radiactividad a la propiedad que poseen ciertos átomos de generar radiaciones al desintegrarse de forma espontánea. Se mide en becquerels (Bq) y nos indica la actividad de un radionucleido.

1Bq = 1 desintegración/segundo CONCEPTO Un radionucleido es un isótopo con un núcleo inestable que se desintegra espontáneamente emitiendo radiaciones alfa, beta, gamma o de neutrones.

La actividad radiactiva de un material indica que es inestable y que sus átomos se van a desintegrar espontáneamente, liberando radiación. Dicha radiación puede ser de dos tipos: • Electromagnética: son ondas de alta energía. • Corpuscular: son partículas con masa del átomo que salen disparadas hacia el exterior. Dosis absorbida Cuando un material es expuesto a cualquier tipo de radiación adquiere una determinada cantidad de energía. La energía cedida por la radiación ionizante al interaccionar con un material se llama dosis absorbida. El gray (Gy) es la unidad para medir la dosis de radiación que es absorbida por un tejido biológico atravesado por radiación. Dosis equivalente No todos los tipos de radiación tienen la misma efectividad sobre los tejidos vivos, por lo que para medir su peligrosidad aplicamos un factor de ponderación que ha sido determinado para cada tipo de radiación. Dicha ponderación nos indica la dosis equivalente, la cual se mide en la unidad sievert (Sv). Tabla 1. Factores de ponderación de radiación.

Factor wR

Tipo de radiación Fotones

1

Electrones y muones

1

Protones y piones cargados

2

Partículas alfa, fragmentos de fisión, núcleos pesados

20

Neutrones

Curva continua en función de la energía de los neutrones

Fuente: recomendaciones de la ICRP (2007). Publicación 103.

7

Introducción a la radiológica. Magnitudes y unidades radiológicas

Dosis efectiva La aparición de un efecto biológico no depende solo de la potencia y tipo de la radiación, sino de la parte del cuerpo expuesta. Hemos de aplicar un segundo valor de ponderación, que esta vez depende de la radiosensibilidad del órgano o tejido afectado. Este valor que obtenemos se denomina dosis efectiva y se sigue midiendo en sieverts (Sv).

Tabla 2. Factores de ponderación para diferentes partes del cuerpo humano.

Órgano/tejido

Factor de ponderación de los tejidos wT

Contribución total ∑wT

Pulmones, estómago, médula ósea y mamas, entre otros

0,12

0,72

Gónadas

0,08

0,08

Tiroides, esófago, vejiga e hígado

0,04

0,16

Superficie ósea, piel cerebro y glándulas salivales

0,01

0,04

Fuente: Recomendaciones de la ICRP (2007). Publicación 103.

Magnitudes y unidades radiológicas

8

Medimos la potencia de la radiación (radiactividad)

Becquerel (Bq)

Medimos la potencia de la radiación que llega al cuerpo (dosis absorbida)

Gray (Gy)

Medimos el efecto que la radiación puede tener sobre el cuerpo (dosis equivalente y dosis efectiva)

Sieverts (Sv)

PRESENTACIÓN DE LA UNIDAD FORMATIVA

UF 1 Principios de protección radiológica Tema 1: Estudio del efecto biológico de las radiaciones ionizantes Tema 2: Aplicación de protocolos de protección radiológica operacional Tema 3: Detección de la radiación

1

ESTUDIO DEL EFECTO BIOLÓGICO DE ESTUDIO DEL EFECTO BIOLÓGICO DE LAS RADIALAS RADIACIONES IONIZANTES CIONES IONIZANTES

Módulo 03: Protección radiológica

La radiobiología estudia las consecuencias que las radiaciones ionizantes provocan en los seres vivos, es decir, sus efectos biológicos. Su principal objetivo es la descripción de los efectos que la radiación produce en los seres humanos. Juntamente con los avances físicos, la radiobiología ha impulsado el perfeccionamiento de las especialidades en el campo de la radiología, como son la radioterapia, le medicina nuclear o la protección radiológica. Pocos años después de que Wilhelm Conrad Röntgen descubriera los rayos X en 1895, ya se empleaba la radiación ionizante con fines médicos y sus usos extenderían con el paso del tiempo. Los efectos biológicos que aparecieron tras las primeras aplicaciones de las radiaciones ionizantes pusieron en marcha el estudio de estos efectos.

1.1.  Partes y funciones de la célula

¡RECUERDA! Las radiaciones ionizantes son aquellas que poseen mayor energía dentro del espectro electromagnético (conjunto de los tipos de luz y radiaciones electromagnéticas). Tienen suficiente energía como para arrancar electrones de los átomos con los que interaccionan, es decir, para producir ionizaciones.

1.1.1.  ¿Qué es una célula? Una célula es la estructura simple, ordenada y biológica más pequeña que se conoce. Todas las células realizan funciones de nutrición, relación y reproducción. El descubrimiento de la célula se considera el inicio del estudio moderno de la biología, dado que permitió entender la complejidad del cuerpo de los seres vivientes. Gracias a ello surgieron numerosas disciplinas posteriores.

EUCARIOTA

Nucleolo

Mitocondria

Núcleo

1.1.2.  Tipos de células • Procariotas: son células unicelulares y desprovistas de núcleo, cuyo material genético se encuentra disperso en el interior de la célula (citoplasma). Se reproducen asexualmente (mitosis) y son organismos mucho más simples. • Eucariotas: exhiben un núcleo definido donde se halla contenido su material genético (ADN). Podemos distinguir dos tipos: las células vegetales y las animales. Presentan tanto reproducción asexual (mitosis u otros procesos) como reproducción sexual (por gametos). Son más complejas que las procariotas y, en consecuencia, más grandes.

Ribosomas

PROCARIOTA

Nucleoide

Cápsula

Pared celular

Ribosomas

Flagelo Membrana plasmática 11

UF 1. Principios de protección radiológica Tema  1. Estudio del efecto biológico de las radiaciones ionizantes

1.1.3.  Partes de una célula Las células poseen diversos orgánulos y sectores delimitados: • Membrana plasmática: frontera biológica que delimita la célula y distingue su interior del exterior, separando sus actividades metabólicas de los sucesos del exterior, pero no aísla el interior de la célula. Así, puede dejar entrar ciertos nutrientes y excretar sus desechos. • Pared celular: solamente lo encontraremos en las células de plantas y de hongos. Es una pared adicional a la membrana plasmática que les otorga cierta rigidez y resistencia. • Núcleo: solo está presente en las células eucariotas. Es el mayor orgánulo de la célula y contiene su ADN. Es el centro de control de la célula, contiene toda la información para que las células vivan y puedan realizar sus funciones y reproducirse. Dentro del núcleo es otro orgánulo denominado nucléolo. • Citoplasma: se llama así al interior de la célula. Está formado por agua y otras sustancias y da cabida a los distintos orgánulos. • Orgánulos: son estructuras contenidas en el citoplasma que mantienen en funcionamiento diversas funciones bioquímicas necesarias para su supervivencia y funcionamiento. Los más comunes son: –– M  itocondrias: proveen de energía a la célula, guardando la energía de los nutrientes en forma de trifosfato de adenosina (ATP). Cada tipo de célula tiene una cantidad diferente de mitocondrias, pues en las células que tienen que llevar a cabo mucho trabajo hay más mitocondrias que en aquellas que no realicen apenas. –– L  isosomas: se ocupan de la digestión y el aprovechamiento de los nutrientes, reciclando distintos materiales. –– Cloroplastos: solo se encuentran en las plantas, albergan la clorofila indispensable para la fotosíntesis. –– Ribosomas: son los encargados de la síntesis de las proteínas, proceso necesario para el crecimiento y la reproducción celular. –– Flagelos: ciertas células poseen estos orgánulos para impulsarse, típicos de seres unicelulares o células móviles, como los espermatozoides. –– R  etículo endoplasmático (RE): red de membranas que se encuentran en el citoplasma de la célula. Hay dos tipos de RE: ◦◦ RE rugoso: posee ribosomas adheridos. Es donde más se produce la síntesis de proteínas en la célula, modificando las proteínas sintetizadas por los ribosomas que tiene ligados.

12

Módulo 03: Protección radiológica

◦◦ RE liso: carece de ribosomas. La función del retículo endoplásmico liso es sintetizar los lípidos en la célula, descomponer carbohidratos y grasas, además de ayudar en la detoxificación de las sustancias dañinas en la célula.

1.1.4.  Funciones de la célula Las células pueden llegar a tener funciones muy diversas y complejas: • Funciones estructurales: construyen tejidos, como la grasa, el músculo y los huesos, que dan soporte al cuerpo y a sus órganos. • Funciones secretoras: generan sustancias indispensables para la vida y la autorregulación del organismo, como lo hacen las mucosas o las glándulas. • Funciones metabólicas: administran la energía. Cumplen con el rol de descomponer los nutrientes o transportarlos a lo largo del cuerpo, como hacen las células hepáticas. • Funciones defensivas: limpian el organismo y lo defienden de agentes externos o de enfermedades, como lo hacen los glóbulos blancos. • Funciones de control: coordinan los diversos procesos del cuerpo, como las neuronas, transportando información y generando reacciones específicas a estímulos determinados. • Funciones reproductoras: producen una nueva célula o un nuevo individuo, ya sea combinándose con otras provenientes de otro organismo de la misma especie (como los óvulos) o por su propia cuenta (mitosis).

1.2.  Mecanismo de acción de las radiaciones ionizantes La radiación es la emisión de energía o de partículas que producen determinados cuerpos sin que se necesite un medio conductor. Podemos clasificar las radiaciones de la siguiente forma:

Según su naturaleza

Según sus efectos sobre el medio

Corpusculares

Ionizantes

Como las partículas atómicas

Gran energía y baja longitud de onda

Electromagnéticas

No ionizantes

Como la radiación gamma

Baja energía y alta longitud de onda

En este tema nos centraremos en los efectos biológicos que causan las radiaciones ionizantes. Cuando la radiación entra en contacto con algún elemento, transfiere parte de su energía a los átomos de este mediante repetidas colisiones aleatorias e instantáneas. La energía que se deposita tras estas colisiones en un ser vivo puede provocar multitud de lesiones a nivel biológico. Al ser al azar, puede producirse en cualquier zona. En el momento que se recibe la colisión, el organismo empieza a prepararse para intentar compensar el daño, llevando a cabo los mecanismos pertinentes. Por esto el efecto de la radiación siempre tarda un poco en aparecer. 13

UF 1. Principios de protección radiológica Tema  1. Estudio del efecto biológico de las radiaciones ionizantes

1.2.1.  Etapas de la interacción de la radiación sobre la materia viva 1.2.1.1.  Etapa física

Fotón dispersado

EFECTO FOTOELÉCTRICO

e-

Cuando la radiación en su recorrido se encuentra con un átomo puede provocar diversos fenómenos, como la excitación y la ionización. Ambos se producen cuando un átomo recibe un aporte energético y causa un efecto en los electrones. En el caso de la excitación, los electrones pasan de una capa interna a otra más externa. En la ionización, al ser la energía mayor que la fuerza de enlace, los electrones se separan de su átomo.

Fotón

Efecto fotoeléctrico

e-

EFECTO COMPTON

e-

La interacción de la radiación con la materia depende de su naturaleza y energía. En el caso de la radiación de carácter ondulatorio, según sea la energía incidente, se originan unos u otros efectos:

P N N N P N P NP P P N

+

Electrón

Efecto Compton

e-

Fotón

γ

Se produce para energías bajas del fotón incidente. Este fotón puede transferir toda su energía a un electrón que pertenece a un átomo y provocar que quede desligado de este.

+

O

CREACIÓN PAR ELECTRÓN-POSITRÓN

Produción de pares

+

O

+

O

+

O

+

O

O

γ

Tiene lugar para energías superiores. Puede transferirse solo una parte de la energía del fotón, pero es suficiente para que el electrón que la haya absorbido quede liberado del átomo del que formaba parte. La energía sobrante ocasiona la formación de un nuevo fotón con menos energía que el inicial.

Electrón

e-

e-

e

Positrón

Fotón

e-

γ

Electrón

+

γ

e-

Fotón

Cuando el fotón pasa próximo al núcleo, lo absorbe, formándose en su lugar dos partículas nuevas: un positrón y un electrón, de cargas opuestas y en sentido contrario (par electrón-positrón). Este fenómeno solo puede ocurrir para energías del fotón incidente superiores a 1,02 MeV, mínima energía que se requiere para crear un par electrón-positrón.

γ

eP N N N P N P NP P P N +

Positrón

O

+

O

O

+

+

e-

Electrón

CREACIÓN PAR ELECTRÓN-POSITRÓN

e+

EFECTO FOTOELÉCTRICO

Fotón

O

O

+

+

O

EFECTO COMPTON

γ

14

Fotón

e-

e-

Fotón dispersado

Módulo 03: Protección radiológica

Si la radiación que interacciona es de tipo corpuscular, intervienen las fuerzas de carácter electroestático. Para comprenderlo mejor, recurriremos a la ley de Coulomb, la cual establece la relación entre las cargas eléctricas y la fuerza de interacción entre ellas. CONCEPTO La ley de Coulomb afirma que la fuerza electroestática entre dos cargas puntuales es proporcional al producto de las cargas e inversamente proporcional al cuadrado de la distancia que las separa, y tiene la dirección de la línea que las une.

Dicha ley viene a decir que, si las cargas son de igual signo, la fuerza es de repulsión; y si son de signo contrario, la fuerza es de atracción.

FUERZA DE ATRACCIÓN

FUERZA DE REPULSIÓN

r

r

F

F

Q1

F Q2

F Q1

r F Q1

Q2

r F

F Q2

F Q1

Q2

Es importante mencionar lo que ocurre cuando la radiación incidente está compuesta de partículas cargadas. Si las partículas cargadas son de poco tamaño, como es el caso de los electrones, la mayor parte de la transferencia de energía al entorno se lleva a cabo por radiación de frenado. La pérdida de energía que se desencadena en el electrón se debe tanto a la acción de frenado como al desvío que se origina sobre él un núcleo positivo de materia. De esta forma funcionan los tubos de radiación que se aplican en radiología. Si la partícula cargada tiene un mayor tamaño, como una partícula alfa, la posibilidad del desvío por atracción o repulsión electroestática nuclear es escasa. No se crea apenas radiación de frenado, con lo que toda la pérdida energética se producirá por ionización. Por esta razón, cualquier partícula pesada cargada consigue una alta capacidad de ionización.

15

UF 1. Principios de protección radiológica Tema  1. Estudio del efecto biológico de las radiaciones ionizantes

1.2.1.2.  Etapa química La acción de la radiación ionizante sobre las células puede incidir sobre la propia célula o en el medio en el que se encuentran (principalmente agua). Además, si tenemos en cuenta que la célula está compuesta en un 80% de agua, existe mucha más probabilidad de que cuando la radiación colisione con un ser vivo lo haga con una molécula de agua. Por esta razón, en esta etapa distinguiremos entre acción directa e indirecta, dependiendo de los mecanismos de acción de la radiación para provocar sus efectos sobre la célula mediante ionizaciones y excitaciones.

Radiación

EFECTO DIRECTO

eRadiación

P

EFECTO INDIRECTO

e-

P

+

+

H2O

·OH eaq,H·,·OH

Acción directa Se produce por ionizaciones y excitaciones sobre las macromoléculas celulares. También se conoce como teoría del impacto o efecto bala. Esta teoría enuncia que en las células existen moléculas de menor importancia, las cuales pueden sustituirse fácilmente, y moléculas únicas e insustituibles. Estas últimas son los blancos más importantes y si se producen en ellos los impactos pueden ocasionar las lesiones radioinducidas más graves. Acción indirecta Es el resultado de la ionización de la energía disipada en medios intracelulares, principalmente agua. Al absorber la energía de la radiación, pueden formarse radicales libres, que son átomos o moléculas que contienen uno o más electrones desapareados. Los radicales libres muestran una alta reactividad química debido a la tendencia que tiene el electrón libre de unirse a otro electrón de un átomo de una molécula próxima.

16

Módulo 03: Protección radiológica

Veamos como ejemplo la formación de radicales libres en la molécula de agua, pues es el elemento más abundante en la célula. Este fenómeno se produce por ionizaciones y excitaciones sobre el agua y es conocido como radiólisis del agua. En este caso, el proceso de absorción de la radiación por una molécula de agua termina con la creación tanto de iones (H+ y OH-) como de radicales libres (H• y OH•). Los radicales libres que se forman pueden producir una variedad de reacciones debido a su alta reactividad química, aunque preferente se combinan de la siguiente manera:

H+ + HO- → H2O

Generalmente, no se producirán daños importantes con esta reacción. Sin embargo, pueden formarse nuevos radicales libres cuando reaccionan con sustancias próximas:

o

H → Rà Ro

Los radicales libres pueden provocar una variedad de efectos y reacciones químicas cuando se multiplican, pues causan lesiones en zonas dispersas de la célula. Pueden verse afectadas distintas moléculas, aunque la interacción con los radicales les perjudica de forma diferente. Si estos radicales alcanzan moléculas que no son fundamentales para la célula, como es el caso de los carbohidratos, sufrirán algunas modificaciones o lesiones, pero los efectos serán temporales. El metabolismo de la célula se encarga de sintetizar los elementos que han sido deteriorados, sin que ningún efecto adverso importante aparezca. Por el contrario, en el caso de que estos radicales interactúen con el ADN, surgirán diversos problemas significativos, incluidas las mutaciones.

1.2.1.3.  Etapa biológica Esta etapa comienza con la activación de los sistemas de reparación del daño ocasionado por las radiaciones. Algunas lesiones serán reparadas, por lo que no influirán en la viabilidad celular. En cambio, otras no correrán esa suerte y se producirá la muerte celular. Las secuelas biológicas de la radiación pueden aparecer a largo plazo.

17

UF 1. Principios de protección radiológica Tema  1. Estudio del efecto biológico de las radiaciones ionizantes

1.3.  Interacción de la radiación a nivel molecular y celular

Para que podamos comprender el alcance de la radiación en los seres vivos, nos conviene recordar la constitución del ADN.

1.3.1.  Estructura del ADN

¡RECUERDA! El ADN contiene las instrucciones genéticas y el funcionamiento de los seres vivos. Tiene forma de doble hélice y de cadenas complementarias unidas por enlaces de hidrógeno.

El ADN es un ácido nucleico formado por nucleótidos. Cada nucleótido está constituido por:

PAR DE BASES

Un azúcar unido a la base (desoxirribosa). Un grupo fosfato unido al azúcar

ESQUELETO AZÚCAR FOSFATO

Una base nitrogenada púrica (adenina, guanina) o pirimidínica (citosina, timina). Los nucleótidos están unidos entre sí entre el azúcar y el grupo fosfato por enlaces fosfodiéster. La molécula de ADN es una doble hélice dextrógira de cadenas complementarias y antiparalelas, las cuales se mantienen unidas por enlaces de hidrógeno entre las bases enfrentadas que se disponen perpendiculares al eje de la doble hélice hacia el interior. La parte exterior la forman los enlaces entre el azúcar y los fosfatos, de forma que enfrente de una base timina siempre existe una adenina, y enfrente de una citosina, una guanina.

18

BASE NITROGENADA

G

C

A

T

G

C

Citosina

C

G

Guanina

T

A

Adenina

A

T

Timina

G

C

T

A

G

C

A

T

G

C

C

G

A

T

A

T

G

C

T

A

Módulo 03: Protección radiológica

1.3.1.1.  Los cromosomas El ADN se encuentra organizado y almacenado de una manera ordenada. Las moléculas de ADN suelen unirse a proteínas básicas (histonas), ayudando a empaquetar el ADN en un espacio reducido. Estas estructuras formadas por largas moléculas de ADN asociadas a proteínas se denominan cromosomas. El tamaño medio de un cromosoma es de entre 50 a 250 millones de pares de nucleótidos. CONCEPTO Las histonas son proteínas asociadas al ADN que determinan su organización.

El ADN no se encuentra libre en el núcleo, sino que está empaquetado en él y asociado a proteínas, como las histonas, formando en conjunto la cromatina. A su vez, la cromatina está formada por el nucleosoma, que es la unidad básica del cromosoma. Los nucleosomas se conectan entre sí con secuencias cortas de ADN, llamado espaciador. La cromatina se sigue compactando con ayuda de las proteínas hasta llegar a crear un cromosoma. Los cromosomas están formados por dos cadenas de ADN repetidas que se mantienen unidas y forman una espiral. Así, en un cromosoma podemos distinguir dos partes idénticas llamadas cromátidas, las cuales están unidas por el centrómero. A su vez, este centrómero divide las cromátidas en dos brazos. Finalmente, el contenido total de ADN de una célula se llama genoma. Telómeros

Célula somatica

Brazo corto

Núcleo

Cromosoma

Molécula de ADN Centrómero

Estructura cromosómica Estructura de ADN

Brazo largo

Estructura genética

ADN

Cromátidas hermanas

19

UF 1. Principios de protección radiológica Tema  1. Estudio del efecto biológico de las radiaciones ionizantes

1.3.2.  Lesiones del ADN producidas por radiaciones ionizantes

A continuación, veremos qué lesiones producen la radiación ionizante en el ADN.

1.3.2.1.  Rotura de cadenas En este apartado tendremos que diferenciar entre rotura simple de cadena y rotura doble. En la rotura simple de cadena, también llamada lesión subletal, no llega a haber muerte celular, puesto que las lesiones ocasionadas pueden corregirse. Solo resulta afectada una de las cadenas de nucleótidos del ADN, quedando la otra intacta. Sin embargo, lo que sí puede ocurrir es que se acumulen dichas lesiones, lo que provoca que los mecanismos de reparación terminen agotados y no cumplan correctamente con sus funciones. Este tipo de rotura se produce frecuentemente entre el enlace de la base nitrogenada y la pentosa, aunque también puede darse en el enlace fosfodiéster, entre el fosfato y la desoxirribosa. Es la lesión más común después de que tenga lugar la radiación, pues se producen entre 500 y 1000 roturas simples de cadena por Gy. Tras la rotura del enlace fosfodiéster, las dos cadenas de ADN se separan, rompiéndose entre las bases los puentes de hidrógeno. A la rotura doble de cadena se le denomina también lesión letal debido a su relación con la muerte celular. Esta rotura es más compleja que la simple, pues en esta ocasión la lesión provoca que se fragmenten las dos cadenas del ADN. Puede tener lugar dos situaciones: que la lesión se produzca en sitios muy cercanos tras una sola interacción, o que una segunda partícula choque en una región del ADN ya dañada antes de que esté reparada completamente, acumulándose así dos roturas simples en cadenas complementarias. Cada Gy de radiación provoca unas 40 roturas dobles de cadena por célula. Rotura simple

Rotura doble

20

Módulo 03: Protección radiológica

1.3.2.2.  Alteraciones de bases Abarca la pérdida de una o más bases, la alteración química de alguna de ellas y la ligadura de dos bases adyacentes. Se originan entre 800 y 1000 alteraciones de bases por Gy, donde la timina es la más afectada. Las bases pirimidínicas son más sensibles que las púricas. Suelen reaccionar con radicales libres OH-, formando hidroperóxidos en presencia de O2. Son lesiones que pueden repararse.

1.3.2.3.  Destrucción de azúcares Los azúcares son oxidados y luego hidrolizados con liberación de la base, y se pueden acompañar de rupturas en el enlace fosfodiéster. Estas anomalías son menos frecuentes y poco conocidas.

1.3.2.4.  Formación de puentes y dímeros Los puentes pueden ser intracadena, intercadena o puentes de ADN con proteínas. Los dímeros se constituyen por dos bases contiguas en una misma cadena, pudiéndose unir por covalencia y crear un ciclo butano. Estos dímeros pueden provocar graves consecuencias en la célula, pues pueden interrumpir la replicación del ADN. Los dímeros de timina son los más frecuentes y estables.

1.3.2.5.  Daño múltiple localizado Aparece con la creación de racimos de ionizaciones de cierto tamaño cerca de la molécula de ADN. Al formarse varias lesiones que no pueden repararse completamente, todo ese daño conlleva a que se produzca la muerte celular.

1.3.3.  Sistemas de reparación del ADN En el interior de las células se hallan unas proteínas, enzimas moleculares, que se encargan de reparar las lesiones causadas por la radiación para poder restaurar la viabilidad celular. Lo que hacen estas proteínas es, básicamente, eliminar o reconstruir la estructura original del ADN. Estos mecanismos suelen ser muy eficaces, pues son corregidas casi todas las alteraciones que sufre el genoma y no tiene mayores consecuencias para las células. No obstante, hay veces que no se puede reparar estas lesiones, lo que da lugar a la muerte celular. Los principales motivos que contribuyen a la aparición de la muerte celular son los siguientes: 21

UF 1. Principios de protección radiológica Tema  1. Estudio del efecto biológico de las radiaciones ionizantes

• Cantidad de lesiones producidas, que puede llegar a saturar los mecanismos de reparación, además de empeorar su calidad. • En el proceso de restauración de la estructura de doble hélice del ADN no se llega a recuperar la información que contenía anteriormente. Esto no supone grandes daños para la célula, pero puede tener importantes repercusiones para el organismo.

1.3.4.  Efectos de las radiaciones

ionizantes sobre los cromosomas CONCEPTO

La mitosis es el proceso de reproducción de una célula que tiene como resultado la formación de dos células hijas con el mismo número de cromosomas que la célula madre.

Durante la mitosis, la gran condensación de los cromosomas permite que podamos observarlos con un microscopio óptico, por lo que también pueden advertirse los efectos que ocasiona la radiación ionizante sobre los cromosomas. Hay que decir que no todas las lesiones son visibles, y no por esto serán menos importantes. Estas alteraciones pueden ser: • Anomalías en el número de cromosomas: son poco frecuentes. • Anomalías en la estructura de los cromosomas: también llamadas aberraciones cromosómicas. Son más frecuentes. Se destacan las siguientes: –– Deleciones: es la pérdida de un fragmento de un cromosoma. Si la deleción es final, quedará un cromosoma más corto; en la deleción intersticial se tiene lugar una rotura y se unirán los extremos. –– Anillos: se produce a consecuencia de dos roturas en los extremos de un cromosoma y la posterior fusión de los extremos rotos. Producen alteraciones importantes. –– Dicéntricos: se trata de un cromosoma que tiene dos centrómeros y que surge de la rotura de dos cromosomas. Luego tiene lugar la unión de los fragmentos del centrómero. –– Translocaciones: consiste en la rotura de dos cromosomas diferentes y del intercambio de segmentos entre los mismos.

22

Módulo 03: Protección radiológica

DELECIÓN

ANILLO

DICÉNTRICO

TRANSLOCACIONES

1.4.  Lesiones a nivel celular Como ya hemos visto anteriormente, la irradiación provoca lesiones en el ADN, lo que perjudica gravemente a las células, llegando a provocar la muerte celular o alterando las características de las células que sobrevivan. También hemos explicado la aleatoriedad de la radiación y que las alteraciones más importantes se dan en el ADN. Además, a más dosis, habrá más ionizaciones y excitaciones.

¡RECUERDA! La radiación es un fenómeno no selectivo que se produce al azar en cualquier parte de la célula, siendo la parte más dañada el ADN.

Otros constituyentes celulares también pueden ser dañados por las radiaciones ionizantes. A nivel de estructuras y orgánulos celulares, la radiación ionizante puede provocar anormalidades en la membrana celular. Puede ser una alteración importante, aunque es poco conocida, pues afecta a la función de la contención de los orgánulos en el citoplasma y a la función de permeabilidad y transporte.

1.4.1.  Clasificación de las lesiones celulares Podemos clasificar las lesiones que se producen en la célula en lesiones subcelulares o aberraciones cromosómicas. Se tratan de alteraciones que se originan en cualquier parte de la célula, alargamiento del ciclo celular o retraso de la mitosis, aceleración de los procesos de diferenciación celular, cambios de las funciones celulares e incluso la muerte celular.

23

UF 1. Principios de protección radiológica Tema  1. Estudio del efecto biológico de las radiaciones ionizantes

Pero ¿por qué se produce una alteración concreta y no otra? Para poder explicar esto tenemos que recurrir a diversas teorías, como la teoría de la diana. Esta teoría enuncia que en la célula existen moléculas clave, las cuales son muy importantes en el mantenimiento de la vida celular. Eso quiere decir que las lesiones que se produzcan en estas moléculas tendrán consecuencias más importantes que si el daño se produjera en otras menos importantes. El resultado de distintas comprobaciones y experimentos ha podido demostrar que la muerte celular tiene muchas probabilidades de producirse cuando la diana principal de la radiación ionizante es el ADN. Sin embargo, esto no quiere decir que las lesiones producidas en otras estructuras celulares no puedan ser críticas para la viabilidad celular. Al estudiar los efectos que tiene la radiación sobre los distintos orgánulos celulares, utilizando técnicas de microirradiación, se ha comprobado que para inactivar una célula se debe administrar al núcleo una dosis cien veces menor que la que se tiene que aplicar al citoplasma. Igualmente, si una célula recibe un número de lesiones suficientes morirá pronto. Los mecanismos de muerte celular secundarios a la irradiación son muerte inmediata y muerte diferida.

mediata Muerte in

iferida Muerte d

24

También se conoce como muerte en interfase. Aparece cuando la exposición es global con dosis elevadas (10-100 Gy), produciéndose como consecuencia la eliminación de todas las funciones celulares (síndrome de irradiación corporal). Si observamos este fenómeno a traves de un microscopio nos encontraremos con tres sucesos: degradación del ADN en fragmentos iguales, pérdida de la integridad celular y detritus celulares. Por otro lado, hay células muy radiosensibles que pueden presentar este mecanismo de muerte celular a dosis bajas de irradiación.

También se conoce como muerte celular mitótica. Las células que tienen la capacidad de dividirse pierden su proliferación celular tras recibir dosis bajas de irradiación. Esto se produce cuando las células han podido completar uno o más ciclos de división tras la irradiación. Este mecanismo se emplea en el tratamiento de los tumores (llamado muerte celular radiobiológica), pues el objetivo principal de la radioterapia es poder controlar las células proliferantes de los tumores.

1.4.2.  Radiosensibilidad No todas las estructuras biológicas responden de la misma forma ante las radiaciones ionizantes. La radiosensibilidad consiste en la susceptibilidad o sensibilidad de dichas estructuras tras recibir radiación. Cuando, ante una determinada dosis de radiación, un elemento biológico produce una mayor respuesta y, por tanto, una mayor alteración, decimos que es más radiosensible, pues requiere menos dosis de radiación para que se logre el efecto deseado. Por otra parte, también existe el concepto contrario a la radiosensibilidad, la radiorresistencia. Esta consiste en la resistencia que presenta un organismo ante la radiación, por lo que necesitará una dosis mayor para alcanzar un efecto determinado. Cabe señalar que no existe estructura biológica radiorresistente completamente, pues siempre puede aumentarse la dosis recibida de radiación hasta que responda a la misma. Para entender este mecanismo, hemos de tener en cuenta la ley de Bergonié y Tribondeau Está basada en la observación de los experimentos de irradiaciones sobre los testículos de un ratón. Se establece que una célula es más radiosensible: cuanto mayor sea su actividad mitótica, cuanto menos diferenciada sea y las que tienen por delante un ciclo vital con mayor número de divisiones. Con esto llegamos a la conclusión de que la radiosensibilidad celular es directamente proporcional a su índice mitótico e inversamente proporcional a su diferenciación. Tras nuevas investigaciones, se publicó la ley de Ancel y Vitemberg, la cual introduce algunas modificaciones de la ley anterior. La más significativa es que introduce el llamado periodo de latencia, que hace referencia al tiempo que tardan en aparecer las lesiones inducidas. Este tiempo varía dependiendo del tipo de célula, aun siendo la sensibilidad a la irradiación de todas las células la misma. Los factores que influyen en el periodo de latencia son: • El estrés biológico que actúa sobre la célula. Por ejemplo, la actividad reproductiva representa bastante estrés biológico. • Las condiciones en que se encuentra la célula en el periodo de pre y posradiación. • El ciclo celular en el que se halle la célula en el momento en que se produce la irradiación. Así, por ejemplo, las células durante la fase de mitosis son más radiosensibles que durante la fase de síntesis. • Radiosensibilidad hística: el funcionamiento de los tejidos es un proceso complejo. Están formados, a su vez, por dos tipos de tejidos: el parenquimal y el mesenquimal. El primero contiene las células características del tejido, mientras que el segundo lo forman vasos y tejido conjuntivo. Al estar formados por diferentes elementos orgánicos, ambos tejidos poseen diferente radiosensibilidad, pues siempre habrá células de diferentes clases, con diversas actividades mitóticas y oxigenación.

25

UF 1. Principios de protección radiológica Tema  1. Estudio del efecto biológico de las radiaciones ionizantes

1.4.2.1.  Escala de radiosensibilidad Como hemos mencionado en epígrafes anteriores, las células responden de forma distinta a la radiación, siendo unas más sensibles que otras. A continuación, veremos de forma esquemática una clasificación de las células de mayor a menor sensibilidad, teniendo como referencia en todos los casos la muerte celular. Leucocitos Eritroblastos Espermatogonias Linfocitos Linfoblastos

Mielocitos Epidermis

Endotelio

Células de criptas intestinales

Osteoblastos Condroblastos Espermatocitos

Granulocitos Osteocitos

Fibrocitos

Eritrocitos

Condrocitos

Espermatozoides

Miocitos Neuronas

Muy radiosensibles

Relativamente radiosensibles

Radiosensibilidad intermedia

Relativamente radiorresistentes

Muy radiorresistentes

1.4.3.  Factores que influyen en la respuesta celular Aunque los mismos tipos de células respondan de igual forma ante la radiación, no siempre proporcionan la misma respuesta. Esto es debido a que existen diversos factores físicos, químicos y biológicos que pueden minimizar o intensificar la muerte de las células.

1.4.3.1.  Factores físicos • Tasa de dosis: se refiere a la dosis absorbida por unidad de masa de medio irradiado. Se expresa en un punto del medio y se mide en gray (Gy), que es la relación entre julio/kg (1 julio/kg es igual a 1 Gy). La tasa de dosis absorbida es la velocidad a la que se absorbe la energía por unidad de masa y unidad de tiempo, expresándose en las unidades Gy/tiempo. Si suministramos la misma cantidad de radiación a dos células en tiempos diferentes producirá diferente cantidad de daño, pues será mayor en la célula que recibió la dosis en un tiempo menor, ya que no tuvo tiempo de recuperarse del daño. • LET: hace referencia al concepto de transferencia lineal de energía, el cual mide la energía de la radiación que se va perdiendo a medida que traspasan la materia. Se mide en KeV/Micra. Si se irradia un mismo organismo biológico con radiaciones de LET diferentes, obtendremos diversas respuestas biológicas. Las radiaciones de alta LET causarán un efecto superior a las de baja LET. Esto nos conduce al concepto de eficacia biológica relativa (RBE), que es el parámetro que relaciona el daño producido por una radiación de una determinada LET y los fotones.

1.4.3.2.  Factores químicos L os factores químicos han de estar en el interior de la célula en el mismo momento en que se produzca la radiación. Podemos distinguir: • Radiosensibilizadores: consisten en sustancias que aumentan la potencia de los radicales libres, provocando que el elemento biológico sea más sensible. De esta forma pueden aumentarse los efectos que produce la radiación. Se ha demostrado que el radiosensibilizador más efectivo es el oxígeno, puesto que su efecto es más radical y universal. Sin embargo, 26

Módulo 03: Protección radiológica

encontramos diferencias cuando interactúa con radiaciones con distinto LET, pues el oxígeno es más eficaz ante radiaciones de bajo LET, como rayos X y gamma; pero pierde eficacia en las de alto LET, como las partículas alfa o los neutrones. El mecanismo del oxígeno es poco conocido, aunque se cree que contribuye a la fijación de las radiolesiones. • Radioprotectores: al contrario que los anteriores, disminuyen los efectos de la radiación al reducir el potencial de los radicales libres. Los radioprotectores se dividen en tres tipos: radioprotectores propiamente dichos (compuestos sulfhídricos y antioxidantes), los adaptógenos (estimulan la radiorresistencia) y los absorbentes (previenen la incorporación de yodo).  A  ctualmente se está buscando el radioprotector ideal que podrá preservar la eficacia antitumoral, reducir la toxicidad y con una relación coste-efectividad aceptable.

1.4.3.3.  Factores biológicos Como se ha visto anteriormente, la radiosensibilidad es la respuesta que emite una determinada estructura biológica ante la radiación ionizante. Los factores biológicos que influyen en la supervivencia celular son: • Ciclo celular: dependiendo de la etapa del ciclo de división en el que se encuentre la célula cuando es irradiada, presentará distintos grados de sensibilidad. De forma general, las fases más radiosensibles son G1 y M (mitosis). Por el contrario, la fase S (en la que se sintetiza el ADN) se trata de una fase más radiorresistente. • Mecanismos de reparación: las células cuentan con diversos mecanismos de reparación para poder subsanar el daño que se producen en el ADN. La radiación puede provocar lesiones de distintos grados en función de diversos factores, como hemos ido viendo anteriormente. Si estos mecanismos pueden reparar el daño considerable que la célula ha sufrido, esta sobrevivirá. Cuando las células se encuentran en reposo proliferativo, es decir, cuando no se está dividiendo, es el momento más eficaz para realizar las reparaciones. Por otro lado, los daños menos severos, los subletales, pueden acumularse en las células, pero se reparan más frecuentemente que aquellos daños más letales. Debemos tener en cuenta que lo que verdaderamente tiene consecuencias para la célula son aquellas lesiones que han sido mal reparadas o no han podido subsanarse completamente, puesto que aparecerán mutaciones u otras alteraciones o, si son más graves, la muerte celular.

27

UF 1. Principios de protección radiológica Tema  1. Estudio del efecto biológico de las radiaciones ionizantes

1.5.  Efectos biológicos radioinducidos. Efectos deterministas En este apartado veremos los efectos, ya sean morfológicos o funcionales, que aparecen tras la radiación. Se clasifican en estocásticos y deterministas. Efectos estocásticos

Efectos deterministas

Lesión subletal (una o pocas células)

Lesión letal (muchas células)

Somática o hereditaria

Somática

Independiente de dosis

Dependiente de dosis

Dosis umbral

No



Relación dosis-efecto

Lineal-cuadrática; lineal

Lineal

Tardía

Inmediata o a corto plazo

Mecanismos Naturaleza Gravedad

Aparición

1.5.1.  Respuesta del organismo a la radiación: etapas Una persona adulta tras la irradiación global presenta diversos efectos, los cuales pueden agruparse en tres etapas diferenciadas: Prodrómica Esta etapa recoge aquellos síntomas que aparecen en las primeras 48 horas después de la irradiación, que puede durar desde algunos minutos a varios días. Se ve afectado el sistema nervioso autónomo. Algunos de los síntomas consisten en cefaleas, taquicardias, insomnio, náuseas, vómitos, entre otros.

Latente En esta etapa no aparecen síntomas y, dependiendo de la dosis recibida, variará la duración, que puede consistir desde minutos hasta semanas.

Manifiesta Finalmente, en esta etapa surgen los síntomas específicos de los órganos y tejidos que han sido más afectados por la radiación.

28

Módulo 03: Protección radiológica

1.5.2.  Efectos deterministas (no estocásticos) Los efectos deterministas surgen cuando ha habido una exposición a dosis altas de irradiación. Aparecen inmediatamente tras la irradiación o tras un breve periodo de tiempo. El resultado es que morirán un número elevado de células. Para evitar esto, se elaboran dosis umbrales de radiación; así, si la dosis está por debajo de dicho umbral, el número de células afectadas será pequeño. Podemos concluir que el número de células que se ven afectadas depende de la dosis de radiación a la que son expuestas.

Radiación ionizante

Daño al ADN

Daño letal

Daño subletal

Mecanismos de reparación

Muerte celular

Efecto determinista

Daño letal

Célula transformada

Célula normal

Efecto estocástico

29

UF 1. Principios de protección radiológica Tema  1. Estudio del efecto biológico de las radiaciones ionizantes

1.5.3.  Efectos estocásticos Al contrario que los efectos deterministas, estos tienen lugar después de dosis de radiación bajas y moderadas, llegando a aparecer en un plazo medio o largo. Las consecuencias de estos efectos es que las células pueden sufrir mutaciones. Sin embargo, la gravedad de estos efectos no es proporcional a la dosis que se ha recibido. Es decir, si se aumenta la dosis de radiación, hay más probabilidad de que aparezcan los efectos estocásticos, pero no por ello serán más graves. La gravedad de las lesiones dependerá de diversos factores, como, por ejemplo, el tipo de célula. A su vez, los efectos estocásticos pueden ser somáticos o hereditarios. El primer caso tiene lugar cuando ha sido irradiada una célula somática, surgiendo el efecto en el individuo que ha sido expuesto. Por el contrario, si la célula afectada ha sido germinal, el efecto aparecerá en la descendencia del individuo que ha sido expuesto.

1.5.3.1.  Efectos estocásticos somáticos: desarrollo de cáncer En 1902, al poco del descubrimiento de los rayos X por Roentgen, apareció el primer cáncer provocado por la radiación, consistente en áreas ulceradas de la piel. Pero no fue un caso aislado. En pocos años surgió un número considerable de personas con tumores en la piel. En 1911 apareció la primera leucemia, que se tomó como víctimas a cinco trabajadores expuestos a radiación. Incluso se llega a pensar que Marie Curie y su hija murieron por las complicaciones derivadas de una leucemia provocada por la radiación. Hoy día ya sabemos que el efecto estocástico somático más grave después de haber recibido dosis bajas de radiación es el cáncer. El proceso por el que pasa una célula normal a una cancerígena es muy complejo, pues se producirán multitud de cambios que dependerán de la acción del carcinógeno, de la clase de célula o del tipo de cáncer. A pesar de la diversidad de cánceres que existen, se han ido elaborando modelos que describen de forma general el proceso carcinogénico. El modelo multietapa es el más aceptado por ahora, el cual indica que el cáncer surge como consecuencia de unos sucesos independientes, pero a la vez relacionados entre sí. En este modelo se diferencian cuatro etapas:

30

Módulo 03: Protección radiológica

Conversión

Iniciación

INICIACIÓN

Promoción

CONVERSIÓN

Progresión

PROMOCIÓN

PROGRESIÓN Metástasis

Daño en DNA Muerte celular

Daño cromos

Mutación

Reparación Célula cepa

Célula iniciada

Célula convertida

Célula normal Expansión clonal

• Iniciación: en esta etapa se ocasionan las mutaciones en uno o más genes encargados de la división y diferenciación celular, provocando que la célula iniciada prolifere o impidiendo su diferenciación. No se sabe con certeza qué determina la aparición de esta etapa. No existe una dosis umbral de referencia, incluso puede aparecer tras una sola exposición a la radiación. • Conversión: las células se van volviendo cada vez más malignas debido a la acumulación de mutaciones en los cromosomas. • Promoción: en esta fase, los promotores, que son los que controlan la transcripción de los genes, incitan la proliferación de las células iniciadas y convertidas, lo que da lugar a que aumente el número de células mutadas. Para que se dé esta fase tiene que haber una exposición prolongada al promotor. • Progresión: es la etapa más compleja, ya que intervienen una gran variedad de factores celulares y ambientales. Los cambios celulares llegan a tal envergadura, que las células preneoplásicas se vuelven más agresivas, invasivas y metastásicas.

31

UF 1. Principios de protección radiológica Tema  1. Estudio del efecto biológico de las radiaciones ionizantes

1.5.3.2.  Efectos estocásticos hereditarios La radiación ionizante puede provocar efectos hereditarios cuando las células germinales sufren mutaciones en su ADN tras su exposición. Esto quiere decir que el individuo expuesto no sufre las consecuencias de la radiación, sino que los desórdenes genéticos aparecen en su descendencia. Se ha demostrado en distintos estudios que la radiación induce efectos y enfermedades genéticos en plantas y animales, aunque no ha podido demostrarse todavía que ocurra lo mismo en los seres humanos. Por este motivo, solo podemos estimar los riesgos de este tipo de efectos como resultado de la radiación basándonos en enfermedades genéticas que aparecen naturalmente. Estas pueden clasificarse en: • Mendelianas: son debidas a la mutación de un único gen. El gen mutado puede encontrarse tanto en el cromosoma X como en los autosomas. Así, dependiendo de dónde se encuentre el gen y de sus efectos, nos encontraremos con diferentes enfermedades mendelianas: –– Autosómicas dominantes: solo se necesita una copia mutada del gen para que la persona resulte afectada. Si uno de los progenitores tiene la enfermedad y es heterocigótico y el otro normal, la mitad de sus hijos podrá estar afectados. Si es homocigótico, lo estarán todos.

¡RECUERDA! El término heterocigoto hace referencia a aquello que procede de la unión de células sexuales con diferentes dotaciones genéticas, mientras que en el homocigoto las células sexuales poseen la misma dotación genética.

–– A  utosómicas recesivas: para que se manifiesten se necesitan dos copias del gen mutado en el genoma de la persona afectada. Se transmiten por los autosomas (cromosomas no sexuales). Si los padres no padecen el trastorno, es necesario que sean heterocigóticos para que lo puedan transmitir a su descendencia. En este caso, la probabilidad de que dos personas heterocigóticas tengan un hijo afectado es del 25%. –– L  igadas al cromosoma X: son las enfermedades ligadas al sexo. A diferencia de los autosomas, los cromosomas sexuales no tienen la misma información genética, salvo una pequeña porción de estos que recombina en la meiosis. Estas enfermedades pueden transmitirse a su vez de forma recesiva o dominante. • Cromosómicas: se deben a alteraciones en los cromosomas. • Multifactoriales: aparecen debido a multitud de factores ambientales y genéticos. Se incluyen las enfermedades crónicas en adultos y las anomalías congénitas que aparecen en el nacimiento.

32

Módulo 03: Protección radiológica

Autosómicas dominantes

Mendelianas

Enfermedades genéticas

Cromosómicas

Autosómicas recesivas

Ligadas al cromosoma X

Multifactoriales

En la actualidad se ha demostrado que la pérdida de un fragmento grande de ADN de un cromosoma es la mutación más común que tiene lugar tras la radiación. Al haber pérdida de varios genes, es lógico pensar que el principal efecto genético esté relacionado con anomalías que afecten a todo el sistema durante el desarrollo embrionario. Por ello, el objetivo primordial a la hora de estimar el riesgo genético es predecir los efectos que una pequeña dosis de radiación puede producir en cuanto a la incidencia de enfermedades en la población.

1.6.  Clasificación de los efectos biológicos de las radiaciones

A lo largo de los años se han ido elaborando posibles clasificaciones que establecen y diferencian los efectos que provocan las radiaciones ionizantes. Sin embargo, en este epígrafe vamos a exponer aquella que más frecuentemente se utiliza. Los efectos biológicos se clasifican en genéticos y somáticos. Los primeros aparecen cuando las células afectadas son germinales, apareciendo los efectos genéticos en la descendencia del individuo irradiado, mientras que los segundos, al ser dañadas las células somáticas, los efectos se manifestarán a lo largo de la vida de la persona irradiada. A su vez, los efectos somáticos se dividen en inmediatos y tardíos, dependiendo del tiempo que transcurre desde la irradiación hasta que se revelan los síntomas. En función de la incidencia que tiene la radiación sobre los efectos, estos se dividen en deterministas y estocásticos.

33

UF 1. Principios de protección radiológica Tema  1. Estudio del efecto biológico de las radiaciones ionizantes

1.7.  Respuesta celular, sistémica y orgánica

Una vez que la lesión ha llegado a la célula y han dado comienzo los mecanismos de reparación, los efectos podrán o no aparecer. Esto es así porque las células de los organismos pluricelulares se organizan en tejidos, estructuras superiores que están capacitados para asumir carencias celulares sin presentar deterioro alguno. Debido a la complejidad de los tejidos, donde interactúan diferentes tipos de células, la reparación tisular puede resultar muy complicada, dependiendo del tipo de daño.

1.7.1.  Respuesta tisular Las células que forman un tejido animal adulto no son independientes, sino que forman una estructura en la que existe un equilibrio entre nacimientos y muertes. De esto se encargan los mecanismos reguladores, pues permiten que se conserve el número de células y la organización celular. Con el término tisular nos referimos a aquello que está vinculado a un tejido. Por tanto, la respuesta tisular es aquella que se lleva a cabo para subsanar el daño producido en los tejidos. Podemos definir tejido como un conjunto de células similares que suelen tener un origen común y que funcionan conjuntamente para desarrollar actividades especializadas. En el cuerpo humano adulto existen dos tipos de tejidos.

1.7.1.1.  Tejido de organización jerárquica Son aquellos que están formados por diversos compartimentos celulares independientes, a saber: • Compartimento de células madre: pequeño número de células cuya proliferación es lenta y con capacidad de responder mediante feedback. • Compartimento proliferativo: células con proliferación rápida y diferenciación. • Compartimento de células maduras o compartimento funcional: no es proliferativo. Dichos compartimentos no están separados, sino que suelen estar entremezclados con los mecanismos de regulación, los cuales se encargan de que la población celular esté en equilibrio y de que el tiempo de recambio celular sea rápido. La epidermis, por ejemplo, es un tejido de organización jerárquica.

34

Módulo 03: Protección radiológica

Cuando un tejido es irradiado, todos los compartimentos sufrirán las consecuencias de la irradiación, pero con efectos diferentes en cada uno. En el compartimento de células madre estas disminuirán, ya que son de proliferación lenta. En el compartimento proliferativo, la irradiación provocará también muertes celulares, pero muchas de ellas se repondrán debido a su alta proliferación. El mecanismo de interrelación provoca que dichas muertes provoquen una respuesta de las células madre, que aumentarán su proliferación para compensar las pérdidas. En cambio, en el compartimento de las células maduras la vida de las células no se ve alterada, puesto que no se dividen y son relativamente radiorresistentes.

1.7.1.2.  Tejido de organización no jerárquica Son los constituidos por un solo compartimento celular, por lo que también se denominan no compartimentales o monocompartimentales. Las células de estos tejidos son maduras de proliferación lenta, pero poseen la posibilidad para proliferar y, ante una demanda, crear por un tiempo limitado un compartimento rápidamente proliferativo acompañado de unos mecanismos de regulación que provocan que la población celular se encuentre en equilibrio. Los hepatocitos son un ejemplo de este tipo de tejido (son las células del hígado y forman aproximadamente el 80% de este órgano). Las dosis de radiación producirán lesiones solamente en las células que estén dividiéndose en ese momento (muerte mitótica). Al ser lento el recambio celular, la depleción celular será también lenta. Mientras aumentan las pérdidas celulares, los mecanismos de regulación se encargarán de que se movilicen las células hacia una fase más proliferativa y así compensar los déficits. CONCEPTO La depleción consiste en la pérdida de algún elemento imprescindible para el buen funcionamiento de organismo.

Tejidos jerárquicos

Tejidos no jerárquicos

Capacidad de proliferación de células funcionales

Ninguna

Infinita

Crecimiento fisiológico de las células funcionales

Rápido

Lento

Tiempo de expresión de los daños producidos por radiación

Rápida

Tardía

Tasa de depleción de las células maduras

Independiente de la dosis

Dosis independiente

35

UF 1. Principios de protección radiológica Tema  1. Estudio del efecto biológico de las radiaciones ionizantes

1.7.1.3.  Reacciones Los efectos que pueden aparecer tras la radiación en los tejidos se clasifican en función del tiempo de aparición en agudos y tardíos.

Efectos agudos Generalmente surgen durante la irradiación o al final de la exposición, aunque en algunos casos se observan hasta seis meses después. Aparecen como consecuencia de la depleción celular procedente de los tejidos rápidamente proliferativos, como ocurre, por ejemplo, en la médula ósea. Se suelen resolver de forma natural.

Efectos tardíos Aparecen a partir de los seis meses de la irradiación. Se desencadenan por la pérdida de un elemento celular importante de los tejidos que son de división lenta o por la consecuencia de un efecto vascular indirecto. Al no resolverse naturalmente, pueden causar alteraciones orgánicas importantes que causan toxicidad o incluso llegar a ser letales. Estos efectos limitan las dosis usadas en radioterapia cínica, pues provocan complicaciones en el tratamiento.

1.7.2.  Respuesta orgánica En los órganos conviven los dos tipos de tejidos vistos anteriormente: los tejidos de organización jerárquica y los de organización no jerárquica. Como su estructura no es la misma, los órganos responden de distintas formas frente a la irradiación. Esto es principalmente debido a que los órganos están formados por estructuras elementales denominadas subunidades funcionales. Estas subunidades desempeñan una función específica de cada órgano y están ligadas con otras subunidades de dos formas: • Órganos en serie: las subunidades están conectadas una detrás de otra. Por esto mismo, si una de sus subunidades muere o queda inactiva, es más que suficiente para que el órgano deje de funcionar correctamente. La médula espinal funciona de esta forma, pues si aparece una lesión en la parte alta, la disfunción medular se da desde el comienzo del daño hacia abajo. • Órganos en paralelo: en este caso, si se produce una lesión en una subunidad, no aparece fallo orgánico. Es decir, las subunidades son autosuficientes y pueden continuar con sus funciones. Sin embargo, cuando muchas subunidades son dañadas y superan el valor crítico, el órgano empieza a fallar. El riñón es un órgano con esta estructura. En oncología radioterápica encontraremos guías que nos ayudará a reducir los efectos que puedan aparecer tardíamente, como la toxicidad u otras complicaciones. Para este fin debemos tener en cuenta las dosis de tolerancia, que son aquellas que para un órgano concreto tienen una probabilidad de mostrar toxicidad en un espacio de tiempo.

36

Módulo 03: Protección radiológica

1.7.3.  Respuesta sistémica Hace referencia a la respuesta en conjunto del organismo ante la radiación, la cual viene establecida por la respuesta de cada uno de los órganos y sistemas. Como hemos ido explicado en los epígrafes anteriores, cada órgano posee una radiosensibilidad diferente, así que la respuesta global del organismo estará ligada a aquella que proporcione el órgano o sistema más radiosensible. De esta forma, surgirán unos efectos u otros según la radiosensibilidad de las células de los órganos y sistemas. No obstante, el tiempo en el que pueden aparecer los efectos estará determinado por la vida media de las células de cada órgano y de su tiempo de duplicación, aparte de su radiosensibilidad. Pongamos un ejemplo para comprenderlo mejor. Si un organismo con dos compartimentos celulares, uno muy radiosensible y con un tiempo de vida celular largo, y el otro menos radiosensible y con células de tiempo de vida corto, al administrar una dosis alta de radiación para producir daño en ambos compartimentos, observaremos que los efectos se producirán en el compartimento menos sensible, puesto que el tiempo de vida de sus células es menor. Por el contrario, si administramos una dosis menor, el efecto aparecerá en el compartimento más radiosensible. Desde el punto de vista celular y de las radiaciones, en los mamíferos hay que distinguir distintas etapas. En la fase de desarrollo embrionario, como sabemos, a partir de dos células se crea el embrión, que en su comienzo está formado por células pluripotenciales muy indiferenciados, por lo que son muy sensibles a la radiación. Mientras el periodo de gestación en el útero de la madre va avanzando, estas células van perdiendo su pluripotencialidad y se van diferenciando, lo que hace que se vayan volviendo más radiorresistentes. Por otro lado, en esta fase es más fácil sufrir una radiación corporal total, pues si una mujer embarazada se realiza una radiografía en el abdomen, es una irradiación global para el feto. Cuando el individuo ya ha nacido es bastante más complicado que tenga lugar la irradiación total.

37

UF 1. Principios de protección radiológica Tema  1. Estudio del efecto biológico de las radiaciones ionizantes

1.8.  Efectos de la radiación

ionizante sobre el embrión y el feto

Los efectos se han estudiado mayoritariamente con experimentos en animales, por lo que hay muy pocas evidencias en seres humanos, salvo los ocasionados por bombas atómicas o exposiciones accidentales. Debido a esto, hoy en día todavía tenemos muy pocas conclusiones. Según la ley de Bergonié y Tribondeau, ya explicada anteriormente, la respuesta de un tejido a la irradiación es mayor cuanto mayor es su indiferenciación y velocidad de proliferación de sus células, por lo que el periodo de mayor riesgo es el primer trimestre y se va reduciendo progresivamente en los siguientes trimestres. El desarrollo del embrión puede dividirse en tres fases. Veremos que en cada una de ellas predomina una serie de alteraciones tras la irradiación. • Fase de preimplantación (0-10 días): si hay irradiación en esta fase suele provocar la muerte prenatal. Esto puede ocurrir a dosis muy bajas, por lo que la dosis umbral para muerte prenatal se estima en 0,1-0,2 Gy, dosis que está muy por debajo de la recibida por cualquier procedimiento radiológico. No obstante, al tratarse de células muy indiferenciadas, puede darse el caso contrario; es decir, el organismo puede recuperarse totalmente sin secuelas si el déficit celular que se produce tras la irradiación es muy bajo. • Fase de organogénesis (10 días-6 semanas): el feto comienza a diferenciarse en esta fase, por lo que tras la irradiación pueden aparecer malformaciones y carcinogénesis. Una malformación es un efecto determinista, con una dosis umbral no conocida todavía con exactitud. La gravedad de las malformaciones va disminuyendo según avanza la gestación. De la semana 4 a la 20 son las más delicadas, pues pueden aparecer malformaciones somáticas graves, retraso de crecimiento o microcefalia. Por otro lado, también puede tener lugar la carcinogénesis, un efecto estocástico, sin dosis umbral y que aumenta a medida que se incrementa la dosis. • Desarrollo fetal (6 semanas-9 meses): en esta fase el feto crece y sigue diferenciándose. La irradiación puede provocar efectos de retraso de crecimiento y malformaciones, sobre todo en el sistema nervioso central. Esta estructura es la que recibe más lesiones durante las semanas 8 a 25 (la fase fetal precoz).

38

Módulo 03: Protección radiológica

1.9.  Síndrome de irradiación corporal total Este síndrome comprende todos los signos clínicos que aparecen tras la exposición de todo el organismo, o gran parte, a niveles altos de radiación durante un periodo corto de tiempo. Después de la irradiación se producirá una fase prodrómica en la que se manifiestan algunos signos y síntomas, posteriormente aparecerá un periodo de latencia en el que supuestamente no ocurre nada y, por último, surge la enfermedad manifiesta en la que se desarrollan todos los signos y síntomas típicos de la dosis recibida. En función de estas dosis podrán aparecer tres grandes síndromes.

1.9.1.  Síndrome de médula ósea Aparece cuando el individuo ha recibido una dosis de unos 10 Gy. La inmensa mayoría mueren a causa de la destrucción o alteración de la médula ósea. Con un donante de médula ósea puede haber posibilidades de supervivencia.

Fase prodrómica Comienza pocas horas tras la exposición. Provoca náuseas y vómitos.

Periodo de latencia Aproximadamente dura tres semanas, en las que el individuo parece sano. Las células de la sangre no se modifican en número.

Enfermedad manifiesta Según la dosis, puede aparecer hacia la segunda o tercera semana. Puede continuar hasta la quinta semana. Los signos clínicos que aparecen son los derivados de la falta de glóbulos rojos y blancos, y plaqueta, lo que provoca anemia, infecciones o hemorragias, entre otros. 39

UF 1. Principios de protección radiológica Tema  1. Estudio del efecto biológico de las radiaciones ionizantes

1.9.2.  Síndrome gastrointestinal Acarrea la muerte del individuo debido a la destrucción o alteración de las células de la mucosa gastrointestinal. Surge para dosis de entre 10 y 20 Gy. Algunas de las lesiones que aparecen son infecciones, deshidratación, hemorragias, entre otras. Fase prodrómica Comienza pocas horas tras la exposición. Provoca náuseas y vómitos.

Periodo de latencia Tiene lugar entre el segundo y quinto día después de la radiación. El individuo no presenta síntomas.

Enfermedad manifiesta Reaparecen las náuseas y vómitos acompañados de fiebre y diarreas. Todo esto impide que las células de las criptas intestinales puedan absorber los alimentos. Además, se destruye la barrera de la mucosa intestinal, lo que provoca infecciones y sepsis.

1.9.3.  Síndrome del sistema nervioso central Tiene lugar tras dosis elevadas de irradiación, entre 100 y 150 Gy. Termina siempre con la muerte del individuo, cuya causa es desconocida, pero se piensa que puede ser por la aparición de edema cerebral y lesiones vasculares. Fase prodrómica Aparecen signos como confusión, náuseas, vómitos y desorientación.

Periodo de latencia Dura unos minutos u horas.

Enfermedad manifiesta Surgen desorientación, pérdida de coordinación, disnea, convulsiones y coma.

40

41

2

APLICACIÓN DE PROTOCOLOS DE PROTECCIÓN ARADIOLÓGICA PLICACIÓN DEOPERACIONAL PROTOCOLOS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA OPERACIONAL

Módulo 03: Protección radiológica

Actualmente, se emplean las radiaciones ionizantes en diversos campos de la medicina debido a sus ventajas. Sin embargo, también su uso conlleva riesgos, los cuales hay que minimizar a toda costa. Por este motivo, la protección operacional persigue que se mantengan las dosis de la radiación tan bajas como sea posible en el ser humano. En este tema aprenderemos los principios generales que debemos tener en cuenta para proteger a cualquier persona de las radiaciones ionizantes, ya sean trabajadores o no. Igualmente, conoceremos las medidas que se han de aplicar y las normas reglamentarias vigentes.

2.1.  Protección radiológica general Con este término nos referimos a todas las medidas que van destinadas a proteger de los efectos nocivos de las radiaciones ionizantes a los individuos, a sus descendientes y al medio ambiente. Por esto mismo, su objetivo es prevenir la aparición de efectos biológicos deterministas y limitar la probabilidad de incidencia de efectos biológicos probabilísticos hasta valores aceptables.

2.2.  Organismos nacionales e internacionales con competencias en materia de radioprotección

La protección radiológica no puede reducirse a formular buenos propósitos. La formación y el entrenamiento de las personas implicadas es una condición esencial, pero no es suficiente. Es necesario que en cada país funcione una organización independiente para supervisar el cumplimiento de los principios y las normas específicas, es decir, una autoridad reguladora en materia de protección radiológica. Su organización es responsabilidad de los Gobiernos y los organismos internacionales especializados.

2.2.1.  Nacionales 2.2.1.1.  Administración del Estado De los órganos de la Administración General del Estado en España, el Ministerio de Industria, Energía y Turismo tiene especial participación en todo lo relacionado con el empleo de las radiaciones ionizantes. Concretamente, la Dirección General de Política Energética y Minas es la responsable de otorgar las autorizaciones de las instalaciones nucleares y radiactivas, además de elaborar el Registro de Instalaciones de Rayos X con fines de diagnóstico médico. Por otro lado, el Ministerio de Agricultura, Alimentación y Medio Ambiente tiene competencias en la evaluación del impacto radiológico ambiental; y el Ministerio de Sanidad, Servicios Sociales e Igualdad tiene atribuciones en materia de protección radiológica de las personas expuestas a radiaciones ionizantes por diagnóstico y tratamiento médico.

2.2.1.2.  El Consejo de Seguridad Nuclear El Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) es el único organismo competente en materia de seguridad nuclear y protección radiológica en España. Se trata de un ente de derecho público independiente de la Administración Central del Estado, que se rige por un estatuto propio y que puede encomendar algunas de sus funciones a las Comunidades Autónomas. Debe informar semestralmente al Congreso y al Senado sobre el desarrollo de sus actividades.

43

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 2. Aplicación de protocolos de protección radiológica operacional

En definitiva, se encarga de velar por la seguridad nuclear y la protección radiológica en España. Entre sus funciones destacan: Emitir informes preceptivos y vinculantes para la emisión de autorizaciones. Inspeccionar y controlar el funcionamiento de las instalaciones nucleares y radiactivas. Conceder licencias al personal de instalaciones radiactivas y acreditar al personal de las instalaciones de radiodiagnóstico médico. Vigila los niveles de radiación dentro y fuera de las instalaciones (en aire, agua, suelo, alimentos…), evaluando el impacto radiológico en las personas y el medio ambiente

Todas las instalaciones nucleares y radiactivas deben aplicar los principios de protección radiológica que exigen las leyes y reglamentos, así como solicitar las autorizaciones necesarias, las cuales incluirán los límites y condiciones de protección radiológica.

2.2.2.  Internacionales 2.2.2.1.  Comisión Internacional de Protección Radiológica La organización más veterana relacionada con la protección radiológica es la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP), creada en 1928. De ella dependen cinco comités dedicados a: • Efectos de las radiaciones • Definición de dosis de radiación • Protección radiológica en medicina • Aplicación de las recomendaciones que ella formula • Protección del medio ambiente Los cinco comités están formados por expertos designados por sus méritos científicos en los distintos campos de la radioprotección. Además, la comisión forma grupos de tarea y grupos de trabajo que realizan informes o desarrollan ideas para los distintos comités.

44

Módulo 03: Protección radiológica

2.2.2.2.  Comité Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de los Efectos de las Radiaciones Atómicas En 1955, la Asamblea General de las Naciones Unidas decidió crear el Comité Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de los Efectos de las Radiaciones Atómicas (UNSCEAR). España es miembro desde principios de 2012. Dicho comité elabora y presenta a la Asamblea General un análisis detallado sobre su área de estudio, el cual está respaldado por conclusiones y revisiones de organismos y comités nacionales e internacionales. El análisis incluye las relaciones existentes entre dosis y efecto, constituyendo la base de la limitación de las dosis.

2.2.2.3.  Organismo Internacional de Energía Atómica La labor del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) consiste en la elaboración y desarrollo de las normas que han llegado a tener una aceptación internacional entre países y entre organizaciones de las Naciones Unidas, como la OMS. Estas normas incluyen las guías y recomendaciones de la ICRP. Por otra parte, la Unión Europea constituye en el tratado Euratom toda la normativa referente sobre protección radiológica, la cual se exige a todos los Estados miembros de la UE. Posteriormente, son estos los que realizan la transposición a sus respectivas legislaciones, proporcionando así fuerza a la normativa aprobando medidas propias para cada Estado miembro.

2.3.  Reglamento de protección

sanitaria contra radiaciones ionizantes

El objetivo que persigue este reglamento, tal y como afirma en su artículo 1, es detallar las normas referentes a la protección de los trabajadores y de los miembros del público contra los efectos de las radiaciones ionizantes.

45

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 2. Aplicación de protocolos de protección radiológica operacional

Este reglamento se deberá aplicar cuando se lleven a cabo prácticas que impliquen un riesgo provocado por las radiaciones ionizantes que procedan, bien de una fuente artificial, bien de una fuente natural de radiación cuando los radionucleidos naturales son o han sido procesados por sus propiedades radiactivas, fisionables o fértiles. A continuación, veremos un esquema de dicho reglamento:

TÍTULO I

• Capítulo I. Objeto y ámbito de aplicación

Disposiciones generales

• Capítulo II. Autoridades y organismos administrativos

TÍTULO II Justificación, optimación y limitación de dosis para prácticas

TÍTULO III Dosis efectivas y equivalentes

TÍTULO IV Principios fundamentales de protección operacional de los trabajadores expuestos, personas en formación y estudiantes para la ejecución de las prácticas

TÍTULO V Protección radiológica de la población en circunstancias normales

TÍTULO VI Intervenciones

• Capítulo I. Principios generales • Capítulo II. Limitación de dosis

• Capítulo único. Estimación de dosis efectivas y equivalentes

• Capítulo I. Protección operacional de los trabajadores expuestos • Capítulo II. Prevención de la exposición • Capítulo III. Evaluación de la exposición • Capítulo IV. Vigilancia sanitaria de los trabajadores expuestos • Capítulo V. Normas de protección para personas en formación y estudiantes

• Capítulo único. Medidas fundamentales de vigilancia

• Capítulo I. Principios generales • Capítulo II. Intervención en caso de emergencia radiológica • Capítulo III. Intervención en caso de exposición perdurable

46

Módulo 03: Protección radiológica

TÍTULO VII Fuentes naturales de radiación

TÍTULO VIII Inspección

• Capítulo único. Incremento significativo de la exposición debida a fuentes naturales de radiación

• Capítulo único. Régimen de inspección y obligaciones del titular

TÍTULO IX Régimen sancionador

• Capítulo único. Régimen sancionador

2.4.  Tipo de exposición: ocupacional, médica y pública

Las personas pueden exponerse a la radiación por diversos motivos, por lo que podemos distinguir entre exposición ocupacional, médica y pública. Exposición ocupacional Es la exposición que tiene lugar mientras se realiza el trabajo con fuentes radiactivas que hayan sido manipuladas por el hombre, ya sean naturales o artificiales, o en zonas con altos niveles de radiación.

Exposición médica Es aquella a la que están sometidas las personas como consecuencia de diversos procedimientos de diagnóstico o de tratamiento.

Exposición pública Comprende todas las demás exposiciones que no estén incluidas en las dos anteriores, pero que, sin embargo, pueden ser consecuencia de algunas actividades que den lugar a estas. También se incluyen las radiaciones significativas que provienen de fuentes naturales. 47

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 2. Aplicación de protocolos de protección radiológica operacional

2.5.  Principios generales de protección radiológica: justificación, optimización y limitación La ICRP es la organización encargada de instaurar los principios de protección radiológica, además de proporcionar recomendaciones para el empleo seguro de las radiaciones ionizantes. Los principios generales son los siguientes:

Justificación: toda práctica con radiaciones ionizantes ha de estar justificada.

Optimización: el número de personas expuestas y sus dosis individuales deberán mantenerse tan bajos como sea posible, teniendo en cuenta elementos económicos y sociales.

Limitación: las dosis recibidas de radiaciones ionizantes, salvo en los casos de diagnóstico y del tratamiento médico, no sobrepasarán los límites de dosis establecidos.

2.5.1.  Justificación Una práctica con radiaciones ionizantes se considerará justificada si, tras sopesar los costes y beneficios, termina proporcionando más beneficios que costes. Para ello hay que tener en cuenta todos los costos, ya sean daños a la salud o al medioambiente. También hay que valorar las ventajas que pueden proporcionar al individuo en concreto y a la sociedad en general.

2.5.2.  Optimización Las prácticas con radiaciones ionizantes han de ser optimizadas. Es decir, hay que llevarlas a cabo reduciendo el riesgo de las radiaciones tanto a los trabajadores como al resto de la población. Las dosis individuales y el número de personas expuestas deberán ser tan bajas como razonablemente sea posible, teniendo en cuenta factores económicos y sociales. La práctica se considerará optimizada cuando se haya conseguido reducir la dosis a los individuos hasta valores tan pequeños que el despliegue de medios para bajarlas todavía sería más desproporcionado.

48

2.6.  Medidas de protección radiológica: distancia, tiempo y blindaje

Existen unos factores para que la dosis de radiación que reciben las personas se reduzca: distancia, tiempo y blindaje. Si estamos más alejados de la fuente de radiación, si permanecemos menos tiempo y si ponemos más barreras, recibiremos menos dosis de irradiación. Deberemos de usar estos tres métodos siempre que podamos, aunque en ocasiones bastará solo con uno de ellos.

2.6.1.  Distancia Al aumentar la distancia entre la fuente de las radiaciones ionizantes y el individuo, la exposición disminuirá en igual proporción en que aumenta el cuadrado de la distancia. Queda expresado en la siguiente ecuación:

l2 = l1 ·

d12 d22

En este caso, d1 y d2 hacen referencia a las distancias que separan cada uno de los puntos de la fuente, mientras que l1 y l2 es la exposición en cada uno de los puntos. En algunas ocasiones bastará con alejarse todo lo que podamos de la fuente de radiación.

2.6.2.  Tiempo Si disminuimos el tiempo que tardamos en realizar la práctica, la dosis se reducirá, puesto que la dosis total recibida es directamente proporcional al tiempo de irradiación, tal y como vemos en la siguiente ecuación:

D=l·t

Aquí l es la intensidad de radiación (tasa de dosis o de exposición) y t es el tiempo que permanecemos en la zona con dicha tasa de dosis.

49

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 2. Aplicación de protocolos de protección radiológica operacional

2.6.3.  Blindaje Además del tiempo y la distancia, si no son suficientes, tenemos la posibilidad de interponer una barrera o blindaje entre la fuente de irradiación y las personas para poder protegerlas de la radiación. Los blindajes están hechos de diferentes materiales, por lo que para saber cuál escoger en cada caso, debemos conocer su interacción con las distintas radiaciones ionizantes. En el caso de los rayos X y gamma rige la ley de atenuación.

2.6.3.1.  Ley de atenuación de fotones Si un haz monoenergético de fotones incide perpendicularmente sobre un material de un espesor dado, se producirá una atenuación progresiva a medida que el espesor interpuesto vaya aumentando.

l = l0 e -μ× Donde: l0 es la intensidad incidente, X es el espesor de material atravesado y μ es el coeficiente de atenuación lineal, el cual depende del tipo de material y de la energía de los fotones. Representa la fracción de fotones que interaccionan por unidad de espesor del material absorbente y, por tanto, la probabilidad de interacción por unidad de recorrido. Esta exposición nos indica que un haz de fotones monoenergéticos se atenúa de forma exponencial al atravesar un absorbente. Sin embargo, la validez de esta ecuación solo se produce cuando: • Los fotones son monoenergéticos (al integrar hemos supuesto µ constante y µ es función de la energía de los fotones). • El haz es muy colimado, es decir, la superficie transversal del haz es muy pequeña. • El espesor del absorbente es muy delgado. Los rayos X carecen de alcance definido debido a que la ley de atenuación es exponencial. Para que l fuera igual a cero, sería necesario un valor infinito de x. El coeficiente de atenuación lineal se suele expresar en cm-1 y en este caso, el espesor se expresará en centímetros. Se denomina capa hemirreductora o espesor de semirreducción (d1/2) al grosor de material que consigue atenuar el haz en un cincuenta por ciento.

50

Módulo 03: Protección radiológica

Podemos demostrar que:

d1/2 = ln2/μ

Pues de la propia definición de d1/2 sabemos que cuando l = l0/2, entonces x = d1/2. Si lo sustituimos en la ecuación, el resultado es el siguiente: l0 2

l0e -μd1/2 ; e μd1/2 = 2

μd1/2 = ln2 ; 21/2 =

ln2 μ

Porcentaje de radiación transmitida

Si representamos gráficamente la intensidad de radiación en un punto, en función del espesor, obtendremos esta gráfica:

100%

50% 25% 12,5% 6,25% 1

2

3

4 Espesores de semirreducción

Cuando una radiación atraviesa n capas hemirreductoras, la intensidad de radiación se reduce en:

l' =

l 2n 51

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 2. Aplicación de protocolos de protección radiológica operacional

Debemos contar con que la eficiencia del blindaje no depende de su situación entre la fuente y el individuo, por lo que es recomendable situarlo lo más cerca posible de la fuente.

2.6.3.2.  Interacción de las partículas Las partículas β son electrones y positrones que se emiten de forma espontánea por algunos radioisótopos. Las partículas β interactúan con la materia mediante colisiones a nivel atómico (excitación e ionización) y la radiación de frenado, siendo el primero predominante para bajas energías y el segundo para altas y materiales de número atómico alto. El alcance del haz de electrones no es preciso, pues su interacción con la materia es dispersa. Por ende, podemos afirmar que el alcance es muy inferior a la longitud de la trayectoria. Aproximadamente el alcance en tejido blando o agua es:

Alcance en cm = E/2

Siendo E es la energía de los electrones expresada en MeV. Si estamos ante energías bajas podremos emplear como blindaje espesores de agua o metacrilato, o bien espesores de aluminio de unos pocos centímetros.

2.6.3.3.  Barrera primaria y barrera secundaria Llamamos barrera primaria a aquella que que se usa para reducir la exposición del haz directo. En cambio, la barrera secundaria es la que reduce la exposición de la radiación secundaria, ya sea radiación dispersa o radiación de fuga.

¡RECUERDA! El haz que sale por el tubo de rayos X se denomina radiación directa. Al interaccionar con el paciente, una parte de esta radiación directa es absorbida, otra lo atraviesa (haz primario) y otra es dispersada en direcciones múltiples (radiación dispersa). Una fracción significativa de esta radiación dispersa atraviesa el espesor total del paciente (haz disperso). Por otro lado, la radiación de fuga es la que sale a través de la coraza de plomo en la que está encapsulado el tubo y que no forma parte del haz útil.

52

Módulo 03: Protección radiológica

HAZ ÚTIL BARRERA PRIMARIA BUCKY DE PARED

CONSOLA DE CONTROL

TUBO DE RAYOS X RADIACIÓN DE FUGA RADIACIÓN DIRECTA RADIACIÓN DISPERSA

BARRERA SECUNDARIA

CONSOLA DE CONTROL

BARRERA SECUNDARIA BARRERA PRIMARIA BARRERA SECUNDARIA

53

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 2. Aplicación de protocolos de protección radiológica operacional

2.6.3.4.  Barrera estructural y no estructural La barrera estructural hace referencia a cualquier barrera que está construida, como las paredes de la sala de rayos X. Por el contrario, la barrera no estructural se puede poner y quitar, como los delantales plomados.

2.7.  Descripción de la protección radiológica operacional

2.7.1.  Clasificación de las personas en función de los riesgos a las radiaciones ionizantes

El Reglamento sobre Protección Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes establece una clasificación de las personas expuestas a la radiación según los riesgos a los que están sometidas.

Trabajadores expuestos Personas sometidas a una exposición a causa de su trabajo si las prácticas entrañan dosis anuales superiores a alguno de los límites de dosis fijados para los miembros del público.

Personas en formación Son las personas que no son trabajadores expuestos, pero que reciben formación para ejercer una profesión relacionada indirecta o indirectamente con actividades que pudieran implicar exposición a las radiaciones ionizantes.

Miembros del público Hace referencia a cualquier individuo de la población, exceptuando a trabajadores expuestos, personas en formación y las personas sometidas a tratamientos médicos y exposiciones voluntarias para ayudar a pacientes o participar en programas de investigación médica o biomédica.

Población en su conjunto Lo forman el total de los tres grupos anteriores.

54

Módulo 03: Protección radiológica

2.7.2.  Límites de dosis Para asegurar una protección adecuada a las radiaciones ionizantes se establecen unos límites de dosis. Los valores de dosis efectiva y dosis equivalente no deberán sobrepasarse. Estos límites son diferentes tanto para los trabajadores expuestos como para el resto de la población. Sin embargo, estos límites no tienen en cuenta las dosis resultantes del fondo radiactivo natural ni las debidas a exposiciones médicas. En los anexos del Reglamento sobre Protección Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes, mencionado anteriormente, están establecidos en distintas tablas los límites actualmente vigentes en España. Tabla 3. Límites de dosis (Real Decreto 783/2001)

Personas Trabajadores expuestos Personal en formación entre 16 y 18 años

Dosis efectiva1

Cristalino

Piel y extremidades

50 mSv/año 100 mSv en 5 años consecutivos

150 mSv/año

500 mSv/año

6 mSv/año

50 mSv/año

150 mSv/año

Embarazadas Público y trabajadores no expuestos

Dosis equivalente

1 mSv durante el embarazo2

1 mSv/año

15 mSv/año

50 mSv/año

Nota 1: La dosis efectiva para irradiación externa se estimará por la dosis equivalente a 10 mm de profundidad. Nota 2: A partir de la declaración del embarazo, tomar las medidas de protección para no superar la dosis indicada en el feto. Nota 3: En España se está a la espera de la implementación de los nuevos valores de dosis de la directiva Euratom (2013).

2.7.3.  Historial dosimétrico de los trabajadores La legislación española en materia de protección radiológica exige que a cada trabajador expuesto se le abra un historial dosimétrico en el que se registren las dosis recibidas durante su vida laboral. Dicho historial se archivará por el titular del centro en el que el trabajador desarrolla su actividad, hasta que el trabajador cumpla la edad de 75 años, y nunca por menos de 30 años desde el cese de la actividad laboral del trabajador. Este último requisito puede resultar difícil de satisfacer y, por ello, para asegurar que los historiales dosimétricos de los trabajadores expuestos están siempre disponibles, en 1985 el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) decidió crear un Banco Dosimétrico Nacional (BDN) en el que se centralizaron registros dosimétricos de todos los trabajadores expuestos de las instalaciones nucleares y radiactivas españolas. Este archivo posibilita: •  La identificación de cualquier trabajador expuesto cuyas dosis excedan los límites reglamentarios. • La realización de estudios sobre las dosis resultantes del funcionamiento de cualquier instalación nuclear o radiactiva. 55

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 2. Aplicación de protocolos de protección radiológica operacional

• La obtención de datos de apoyo para la realización de estudios sobre tendencias de exposición en distintos sectores para identificar áreas en las que pudiera ser necesario establecer estrategias para reducir las dosis ocupacionales. • La obtención de datos de apoyo para la realización de estudios epidemiológicos en distintas poblaciones de trabajadores expuestos. El BDN es una herramienta básica para el CSN especialmente en el ámbito del control regulador de la exposición ocupacional, además de para la elaboración de los informes que se requieren al CSN, tanto a nivel nacional (Congreso de Diputados y Senado) como a nivel internacional (Naciones Unidas, Unión Europea, etc.). Con la aprobación de la Directiva 2013/59/Euratom, en la que se establecen las normas básicas de protección radiológica de la Unión Europea, todos sus Estados miembros quedan obligados a implantar un sistema nacional de archivo de las dosis ocupacionales similar al BDN. El historial dosimétrico de todos los trabajadores de categoría A figurará también en su historial médico. El historial dosimétrico de estos trabajadores contendrá las dosis mensuales, las acumuladas en cada año oficial y las acumuladas durante cada periodo de cinco años oficiales consecutivos. Esto es diferente en el caso de trabajadores de la categoría B, ya que se registrarán con un dosímetro las dosis anuales que reciban, así como las dosis estimadas mediante dosimetrías de área que se llevarán a cabo periódicamente en la zona de trabajo.

2.7.4.  Prevención a la exposición Quizá el aspecto más importante dentro de la protección radiológica sea establecer mecanismos de prevención contra la exposición de las radiaciones ionizantes. En ese sentido, el artículo 19 del Real Decreto 1085/2009, de 3 de julio, establece las siguientes medidas básicas: • Evaluación previa de las condiciones de trabajo para determinar la naturaleza y magnitud del riesgo radiológico asociado, tanto reales como potenciales, cuantificándolos en términos de dosis asociados al funcionamiento normal de la instalación y en caso de accidente. • La clasificación, señalización, vigilancia, limitación de accesos y condiciones de trabajo en función del riesgo de exposición a las radiaciones ionizantes. • Delimitación y señalización de las zonas de trabajo, de modo que quede manifiesto el riesgo de exposición existente en ellas.

56

Módulo 03: Protección radiológica

• Establecimiento de los medios físicos y/o administrativos necesarios para que el acceso a zona controlada, cuando los equipos de rayos X estén en funcionamiento, quede restringido a los trabajadores expuestos adscritos a la instalación. • Clasificación radiológica de los trabajadores expuestos, pues los trabajadores expuestos se clasifican en dos categorías, A o B, en función de las condiciones en que se desarrolle su trabajo y de la dosis que puedan recibir como consecuencia de este. • Establecimiento de normas y procedimientos de trabajo adecuados a la clasificación radiológica de las distintas zonas de trabajo y a la de los trabajadores que desarrollan en ellas su actividad laboral. Estas normas deben estar escritas, ser conocidas y cumplidas por todo el personal de la instalación. • Formación e instrucción, inicial y periódica a los trabajadores expuestos en relación con los riesgos radiológicos asociados a su trabajo y con las normas y procedimientos a aplicar para el adecuado desarrollo de este.

2.7.5.  Fuentes de radiación y riesgos radiológicos en imagen para el diagnóstico (ID), radioterapia (RT), medicina nuclear (MN), radiofrecuencia (RF) y laboratorio (LAB)

En las instalaciones sanitarias se pueden presentar riesgos radiológicos de irradiación externa y contaminación radiactiva, que puede ser interna o externa. A continuación, se detalla en cada tipo de instalación los riesgos que se pueden presentar y las fuentes de radiación más habituales.

2.7.5.1.  Radiodiagnóstico Son aquellos servicios o unidades en los que se utilizan de forma habitual equipos de rayos X para el diagnóstico por imagen. El riesgo que podemos encontrarnos en este tipo de instalaciones es el de irradiación externa que se produce cuando los equipos dotados de tubos de rayos X están funcionando, como, por ejemplo, los equipos de: • Radiografía convencional • Radiografía y fluoroscopia • Radiología intervencionista • TC • Densitometría ósea • Litotricia con localización por rayos X

57

2.7.5.2.  Radioterapia El riesgo de irradiación externa es el más habitual en estas instalaciones, aunque en el caso de radioterapia metabólica se añade el riesgo de contaminación. Las fuentes de radiación más usadas son: • Equipo de rayos X para terapia • Equipo de rayos X para simulación de tratamiento • Equipo de telecobaltoterapia • Acelerador de electrones • Emisores gamma usados en braquiterapia

2.7.5.3.  Medicina nuclear, radiofarmacia y laboratorios Los posibles riesgos que podemos encontrarnos en las instalaciones de medicina nuclear y en los laboratorios que utilicen fuentes no encapsuladas son los de irradiación externa, así como el de contaminación interna y externa. En los laboratorios de radioinmunoanálisis, el riesgo de irradiación externa es bajo y en aquellos donde solo se manipule tritio el peligro será de contaminación. Las fuentes de radiación consisten en los radionucleidos, emisores de radiación beta y gamma que se hallan en ciertas áreas, como: • Salas de preparación y administración de monodosis del radiofármaco • Laboratorios en los que se usen fuentes de radiación • Almacén de residuos • Unidades de radiofarmacia • Zonas de adquisición de imagen • Sala de pacientes a los que se les haya administrado radiofármacos, así como los aseos disponibles para ellos • Habitaciones de hospitalización para pacientes sometidos a tratamiento de radioterapia metabólica 58

Módulo 03: Protección radiológica

Riesgos radiológicos

Radiodiagnóstico

Irradiación externa cuando funcionan rayos X Riesgo habitual

Irradiación externa

En radioterapia metabólica

Irradiación externa y contaminación

Medicina nuclear y laboratorios que usen fuentes no encapsuladas

Irradiación externa y/o contaminación interna y externa

Laboratorios de radioinmunoanálisis

Riesgo de irradiación externa bajo

Laboratorios donde se manipule tritio

Riesgo de contaminación

Radioterapia

Medicina nuclear, radiofarmacia y laboratorios

2.7.6.  Medidas a tomar en la protección operacional Una adecuada prevención, vigilancia y control de las exposiciones son primordiales para garantizar la protección operacional de los trabajadores expuestos a la radiación. Para poder conseguir esto, hay que tomar las siguientes medidas: Llevar a la práctica una evaluación inicial de la zona de trabajo. Así se estudiará el riesgo radiológico que pueda haber. Realizar una clasificación de los lugares de trabajo, teniendo en cuenta las dosis anuales previstas y la naturaleza del riesgo.

Llevar a cabo una clasificación de los trabajadores expuestos en función de sus condiciones de trabajo. Cumplir las distintas normativas y medidas de vigilancia en las zonas de trabajo y en las categorías de trabajadores (dosimetría de área y dosimetría individual, respectivamente).

Proceder con la vigilancia sanitaria de los trabajadores siguiendo las directrices de la legislación.

59

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 2. Aplicación de protocolos de protección radiológica operacional

2.7.7.  Clasificación y señalización de zonas

Cuando trabajamos con radiaciones ionizantes, los lugares de trabajo se clasificarán dependiendo del riesgo de exposición que se tenga en diferentes zonas. Dicha clasificación deberá ser actualizada y estar correctamente señalizada. Solo podrán acceder a estas zonas el personal autorizado. Las zonas se clasifican en zona controlada y zona vigilada.

2.7.7.1.  Zona controlada En esta zona cabe la posibilidad de recibir una dosis efectiva superior a 6 mSv/año oficial o una dosis equivalente superior a 3/10 de algunos de los límites para el cristalino, la piel y las extremidades. A su vez, estas zonas se pueden dividir en las siguientes: •  Zona controlada libre: corresponde con lo dicho anteriormente. • Zona controlada de permanencia limitada: existe el riesgo de recibir una dosis superior a los límites de dosis fijados para los trabajadores. •  Zona controlada de permanencia reglamentada: existe el riesgo de, en breves periodos de tiempo, recibir dosis superiores a los límites de dosis fijados para los trabajadores, y que, por lo tanto, se necesitan prescripciones especiales. • Zona controlada de acceso prohibido: existe el riesgo de en una sola exposición recibir dosis superiores a los límites de dosis fijados para los trabajadores.

2.7.7.2.  Zona vigilada En esta zona existe la posibilidad de recibir dosis efectivas superiores a 1 mSv por año oficial o una dosis equivalente superior a 1/10 de los límites de dosis equivalentes para el cristalino, la piel y las extremidades.

60

Zona vigilada

1 mSv/a < dosis < 6 mSv/a o 3/10 límite dosis TE

Zona controlada

Dosis > 6 mSv/a o 3/10 límite dosis TE

Zona controlada de permanencia limitada

Dosis anual > límite dosis TE

Zona controlada de permanencia reglamentada

Dosis periodos cortos > límite dosis TE

Zona controlada de acceso prohibido

Dosis única exposición > límite dosis TE

Módulo 03: Protección radiológica

2.7.7.3.  Señalización de las zonas El riesgo de irradiación estará señalizado con el símbolo internacional: un trébol enmarcado por una orla rectangular del mismo color que el símbolo y de idéntica anchura que el diámetro del círculo interior del mismo. Los colores de los tréboles indicarán la clasificación de la zona. En orden creciente al riesgo asociado, estos son: • Gris azulado: zona vigilada • Verde: zona controlada de permanencia libre • Amarillo: zona controlada de permanencia limitada • Naranja: zona controlada de permanencia reglamentada • Rojo: zona de acceso prohibido

Zona vigilada

Zona controlada

Zona de permanencia limitada

Zona de permanencia reglamentada

Zona de acceso prohibido Cuando exista solamente riesgo de radiación externa, el trébol vendrá rodeado de puntas radiales. En cambio, si el riesgo es de contaminación, el trébol irá sobre campo punteado. Si existen ambos riesgos irá rodeado de puntas radiales y sobre campo punteado. Además, en la parte superior de la señal una leyenda nos indicará el tipo de zona, y en la inferior otra el tipo de riesgo. Dichas señales se colocarán visiblemente en la entrada y en lugares significativos de las zonas.

61

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 2. Aplicación de protocolos de protección radiológica operacional

ZONA VIGILADA 1 mSv/a < dosis < 6 mSv/a (o 3/10 lím. hetero. TE) ZONA CONTROLADA Dosis < 6 mSv/a (o 3/10 lím. hetero. TPE)

Gris azulado

Verde

PERMANENCIA LIMITADA Dosis anual > límites TPE PERMANENCIA REGLAMENTADA Dosis periodos t > límites TPE ACCESO PROHIBIDO Dosis única exposición > límites TPE

Amarillo

Naranja

Rojo

2.7.8.  Clasificación de los trabajadores expuestos Por razones de vigilancia y control, los trabajadores expuestos a las radiaciones ionizantes se clasifican en dos categorías. La pertenencia a una categoría u otra dependerá del riesgo que corra mientras realiza su trabajo. No podrán asignarse a menores de 18 años tareas que pudieran convertirlo en un trabajador expuesto. • Categoría A: esta categoría incluye a aquellas personas que pueden recibir una dosis efectiva superior a 6 mSv/año oficial o una dosis equivalente superior a 3/10 de alguno de los límites de dosis equivalente fijados en el RPSRI para el cristalino, la piel o extremidades. • Categoría B: a dicha categoría pertenecen las personas a las que es muy improbable que reciban una dosis efectiva superior a 6 mSv/año oficial o una dosis equivalente superior a 3/10 de alguno de los límites de dosis fijados en el RPSRI para el cristalino, la piel o extremidades.

62

Módulo 03: Protección radiológica

2.8.  Vigilancia del ambiente de trabajo

Nos referimos al conjunto de medidas que deben establecerse con objeto de comprobar con la periodicidad necesaria que tanto las dosis recibidas como los niveles de riesgo existentes en las diferentes zonas de trabajo están dentro de los límites correspondientes a cada zona. La vigilancia radiológica del ambiente del trabajo comprenderá: • La medición de las tasas de dosis externas, especificando la naturaleza y calidad de las radiaciones. • La mediación de concentraciones de actividad en el aire y la contaminación superficial especificando la naturaleza de las sustancias radiactivas contaminantes y sus estados físicos y químicos. Los documentos correspondientes al registro, evaluación y resultado de dicha vigilancia deberán ser archivados por el titular de la práctica, quien los tendrá a disposición de la autoridad competente. Cuando sea adecuado estas medidas se utilizarán para estimar las dosis individuales.

2.9.  Normas de protección de personas en formación, de familiares y del público

2.9.1.  Normas de protección para personas en formación y estudiantes

Las condiciones de exposición y la protección operacional de las personas en formación y de los estudiantes mayores de 18 años serán equivalentes a las de los trabajadores expuestos de categoría A o B. Para las personas en formación y de los estudiantes menores de 18 y mayores de 16, años serán equivalentes a las de los trabajadores expuestos de categoría B.

2.9.2.  Medidas

de protección para familiares los miembros del público

La protección para familiares y miembros del público se realizará mediante una serie de medidas y controles para que las prácticas se lleven a cabo de acuerdo con los principios fundamentales de la protección radiológica de la población. La contribución de las prácticas a la exposición de la población deberá mantenerse, por tanto, en el valor más bajo que sea razonablemente posible, teniendo en cuenta factores económicos y sociales. Asimismo, se evitarán o reducirán al mínimo razonable la evacuación 63

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 2. Aplicación de protocolos de protección radiológica operacional

al medio ambiente de efluentes radiactivos, debiendo mantenerse por debajo de los límites establecidos en el RPSRI. El titular de la práctica deberá realizar los estudios oportunos que confirmen que el riesgo de exposición de la población no es significativo. Será responsable de la evaluación, consecución, mantenimiento, puesta en marcha de equipos y servicios, comprobación de estos y registro de las mediciones y estimación de dosis que pudieran ser recibidas en régimen de funcionamiento normal y en caso de accidente, que estará adecuada al riesgo que impliquen las actividades.

• No aptos: no podrán trabajar con radiaciones ionizantes.

2.10.  Vigilancia

Si en algún momento un trabajador supera alguno de los límites de dosis establecidos, se llevará a cabo una vigilancia médica especial. El Servicio de Prevención que se encargue de la vigilancia establecerá las condiciones posteriores de exposición para el trabajador.

sanitaria de los trabajadores expuestos

Esta vigilancia sanitaria está basada en los Principios Generales de Medicina del Trabajo y en la Ley sobre Prevención de Riesgos Laborales.

2.10.1.  Exámenes de salud Los trabajadores de la categoría A tendrán que realizar un examen de salud previo antes de comenzar a trabajar con radiaciones ionizantes. Por el contrario, no es necesario que los trabajadores de categoría B pasen tal examen. Además, los trabajadores de la categoría A deberán someterse a exámenes de salud periódicos como mínimo cada doce meses y siempre que se considere necesario, ya sea por las condiciones de trabajo o por cualquier incidente. Tras el reconocimiento médico, los trabajadores se clasificarán en: • Aptos: pueden realizar cualquier trabajo con radiaciones ionizantes. •  Aptos en determinadas condiciones: el médico indicará los criterios a los que deba someterse el trabajador para realizar determinadas tareas con radiaciones ionizantes. 64

Historial médico A los trabajadores de la categoría A se les abrirá un historial médico en el que aparecerán los resultados de los exámenes de salud y el historial dosimétrico. El historial médico se archivará hasta que el trabajador alcance los 75 años y nunca por un periodo inferior a 30 años, contados a partir de su cese como trabajador expuesto. Dicho historial estará a disposición tanto del propio trabajador como de la autoridad competente.

65

3

DETECCIÓN DETECCIÓN DE LA RADIACIÓN

Módulo 03: Protección radiológica

3.1.  Magnitudes y unidades radiológicas Dependiendo del campo de radiología, se pueden clasificar las magnitudes radiológicas de distinta manera. En este tema veremos las magnitudes dosimétricas, que son las relacionadas con el depósito energético de la radiación, y las magnitudes de radioprotección, las que se asocian al efecto biológico producido.

3.1.1.  Magnitudes y unidades dosimétricas 3.1.1.1.  Exposición Esta magnitud se emplea solamente para un haz o campo de fotones, radiación X o gamma, en un medio concreto, el aire. Este concepto mide la capacidad que posee un haz de rayos X para ionizar una masa de aire, es decir, la facultad de los fotones de ionizar de forma indirecta la materia. Con las técnicas de las que disponemos actualmente es complicado medir la exposición en el caso de energías inferiores a unos pocos keV y las que estén por encima de algunos MeV. Esta magnitud se representa con el símbolo X y se define como: X =

dQ dm

Siendo dQ el valor de la carga de todos los iones de igual signo que han originados en el aire, cuando todos los electrones liberados por los fotones absorbidos en la masa dm sean detenidos en el aire. El valor de dQ no nos sirve para la ionización que se produzca tras la reabsorción de la radiación de frenado y la que proviene de los fotones que se hallan diseminados. En el primer caso, solo se da en el caso de energías altas, mientras que en el segundo se deben aplicar factores de corrección. Básicamente, esta magnitud se emplea para medir la radiación que recibe un chasis o la piel de un paciente. Sin embargo, en el caso de los pacientes, no aporta demasiada información al no tener en cuenta la radiosensibilidad de los tejidos y órganos que atraviesa el haz de rayos X. La unidad de medición de la exposición es el culombio (C) por cada kg de aire (C/kg). No obstante, anteriormente se usaba otra unidad de medida, ya obsoleta, el roentgen (R). Fue en 1975 cuando la ICRU recomendó el empleo de las unidades del Sistema Internacional de Unidades (SI) para esta magnitud. La equivalencia entre ambas unidades es la siguiente: 1 C/Kg = 3876 R 1 R = 2,58 · 10-4 C/kg La magnitud de exposición cada vez se está usando menos, pues está perdiendo interés. Por un lado, es compleja la relación que existe entre el roentgen y el culombio, lo que dificulta la medición. Por otro lado, la exposición tiene la limitación de que solo sirve para los fotones en el aire. En su defecto, se emplea el kerma para hallar los niveles de terapia y la dosis equivalente en los niveles de protección.

67

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 3. Detección de la radiación

En algunas ocasiones es preferible mejor la cantidad de exposición en un punto durante un tiempo determinado. Para ello se emplea la tasa de exposición: X=

dX dt

Se define como la variación de la exposición (dX) en un intervalo de tiempo (dt). La unidad en el SI es el C/kg · s para la tasa de exposición, y la unidad antigua el R/s. Dependiendo de los niveles de radiación se utilizan otras unidades de tiempo como la hora (h) y el minuto (min).

3.1.1.2.  Kerma El nombre de esta magnitud radiológica deriva de las iniciales de la definición inglesa Kinetic Energy Released per Unit Mass (energía cinética transferida por unidad de masa), y se introdujo en 1962 ante las limitaciones de la magnitud de exposición. El kerma se puede aplicar a las radiaciones indirectamente ionizantes, es decir, sin carga eléctrica, como los fotones y neutrones.

¡RECUERDA! Un haz de fotones que interacciona con un material pierde energía y la transfiere a los electrones liberados (partículas cargadas secundarias).

El kerma se define como el cociente entre la suma de todas las energías cinéticas iniciales de todas las partículas ionizantes cargadas (dEtr), liberadas por partículas ionizantes no cargadas en un material de masa dm:

K=

68

dEtr dm

Módulo 03: Protección radiológica

Anteriormente se empleaba el rad, pero a partir de 1985 se emplea la unidad del SI, el gray (Gy). La relación de ambas unidades es: 1 rad = 0,01 Gy 1 Gy = 100 rad El kerma posee dos características que hacen que su uso sea más atrayente en comparación con la magnitud de exposición. Por un lado, se pueden emplear tanto en neutrones como en fotones. Por otro lado, sus valores numéricos (al estar expresados en gray) se parecen a los correspondientes a la dosis absorbida en aire, en agua o en tejido biológico blando con partículas cargadas en equilibrio. La tasa de kerma se define como la variación del kerma (dK) en un intervalo de tiempo (dt): dK · K = dt La unidad de la tasa de kerma en el SI es el Gy/s o cGy/s.

3.1.1.3.  Dosis absorbida Expresa la cantidad de energía absorbida por unidad de masa de un material. Es una magnitud genérica, definida para cualquier tipo de radiación y material, que se utiliza en radiobiología debido a que es una excelente magnitud para estimar el daño producido por la radiación en un órgano que ha sido irradiado por un tipo específico de radiación. La dosis absorbida (D) en un material dado se define (ICRU, 1998) como:

D=

d 3dm

Donde d3- es la energía media impartida por la radiación a un material de masa dm. Es decir, 3- representa la energía neta que permanece en el volumen de materia considerado. Igualmente, la tasa de dosis absorbida será: dD · D= dt

69

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 3. Detección de la radiación

3.1.1.4.  Relación entre kerma y dosis absorbida A continuación, vamos a explicar brevemente la relación existente entre el kerma y la dosis absorbida en función de la masa de la que dispongamos. Supongamos que la radiación gamma ha irradiado una pequeña cantidad de materia aislada (dm). El kerma consistirá en la suma de la energía cinética de todas las partículas cargadas que han sido liberadas. De toda esta energía, solamente una fracción será absorbida por la masa, la dosis absorbida. En circunstancias similares, el kerma será siempre mayor. Por otro lado, podemos encontrarnos el caso de que la masa no está aislada, sino que está rodeada por una gran cantidad de masa de la misma naturaleza. Tras la radiación, la energía que se escapa de la dm se compensa por otras partículas que proceden de la materia que la rodea, penetrando así en la dm. A esto se le conoce como equilibrio electrónico, pues el kerma y la dosis absorbida son iguales. Si no hay equilibrio, su relación resulta más complicada.

3.1.1.5.  Magnitudes de interés en dosimetría de pacientes de radiología La oncología radioterápica, la medicina nuclear y la radiología son las tres especialidades médicas en las que se administra como fin terapéutico o diagnóstico radiación a los pacientes. Los pacientes que reciben tratamientos de medicina nuclear o radioterapia tienen que asistir al módulo específico, mientras que en la radiología (ya sea general o intervencionista) no es usual la dosimetría de forma individual, salvo casos aislados. A continuación, vamos a describir brevemente dos magnitudes dosimétricas empleadas para la estimación de dosis en exploraciones de radiodiagnóstico. Kerma en aire en la superficie de entrada (KASE) El kerma en aire hace referencia a la dosis del haz de radiación sobre el paciente a una distancia determinada (DFP) del foco de radiación y sobre el eje de dicho haz, sin el empleo de ningún elemento retrodispersor. En otras palabras, solamente tendremos en cuenta la radiación incidente y no la dispersada por el propio paciente.

¡RECUERDA! Las unidades de kerma se miden en Gy. 70

Módulo 03: Protección radiológica

Dosis en aire de la superficie de entrada (DSE) Es la dosis que se mide a través de la piel del paciente teniendo en cuenta la radiación incidente y la retrodispersada por dicho paciente. Esta magnitud está directamente relacionada con el kerma en aire. De hecho, en condiciones de equilibrio electrónico, podemos sacar la relación:

DSE (Gy) = F · KASE (Gy) Con F nos referimos a un factor adimensional denominado de retrodispersión. Su valor cambia en función del material donde incide la radiación, de la calidad y energía de esta y del tamaño del campo. Para las condiciones normales del radiodiagnóstico (excepto en mamografía), un valor aproximado del factor de retrodispersión es 1,35, de manera que:

DSE (Gy) = 1,35 · KASE (Gy)

El Real Decreto 1976/1999 de 23 de diciembre, por el que se establecen los criterios de calidad en radiodiagnóstico, especifica los valores de referencia en exploraciones para adultos en términos de la dosis en superficies de entrada (DSE).

Tipo de exposición

Dosis superficie a la entrada (DSE) (mG )

Abdomen AP

10,0

Columna lumbar AP/PA

10,0

Columna lumbar L

30,0

Columna lumbosacra L

40,0

Cráneo AP

5,0

Cráneo L

3,0

Cráneo PA

5,0

Mamografía

10,0

Pelvis AP

10,0

Tórax L

1,5

Tórax PA

0,3 71

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 3. Detección de la radiación

3.1.2.  Magnitudes y unidades utilizadas en radioprotección Las magnitudes dosimétricas que hemos visto hasta ahora son magnitudes físicas que se encargan de medir la cantidad de energía que se acumula en el medio irradiado, sin tener en cuenta las consecuencias biológicas que provocan. Cuando la radiación incide en un organismo vivo, no siempre produce las mismas consecuencias o lesiones, pues influyen distintos factores. En el proceso interviene la cantidad de dosis recibida, el tipo de radiación (si se trata de partículas o fotones), la tasa de dosis (dosis por unidad de tiempo), incluso las condiciones que haya en el momento de la irradiación, tales como temperatura interna o ciertos factores biológicos. En suma, no siempre obtendremos el mismo efecto biológico con la misma dosis absorbida. Por este motivo es necesario crear nuevas magnitudes que permitan evaluar la calidad de las radiaciones en función del detrimento biológico que causen.

3.1.2.1.  Eficacia biológica relativa y factor de calidad A la relación que existe entre la dosis necesaria de dos radiaciones distintas para producir un mismo efecto biológico se denomina eficacia biológica relativa (EBR). Para conseguir los valores de esta magnitud, hay que tomar como referencia una de las radiaciones, obteniendo así el valor relativo de eficacia de la otra con respecto a esta. Por tanto:

EBR =

dosis radiación de referencia dosis radiación a estudiar

Si obtenemos un valor de EBR mayor a 1, necesitaremos menos dosis de radiación a estudiar para producir un mismo efecto que la de referencia, por lo que, por ende, su capacidad lesiva será mayor. Para poder usar este concepto adecuadamente, tenemos que conocer la calidad de una radiación para valorar qué efectos biológicos puede llegar a producir. Por este motivo, en la publicación n.o 60 de la ICPR se introdujo el factor de calidad Q de la radiación, cuya finalidad era ponderar la eficacia biológica de las partículas cargadas generadas en el proceso de absorción de energía.

72

Módulo 03: Protección radiológica

3.1.2.2.  Dosis equivalente en un punto (H) y dosis equivalente en un órgano (HT) Denominamos a la dosis equivalente en un punto (H) de un órgano o de un tejido a la relación: H=Q·D Donde Q es el factor de calidad dependiente de la radiación y D la dosis absorbida por el medio. La unidad de dosis equivalente en el SI es el J/kg y se denomina sievert (Sv). Anteriormente se empleaba la unidad rem, ya en desuso: 1 Sv = 100 rem = 100 cSv No obstante, el concepto realmente interesante a efectos de protección radiológica no es el de dosis equivalente en un punto, sino su valor promedio de un órgano o tejido. La magnitud que representa este valor promedio es la dosis equivalente en un órgano o tejido (HT), definiéndose como: HT = ∑ WR · DT, R R

Esta expresión supone un sumatorio para los distintos tipos de radiación que puedan concurrir. Con DT∙R hacemos referencia al promedio de dosis absorbida de radiación del tipo R en un tejido T. El factor de ponderación WR depende del tipo de radiación R y su valor va en función de la eficacia biológica que presente esta radiación. A mayor eficacia, mayor valor de WR. Los valores de WR en vigor vienen especificados en la tabla 4. La unidad de HT es también el sievert (Sv). Tabla 4. Valores de WR en vigor.

Tipo de radiación

Factor WR de ponderación de la radiación

Fotones (X o )

1

Electrones o muones

1

Protones y piones cargados

2

Partículas alfa, fragmentos de fisión y iones pesados

20

Neutrones

Curva continua función de la energía de los neutrones

Fuente: Recomendaciones de la ICRP (2007). Publicación 103.

73

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 3. Detección de la radiación

Es lógico pensar que las partículas alfa y los iones pesados muestren valores más altos de WR. Al ser partículas con una carga eléctrica elevada, poseen una mayor capacidad de interaccionar con la materia y depositar la energía, por lo que disponen de una eficacia biológica superior.

3.1.2.3.  Dosis efectiva (E) Los límites de dosis que marca la legislación están establecidos con un motivo: asegurar que haya poca probabilidad de que aparezcan efectos clínicos derivados de las radiaciones. Las magnitudes que se emplean en radioprotección sirven para especificar dichos límites. La aparición de un efecto biológico radioinducido no depende solo de la cantidad de radiación absorbida y del tipo o calidad de la radiación, sino también del órgano o tejido del que se trate. La radiosensibilidad de un tejido es una característica intrínseca del mismo. Debido a todo esto, se creó en 1991 (publicación n.o 60 de la ICRP) una nueva magnitud llamada dosis efectiva (E), que tuviera en cuenta la radiosensibilidad de cada uno de los órganos en una irradiación de cuerpo entero. Esta magnitud se definió como: E = ∑ WT · ∑ WR · DT, R = ∑ WT · HT T

R

T

En esta ecuación, WT es el factor de ponderación tabulado para cada órgano o tejido. Los valores en vigor de este factor se muestran en la tabla 5. Tabla 5. Valores de WT en vigor.

Factor de ponderación de los tejidos WT

Contribución total ∑ WT

Pulmones, estómago, médula ósea y mamas, entre otros

0,12

0,72

Gónadas

0,08

0,08

Tiroides, esófago, vejiga e hígado

0,04

0,16

Superficie ósea, piel cerebro y glándulas salivales

0,01

0,04

Órgano/tejido

Fuente: Recomendaciones de la ICRP (2007). Publicación 103.

74

Módulo 03: Protección radiológica

3.2.  Detección y medida de la radiación Como se ha comentado anteriormente, el ser humano no puede detectar la radiación ionizante, por lo que ha de valerse de dispositivos de medida que permitan detectarla y cuantificarla. Hoy día podemos encontrar una gran diversidad de estos dispositivos, llamados detectores. Se han desarrollado muchos tipos de detectores de radiación, pero todos cuentan con una característica común: proporcionan una señal precisa e inequívoca a un estímulo externo, como la radiación, que puede ser visual o un impulso eléctrico medible. Dependiendo de esta respuesta, así se clasificarán los diversos tipos de detectores.

3.2.1.  Fundamentos físicos de la detección 3.2.1.1.  Eficiencia La eficiencia de un detector se mide en eficiencia extrínseca e intrínseca. Para que el detector pueda darnos una respuesta, es primordial que tenga contacto con la radiación. Sin embargo, debemos tener en cuenta que no todas las partículas de radiación emitidas por la fuente llegan al detector. Para obtener la eficiencia extrínseca:

Eficiencia extrínseca (EE) =

n.o de partículas que llegan al detector n.o de partículas totales emitidas

Por otro lado, no todas las partículas que alcanzan el detector consiguen interaccionar con él y provocar una señal, por lo que debemos calcular la eficiencia intrínseca de la siguiente forma:

Eficiencia intrínseca (EI) =

n.o de partículas que interaccionan y dan señal n.o de partículas que llegan al detector

PARTÍCULAS ALFA

FOCO

Eficiencia extrínseca.

DETECTOR

UMBRAL DE ENERGÍA

Eficiencia intrínseca.

VALORES DE ENERGÍA

75

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 3. Detección de la radiación

3.2.1.2.  Tiempo muerto Con tiempo muerto nos referimos al tiempo que necesita el dispositivo para registrar una señal. Hasta que no la contabilice completamente, no puede detectar un nuevo impulso.

3.2.1.3.  Resolución en energía Los detectores cuentan con diferencias entre sí, no todos son iguales. Algunos de ellos solo son capaces de registrar la cantidad de radiación emitida. Otros, sin embargo, reconocen la naturaleza y la energía de la radiación, además de la cantidad, clasificando las partículas incidentes según su energía. A esta técnica para tasar la concentración o la cantidad de partículas determinadas se le llama espectrometría y espectro energético característico al gráfico de esa radiación concreta. La resolución en energía es, entonces, la capacidad que posee un detector de diferenciar y distinguir entre valores energéticos similares.

3.2.1.4.  Sensibilidad, precisión y exactitud Estos términos hacen referencia a propiedades que poseen los detectores. Cada clase de detector es sensible a cierto tipo de radiación y a cierto intervalo de energía. Como pueden llegar a confundirse debido a su similitud, vamos a ver en qué consisten. La sensibilidad de un detector es su capacidad para hallar emisiones de radiación poco intensas. Sin embargo, que un detector sea sensible no quiere decir que sea preciso. Llamamos precisión a la capacidad que tiene un detector de proporcionar un valor con la mínima ambigüedad posible. No obstante, existe la posibilidad de que nos encontremos con un detector que sea sensible y preciso, pero no exacto. Por último, la exactitud está relacionada con el rigor que proporcione el detector de una medida con respecto a su valor real. Con estos datos podemos concluir que un detector preciso y exacto tendrá un óptimo rendimiento.

3.2.2.  Detectores de ionización gaseosa Estos detectores contienen un gas no conductor de electricidad almacenado en un recipiente cuyas paredes han de ser tan delgadas como sea posible para no interferir con la radiación que llega. Los iones positivos y negativos (electrones), producidos por la radiación dentro del gas, se recogen directamente en un par de electrodos a los que se aplica un alto voltaje. El principio de funcionamiento de un detector de este tipo se basa en la señal que se obtiene cuando la radiación ioniza el gas almacenado dentro del dispositivo. En la cavidad interna del detector, además del gas, se encuentran dos electrodos. Este dispositivo constituye un condensador de capacidad C. Si empleamos una diferencia de potencial ∆V (tensión de polarización), los dos electrodos adquirirán una carga eléctrica +Q y –Q, respectivamente, de valor absoluto Q = C ∙ ∆V, la cual se mantendrá constante mientras el gas no sea conductor. Cuando la radiación ioniza el gas, este deja de ser aislante, por lo que los electrones y los iones positivos son atraídos hacia los dos electrodos cargados, almacenándose allí. Lógicamente, este aumento de la carga de signo contrario en los electrodos producirá una neutralización de la carga original y una disminución de su valor: Q’ = Q – n ∙ e Siendo n el número de electrones recolectados y e su carga eléctrica. 76

Módulo 03: Protección radiológica

Esta disminución de carga dependerá siempre de la cantidad de radiación incidente que haya originado el fenómeno. Por tanto, si se puede medir este descenso de carga, se podrá conocer el volumen de ionizaciones que se han producido y, en consecuencia, correlacionarlo con la cantidad de radiación incidente. Si modificamos la tensión de polarización obtendremos una oscilación de la intensidad del campo eléctrico interno. Dependiendo de cuáles sean los valores de dicho campo, reconoceremos los distintos tipos de detectores de ionización gaseosa. Si la tensión es baja, el campo eléctrico será débil y tendrá lugar el fenómeno de recombinación de las cargas ionizadas por la radiación, por lo que no hay flujo de iones hacia los electrodos ni se obtiene ningún tipo de señal. Por tanto, para que un dispositivo de estas características pueda llegar a cumplir con su función de detector, la tensión y el campo eléctrico han de sobrepasar unos valores mínimos. Si la fuente que suministra la tensión de polarización es variable, se puede ajustar el campo eléctrico. Así, según sea el rango de trabajo de la tensión, variará la amplitud de la señal obtenida. Los valores de la tensión de polarización y, por tanto, del campo eléctrico interno determinarán el tipo de detector de ionización gaseosa.

Cámara de ionización

Contador proporcional

Contador Geiger ¡RECUERDA! Los detectores de ionización gaseosa miden la señal eléctrica producida tras la ionización del gas almacenado en su interior por la radiación incidente.

77

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 3. Detección de la radiación

3.2.2.1.  Cámaras de ionización (CI) Las cámaras de ionización (CI) trabajan con tensiones bajas, aunque los valores empleados han de estar por encima del umbral requerido para evitar la recombinación de las cargas. El campo eléctrico es el necesario para que puedan recolectarse en los electrodos los pares ion-electrón generados por las partículas incidentes. Como la señal que se obtiene en las CI es muy tenue, pues los impulsos son de poca amplitud o las corrientes eléctricas son de baja intensidad, es irremediable el uso de dispositivos electrónicos para amplificarla. La amplitud de los pulsos en la zona de saturación es independiente (se mantiene constante) de la tensión aplicada, solo depende de la carga liberada por la partícula ionizante.

3.2.2.2.  Contadores proporcionales A diferencia de las CI, los contadores proporcionales son empleados para valores mayores de la tensión, en los que la amplitud del pulso aumenta. Al incrementar la tensión aparece el fenómeno de multiplicación de carga, que da lugar a una intensidad mayor del campo eléctrico interno y, en consecuencia, a una subida de la energía de los pares ion-electrón liberados. Al ser más energéticos en su recorrido hacia los electrodos, los iones y electrones producen ionizaciones secundarias, pero proporcionales (de ahí su nombre), que pueden llegar a multiplicar el número de electrones por factores elevadísimos. Este fenómeno, denominado también avalancha electrónica, da lugar a pulsos de señal muy altos. El número de electrones que llegan al ánodo se mantiene proporcional a la energía inicial. La corriente eléctrica generada en el ánodo puede medirse finalmente.

3.2.2.3.  Contadores Geiger Son los detectores que trabajan con tensiones de polarización más elevadas. Los Geiger son ideales para detectar haces de radiación muy tenues, pero al mismo tiempo impiden distinguir el origen de la energía. Por este último motivo los detectores Geiger no son espectrómetros de energía. Debido a la intensidad de los campos eléctricos, se produce una transitoria excitación atómica, la cual termina con la emisión de un fotón de luz ultravioleta. Dicho fotón genera nuevas avalanchas de ionización que se añaden a las iniciales, de forma que el impulso de la señal obtenida es muy alto. 78

Módulo 03: Protección radiológica

Si aumentamos la tensión a valores superiores, tendrá lugar el efecto de descarga continua. En estos casos la intensidad del campo eléctrico es tal que se producen ionizaciones incluso en ausencia de radiación incidente. Por tanto, cuando un dispositivo opera en este rango de tensión de polarización deja de funcionar como detector de radiación.

¡RECUERDA! Para tensiones de polarización muy bajas (efecto de recombinación) o excesivamente altas (efecto de descarga continua) los dispositivos no pueden funcionar como detectores.

3.2.3.  Detectores de semiconductores Según la capacidad que posean de conducir la corriente los sólidos cristalinos, diferenciamos tres categorías: conductores, aislantes y semiconductores. Vamos a exponer el comportamiento de cada uno con ayuda de la teoría de bandas energéticas, la cual permite explicar la conducción de electricidad en los metales. Los electrones de un átomo aislado ocupan distintos niveles energéticos. Cuando se unen para formar una estructura cristalina, estos niveles se distorsionan provocando las bandas energéticas. Una de ellas es la banda de conducción y la otra, banda de valencia. Se organizan en orden creciente y están separadas por un espacio intermedio llamado banda prohibida.

Energía

Banda de conducción

Banda de valencia Conductor Semiconductor

Aislante 79

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 3. Detección de la radiación

En un material conductor la mayoría de los electrones se sitúa en la banda de conducción. Los electrones se mueven libremente por esta banda y pueden provocar impulsos sin que haya radiación. Por el contrario, en un material aislante los electrones ocupan la banda de valencia. Al ser la banda prohibida muy ancha e infranqueable energéticamente, no podrán acceder a la de conducción. Por estos motivos ninguno de estos dos tipos de materiales nos servirá para detectar la radiación. Sin embargo, nos quedan los materiales semiconductores. En condiciones normales se comportan como aislantes, pero como la banda prohibida es estrecha, la radiación incidente puede provocar un depósito energético en los electrones. De esta forma, estos podrán traspasar la barrera energética, llegando por fin a la banda de conducción. En estos materiales solo hay transferencia electrónica entre bandas si aparece un estímulo externo. Por esto mismo son unos estupendos detectores de radiación.

3.2.4.  Detectores de centelleo Las sustancias luminiscentes son aquellas que ante un estímulo exterior pueden liberar luz visible o ultravioleta. Cuando la radiación, como estímulo externo, entra en contacto con estas substancias, estas absorben la energía y la transforman, emitiendo así luz visible o ultravioleta. La energía restante se evapora en forma de calor. Cabe destacar que podemos distinguir entre las sustancias luminiscentes que emiten luz una vez acabado el estímulo (fosforescencia) y las que solo emiten luz durante la presencia del estímulo (fluorescencia). En la fluorescencia, la emisión de luz es instantánea, mientras que en la fosforescencia la emisión de luz es retardada. Prácticamente todos los detectores de centelleo poseen una configuración similar. El centelleador emite una luz que se envía al tubo fotomultiplicador, el cual se halla acoplado al detector. La misión de este tubo es convertir la luz emitida en impulsos eléctricos. A continuación, los fotones inciden en el fotocátodo y, debido al efecto fotoeléctrico, los electrones se desprenden y son enviados a los dínodos, electrodos que sucesivamente aumentan en potencia. Cuando los electrones liberados inciden en el primer dínodo, generan electrones secundarios que son atraídos hacia el segundo dínodo, y así sucesivamente. Todo este proceso hace que, al final, se obtenga un impulso eléctrico de tamaño significativo que sale del dispositivo Los electrones aumentan de energía, dando lugar a ionizaciones progresivamente más intensas hasta llegar a producir una multiplicación de un orden de magnitud de 107 por cada electrón original. 80

Módulo 03: Protección radiológica

Centelleador Fotón gamma incidente

Fotoelectrón

Recipiente al vacío

Electrodo de focalización

Dínodos

Fotocátodo

Ánodo

Las características que comparten los detectores de centelleo pueden resumirse de la siguiente forma: • Proporcionan una respuesta rápida, reduciendo el tiempo muerto. Esto es muy útil cuando se necesita medir tasas de llegada de impulsos muy altas. • Linealidad en energías dentro de un intervalo amplio. La luz que produce el detector es el resultado de la energía disipada por la radiación, siendo el fotomultiplicador otro dispositivo lineal. Por este motivo, cuando ambas energías se combinan, igualmente, el detector produce una respuesta lineal en energías. • Sensibilidad a la radiación. Los centelleadores están fabricados con materiales centelleadores, los cuales poseen mayor densidad que otros detectores, como los de ionización gaseosa. Esta densidad provoca que los detectores de centelleo capten con más facilidad la radiación • Pobre resolución en energías. En los centelleadores el rendimiento luminoso es bajo, lo que provoca que el número de fotones producidos sea pequeño. Por otro lado, el principio de funcionamiento del fotomultiplicador contribuye a esta escasez de resolución. • Capacidad de discriminación por forma de impulso. Dependiendo del tipo de radiación que incida sobre la materia, el centelleador proporcionará un impulso u otro, variando así la forma de cada impulso.

3.2.5.  Tipos de centelleadores Los centelleadores pueden ser de dos tipos: orgánicos o inorgánicos. Dependiendo de la radiación que se pretenda detectar tendrán unas características u otras: • Si son fotones, el centelleador deberá estar construido por un material que presente las siguientes características: un número atómico (Z) alto, aumentando así la posibilidad de detección, un gran volumen de detección y una buena transparencia luminosa.

81

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 3. Detección de la radiación

• Para las partículas beta los más apropiados son los centelleadores orgánicos, ya que tiene un numero atómico bajo, favoreciendo así la penetración de la partícula en el detector. • Para partículas alfa no se necesitan condiciones especiales. Centelleadores orgánicos La característica principal de este tipo de centelleadores es que sus tiempos de desexcitación son muy fugaces, con una duración de pocos nanosegundos. Esto es debido a que emiten fluorescencia. Además, producen poca luz y son idóneos para espectrometría de partículas ß y detección de neutrones. Estos centelleadores pueden ser líquidos o plásticos. Destacan el NE104 (plástico) y NE224 (líquido). • Centelleadores líquidos: son soluciones de material centellador en un solvente líquido. Los solventes más utilizados son xileno, tolueno, benceno, fenilciclohexano, trietilbenceno y decalina. La concentración del material centellador primario está entre dos y cuatro gramos por litro de solvente. Estos centelleadores son de bajo coste, por lo que son frecuentemente usados en aplicaciones que requieren grandes volúmenes. Además, su carácter líquido les otorga una gran ventaja: se les puede diluir en volumen otra sustancia. • Centelladores plásticos: corresponden a la categoría más extendida de centelladores utilizados en física nuclear y de altas energías. Estos constan de una matriz polimérica (un plástico base) con un material centellador disuelto. En su proceso de fabricación, el material centellador primario se disuelve en el solvente precursor para luego polimerizar la solución, dando lugar al plástico con el centellador disperso en forma homogénea. Los plásticos base más utilizados son el poliestireno, el polimetilmetacrilato y poliviniltolueno. Los centelladores plásticos son sencillos de fabricar y se les puede dotar de cualquier apariencia. Comercialmente se pueden conseguir en diversas formas, barras de diversas secciones, cilindros, prismas, finas láminas, etc. a un coste relativamente bajo. Centelleadores inorgánicos En cambio, los de tipo inorgánico son más lentos, pues emiten fosforescencia, y producen más luz y respuesta lineal. Son aptos para espectrometría de partículas . Se emplean como material centelleador los cristales. Los más usados son NaI(Tl), ZnS(Ag) y CsI(TI).

82

Módulo 03: Protección radiológica

Más rápidos

Emiten fluorescencia

Orgánicos

Producen poca luz

Centelleadores

Espectroscopia β y detección neutrones Pueden ser líquidos o plásticos Más lentos

Emiten fosforescencia Inorgánicos

Al comparar estos centelleadores, podemos sacar las siguientes conclusiones: • Puesto que los mecanismos de interacción de los fotones con la materia dependen de Z y de la cantidad de átomos por unidad de volumen, los centelleadores inorgánicos resultan adecuados para la detección y espectrometría de fotones.

Producen más luz y respuesta lineal Espectroscopia

El material es cristal

• Los centelleadores orgánicos tienen tiempos de respuesta y decaimiento menores que los inorgánicos. La rápida respuesta permite obtener la diferencia temporal entre dos eventos con gran precisión, y el tiempo de decaimiento se relaciona con la tasa de contaje máxima del sistema. Por esta razón, los centelladores orgánicos resultan apropiados cuando se desean obtener rápidas respuestas o altas tasas de contaje. • Los centelladores orgánicos son más baratos. • Con respecto a sus propiedades mecánicas, los plásticos resultan mucho más nobles que los cristales inorgánicos, los cuales son frágiles y pesados. • La radiación ionizante daña la materia y afecta el desempeño de los centelladores. El umbral de daño para los inorgánicos es más extendido.

83

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 3. Detección de la radiación

3.2.6.  Detectores (TLD)

de termoluminiscencia

La termoluminiscencia es la emisión de luz que muestran algunas sustancias al ser calentadas tras exponerse a la radiación. Básicamente, cuando la radiación ionizante atraviesa los materiales termoluminiscentes, cede parte de su energía, provocando que la radiación ionizante llegue a crear pares electrón-hueco, los cuales quedarán atrapados en los defectos e irregularidades de una red cristalina. Cuando pasa un tiempo, los materiales emiten esa energía anteriormente absorbida. En el anterior epígrafe vimos las sustancias centelleantes. Es muy importante que no las confundamos con las termoluminiscentes. La diferencia básica está en que la respuesta de los cristales de centelleo ante la radiación es instantánea, emitiendo fotones de luz. En cambio, los materiales TL van almacenando la energía hasta que con ayuda del calor es liberada. La termoluminiscencia consta de dos fases: excitación y relajación. Vamos a explicar, básicamente, en qué consiste dicho proceso físico ayudándonos de un modelo de bandas energéticas. Como ya explicamos anteriormente, la banda de conducción (BC) está separada de la banda de valencia (BV) por la banda prohibida, la cual consiste en el rango de energías no permitidas. En el sólido cristalino nos encontraremos con impurezas y elementos dopantes en la banda prohibida, a los que llamaremos trampas y centros de recombinación. Los materiales termoluminiscentes son aislantes eléctricos, por lo que en un rango de temperaturas de -10 a 60 ˚C, no habrá ningún portador de carga libre en la BC. Comencemos analizando la primera etapa, la de excitación. La radiación se encarga de transferir energía a los electrones que se hallan en la BV, por lo que desde ese preciso momento se transforman en electrones libres de la BC. La mayoría de estos electrones vuelven a la BV mediante el proceso llamado recombinación directa. Sin embargo, algunos van a quedar atrapados en las diversas trampas e imperfecciones que se hallan en la banda prohibida. Desde ese momento el detector permanece en un estado metaestable, pues el número de electrones atrapados es proporcional a la dosis absorbida. Por otra parte, en la BV ocurre un fenómeno similar, pues se crean también huecos, pero su movilidad es bastante más reducida que en el caso de los electrones de la BV. Poco a poco se irán produciendo recombinaciones espontáneas que dependerán en su mayor medida de la temperatura ambiente. A esta transformación se le conoce como fading o desvanecimiento, el cual es común en todos aquellos procesos que se activan de forma térmica. 84

Módulo 03: Protección radiológica

Tras la primera etapa, llega la segunda, la de relajación. En los materiales TL esta se alcanza con la aplicación progresiva de calor, sin llegar a alcanzar valores que puedan dañarlos. De esta forma, los electrones que quedaron atrapados en las impurezas e imperfecciones vuelven a la BC tras recibir la energía térmica. Un gran número de electrones en la BC sucumbirán a la relajación mediante la recombinación directa, pero un número menor se recombinará en los centros de recombinación. Estos se hallan en la banda prohibida, pero muy próximos a la BV, produciéndose así emisión de luz, La intensidad de esta luz dependerá de la dosis absorbida en el detector.

Intensidad de la luz

La curva de TL se conoce como el gráfico que relaciona la intensidad de la luz que se emite en función de la temperatura alcanzada durante la estimulación térmica. La forma y características que presente esta curva dependerá de los materiales termoluminiscentes empleados. Un número elevado de materiales TL producen curvas con varios picos, incluso a veces se superponen unos con otros, lo que nos indica que son complejas las estructuras trampas-centros. Se puede dar casos en los que tengamos que usar tratamientos térmicos determinados para eliminar los picos menos estables.

Temperatura Los detectores TL pueden reutilizarse tras su uso, aunque sí es cierto que, en algunos de ellos, dependiendo de los materiales de los que estén fabricados, se recomienda usar tratamientos adicionales para volver a usarlo. Se puede reutilizar tantas veces como se quiera, pero dependerá también del sistema dosimétrico del que disponga el aparato.

85

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 3. Detección de la radiación

Los componentes que más se emplean en este tipo de detectores son materiales sintéticos, a los cuales se les dota de pequeñas cantidades de impurezas, que son los que producen las trampas y centros de recombinación en la banda prohibida. Podemos mencionar algunos ejemplos: Materiales sintéticos

Sustancias de impurezas

Sulfato de calcio (CaSO4)

Magnesio (Mg)

Fluoruro de calcio (CaF2)

Disprosio (Dy)

Fluoruro de litio (LiF)

Titanio (Ti)

CaF2

CaF2 : Mn

CaSO4 Mn

Dy CaSO4:Dy

3.3.  Dosimetría de la radiación La dosimetría es una especialidad científica de la física médica que consiste en calcular la dosis que puede absorber un tejido o material tras su exposición, ya sea de forma directa e indirecta, a las radiaciones ionizantes. En este epígrafe veremos la dosimetría que se aplica en la protección a los trabajadores que están expuestos a la radiación en su jornada laboral y la que se aplica a los medios igualmente expuestos.

¡RECUERDA! La dosis absorbida es la magnitud que mide la energía que ha sido absorbida en un medio por unidad de masa, cuya unidad de medida es el Gy. Esta dosis variará en función de las características del campo de radiación, del material que ha sido irradiado y de los procesos de interacción entre la radiación y el material.

86

El objetivo principal de la dosimetría consiste en prevenir o reducir todo lo posible la aparición de efectos nocivos producidos por la radiación ionizante. Según el método que usemos, podemos distinguir: • Dosimetría ambiental: es la que se emplea para conocer la dosis ambiental en las zonas a las que el público puede acceder. Para cumplir con los planes de vigilancia radiológica ambiental, se realiza este tipo de dosimetría para medir la dosis de radiación alrededor de centrales nucleares o de instalaciones de alto impacto.

Módulo 03: Protección radiológica

• Dosimetría de área: consiste en verificar que la dosis ambiental en las zonas vigiladas y controladas, es decir, las que están ocupadas por trabajadores expuestos, no supera los límites estimados. Se emplea para la clasificación y control de las zonas radiológicas, además de para la vigilancia dosimétrica de trabajadores de categoría B. • Dosimetría personal: la dosimetría personal comprende dos modalidades: –– D  osimetría personal externa: considera aquellas situaciones en las que la irradiación se produce por fuentes externas al organismo. Se realiza mediante el uso de dosímetros personales capaces de evaluar la dosis equivalente personal, Hp(d). Sin embargo, solo es obligatoria para trabajadores de categoría A, aunque también se está usando frecuentemente en la determinación de las dosis recibidas por los trabajadores de categoría B. –– D  osimetría personal interna: se da en situaciones que exigen la evaluación de la dosis efectiva recibida por personas que han incorporado material radiactivo al organismo, ya sea vía inhalación, ingestión, inyección, a través de heridas o de la piel. La medida de la actividad incorporada se lleva a cabo mediante métodos directos (contador de radiactividad corporal) o indirectos (bioeliminación de excrementos).

3.3.1.  Dosimetría ambiental y personal Los trabajadores expuestos a la radiación ionizante necesitan ser vigilados periódicamente por si han sobrepasado los límites de dosis absorbida que la normativa estipula. Para ello, se realizan dos tipos de controles: • Vigilancia radiológica del ambiente de trabajo, que comprenderá: –– L a medida de las dosis externas, detallando asimismo todo lo necesario de las radiaciones de las que se trate, como su naturaleza o calidad. –– La  medida de las concentraciones de radiación en el aire y la contaminación superficial, especificando la naturaleza de las sustancias radiactivas contaminantes. • Medida periódicamente de las dosis acumuladas por cada individuo durante su trabajo. La dosimetría ambiental o de área, según se busque medir las dosis del público o de los trabajadores expuestos, se encarga de llevar a cabo el primero de los controles mencionados. Para conseguir este objetivo de vigilancia radiológica en el ambiente de trabajo, son necesarios los monitores de radiación y de contaminación. Los primeros registran las dosis en puntos clave de la instalación, mientras que los monitores de contaminación evalúan la concentración y su actividad. 87

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 3. Detección de la radiación

Por otro lado, la dosimetría personal es la encargada de medir las dosis que han absorbido las personas. Los dosímetros personales son dispositivos que miden la dosimetría personal externa, mostrando unas propiedades físicas distintas a las normales cuando es sometido a radiación. Estos cambios pueden detectarse y, por lo tanto, contarse, por lo que son idóneos para medir la dosis de radiación. Son dispositivos complejos, pues pueden estimar con poca información los efectos que puede provocar la radiación en cada uno de los tejidos y órganos del cuero. Estos dosímetros deben llevarse durante la jornada de trabajo y por ello es necesario que sean de pequeño tamaño y cómodos. Monitores de radiación y contaminación

Vigilancia radiológica: dos tipos de controles

Dosimetría ambiental

Monitores de radiación y contaminación

Externa Dosimetría personal Interna

Medidas de concentraciones de actividad en aire y contaminación superficial

Dosímetros personales Contador de radiactividad corporal Análisis de excrementos

3.3.2.  Dosímetros personales Los dosímetros personales son aquellos dispositivos que se emplean en la vigilancia radiológica de las exposiciones externas de forma individual. Estos aparatos deben ser ligeros y de pequeño tamaño, pues han de ser llevados durante la jornada laboral, sin que sea necesario renunciar a la eficacia que poseen a la hora de detectar las radiaciones. Los dosímetros pueden clasificarse en pasivos y activos. Los pasivos van acumulando la información que recogen sobre las radiaciones ionizantes y luego pasan a leer y a evaluar las dosis. Eso lo hacen automáticamente, sin requerir ninguna intervención por parte del usuario. Por otra parte, no necesitan alimentación eléctrica para su funcionamiento. Los más usados son los basados en detectores termoluminiscentes y en las películas fotográficas. Por el contrario, los dosímetros activos sí que necesitan baterías para que puedan funcionar, lo que los convierte en 88

Módulo 03: Protección radiológica

aparatos más grandes y pesados que los anteriores. Estos dosímetros ofrecen una lectura inmediata de las dosis y las tasas de dosis, incorporando muchos la capacidad de emitir alarmas. Estos detectores están basados en detectores de semiconductores y de ionización gaseosa. Suelen utilizarse como dosímetros operacionales. Aun así, los dosímetros personales deben cumplir con algunas exigencias: Al tener que llevarlos durante la actividad laboral, es fundamental que sean cómodos, por lo que mejor será cuanto más pequeños sean.

Su lectura debe ser inequívoca y sencilla.

Es básico que posean alta sensibilidad en un amplio rango de dosis.

Deben ser independientes de la energía de la radiación y de la tasa de dosis.

Es primordial que midan tanto radiación electromagnética (fotones) como corpuscular (partículas).

Lo más conveniente es que sean de un material similar al tejido biológico.

En cuanto a la colocación de estos dosímetros, deberán estar a la altura del tórax para que el aparato pueda medir correctamente la dosimetría de cuerpo entero. Si se usa un delantal plomado, el dosímetro se colocará debajo de dicho delantal. No obstante, en algunas especialidades sanitarias existe más riesgo que en otras, por lo que es preciso realizar una vigilancia dosimétrica adicional. Tanto los ojos como las manos del especialista pueden sufrir dosis adicionales de radiación, por lo que es fundamental colocar dosímetros específicos en las extremidades o cerca de los ojos para detectar dichas dosis. A continuación, explicaremos brevemente el uso de los dos tipos de dosímetros personales pasivos más frecuentes: termoluminiscentes y fotográficos.

89

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 3. Detección de la radiación

3.3.2.1.  Dosímetros termoluminiscentes (TLD) Para poder aplicarlos en la dosimetría personal, estos detectores TL se presentan en forma de discos, cristales, polvo o polvo prensado, que son introducidos en portadosímetros para protegerlos del exterior. Además, esto les proporcionan el espesor de pared necesario para tener condiciones de equilibrio electrónico. En algunos diseños se añaden filtros de distintos materiales y espesores, de modo que en un solo dosímetro se dispone de información suficiente para evaluar la dosis recibida, aplicando algoritmos basados en las funciones de respuesta de cada detector TL y su filtración adicional. Los detectores TL son especialmente adecuados para la dosimetría de extremidades y cristalino, pues son pequeños y pueden configurarse dependiendo del órgano o tejido del que se necesite evaluar la dosis.

Ventajas

Desventajas

Son reutilizables Linealidad en un amplio margen de energía Permiten la evaluación de dosis en campos mixtos mediante la combinación de distintos materiales y el empleo de filtros adecuados Son equivalentes a tejidos, de fácil manejo y barato Bajo nivel intrínseco de pérdida de información

La información almacenada se destruye en el proceso de lectura, aunque la curva de luz emitida puede conservarse de forma permanente

Estructura compleja de la curva de luz

Desvanecimiento o fading de la señal por estimulación óptica o térmica

Bajo peso y tamaño reducido, óptimos para dosimetría de extremidades No necesitan baterías Proceso de lectura fácil de informatizar

90

3.3.2.2.  Dosímetros fotográficos Los dosímetros fotográficos consisten en una película fotográfica que se encuentra dentro de una carcasa protectora que contiene los filtros apropiados según el tipo de radiación que queramos detectar.

Módulo 03: Protección radiológica

Las películas fotográficas que se emplean en dosimetría están compuestas por una emulsión formada por cristales microscópicos de bromuro de plata que se hallan en un medio gelatinoso. Se coloca una fina capa de esta emulsión sobre un soporte, que consiste en una base de plástico muy fina. Posteriormente todo esto se envuelve en un sobre opaco para protegerlo de la luz, calor y radiación, pues, sin quererlo, pueden producir una imagen latente al incidir sobre los granos de la emulsión. Cuando tenemos la película fotográfica preparada, es el momento de exponerla a la radiación. El siguiente paso es la revelación de la película. En este proceso los iones de plata se transforman en plata metálica cuando se produce la imagen latente, ennegreciendo así la placa. Con el fijado y el lavado se eliminarán las partículas de bromuro de plata que han permanecido intactas tras la radiación. A continuación, con ayuda de un densitómetro se mide el nivel de ennegrecimiento que aparece en la película, consiguiendo así la magnitud relacionada con la radiación mediante el calibrado. El ennegrecimiento de la película, también llamado densidad óptica, depende del tipo de película, del proceso de revelado y del tipo de energía que emite la radiación. Todos estos procesos, desde la elaboración de la emulsión, pasando por el revelado, fijado y lavado, hasta que se obtiene el resultado final, consisten en técnicas muy completas que requieren de un lugar acondicionado para realizarlas, especialmente en lo relacionado con la iluminación. Es necesario contar con un laboratorio dosimétrico que tenga una cámara oscura, así como de implementar todas las medidas de seguridad necesarias para evitar las imágenes latentes indeseadas. Por otra parte, las emulsiones fotográficas presentan problemas de saturación cuando la dosis es mayor de 50 mSv, además de que es proceso muy complicado de automatizar, por lo que se debe hacer manualmente. Los dosímetros fotográficos principalmente se usan para medir la dosis personal que se recibe tras la radiación gamma, beta y neutrónica en el rango térmico.

Desventajas

Ventajas

Permiten una evaluación selectiva La película revelada informa del tipo y energía de la radiación La película revelada constituye un registro permanente Se puede reevaluar Son de bajo peso No emplean baterías

No son reutilizables Los procesos que conllevan y la evaluación de dosis son complejos y difíciles de automatizar El límite inferior de detección es muy alto Existen problemas de saturación a dosis altas El revelado debe hacerse prácticamente en oscuridad El material fotográfico es inestable frente a numerosos factores ambientales, como la humedad o el calor

91

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 3. Detección de la radiación

3.3.3.  Dosímetros operacionales En las instalaciones donde la tasa de dosis va variando, debemos asegurarnos de que estas dosis no sean tan perjudiciales para la salud de las personas que se hallen en dicho lugar. Por ello es necesario el empleo de monitores de vigilancia de área, además de los dosímetros operacionales. Estos son dosímetros individuales, por lo general activos, que aportan información adicional a los dosímetros personales pasivos. Actualmente, podemos encontrarnos con una variedad de dosímetros activos que incluyen mejoras electrónicas digitales que anteriormente no existían. De manera habitual, se emplean los dosímetros operacionales en el acceso a las instalaciones nucleares y radiactivas. Suelen ser dosímetros activos pequeños y ligeros. Cuando se diseñan los dosímetros activos es importante el empleo de diversos detectores y filtros de compensación para que podamos corregir la respuesta con la energía de los fotones. La microelectrónica va desarrollando mejoras que va incluyendo a estos dispositivos, como la lectura inmediata, posibilidad de establecer alarmas, el registro de dosis almacenadas, etc. Todas estas aportaciones nos indican que poseen las ventajas de los instrumentos activos y pasivos. Sin embargo, todavía persisten algunos aspectos operativos que deben ser mejorados antes de poder ser considerados en España como dosímetros oficiales, tan solo en algunos países como Eslovenia, Alemania o el Reino Unido son considerados como tal. Algunas de las razones que se aluden en contra del uso de dosímetros electrónicos como dosímetros oficiales son los fallos mecánicos, la duración de las baterías y su precio elevado.

Ventajas

Desventajas

Estimación de dosis y tasa de dosis en tiempo real Emisión y programación de alarmas sonoras y acústicas Fácil conexión a medios informáticos Incorporación de memorias no volátiles

92

Necesidad de baterías

Precio y peso elevado

Necesidad de calibración individual

Módulo 03: Protección radiológica

3.3.4.  Monitores de tasa de exposición o de dosis

La magnitud que indica la energía del campo de radiación ionizante en un instante dado es la tasa de dosis. Por tanto, proporciona la información dosimétrica rápidamente, lo que es idóneo para la vigilancia instantánea y continuada de campos de radiación ionizante que pueden variar con el tiempo. De esta forma se evita que se alcancen niveles que pueden resultar peligrosos para las personas expuestas. Los monitores son los dispositivos que miden la tasa de dosis. Su funcionamiento está basado en los distintos tipos de detectores existentes, siendo más usados los de ionización gaseosa o de centelleo. Estos necesitan electricidad para funcionar, motivo por el que también son denominados instrumentos activos, compartiendo los inconvenientes de estos, como el tamaño o el peso. Cuando vemos un monitor externamente, no hay nada que nos indique de qué tipo de detector se trata o cuáles son sus características, así que debemos conocer la información que nos aporta el fabricante antes de su uso. En algunos monitores nos encontraremos con que el detector y su electrónica están integrados en un solo dispositivo. En cambio, en otros monitores ambos elementos constan de dos partes diferenciadas que están unidas con un cable. Los monitores se calibrarán según las magnitudes de dosis equivalente ambiental H*(d) y dosis equivalente direccional H'(d,Ω), ambas definidas para la vigilancia radiológica de área o ambiental. Su unidad del SI es el sievert y sus tasas suelen cuantificarse en horas, pero también pueden referirse a minutos o segundos cuando sea necesario. La calibración de los monitores de tasa de dosis se realiza en aire, colocando el punto de referencia alejado de la fuente de radiación. De este modo se obtienen las condiciones que necesitan las magnitudes H*(d) y H’(d,Ω). Es importante tener en cuenta que ciertas propiedades del monitor, como su respuesta ante la energía de la radiación, dependen de la calibración. También es importante que se compruebe el estado de las baterías antes de usar monitores activos, aunque el propio dispositivo disponga de un indicador que informe sobre ello. En algunos puede tratarse de indicación analógica, en los cuales una aguja señalará un área sombreada, indicando así el nivel de batería. En otros casos, cuando los instrumentos sean digitales, aparecerá un número o icono.

93

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 3. Detección de la radiación

Normalmente los monitores de tasa de dosis suelen incorporar dos modos de operación. Así, el usuario puede escoger el que más le convenga en función de lo que necesite:

Modo instantáneo

En este modo se consigue información inmediata de la intensidad del campo de radiación. El monitor va obteniendo en cada instante las lecturas de la tasa de dosis, es decir, segundo a segundo, sin acumularlas.

Modo integrado El monitor va acumulando las señales que capta de la radiación ionizante durante un periodo de tiempo escogido por el usuario. Cuando ha pasado dicho periodo, el monitor indica la dosis acumulada en total. Este modo resulta muy útil cuando se quiere conocer la dosis que se acumula al realizar alguna actividad. Además, los datos son más precisos cuando se usa en zonas donde la tasa de dosis es relativamente baja o presenta fluctuaciones temporales.

Los monitores de tasa de dosis analógicos suelen disponer de varias escalas para que el usuario pueda escoger. En cambio, en los monitores de tasa de dosis digitales poseen con una escala automática, siendo el propio equipo el que selecciona la función o escala que considere idónea en función de las medidas ya registradas. Los monitores más recientes incorporan algunas medidas muy útiles, como la visualización y registro de las medidas realizadas. Algunos modelos tienen la posibilidad de que el usuario pueda configurar avisos acústicos o luminosos cuando se alcance un determinado valor de tasa de dosis o dosis integrada.

94

Módulo 03: Protección radiológica

3.3.4.1.  Monitores basados en detectores de ionización gaseosa Un número elevado de monitores de tasa de dosis que se emplean en la vigilancia de área o ambiental están basados en detectores de ionización gaseosa, pudiendo funcionar en modo de cámara de ionización, contador proporcional o contador Geiger-Müller. Estos monitores son eficaces cuando se trata de detectar radiaciones alfa y beta, pero pierden toda su efectividad cuando se trata de fotones. Para remediar esto y aumentar así su eficiencia en estos casos, se rellenan los detectores con gases a presión. La respuesta que emiten estos monitores depende en gran parte de la temperatura ambiente, pues si la temperatura es alta, los valores que proporcione el monitor también lo serán. Poco a poco los equipos actuales van compensando este inconveniente, pero, aun así, es recomendable realizar las mediciones con una temperatura entre 15 y 25 ˚C. Para que la radiación de baja energía pueda atravesar la pared de los detectores, estas han de ser finas y hechas de un material ligero. En el caso de las radiaciones de mayor energía, se deberá cubrir el detector con plástico o aluminio para crear condiciones de equilibrio electrónico. Así, los electrones que se liberan por la radiación son compensados por los liberados en las paredes. Este equilibrio provoca que el kerma y la dosis absorbida en el material que rellena el detector sean idénticas. Estos monitores pueden funcionar en tres modos distintos: modo de cámara de ionización, modo de contador proporcional y modo Geiger-Müller. El modo de cámara de ionización mide la ionización que se origina en el gas de relleno, ya que suman todas las cargas eléctricas producidas por la radiación ionizante incidente. Esto hace que se desencadene un pulso eléctrico de amplitud proporcional a la energía de las partículas incidentes y, por tanto, llega a diferenciar cada una de las energías de la radiación ionizante que generó cada pulso. A esto se le denomina capacidad espectrométrica. Si se incrementa la tensión entre los electrodos del detector, tiene lugar el fenómeno de multiplicación gaseosa. Los electrones que se liberaron en el gas por la radiación ionizante poseen suficiente energía para que ellos también produzcan ionizaciones en el gas. A partir de este instante el detector entra en modo contador proporcional, en el que se obtienen pulsos mayores, pero la amplitud sigue siendo proporcional a la energía de la radiación ionizante. Si se continúa aumentando la tensión entre los electrodos, se alcanza el modo Geiger-Müller. En este modo la multipli-

95

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 3. Detección de la radiación

cación gaseosa llega a formar un pulso de mayor magnitud que los que se han generado anteriormente. Sin embargo, este modo cuenta con la desventaja de que pierde la capacidad espectrométrica porque la amplitud del pulso no es proporcional a la radiación que lo causa. Estos monitores son bastante más sensibles en el modo Geiger-Müller en comparación con los otros dos modos. Sería recomendable que en la práctica se pudiera cambiar el tamaño de detector en función de la tasa de dosis que se quiera medir. Así, se emplearían detectores más pequeños cuanto mayor es la tasa de dosis y viceversa. Una cuestión que debemos tener en cuenta es el tiempo muerto del detector. En general, las cámaras de ionización y los contadores proporcionales presentan tiempos muertos inferiores a 10 ms. Esto quiere decir que no debemos tener en cuenta este factor hasta tasas de dosis muy altas. Sin embargo, en los Geiger-Müller el tiempo muerto puede ser de 50-300 ms, lo que supone que cuando se trate de tasas de dosis elevadas las lecturas pueden llegar a ser más bajas de lo esperado. Esto ocurre porque el detector se satura y no puede procesar toda la información radiactiva. Por suerte algunos monitores tienen mandos u otras opciones que permiten ajustar el tiempo muerto. Esta posibilidad también será útil cuando se pretenda medir campos que van cambiando cada poco tiempo.

¡RECUERDA! El tiempo muerto es el tiempo que transcurre desde que se producen las ionizaciones hasta que se obtiene el pulso que el instrumento puede medir.

3.3.4.2.  Monitores basados en detectores de centelleo Los monitores que están basados en detectores de centelleo aprovechan la luminiscencia que generan algunos sólidos, ya sean orgánicos e inorgánicos, para poder medir la dosis absorbida en el medio. Se trata de detectores muy sensibles por varios motivos: la eficiencia luminiscente, la densidad alta del centelleador y la amplificación que aportan los tubos fotomultiplicadores. Se suelen emplear fotomultiplicadores de bajo ruido que permitan seleccionar la tensión de trabajo. 96

Módulo 03: Protección radiológica

Los detectores de centelleo más empleados en monitores de radiación son los basados en cristales inorgánicos de forma cilíndrica y de dimensiones de 1 a 8 cm. Uno de los más usados es el NaI(Tl), el cual aporta una sobrerrespuesta a los fotones cuyas energías estén entre 30 KeV y 600 KeV. Esto ocurre porque su número atómico efectivo es mayor que el del aire o el tejido. Cuando los valores de las energías sean más altos, la respuesta del detector se acercará más a dichos materiales. Por este motivo, convertir a dosis la respuesta que proporciona un centelleador de NaI(Tl) no es sencillo, requiere el uso de diversas funciones y de protocolos de calibración adecuados. Otra aplicación que podemos mencionar de los detectores de NaI(Tl) es su uso como espectrómetro de fotones. El detector puede identificar los radionucleidos que emiten radiación gamma, además de determinar la cantidad que contribuye a la dosis. En las últimas décadas han ido surgiendo sistemas portátiles con centelleadores que permiten la cuantificación simultánea de ambos tipos de medida. Sin embargo, para interpretar correctamente los datos que proporciona el monitor se requiere una preparación adecuada. En los últimos años también se han desarrollado monitores activos basados en el material inorgánico Br3La(Ce), los cuales presentan algunas mejoras en comparación con el NaI(Tl). Por otro lado, podemos encontrar materiales plásticos de centelleo que conservan las propiedades que presentan los cristales inorgánicos, pero con algunas ventajas añadidas. La más notable es que muestran equivalencias al aire o a tejidos, mejorando y facilitando su respuesta como monitor de tasa de dosis. No obstante, también tienen desventajas, pues provocan que el monitor no sirva como espectrómetro. A pesar de todo, los plásticos de centelleo son muy prácticos porque presentan la ventaja de que se pueden fabricar en cualquier forma y tamaño. En la actualidad podemos hallar detectores de centelleo de tamaño muy reducido, similares al de los dosímetros personales, debido a la eficiencia y sensibilidad que presentan.

3.3.4.3.  Monitores basados en detectores de semiconductores Existen también equipos para la medida de tasa de dosis que utilizan cristales semiconductores como elemento detector. Cuando la radiación ionizante incide sobre un material semiconductor genera pares electrón-hueco en la estructura del sólido, comportándose de forma similar a los pares ion-electrón de los dispositivos de ionización en gases. Así, al aplicar un campo eléctrico externo, se actúa sobre la movilidad de dichos portadores y se obtiene una señal eléctrica debida a la ionización en el detector. Como en el caso de los detectores de centelleo, la sensibilidad de los detectores semiconductores permite reducir bastante el tamaño del monitor.

3.3.5.  Monitores de contaminación En el área que nos ocupa, la contaminación superficial consiste en la presencia no deseada de radionucleidos en una superficie determinada. Si llegamos a eliminar esta contaminación con procesos sencillos como, por ejemplo, frotar, podemos decir que se trata de contaminación removible. Si, por el contrario, estos métodos no son suficientes y hay que emplear otros más drásticos, diremos que se trata de contaminación fija. La contaminación superficial es un riesgo muy común en las instalaciones en las que se manejan fuentes radiactivas no encapsuladas, pues pueden ser contaminados diversos elementos como ropa laboral, instrumentos, mobiliario o cualquier otra superficie, incluido el cuerpo humano.

97

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 3. Detección de la radiación

Para saber si ha habido contaminación superficial, en primer lugar, eliminaremos la contaminación removible realizando un frotis en la zona afectada, especialmente si nos encontramos con líquidos o sólidos separados. Luego, si se considera conveniente, el frotis será analizado en un laboratorio especializado. Los monitores de contaminación superficial son instrumentos activos diseñados para medir directamente la contaminación superficial en estas situaciones. Los resultados suelen expresarse en términos de actividad superficial, siendo la unidad más empleada el Bq/cm2. Estos monitores cuentan con una o varias sondas y un equipo de recuento de impulsos que les suministra tensión a aquellas, las cuales pueden estar conectadas al equipo mediante cables o ya incorporadas al equipo. Los resultados se visualizan en valores de tasa de recuento (cps o cpm) o de actividad superficial (Bq/cm2). El usuario, antes de su uso, deberá seleccionar el factor de calibración que desee, el cual deberá adecuarse al radionucleido detectado. Al igual que los monitores vistos anteriormente, podemos encontrarnos con monitores de contaminación basados en detectores de ionización gaseosa, de centelleo y semiconductores.

3.3.5.1.  Monitores basados en detectores de ionización gaseosa Los detectores de ionización gaseosa son idóneos para medir contaminación superficial, pues son muy eficaces para detectar las radiaciones alfa y beta. Por otra parte, disponen de la ventaja de que se puede situar muy cerca de la superficie, incluso puede estar con contacto con la misma. Las cámaras de ionización no suelen emplearse, debido a su baja sensibilidad, por lo que hay que recurrir a contadores proporcionales y detectores Geiger-Müller. Los contadores proporcionales pueden fabricarse de muy distintas formas, aunque suelen ser más habituales las estructuras planas. En cuanto al gas de llenado, suelen usarse el xenón y el butano, pues, al funcionar en modo de impulso, el aire terminaría limitando las prestaciones del dispositivo. Dentro del contador la carga se recoge a través de hilos paralélelos, ya se use el xenón o el butano.

98

Módulo 03: Protección radiológica

Los contadores proporcionales tienen la posibilidad de diferenciar entre los impulsos originados por la radiación alfa y beta al modificar la tensión aplicada. Para la tensión más baja, el dispositivo obtendría el recuento correspondiente a la radiación alfa, siendo al contrario para la radiación beta. Los contadores proporcionales con gas butano de relleno se utilizan normalmente cuando se necesita detectar contaminación que requiera de esa capacidad de discriminación, pues su configuración permite una medida idónea de las partículas alfa. Por el contrario, se recurre a los detectores que utilizan xenón cuando interesa que se detecten emisores gamma de poca energía. Los detectores Geiger-Müller se utilizan igualmente como sondas en los monitores de contaminación superficial. Sus principales ventajas son su robustez y su poca dependencia de la tensión suministrada, siendo su mayor inconveniente la incapacidad de distinguir los tipos de radiación. Son muy poco recomendables para medir contaminación provocada por emisores alfa debido a que sus ventanas de entrada son muy gruesas. Los detectores Geiger-Müller se fabrican generalmente en forma de sondas cilíndricas. Una de las caras planas será la de entrada de la radiación. Podemos encontrarnos con detectores de diversos tamaños, aunque lo habitual es que sean de entre 6 y 10 cm2. Debido a su gran tamaño, estos detectores pueden unirse al equipo de recuento con cables, los cuales deberán ser bastante largos para facilitar el acceso y estudio de las superficies deseadas.

3.3.5.2.  Monitores basados en detectores de centelleo Los monitores de contaminación superficial basados en detectores de centelleo pueden utilizarse para la detección de radiación de fotones o de partículas alfa y beta. Constan, al igual que sus similares, de ionización gaseosa, de un detector y un sistema de recuento de impulsos. Su mayor inconveniente es que requieren una alta tensión que sea estable en el fotomultiplicador para evitar que se originen variaciones significativas en las medidas. Como la cara expuesta a la radiación debe evitar la luz, se suele colocar una lámina de mylar metalizado de pocos mg/cm2. Además, para evitar el contacto directo con la superficie que se desea examinar, se usa una rejilla de protección. Para medir la contaminación causada por nucleidos emisores alfa, se utilizan detectores de ZnS(Ag) de bajo espesor (10 mg/cm2). También existen modelos que utilizan centellea-

99

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 3. Detección de la radiación

dores plásticos. La sonda de medida consiste en un cristal o plástico recubierto con el material centelleador por una cara, permitiendo el acoplamiento por la otra con el fotomultiplicador. Las sondas de este tipo se fabrican en una gran variedad de formas y de tamaños, entre 5 y 300 cm2. Los detectores de plástico de centelleo son una alternativa a los contadores proporcionales cuando se pretende detectar contaminaciones superficiales por radiación beta porque, aunque son menos sensibles, llegan a ser más robustos y no necesitan recargas continuas de gas. El uso de cristales de NaI(Tl) de bajo espesor como detector son los idóneos para la medida de contaminación superficial por emisores gamma. Esto se debe a que poseen alta sensibilidad y buena eficiencia de detección, además de que pueden medir emisiones gamma en todo el rango de energía.

3.3.5.3.  Monitores basados en detectores de semiconductor El detector de semiconductor más usado es la placa de silicio. Es necesario que tenga un espesor entre 100 y 300 µm y superficies variables para medir la contaminación superficial de emisores alfa, para la que ofrece una gran eficiencia de detección. Además, también posee capacidad espectrométrica, por lo que resulta posible realizar una evaluación del espectro de energías de la radiación incidente. Para ello, se coloca un filtro que se encargue de colimar la radiación, de manera que solo se miden las partículas alfa que inciden en direcciones cercanas a la normal.

3.3.6.  Medida de la concentración de actividad en el aire

Normalmente, la contaminación radiactiva que se encuentra en el aire se minimiza o elimina en las primeras fases de creación de instalaciones, es decir, en el diseño y en la planificación. Si hubiera algún tipo de riesgo, las áreas afectadas se clasificarán como zonas controladas para que se refuerce la protección radiológica. Estas medidas consisten en diversas tareas de vigilancia por si aparecen contaminantes en el aire, además de controles de dosimetría interna periódicos siempre que se consideren necesarios.

100

Módulo 03: Protección radiológica

Para medir la radiactividad en el aire se llevan a cabo dos fases. En la primera, se hace circular un volumen de aire a través de un filtro, cuyas características dependerán de las partículas radiactivas de interés. En la segunda fase se mide lo que ha podido recoger el filtro. Los filtros más habituales son los fabricados en celulosa o fibra de vidrio, con diámetros entre 50 y 100 mm. Una vez acabado el muestreo, los filtros se recogen y posteriormente son enviados a un laboratorio especializado donde analizan la actividad retenida. Por otra parte, demos encontrar diferentes muestreadores de aire que pueden ser adecuados para detectar las partículas radiactivas. El aspecto que más importa es el caudal normal que puede recoger, el cual puede variar en el rango 0,1-100 m3/h. Los equipos de muestreo se completan con caudalímetros y totalizadores de volumen. Hay también monitores de contaminación en aire capaces de estimar en tiempo real la actividad en el aire. Estos monitores son fundamentales en caso de algún incidente o accidente que supongan la liberación de radionucleidos a la atmósfera. Emplean contadores proporcionales, detectores de centelleo y detectores de semiconductor, y son suficientemente precisos para poder asentar niveles de actuación.

101

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 3. Detección de la radiación

3.3.7.  Detectores de neutrones Los neutrones, al carecer de carga eléctrica, no ionizan directamente con la materia, por lo que no interactúan con los campos eléctricos de núcleos o electrones. Por otra parte, son capaces de atravesar centímetros de materia sin sufrir interacciones y son imperceptibles a los detectores habituales. Como la detección de los neutrones es más compleja, la dosimetría de estas partículas se basa en el uso de detectores de neutrones térmicos asociados a detectores de ionización o de centelleo. Por este motivo, es imprescindible el empleo de medios moderadores que disminuyan la velocidad de los neutrones más energéticos. La energía cedida por el neutrón al núcleo será mayor cuanto más parecidas sean ambas partículas en masa, por lo que la máxima transferencia de energía por colisión ocurrirá al chocar un neutrón con un núcleo de H, que se transforma en un protón de retroceso. Por este motivo los detectores se rodean con capas de hasta 10 cm de espesor de materiales hidrogenados, dando como resultado que los monitores de neutrones para la dosimetría de área sean cilindros voluminosos y pesados, pero que mantienen la isotropía requerida por las magnitudes H*(d) y H’(d). Por otra parte, también existen dosímetros personales específicamente elaborados para la detección de neutrones. Los dosímetros pasivos emplean materiales TL que incorporan el isótopo 6Li, sensible a los neutrones, conformando así los llamados dosímetros albedos. Otro dosímetro pasivo se fundamenta en materiales plásticos especiales, como el CR-39, que pueden registrar las huellas producidas por los neutrones. Los dosímetros activos emplean detectores semiconductores, con presencia de medios ricos en H y en 10 B o 6Li, que provocan a las partículas cargadas, que son las que pueden detectarse. Por último, se encuentran los detectores de burbuja, que ofrecen sugestivas características de ambos tipos de dosímetros, pero su uso es más complejo y susceptible.

3.3.8.  Interpretación de lecturas dosimétricas

El Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes (RPSRI) establece las bases legales para el ejercicio de la dosimetría personal en España. En él se definen las magnitudes adecuadas para estimar la dosis por exposición externa, se señalan los límites anuales de dosis tanto para trabajadores expuestos como para personas en formación, estudiantes y público en general, además de establecer la sistemática aplicable a la vigilancia individual.

102

Módulo 03: Protección radiológica

En relación con el historial dosimétrico, el RPSRI indica en su artículo 34 la obligación de registrar todas las dosis recibidas durante la vida laboral de los trabajadores expuestos en un historial dosimétrico individual, el cual estará en todo momento a disposición del propio trabajador. Dicho historial deberá contener los siguientes datos: • Dosis mensuales, tanto superficiales como profundas. • Dosis acumuladas en cada año oficial, tanto superficiales como profundas. • Dosis profunda acumulada durante cinco años oficiales consecutivos. • Constancia de si se ha producido alguna irradiación producto de una exposición autorizada . En cuanto a las magnitudes evaluadas con el dosímetro personal, la dosis profunda, la dosis superficial y la dosis localizada se miden en milisievert (mSv). Los sievert no son directamente medibles, así que los límites se consideran respetados si:

En el caso de exposición externa • La dosis equivalente profunda no sobrepasa el límite de dosis fijado para la exposición global. • La dosis equivalente superficial no sobrepasa el límite de dosis fijado para la piel. • Se siguen los límites de dosis para cristalino, manos y demás localizaciones.

En el caso de exposición interna • Si la dosis efectiva comprometida no sobrepasa el límite de dosis fijado para la exposición total.

103

UF 1. Principios de protección radiológica Tema 3. Detección de la radiación

Actualmente, podemos encontrar diversos modelos de historial dosimétrico.

HISTORIAL DOSIMÉTRICO INDIVIDUAL Empleador: ................................................................................................. Trabajador: ................................................................................................. Identificación: ............................................................................................ RESUMEN DE DOSIMETRÍA PERSONAL Tejido profundo Hp (10)

Cristalino del ojo Hp (3) [1]

Extremidades Incorporación por o piel ingestión/inhalación Hp (0,07) [1] Hp (10) [2]

Dosis del mes (mSv) Dosis 12 meses anteriores (mSv) Dosis en cinco años (mSv) Total dosis histórica (mSv) [1] [2]

En el caso de que estas cantidades dosimétricas sean medidas. Cuando este tipo sea realizado.

Registro mensual de dosis: Dosis Hp (10) - mSv Año ENE FEB MAR ABR MAY JUN JUL

AGO SEP

OCT NOV DIC

Acumulado año

Registro de la exposición ocupacional histórica [Dosis Hp (10) - mSv] Empleador

Prestador

Tecnología a)

Fecha inicio b)

Fecha fin c)

Dosis (mSv)

Es necesario que los trabajadores rellenen adecuadamente estos historiales. Asimismo, deberán saber usar adecuadamente el dosímetro personal y ser responsables de este. Esto quiere decir que no han de romperlo ni perderlo, además de que deben entregarlo mensualmente para su lectura. Por otro lado, si creen que ha podido haber una irradiación accidental por parte del dosímetro, deben avisar a los responsables.

104

PRESENTACIÓN DE LA UNIDAD FORMATIVA

UF 2 Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1: Caracterización de las instalaciones radiactivas Tema 2: Gestión del material radiactivo

1

CARACTERIZACIÓN DE LAS INSTALACIONES CARACTERIZACIÓN DE LAS INSTALACIONES RARADIACTIVAS DIACTIVAS

Módulo 03: Protección radiológica

En las instalaciones radiactivas se emplean diversos materiales radiactivos, los cuales pueden comportar riesgos en la salud. Por este motivo es necesario que las instalaciones estén diseñadas de tal manera que cumplan con las normas de seguridad radiológica para minimizar los riesgos que puedan provocarse en los trabajadores, en la población y en el medio ambiente. En este tema veremos cómo han de diseñarse las instalaciones radiactivas dependiendo de su función y del material empleado, además de la normativa que deben seguir. Para elaborar este material se han tomado como referencia los siguientes documentos: • CE (1997). Criterios para la aceptabilidad de instalaciones radiológicas (incluyendo radioterapia) y medicina nuclear. (Colección Protección Radiológica n.o 91). • CSN (1998). Bases para el establecimiento de los Servicios o Unidades Técnicas de Protección Radiológica. (Guía de Seguridad n.o 7.3). • CSN (1998). Bases para la vigilancia médica de los trabajadores expuestos a las radiaciones ionizantes. (Guía de Seguridad n.o 7.4). • CSN (1987). Garantía de calidad en el diseño de instalaciones nucleares. (Rev. 1, 2002). • Instituto Nacional de la Salud. Ministerio de Sanidad y Consumo (1995). Manual General de Protección Radiológica (n.o 1627). • Real Decreto 413/1997, de 21 de marzo, sobre Protección Operacional de los trabajadores externos con riesgo de exposición a radiaciones ionizantes por intervención en zona controlada. • Real Decreto 1841/1997, de 5 de diciembre, por el que se establecen los criterios de calidad en medicina nuclear. • Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas.

107

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Caracterización de las instalaciones radiactivas

1.1.  Reglamentación sobre instalaciones radiactivas 1.1.1.  Marco legal de la protección radiológica Como hemos mencionado anteriormente, uno de los objetivos de la protección radiológica es que las dosis sean lo más bajas posible teniendo en cuenta factores económicos y sociales. Para que pueda cumplirse dicho objetivo, las actividades que tengan relación con la exposición a la radiación ionizante están reguladas por normativas legales a nivel nacional e internacional. En materia de protección radiológica se pueden distinguir tres niveles en el sistema legislativo:

Nivel 1 Tratados y conven ios internacionale s.

Nivel 2 os y órdenes ministeriales Leyes, reales decretos, reglament ido legal del nivel anteque especifican y adaptan el conten yor profundidad. rior, además de desarrollarlo en ma

Nivel 3 Guías y otros documentos e laborados por ciones técnicas institu, como el CSN o el ICRP.

108

Módulo 03: Protección radiológica

La normativa española está basada en distintas directivas europeas y convenios internacionales, como el Tratado Euratom. Por otro lado, el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) es el único organismo regulador en materia de seguridad nuclear y radioprotección.

1.1.2.  Legislación española aplicable a instalaciones radiactivas El Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas regula las instalaciones en España en lo referente a esta materia. Todas ellas deben cumplir dicho reglamento, el cual desarrolla los requisitos y condiciones que han de tener. El CSN y el Ministerio de Energía, Industria y Turismo estarán pendientes de que se cumpla correctamente, sin perjuicio de las competencias que tengan las Comunidades Autónomas.

1.1.3.  Fuentes radiactivas encapsuladas y no encapsuladas

Fuente encapsulada Todo material radiactivo herméticamente cerrado y sellado dentro de un contenedor no radiactivo. No hay probabilidad de dispersión.

Fuente no encapsulada Contiene sustancias radiactivas que pueden ser extraídas total o parcialmente, y manipuladas fuera de sus contenedores. Existe probabilidad de dispersión.

1.1.4.  Clasificación de las instalaciones radiactivas y autorizaciones

1.1.4.1.  Clasificación de las instalaciones radiactivas Según el CSN se entiende por instalación radiactiva aquella que contenga una fuente de radiación ionizante, aparatos productores de radiaciones ionizantes que funcionen a una diferencia de potencial superior a 5 kilovoltios, o los locales, laboratorios, fábricas e instalaciones donde se produzcan, utilicen, posean, traten, manipulen o almacenen materiales radiactivos, excepto el almacenamiento incidental durante su transporte. Todas las instalaciones radiactivas requieren ser autorizadas por el ejecutivo correspondiente, previo informe del CSN, y son objeto de inscripción en el Registro de Instalaciones Radiactivas adscrito a la Dirección General de la Energía. Las instalaciones radiactivas se clasifican en tres categorías en función del riesgo radiológico asociado a los equipos o materiales radiactivos que utilizan o almacenan:

109

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Caracterización de las instalaciones radiactivas

Pertenecen a la primera categoría las instalaciones radiactivas del ciclo de combustible nuclear (por ejemplo, las fábricas de producción de uranio y de producción de elementos combustibles), y cualquier tipo de instalación que maneje inventarios muy elevados de sustancias radiactivas u opere con haces de radiación muy intensos. Las instalaciones radiactivas de segunda y tercera categoría son aquellas en las que se manipulan o almacenan nucleidos radiactivos que puedan utilizarse con fines científicos, médicos, agrícolas, comerciales o industriales, o las instalaciones que utilicen aparatos generadores de rayos X. La diferencia entre la segunda y la tercera categoría radica en que en las instalaciones que pertenecen a la segunda la actividad debe ser igual o superior a 1000 veces la de la exención de los radioisótopos (definida en la IS-05 del CSN). En el caso de las instalaciones de tercera categoría, dicha cifra será inferior a 1000.

1.1.4.2.  Autorizaciones El Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas especifica que las instalaciones nucleares solicitarán, según el caso, las siguientes autorizaciones: • Autorización previa o de emplazamiento: reconocimiento oficial del objetivo propuesto y de la idoneidad del emplazamiento elegido. Permite que el titular pueda solicitar la autorización de construcción de la instalación e iniciar las obras de infraestructura preliminares que se autoricen. • Autorización de construcción: faculta al titular para iniciar la construcción de la instalación y para requerir la autorización de explotación. • Autorización de explotación: concede al titular cargar el combustible nuclear o introducir sustancias nucleares en la instalación, realizar el programa de pruebas nucleares y operar la instalación dentro de las condiciones establecidas en la autorización. Se otorgará con carácter provisional hasta la finalización satisfactoria de las pruebas nucleares. Asimismo, esta autorización faculta al titular, una vez cesada la actividad para la que fue concebida la instalación y en los términos que establezca la declaración de cese de actividad, para realizar las operaciones que le imponga la Administración previas a la obtención de la autorización de desmantelamiento o y/o cierre en el caso de las instalaciones de almacenamiento definitivo de combustible nuclear gastado o de residuos radiactivos.

110

• Autorización de modificación: permite que el titular introduzca modificaciones en el diseño de la instalación o en sus condiciones de explotación en aquellos casos en que se alteren los criterios, normas y condiciones en que se basa la autorización de explotación. • Autorización de ejecución y montaje de la modificación: faculta al titular a iniciar la realización, ejecución y montaje de aquellas modificaciones que, por su gran alcance o porque implique obras y montajes significativos, necesiten autorización expresa de la Dirección General de Política Energética y Minas o del CSN. • Autorización de desmantelamiento: una vez extinguida la autorización de explotación, faculta al titular a iniciar las actividades de descontaminación, desmontaje de equipos, demolición de estructuras y retirada de materiales, para permitir la liberación total o restringida del emplazamiento. El proceso de desmantelamiento terminará en una declaración de clausura, que liberará al titular de una instalación de su responsabilidad como explotador de la misma y definirá, en el caso de la liberación restringida del emplazamiento, las limitaciones de uso que sean aplicables y el responsable de mantenerlas y vigilar su cumplimiento. • Autorización de desmantelamiento y cierre: es necesaria en las instalaciones que almacenen el combustible nuclear gastado y residuos radiactivos. Faculta al titular a iniciar los trabajos finales de ingeniería y de otra índole que se requieran para garantizar la seguridad a largo plazo del sistema de almacenamiento, así como las actividades de desmantelamiento de las instalaciones auxiliares que así se determinen, permitiendo la delimitación de las áreas que deban ser objeto del control y de la vigilancia radiológica, o de otro tipo, durante un periodo de tiempo determinado, y la liberación del control de las restantes áreas del emplazamiento.  l proceso de desmantelamiento y cierre terminará en una E declaración de cierre emitida por el Ministerio de Industria, Energía y Turismo, previo informe del CSN. Adicionalmente, deberá ser autorizado: • El almacenamiento temporal de sustancias nucleares en una instalación en fase de construcción que no disponga de autorización de explotación. • El cambio de titularidad de las instalaciones nucleares: el nuevo titular deberá acreditar capacidad legal, técnica y económico-financiera suficiente para la realización de las actividades objeto de la autorización.

111

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Caracterización de las instalaciones radiactivas

Las autorizaciones previstas en los apartados anteriores se concederán previo informe del CSN por el ministro de Industria, Energía y Turismo. Excepto las de modificación, ejecución y montaje de la modificación y almacenamiento temporal de sustancias nucleares en una instalación en fase de construcción que no disponga de autorización de explotación, que corresponderán al director general de Política Energética y Minas.

1.1.5.  Inspección de las instalaciones La supervisión y el control del funcionamiento de las instalaciones nucleares se llevan a cabo a través de distintos mecanismos. El más directo se basa en las inspecciones que realiza el CSN, orientadas a comprobar el cumplimiento de los requisitos específicos de seguridad nuclear y protección radiológica. Anualmente se realizan, directamente por el personal del CSN o bien por el de las comunidades autónomas, entre mil quinientas y dos mil inspecciones a instalaciones radiactivas. Las unidades técnicas de protección radiológica (UTPR), los servicios de protección radiológica (SPR) y los servicios de dosimetría personal (SDP) también son objeto de inspección y control por parte del CSN. Las inspecciones permiten obtener la información necesaria para verificar la aplicación de la legislación vigente, las instrucciones del CSN y las condiciones específicas impuestas en las autorizaciones licencias o permisos reglamentarios. La actividad inspectora la realiza una persona facultada y acreditada oficialmente por el CSN. En el acta de inspección se reflejan los resultados de estas inspecciones. Cada tipo de instalación radiactiva, ya sea del ciclo del combustible o con fines médicos industriales o de investigación y docencia, tiene su correspondiente programa de inspección para supervisar los aspectos relativos a la seguridad y a la protección radiológica de las mismas. Con el fin de realizar un seguimiento diario de la actividad en las centrales nucleares y supervisar el cumplimiento con los documentos oficiales de explotación, el CSN mantiene una inspección residente en cada una de las centrales nucleares. En el caso de las centrales nucleares en funcionamiento, se aplica el Sistema Integrado de Supervisión de las Centrales (SISC) que incorpora las inspecciones contenidas en el Programa Base de Inspección (PBI). Estas son inspecciones de control sistemático, mientras que las inspecciones suplementarias son de control eventual, pues se realizan cuando se encuentran ciertos hallazgos. Para otras instala-

112

Módulo 03: Protección radiológica

ciones nucleares se aplican sistemas integrados de supervisión equivalentes pero adaptados a sus características específicas. Las inspecciones del PBI, de carácter bienal, versan sobre aspectos tales como modificaciones de diseño, bases de diseño de componentes, cumplimiento de requisitos de vigilancia, experiencia operativa, protección frente a condiciones meteorológicas severas e inundaciones, protección contra incendios, sumidero final de calor, formación del personal, inspección en servicio, gestión del mantenimiento, programas de vigilancia radiológica ambiental, gestión de residuos, planificación de recargas, vigilancia radiológica de trabajadores, instrumentación de protección radiológica, respuesta a emergencias, inspecciones relacionadas con la protección física de la instalación, etc. Asimismo, forma parte del proceso de supervisión y control efectuado por el CSN el seguimiento de los sucesos ocurridos en las centrales nucleares a través del Panel de Revisión de Incidentes (PRI), así como el seguimiento de la experiencia operativa y la revisión de informes periódicos remitidos por los titulares en cumplimiento de las condiciones de su autorización, como documentos base para la preparación de las inspecciones. El CSN también supervisa las condiciones en que se realizan los transportes de sustancias nucleares, así como los propios contenedores de combustible que se utilizan tanto para el transporte como para el almacenamiento temporal individualizado de material nuclear.

1.1.5.1.  Inspectores y obligaciones del titular En el momento de inspeccionar una instalación, el personal facultativo del Ministerio de Industria y Energía y del CSN podrá ir acompañado de los expertos que considere necesario, pudiendo acceder a las instalaciones a inspeccionar sin previo aviso y tras identificarse. No obstante, ya sea temporal o permanente, el CSN podrá señalar en las instalaciones nucleares a personal facultativo acreditado para realizar misiones de inspección y control. El titular de una instalación nuclear o radiactiva tendrá obligación de: • Posibilitar el acceso de los inspectores a las zonas de la instalación que consideren necesarias. • Facilitar la colocación del equipo e instrumentación que se requiera para realizar las pruebas y comprobaciones necesarias.

113

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Caracterización de las instalaciones radiactivas

• Poner a disposición de los inspectores la información, documentación y medios técnicos que sean precisos. • Permitir a los inspectores las tomas de muestras suficientes para realizar los análisis y comprobaciones pertinentes. • Facilitar el acceso de los inspectores a los centros de trabajo de los suministradores de equipos y servicios relacionados con la seguridad de la instalación y el desarrollo de sus actividades.

1.1.6.  Personal de las instalaciones y obligaciones

1.1.6.1.  Licencias del personal El personal que dirija la operación y el que opere los dispositivos de control y protección deberá estar provisto de una licencia de supervisor y de operador, respectivamente, concedida por el CSN. Con el término operación nos referimos a toda maniobra que afecte a la reactividad, al nivel de potencia del reactor o a la integridad de las barreras frente a liberación de material radiactivo. Dicha licencia no será obligatoria para las personas que realicen prácticas como parte de un programa de formación, siempre que estén acompañados y bajo la dirección de un operador o supervisor con licencia. Las licencias de operador y de supervisor para estas instalaciones serán personales e intransferibles, tendrán un plazo de validez máximo de seis años y serán específicas para la instalación de que se trate, sin que puedan emplearse en otra distinta, salvo autorización del CSN. Adicionalmente, las instalaciones sanitarias que empleen material radiactivo dispondrán de un Servicio de Protección Radiológica, del que será responsable una persona acreditada con un diploma de jefe de Servicio de Protección Radiológica expedido por el CSN.

1.1.6.2.  Personal de operación En toda instalación sanitaria sometida al proceso de autorización deberá estar de servicio, como mínimo, el personal con licencia que se establezca en la correspondiente autorización. Se establecerá un equipo permanente compuesto, como mínimo, de un supervisor y de un operador, desde el instante que se comience la carga del material radiactivo, independientemente de cuál sea el estado de funcionamiento de la instalación.

114

Módulo 03: Protección radiológica

En el personal de operación podemos distinguir dos cargos:

Supervisor

n El supervisor debe dirigir la operació cumpliendo las especificaciones técnicas de funcionamiento, el reglamento de funcior namiento, el plan de emergencia y cualquie haya se otro documento al amparo del cual concedido la autorización de la instalación. Asimismo, seguirá fielmente los procedia mientos de operación, de los que una copi r luga un actualizada deberá estar siempre en fijado. Cuando no exista un procedimiento para realizar una determinada operación que aparece imprevista y que no puede retra o ctarl sarse, el supervisor procederá a reda o antes de su ejecución y lo incluirá en el diari tará adop de operación. En caso de urgencia las medidas que estime oportunas, dejando constancia de ellas en dicho diario. Operador Bajo la dirección del supervisor, el operador se encarga de operar los dispositivos de control y protección, siguiendo fielmente los procedimientos de operación, las especificaciones técnicas de funcionamiento, el reglamento de funcionamiento y cualquier otro documento oficial de la instalación.

En cuanto a sus obligaciones, el supervisor de una instalación sanitaria tiene la obligación de detener en cualquier momento su funcionamiento si considera que se han reducido las condiciones de seguridad de la instalación. El operador está autorizado a proceder del mismo modo si, además de darse las circunstancias indicadas anteriormente, le es imposible informar al supervisor con la prontitud requerida. Los supervisores y operadores están obligados a poner en conocimiento del titular de la instalación los defectos que, a su juicio, existan en los documentos oficiales de la autorización, en los procedimientos de operación o cualquier otro que pueda afectar a la protección radiológica.

115

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Caracterización de las instalaciones radiactivas

Por otro lado, es importante mencionar la figura del jefe de Servicio de Protección Radiológica, pues es el responsable de velar por el cumplimiento de las normas oficialmente aprobadas en relación con la protección radiológica, informando sobre su aplicación al supervisor de servicio de lo procedente en cada momento. En el caso de que aquellas normas no fuesen observadas, tendrá obligación de comunicarlo por escrito al titular de la instalación, manteniendo el correspondiente registro a disposición de la inspección.

1.1.7.  Diario de operación El titular de la autorización debe reflejar clara y concretamente toda la información relacionada con la operación de la instalación en un diario de operación. Este deberá estar autorizado, sellado y registrado por el CSN. El titular solicitará este trámite con antelación. El diario de operación en uso deberá estar en lugar adecuado. Los ejemplares que se hayan completado se archivarán y permanecerán bajo la custodia del titular de la autorización. Su destrucción o pérdida se comunicará al CSN a la mayor brevedad. El personal facultativo podrá revisar el diario si lo ven conveniente. Además, si lo creen necesario, pueden anotar en el mismo las observaciones pertinentes. El diario de operación deberá contener como mínimo una serie de datos en los que se especificará fecha y hora, siendo los más comunes: puesta en marcha, nivel de potencia y operación, paradas, incidencias de cualquier tipo, comprobaciones, operaciones de mantenimiento, modificaciones, niveles de actividad, descarga de efluentes radiactivos al exterior y almacenamiento y evacuación de residuos radiactivos sólidos. Deberá aparecer el nombre y firma del supervisor o, en su caso, operador de servicio, anotando los correspondientes relevos o sustituciones. Antes de iniciar una operación que pueda dejar fuera del servicio un equipo, instrumento o sistema que afecte a la seguridad nuclear o protección radiológica, esta deberá ser autorizada por el supervisor de servicio, quien anotará en el diario la fecha y hora en que se inicia y finaliza la operación y el nombre de la persona responsable de llevarla a cabo.

116

Módulo 03: Protección radiológica

1.2.  Análisis de los riesgos radiológicos asociados al uso de fuentes no encapsuladas

La irradiación es el mayor riesgo que tienen las fuentes radiactivas. Sin embargo, si estas fuentes, además, no están encapsuladas el riesgo tiene dos orígenes: irradiación externa y contaminación. Por otro lado, debemos tener en cuenta que dichas prácticas conllevan no solo la exposición de los pacientes, sino también de los trabajadores expuestos y en algunos casos de los familiares y otros miembros del público, por lo que para justificar y minimizar dichos riesgos es necesario establecer procedimientos específicos para cada grupo implicado.

1.2.1.  Principales fuentes de riesgo de irradiación o contaminación Una fuente encapsulada, como hemos estudiado en capítulos anteriores, es aquella en la que el radionucleido (átomo que se desintegra y que emite radiación) se encuentra envuelto por una capa que lo encierra para evitar su contacto con el ambiente externo. El riesgo de fallo en una fuente encapsulada es la posibilidad que existe de escape de radiación emitida por el radionucleido si esta no está lo suficientemente ocluido por dicha fuente. Por el contrario, en las fuentes no encapsuladas la radiación liberada por el radionucleido puede ser fácilmente atravesada y, por tanto, tomar contacto con el exterior. La irradiación supone someter a un paciente a fuentes ionizantes con un fin concreto a través de equipos radionucleidos. Sin embargo, cuando hablamos de irradiación externa, el objeto de estudio se encuentra alejado de la fuente que emite dicha energía y su dosis dependerá de la cercanía o lejanía en la que se encuentre el paciente con respecto a la fuente de irradiación. Por lo que se deberá tener en cuenta la distancia, el volumen de radiación relacionada con los intervalos de tiempo en la que esta se emite y la protección. Es habitual confundir el término irradiación con el de contaminación. Este último concepto también hace referencia a una emisión ionizante en un cuerpo o bien orgánico (contaminación personal), o bien inmaterial (contaminación superficial) l de manera no solicitada. De tal manera que si la contaminación persiste puede resultar nociva. Existen diversos elementos a tener en cuenta cuando se produce una contaminación: el tipo de irradiación generada, así como su cantidad, el órgano u órganos sobre los cuales ha actuado y el nivel de desintoxicación del organismo. Al igual que la irradiación, la contaminación personal puede ser interna, que es aquella que se produce en el interior del organismo y está originada por agentes gaseosos, aeorosoles o heridas cutánea; y externa si la contaminación se produce en la dermis. Por otro lado, y además de la contaminación interna, la irradiación también puede ser superficial si el receptor de emisión ionizante es un objeto o un material por lo que si estos entran en contacto con personas (a través de fluidos o gases) puede dar lugar a una contaminación interna, en algunos casos. La contaminación interna se someterá entonces a una eliminación del objeto intoxicado utilizando diferentes medidas de protección: ropa que salvaguarden la integridad de la persona que esté manipulando la radiación, superficies lisas y cubiertas con papel de filtro (para evitar que la contaminación se filtre o se expanda a otras partes), ensayos previos en frío (para garantizar el control de riesgo de escape) y, por último, la utilización de detectores de contaminación (que deben ser usados sobre pies, manos y el resto del cuerpo).

117

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Caracterización de las instalaciones radiactivas

Este proceso de eliminación puede dar como resultado dos situaciones. • Si los niveles siguen siendo los mismos tras la desintoxicación, hablaremos de contaminación superficial fija.

Fuentes no encapsuladas

• Si los niveles son eliminados por completo, se tratará entonces de una contaminación superficial desprendible.

Irradiación

Externa Personal Interna

Contaminación Fija Superficial Desprendible

1.2.2.  Vías y fases de incorporación de radionucleidos en el organismo

Cuando hablamos de incorporación nos estamos refiriendo al proceso de entrada de radionucleidos en el organismo humano. Podemos encontrarnos con distintas vías de incorporación: • Directas: llegan directamente al órgano de transferencia por medio de la sangre a través de heridas o lesiones importantes en la piel. • Indirectas: llegan al órgano de transferencia a través de: –– Las vías respiratorias por medio de inhalación. –– El tracto gastrointestinal mediante la absorción de alimentos. Las fases de contaminación son las siguientes: • Incorporación: se produce la entrada del material radiactivo. • Depósito: el material radiactivo se deposita en una vía de entrada. • Absorción: es la difusión del material radiactivo desde las vías de entrada hacia los líquidos extracelulares (sangre y linfa). El proceso de absorción puede ser muy rápido (como en el caso del yodo) o muy lento. • Distribución en el organismo: el radionucleido se distribuye por todo el cuerpo, pudiendo: –– F ijarse en un órgano o tejido por el que presenta afinidad, como el yodo en el tiroides, el estroncio en los huesos o el plutonio en el hígado. –– Difundirse en los líquidos intra y extracelulares con una distribución uniforme. 118

Módulo 03: Protección radiológica

• Retención: la retención en un órgano o tejido corresponde a la actividad que ha sido absorbida lo que provoca que el individuo reciba dosis integradas durante el tiempo que dure esta retención. • Excreción: consiste en la eliminación del radionucleido, generalmente a través de orina o heces, aunque se pueden eliminar pequeñas cantidades por sudoración o exhalación. Todo radionucleido que penetra en el organismo se comporta dentro de él de manera análoga al elemento estable (no radiactivo), si es que lo hubiera, como el yodo, por ejemplo.

1.2.3.  Principales fuentes de riesgos radiológicos en un servicio de medicina nuclear

Un radionucleido es un átomo inestable y radiactivo. A la hora de aplicar radionucleidos en medicina nuclear es importante conocer que: • Por muy pequeña que sea la cantidad de radionucleidos aplicada en el organismo, si se hace correctamente, estos puedan detectarse. •  Los radionucleidos se llaman también radioisótopos, puesto que presentan una descripción química idéntica a la de un isótopo. Así, es posible introducir un isótopo estable en el cuerpo, determinar su recorrido y sustituirlo por radionucleido. Su condición radioactiva obliga a considerar los riesgos que pude conllevar su aplicación en el organismo y a tomar precauciones. El lugar de almacenamiento, la zona donde se prepara la dosis o los espacios de hospitalización de los pacientes que se someten a radiación son los más expuestos. El personal profesional deberá extremar las medidas de precaución atendiendo a la normativa de vigente. Por ejemplo, utilizar vestimenta adecuada (guantes y batas de manga larga), evitar las cremas y los cosméticos, etc. Asimismo, el trabajador profesionalmente expuesto ha de emplear blindaje cuando fuera necesario, utilizando jeringuillas o guantes plomados. Por otro lado, en el caso de terapia metabólica con I-131 la atención al paciente se estima en varios días, puesto que se pueden administrar dosis de 8000 MBq.

119

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Caracterización de las instalaciones radiactivas

1.2.4.  La dispersión del material radiactivo

Trabajar en un servicio de medicina nuclear lleva consigo una dispersión del material radiactivo que a veces es difícil de evitar (recepción del material radiactivo, pacientes ingresados en dependencias que no están físicamente dentro del propio servicio…). Sin embargo, es imprescindible controlar la posible dispersión para poder establecer el funcionamiento de la instalación con criterios de protección radiológica. La dispersión del material radiactivo se puede dar en todas las fases de trabajo de la instalación, desde el mismo momento de su recepción hasta su gestión como residuo radiactivo. En la mayoría de los casos el material radiactivo se recibe directamente en la instalación, aunque hay ocasiones en que se entrega en el almacén del hospital o en otros servicios. La gran mayoría del material recibido son viales de los radionucleidos utilizados en el servicio o cápsulas, como en el caso de I-131, cuya actividad viene certificada por la casa suministradora. Si el material no se recibe directamente en el servicio, las personas involucradas en la recepción deben estar informadas sobre las características de dicho material, de forma que la distribución se realice de forma rápida y segura con el fin de evitar confusiones. Una vez que el material llega a la instalación, será necesario realizar una comprobación fehaciente de que el material suministrado es el que se había solicitado y un registro de entrada de dicho material. El material radiactivo permanecerá en la gammateca hasta su administración a los pacientes. Tanto las eluciones de los generadores como las preparaciones de las dosis a administrar se realizarán siguiendo el reglamento de funcionamiento de la instalación, de manera que se produzca una dispersión mínima del material radiactivo. Además, todo el material de desecho contaminado debe gestionarse como residuo radiactivo siguiendo las normas propias de la instalación. Previamente a la administración del radionucleido, se verificará mediante una medida en el activímetro que la actividad es la indicada. En caso de pruebas diagnósticas, el paciente debe permanecer en la sala de inyectados y utilizar el aseo de pacientes, con el fin de evitar que se produzcan contaminaciones en dependencias ajenas al propio servicio. En caso de pacientes ingresados en otro servicio, los cuales por su situación no puedan permanecer el tiempo de espera necesario hasta la realización de la prueba en medicina nuclear, deberán existir protocolos de actuación a seguir en otros servicios para que en todo

120

Módulo 03: Protección radiológica

momento se cumplan las recomendaciones de protección radiológica. En el caso de administración de radionucleidos con fines de terapia, es imprescindible establecer las normas de gestión para los residuos radiactivos generados. En el caso de que se produzca un incidente o accidente dentro de las vías establecidas, como derrame de material radiactivo o de residuos radiactivos líquidos, fuego, etc., se deben tener establecidos protocolos de actuación dentro del plan de emergencia de la instalación. El suceso más probable que puede darse, dada la alta frecuencia de manipulación de material radiactivo no encapsulado, es que se produzcan derrames de este. Dado que la mayoría de los radionucleidos utilizados en medicina nuclear son de vida corta y se utilizan en muy pocas actividades, las normas de actuación son muy sencillas: • Avisar al supervisor o, en su ausencia, al operador. • Avisar a la Unidad de Protección Radiológica. • Detener la ventilación si el radionucleido derramado es volátil. • Detener la actividad de la instalación si esta puede contribuir a dispersar el material derramado. • Evitar la presencia de toda persona no imprescindible para llevar a cabo el plan de emergencia y acotar el área contaminada. • Si es probable que se haya producido la contaminación de ropa o zapatos, se cambiará la ropa dejando la contaminada debidamente señalizada en la zona acotada. • Se monitorizará a las personas para comprobar si es necesario establecer un proceso de descontaminación. • Si existiese contaminación personal se evaluará la indicación de realizar una dosimetría interna. • Se estimarán las dosis de irradiación externa. •  Se evaluará si se pueden realizar los trabajos de descontaminación. • Si el nivel del suceso lo requiere se realizarán las notificaciones a los organismos competentes. • No se permitirá la utilización de la zona contaminada mientras no se restablezcan los niveles de radiación y contaminación habituales. Por otra parte, también es posible que pueda producirse fuego y explosiones dentro del servicio de medicina nuclear o en otras dependencias cercanas, por lo que es una parte importante que debe incluirse dentro del plan de seguridad. Las personas involucradas deberán conocer cómo actuar en caso de que se produzca un suceso de este tipo, además de que deben disponerse de elementos extin121

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Caracterización de las instalaciones radiactivas

tores suficientes para controlar en primera instancia el suceso. Por otra parte, en el diseño de la instalación se tendrá en cuenta la posibilidad de que un suceso de este tipo ocurra, por lo que en las zonas de manipulación de material radiactivo se debe evitar o al menos limitar en lo posible la utilización de materiales inflamables, así como controlar la ventilación.

1.3.  Diseño de la instalación en medicina nuclear y radiofarmacia

1.3.1.  Consideraciones generales de diseño de las instalaciones de medicina nuclear

A la hora de diseñar una instalación radiactiva, en primer lugar, debemos tener en cuenta la ubicación que tendrá dentro del edificio. Tiene que ser una zona en la que se puedan minimizar los riesgos de exposición a las radiaciones y los accidentes que pudieran producirse. El CSN es la entidad encargada de aprobar el diseño de la instalación, por lo que deberá cumplir con la legislación vigente. Algunas de estas condiciones son las siguientes: • Lugar poco frecuentado. • Facilidad en el control de acceso. • El riesgo de incendio debe ser mínimo. • El traslado del material radiactivo debe ser cómodo, seguro y fácil de llevar a cabo. En medicina nuclear la seguridad es el factor más importante, por lo que en el diseño de las instalaciones debe ser una prioridad. El principio general debería ser el de tener las fuentes bajo control y minimizar las consecuencias de una dispersión de contaminación. Así, el responsable de la instalación deberá desarrollar planes de contingencia para que se aprenda a reaccionar adecuadamente a los sucesos que puedan ocurrir, además de dar publicidad a estos procedimientos y realizar simulacros periódicos. Por otra parte, hay que considerar distintas variables en la realización del proyecto. El responsable debe tener en cuenta las actividades que se llevarán a cabo, los radioisótopos y equipos que se quieren autorizar, el blindaje a emplear, el tipo y almacenaje de las fuentes de radiación, etc. Cualquier factor que pueda afectar a la exposición ocupacional y del público causadas por las fuentes, incluyendo ventilación, blindaje y distancia a las áreas ocupadas debe estudiarse previamente. Además, no debemos olvidarnos de todo aquello que pueda afectar la seguridad de las fuentes. El CSN específica qué salas debe de tener como mínimo un centro de medicina nuclear: • Áreas no activas de libre acceso: como serían los despachos, secretaría, descanso del personal, laboratorios en los que no se maneja material radiactivo, salas de espera y lavabos de uso para pacientes antes de la administración de dosis, acompañantes o visitas. • Áreas activas de acceso restringido, las cuales estarán adecuadamente señalizadas. Podemos señalar: –– S  ala de administración de dosis. Se recomienda la construcción de cubículos independientes en caso de administración simultánea a dos o más pacientes. –– S  ala de espera para pacientes a los que se les ha administrado el radiofármaco con espacio para encamados, distribuidos adecuadamente para evitar la excesiva proximidad de un paciente a otro. 122

Módulo 03: Protección radiológica

–– Lavabos para pacientes inyectados. –– Salas de exploración. • Laboratorios y salas de contaje de baja actividad, protegidas o apartadas para evitar errores de recuento por aumento de fondo debido a cualquier proximidad de fuentes radiactivas. • Área de recepción, almacenamiento y manipulación de material radiactivo. • Laboratorio de radiofarma con: –– Z onas de recepción y almacenamiento de material radiactivo, con receptáculos diferentes según las características de los radionucleidos. –– Z ona de elución de generadores de tecnecio y de preparación de monodosis. –– Zona específica para residuos radiactivos. –– Z ona de preparación de radiofármacos, que debe ir precedida por una esclusa. –– V  estuario que asegure las condiciones de higiene y protección. –– V  itrinas correderas de trabajo con pantallas de vidrio plomado. • Almacén de residuos radiactivos. • Sistema de vertido controlado para residuos radiactivos líquidos. • Zona de descontaminación de personas y objetos. • Si la unidad incluye terapia metabólica, deberá disponer de: –– Á rea de hospitalización adecuadamente blindada, estando las habitaciones diseñadas de forma que la puerta de acceso esté protegida por una pantalla plomada o por un pequeño laberinto de acceso. –– S  istema de vertido controlado conectado a los servicios de las habitaciones. Es preferible que los WC recojan orinas y heces de manera separada, de forma que a los tanques de vertido solo vayan líquidos.

1.3.2.  Distribución de zonas y accesos El CSN también nos indica cómo se deben distribuir las zonas y los accesos. Por una parte, la distribución de la instalación será de zonas de menor a mayor actividad con acceso restringido, y provistas de vestuario, esclusas y áreas de descontaminación.

123

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Caracterización de las instalaciones radiactivas

Es muy importante prestar atención al diseño de estas zonas, pues deben existir áreas de paso entre las que presenten diferente riesgo radiológico. El tránsito entre zonas debe ser menor en aquellas en las que exista mayor actividad, que estarán cerradas con llave. Las zonas radiológicas deben ser lugares poco frecuentados, con control de acceso, mínimo riesgo de incendio e inundación y facilidad para el traslado de material radiactivo. No deben estar próximas a almacenes de productos explosivos o fácilmente inflamables, ni en lugares donde se puedan producir inundaciones.

1.3.3.  Materiales y superficies Según el CSN, todos los materiales que se usen en la instalación estarán homologados para garantizar que cumplan una serie de requisitos, como el ser fácilmente descontaminables o tener una resistencia al fuego adecuada, además de que dispondrán de certificados de descontaminación. Las superficies serán de acabado liso, sin poros ni grietas ni ranuras, repelentes de la humedad y sin ningún tipo de discontinuidad. Los suelos serán pulidos, de baja adherencia y fácil de desmontar. Los techos serán estancos o con losetas desmontables, antinflamables, sin poros y resistentes a la humedad. Las paredes estarán recubiertas con pinturas plásticas o resinas fácilmente descontaminables, con esquinas redondeadas, sin salientes ni codos. Las superficies de trabajo serán lisas, fácilmente descontaminables, y la manipulación se hará sobre materiales absorbentes fáciles de manejar y retirar.

1.3.4.  Instalaciones de ventilación y climatización

Tanto las instalaciones de ventilación como las de climatización han de asegurar la renovación del aire con unas condiciones adecuadas de humedad y temperatura que procuren la eliminación total de una posible contaminación en el ambiente. Según el CSN estos equipos deben cumplir una serie de condiciones para asegurar un entorno salubre y seguro: • Las zonas de entrada y de salida han de estar debidamente separadas la una de la otra para permitir la circulación apropiada del aire (si este está contaminado). • Dicho aire debe moverse desde las zonas limpias a zonas ya contaminadas.

124

Módulo 03: Protección radiológica

• Se deberán usar filtros concretos para la extracción aérea como, por ejemplo, filtros de carbón activo, filtro HEPA (fabricado con fibra de vidrio) y, en la medida de lo posible, estos deben tener un conducto distinto al general. • La abertura o toma del aire (rejillas de ventilación) de los equipos ha de estar alejada de los propios sistemas de ventilación y climatización. • Los mecanismos que accionan el movimiento del aire y su salida (impulsores y extractores) deben estar conectados a un sistema de electricidad de emergencia y estar compuestos por dos motores que funcionen de manera alterna o combinada. • El sistema de climatización, a su vez, debe tener su propio circuito, de manera autónoma al resto del instalado en el edificio. • Para mantener el gradiente de presión negativo debe revisarse el nivel de entrada y salida de aire. • Ante cualquier accidente es imperativo desconectar todos los equipos de aire del edificio. • Se debe reestablecer el flujo de aire de 10 a 20 veces cada hora, como mínimo. • El sistema impulsor y extractor de aire deben disponer de dobles motores alternativos y estar conectados al sistema de electricidad de emergencia.

1.3.5.  Instalación eléctrica La instalación eléctrica cumplirá los requisitos establecidos en el Reglamento Electrotécnico de Baja Tensión. Básicamente, la iluminación deberá ser adecuada a cada zona y tipo de trabajo, utilizándose tubos estancos y materiales antideflagrantes. Además, deberá disponerse de un sistema de alumbrado de emergencia con pilotos repartidos por toda la instalación radiactiva.

1.3.6.  Sistema de protección contra incendios

Según la Norma Básica de Edificación, deben instalarse sistemas de detección con alarma centralizada y extinción, según sean el tipo de materiales que se encuentren en la zona y al nivel de riesgo. El sistema contra incendios sigue los principios de:

Prevención

Actuación

Contención

125

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Caracterización de las instalaciones radiactivas

En caso de que se produjera un incendio, hay que tener en cuenta la posibilidad de deterioro de los blindajes y de la estanqueidad de los recintos, de los contenedores de transporte y almacenamiento de residuos, así como de los filtros de los sistemas de ventilación y de la pérdida de estanqueidad de fuentes encapsuladas. Para contener el incendio, se utilizarán barreras resistentes a altas temperaturas y que no dejen pasar los humos. Es muy importante que se realicen simulacros periódicos que aseguren el adiestramiento del personal. Es importante que todos conozcan el funcionamiento de los extintores y qué deben usar en cada lugar de la instalación. Además, se formalizará un programa de mantenimiento.

1.3.7.  Recintos de trabajo y almacenamiento de fuentes, equipos y sistemas de protección radiológica

1.3.7.1.  Recintos de trabajo y almacenamiento de fuentes Cada recinto dispondrá de unas características propias dependiendo de los radionucleidos que se empleen y las actividades y manipulaciones que se realicen. Cuando se vaya a diseñar los recintos hay que recordar diversas variables, entre las que podemos destacar: blindajes, facilidad de manipulación, materiales, cables, equipos, acceso al material radiactivo, sistemas de visión y manipulación, iluminación, ventilación, segregación de residuos, mantenimiento y reparaciones, etc. Las vitrinas de manipulación tendrán un cierre frontal mediante guillotina, extracción de aire y su tratamiento con triple filtración: prefiltro, filtro de carbón y filtro HEPA. El habitáculo al completo tendrá condiciones de facilidad de descontaminación, por lo que es recomendable su fabricación de acero inoxidable o PVC. En las vitrinas que se usen para trabajar con emisores betas, el blindaje frontal suele ser de metacrilato de 1 o 1,5 cm de espesor. Las vitrinas para emisores gamma disponen de un visor de vidrio plomado de espesor variable, con el resto de la vitrina también blindada adecuadamente. Dependiendo del riesgo radiológico se pueden usar vitrinas de gases, a cajas blindadas o celdas con grandes espesores de blindaje y sistema de manipulación. En casos especiales se pueden necesitar cámaras calientes construidas con acero, plomo u hormigón. A la hora de realizar actividades con riesgo radiológico elevado se trabajará con pinzas, telepinzas, viales blindados, y protec126

Módulo 03: Protección radiológica

tores de jeringas. Las fuentes radiactivas se almacenarán en armarios blindados.

1.3.7.2.  Equipos y sistemas de protección radiológica En la fase de diseño de la instalación debe tenerse en cuenta las características y requisitos de los equipos fijos para la vigilancia y control de las zonas de trabajo y de los trabajadores en función de los riesgos radiológicos. Se dispondrá de un pequeño almacenamiento para los equipos de protección individual. Se habilitará una zona de descontaminación, la cual estará provista de un sistema para la descontaminación de personas, con un lavaojos, lavacabezas, lavabo que no se accione con la mano, ducha y un armario en el que se encuentren los productos de descontaminación.

1.3.8.  Almacén

de residuos radiactivos y sistema de evacuación de efluentes líquidos

1.3.8.1.  Almacén de residuos radiactivos El servicio de medicina nuclear contará con un almacén temporal de residuos de contenido radiactivo. Cuando se vaya a diseñar un almacén centralizado, hay que tener en cuenta su ubicación y la capacidad de almacenamiento. En cuanto a su ubicación, un almacén centralizado favorece los controles administrativos radiológicos y de seguridad. En su diseño hay que contemplar la facilidad del traslado de los residuos desde todas las instalaciones, así como la evacuación de estos una vez caducados o decaídos, ya sea por vía convencional o retirados por ENRESA. Esto implica que debe ser posible el acceso a vehículos de transporte. En definitiva, el almacén debe estar ubicado en un lugar seguro y aislado, controlado, sin riesgo de humedad, inundaciones, etc. Asimismo, dispondrá de ventilación adecuada y sistema de detección contra incendios. Por otro lado, referente a la capacidad, es muy importante conocer el volumen máximo de residuos que se pretenda almacenar hasta su evacuación (ya sea por vía convencional o por empresa autorizada), además de añadir un 20% más en previsión de emergencias. El cálculo de las dimensiones del almacén se hará teniendo en cuenta: • El tipo de residuos (sólidos, líquidos o mixtos, tiempo de almacenamiento de cada grupo, etc.) y su forma de almacenamiento. • El mobiliario y el espacio destinado al mismo, pasillos entre estanterías, blindajes y ubicación de congeladores. • Previsión de una zona de bajo fondo donde poder realizar medidas de chequeo. 127

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Caracterización de las instalaciones radiactivas

1.3.8.2.  Sistema de evacuación de efluentes líquidos A la hora de diseñar este sistema, hay que tener en cuenta ciertos aspectos básicos: • Los materiales de conducción han de ser inertes a la corrosión (habitualmente PVC) e independientes del resto del edificio, en función del riesgo asociado a la instalación radiactiva. • Los sifones serán fácilmente desmontables y fabricados de PVC. • Se diferenciarán y señalizarán adecuadamente los puntos de vertido activos (para evacuación de líquidos de contenido radiactivo) y los no activos. • Habrá una unión de puntos de vertido con desagüe común hacia sistemas de retención y vertido controlado. • Debe proveerse de instalación de bombas de agua con posibilidad de envío a contenedores de recogida si no se dispone de tanques de vertido controlado. • Se facilitará una derivación para poder tomar muestras.

1.4.  Riesgos radiológicos en las

instalaciones de teleterapia y braquiterapia

Puesto que se trabaja con fuentes encapsuladas o generadores de radiación, el riesgo radiológico de estas instalaciones es de irradiación externa. Recordemos que para prevenir los daños que puedan ocasionar estas irradiaciones debemos aplicar los principios básicos de protección radiológica: distancia, tiempo y blindaje. Son innumerable los accidentes que pueden producirse en una instalación de este tipo. En muchos de ellos suele haber una combinación de causas: una deficiente formación de los trabajadores junto con una falta de comprobaciones independientes, fallos en los procedimientos y ausencia de supervisión global. Algunos accidentes se han producido por comprobaciones mal realizadas y errores de mantenimiento de los parámetros operacionales de los equipos de terapia, ordenadores y accesorios. Esto podría haberse evitado siguiendo procedimientos y protocolos aceptados. La falta de chequeos ha producido condiciones en las que una situación de accidente no se descubre hasta bastante después de haberse producido. También ha habido confusión y aceptación de fuentes de braquiterapia sin verificación de su actividad que han causados accidentes. 128

Módulo 03: Protección radiológica

Otros muchos accidentes se han debido a fuentes abandonadas. Incluso la deficiente comunicación e información tras una reparación, así como en los cambios de turno puede provocar multitud de problemas. En la prescripción del tratamiento e identificación del paciente también pueden producirse errores. Sin embargo, la deficiente formación, falta de atención y falta de procedimientos adecuados ha sido la principal causa de los accidentes ocurridos. En general, la formación de profesionales incluye solo situaciones a las que podemos denominar normales, dejando de lado la instrucción de procedimientos en situaciones inusuales, que al presentarse pueden pasar desapercibidas y originar un accidente. Se han descrito más de quinientos accidentes en braquiterapia de alta tasa a lo largo de toda la cadena del procedimiento, desde el embalaje de la fuente hasta la liberación de dosis en el paciente. Muchos de los accidentes se habrían evitado si se hubieran tenido monitores de radiación funcionando y si se hubiera prestado atención a los mismos. Por último, conviene mencionar un peligro potencial adicional y es el robo de fuentes para ser utilizadas como bombas con fines terroristas. Podemos resumir los riesgos más comunes que pueden darse en este tipo de instalaciones al trabajar con fuentes encapsuladas: • Pérdida de la fuente radiactiva por desprendimiento del implante dentro de la habitación del paciente. • La fuente no retorna a su posición en el sistema de carga diferida automática. • La fuente encapsulada pierde su hermeticidad, pues al riesgo de irradiación externa se le suma el de contaminación radiactiva. • Manejo y transporte de fuentes. El embalaje o colocación inadecuados, junto con una falta de control de la tasa de dosis alrededor de contenedor de transporte, pueden conducir a accidentes y exposiciones de conductores, personal que maneje el contenedor y el público en general. También se pueden producir accidentes ocasionados por actos intencionados, como el robo del vehículo que transporta las fuentes o de parte de la carga. • Incendio en el que se ve dañado el material radiactivo, lo que se suma el riesgo de inhalación de dicho material si llega a volatilizarse.

129

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Caracterización de las instalaciones radiactivas

• Blindaje inadecuado. Un blindaje inadecuado de la fuente o de la habitación puede conducir a exposiciones innecesarias. Hay casos descritos de salas que no fueron adecuadamente blindadas por el constructor y cuyo blindaje no fue evaluado antes del uso, lo que condujo a niveles de radiación en lugares ocupados por el público por encima de los niveles permitidos. • Tratamiento impartido a otro paciente. Errores en la identificación del paciente también han conducido a accidentes. Hay regulaciones que exigen que todos los pacientes sean identificados por al menos dos métodos antes del tratamiento. • Incorrecta prescripción, impartición o tratamientos repetidos al mismo paciente. Hay diversos ejemplos descritos de este tipo de accidentes. Se han descrito errores al impartir el tratamiento por: –– Utilizar tiempos correspondientes a fuentes que ya no están en uso. –– Errores en la prescripción del tratamiento. –– Errores en la colocación de los catéteres. –– Catéteres dañados o doblados. –– E  rrores al introducir la posición de tratamiento en los sistemas de cálculo o en el equipo automático de braquiterapia. –– Introducción de datos de forma inversa. –– I ntroducción de datos en distintas unidades (cm en vez de mm, confusión de diámetro y radio, distintas unidades de actividad, etc.). –– Introducción de fechas de calibración de la fuente en diferentes formatos. –– Introducción de datos con tiempo de parada o posición inicial incorrectos, etc. –– L os dobles tratamientos a un mismo paciente se han descrito habitualmente en HDR debido, por ejemplo, a un deficiente sistema de comunicación en el cambio de turno.

1.5.  Diseño de las instalaciones de teleterapia y braquiterapia

¡RECUERDA! La teleterapia es la forma de radioterapia que utiliza la radiación procedente de un equipo generador situado a cierta distancia de la zona a irradiar, mientras que la braquiterapia es un tipo de radioterapia donde la fuente de material radioactivo se coloca dentro del paciente para matar células cancerosas y achicar tumores.

130

Módulo 03: Protección radiológica

1.5.1.  Aspectos generales del diseño de

instalaciones con aceleradores lineales de electrones y unidades de cobalto

Para asegurar la protección radiológica de los trabajadores y del público en una instalación en la que se empleen aceleradores lineales de electrones y unidades de cobalto es que el diseño estructural de dicha unidad sea el adecuado. Por este motivo, es obligatorio presentar un proyecto especificando las medidas y composición de los elementos que formarán dicha instalación antes de la autorización de su construcción, así como el cálculo de las dosis de radiación que se estima en cada una de las zonas. Si este proyecto demuestra que los niveles de radiación están por debajo de los que indica la legislación en cada caso y que el peligro de exposición por accidente es pequeño, entonces se autorizará la instalación. El diseño de la instalación debe contemplar una protección radiológica mínima por si se llegan a producir accidente o errores. Los sistemas más críticos deben duplicarse para evitar percances; como, por ejemplo, los controles del tiempo de irradiación, para así impedir que los pacientes reciban dosis altas. Asimismo, la instalación debe contar con sistemas de seguridad en toda la instalación por si se produjera un accidente, como cortes de electricidad o incendios, entre otros. Aparte de cumplir con todos estos requisitos, es muy importante que el diseño de estas instalaciones sea práctico y sencillo para facilitar todo lo que se pueda las funciones diarias. De esta forma, además, se incrementará la seguridad y eficacia al evitar manipulaciones complejas. Otros elementos para tener en cuenta en el diseño consisten en la distribución de salas y accesos, el coste, el espacio disponible, etcétera. Por norma general, las instalaciones de aceleradores lineales de electrones y unidades de cobalto se ubican lejos de las zonas de paso hacia otras dependencias, pues así se evita irradiaciones innecesarias. Por otra parte, hay que minimizar el número de salas adyacentes para ahorrar en blindajes. Por estos dos motivos, un buen sitio para colocar la unidad es el sótano. También hay que tener en cuenta que la construcción debe soportar el peso de equipos y blindajes, por lo que se elimina este elemento si se escoge el sótano como ubicación.

131

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Caracterización de las instalaciones radiactivas

1.5.2.  Aspectos generales del diseño de

las instalaciones de braquiterapia y teleterapia

Hay una gran variedad de técnicas de braquiterapia y teleterapia, y cada una de ellas tiene requisitos distintos en cuanto al diseño de la instalación. Por ejemplo, las necesidades de blindaje de una instalación en la que se emplea alta tasa de dosis son mucho mayores que las de otra donde solo se aplican técnicas de baja tasa. En cambio, esta última necesita habitaciones de hospitalización donde los pacientes puedan permanecer varios días mientras dura el tratamiento. Sin embargo, podemos mencionar algunas reglas generales que se aplican a cualquier tipo de instalación. En primer lugar, un requisito común a las instalaciones de radioterapia externa es que no debe ser lugar de paso hacia otras dependencias. Además, dentro de la instalación deben colocarse las zonas con mayores niveles de radiación al fondo. De esta forma, solo accederá a ellas el personal que tiene que utilizarlas y no el que trabaja en otras zonas donde la radiación es menor. Los recintos de almacenamiento de las fuentes deberán estar aislados y bien señalizados, protegidos por blindajes adecuados y con las medidas de seguridad necesarias para evitar el acceso de personas no autorizadas. Si va a ser necesario mover fuentes radiactivas durante la preparación o la realización de los tratamientos, hay que procurar que estos desplazamientos sean lo más cortos posible y que se realicen siempre por dentro de la propia instalación. En cuanto a los blindajes, nos debemos asegurar de que la dosis anual que se recibe en una zona no superará nunca el límite legal de dosis aplicable al personal que trabaja en ella. Por último, se debe estudiar todo lo referente a la seguridad para tener en cuenta las consecuencias radiológicas de los accidentes o fallos que pueden tener lugar durante el funcionamiento de la instalación. Deben existir sistemas que minimicen el riesgo de pérdida de fuentes radiactivas en caso de incendio o inundación, así como que el diseño y la distribución de las salas deben facilitar la localización de las fuentes en caso de caída accidental.

132

1.5.3.  Tipos de radiación presente y elementos de las instalaciones 1.5.3.1.  Tipos de radiación Para poder entender los requisitos que debe tener el blindaje de una instalación, es necesario conocer los distintos tipos de radiación que se produce. En función de su origen, distinguimos los siguientes tipos: • La radiación primaria o directa es la radiación más intensa. Se trata de la radiación que va dirigida al tratamiento de los pacientes, colimada en un cono que puede dirigirse en cualquier dirección dentro de un círculo vertical y perpendicular a la mesa. En las unidades de cobalto la radiación es constante mientras que en los aceleradores lineales pueden emplearse distintas energías, además de elegir entre electrones y fotones. En los nuevos equipos en los que el haz no es isocéntrico, y puede dirigirse a cualquier dirección, se requieren medidas adicionales de blindaje. • La radiación de fuga consiste en la radiación no deseada y emitida en cualquier dirección, atravesando así los blindajes de la unidad. Su energía es considerada igual que la de la radiación primaria. Se emite continuamente en las unidades de cobalto y solo durante la irradiación en los aceleradores. Su magnitud depende del diseño de la unidad, dato que debe proporcionar el fabricante. • La radiación dispersa se compone de los fotones que se producen cuando el haz primario choca con el paciente, la mesa o las paredes del búnker, así como por los generados en choques subsiguientes. Aunque esta radiación tiene una intensidad bastante menor que en el caso de la primaria, puede alcanzar zonas a las que no llega esta, por lo que se necesitan medidas extras de protección. Además de lo mencionado, en los aceleradores de alta energía tienen lugar algunos procesos que suponen riesgos radiológicos añadidos. Si la energía es superior a 8 MeV, se producen neutrones cuando los fotones colisionan con el material de la cabeza de la unidad. Una parte de este material pasa a ser radiactiva, aunque, por suerte, posee un tiempo corto de decaimiento. Los neutrones pueden rebotar en las paredes y llegar a lugares donde los fotones no llegan prácticamente, lo que dificulta el diseño de las instalaciones, pues los blindajes utilizados para los fotones no son muy eficaces contra los neutrones. 133

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Caracterización de las instalaciones radiactivas

1.5.3.2.  Elementos de una instalación A continuación, veremos brevemente las peculiaridades más importantes en cuanto a seguridad radiológica en cuanto al diseño de cada uno de los elementos. La unidad productora de radiación es esencial para el paciente, puesto que debe tener mecanismos que aseguren que no reciba más dosis de la que se ha programado. Un contador principal y otro secundario, ambos dependientes, controlan el tiempo de irradiación. El principal es el encargado de interrumpir la irradiación cuando se alcanza el valor marcado, pero, si no lo hace, el secundario se encargará de ello. Los aceleradores de electrones son dispositivos muy complejos y deben tener circuitos de control que vayan comprobando que los parámetros de irradiación se mantienen constantes. En caso de que detectaran alguna anomalía, están programados para interrumpirla. Las unidades de cobalto poseen un blindaje alrededor de la fuente, así, cuando no hay irradiación, se minimiza la dosis que puedan recibir las personas que trabajen habitualmente en el búnker. El búnker es el principal blindaje y rodea totalmente al acelerador. Hay zonas que requieren un espesor de blindaje adicional, puesto que pueda llegar el haz directo de radiación, a lo que se llama «anillo». Es importante tener en cuenta que las dimensiones del búnker deben ser lo suficientemente amplias, puesto que hay que montar y desmontar la unidad, así como dejar paso para las camillas. Para reducir la radiación dispersa, es recomendable que las paredes y los muebles se mantengan alejados del foco de radiación. Además, es necesario observar las juntas entre paredes y los agujeros para cables o tuberías, pues el blindaje puede ser inferior al espesor de la pared. Las barreras estructurales del búnker serán calculadas por especialistas y pueden clasificarse en dos tipos: barreras primarias, en las que el haz de emisión incide directamente sobre ellas; y barreras secundarias, que reciben la radiación dispersa o atenuada por la barrera primaria. El laberinto, que conecta el búnker con la puerta, constituye un blindaje más al disminuir la radiación dispersa. Si alguien se quedara dentro del búnker por accidente, el laberinto actúa como una barrera protectora en caso de irradiación. El laberinto debe permitir el paso de camillas, por lo que debe ser lo suficientemente ancho. Además, puede tener uno o varios tramos. En el caso de que solo posea uno, a la hora de diseñarlo, desde la puerta no debe verse ninguna pared que pueda ser irradiada.

134

Módulo 03: Protección radiológica

La puerta de acceso suele tener menor blindaje que el resto de los elementos y su diseño requiere de un estudio especial, puesto que debe tener un peso máximo para que se pueda abrir con relativa facilidad. Cuando los aceleradores poseen energías superiores a 10 MeV se necesitan puertas muy voluminosas, que deben abrirse o cerrarse con un motor. Las puertas deben ser gruesas puesto que el blindaje consiste en varios pares de láminas de plomo (que absorbe la emisión gamma) y de un material hidrogenado (que frena los neutrones), las cuales van alternándose. En cambio, cuando los aceleradores son de baja energía o de cobalto, no es necesario tanto blindaje, y es suficiente con puertas revestidas de plomo o acero. Incluso pueden contener ventanas de vidrio plomado. Hay casos en los que el laberinto es tan largo que no es preciso que la puerta lleve blindajes. La sala de control es la zona donde los operadores supervisan el procedimiento de irradiación, por lo que debe contener todos los monitores que regulan los parámetros de la unidad (energía, tiempo total, tamaño de campo, etc.). También desde allí se controla el acceso al búnker, de forma que los operadores saben quién entra y quién sale, siendo imposible que alguien entre sin ser visto. Por último, debe contar también con pantallas de televisión de circuito cerrado para vigilar al paciente mientras es irradiado, así como con sistemas de intercomunicación para poder hablar con él.

1.5.4.  Sistemas de seguridad para la

protección contra la radiación

Además de los blindajes, toda instalación debe contar con una serie de sistemas y mecanismos de seguridad para proteger contra la radiación a los pacientes, al personal de operación y al resto del público. Vamos a mencionar los más importantes: • Debe existir un monitor de radiación dentro del búnker que mida continuamente la dosis en su interior y emita una señal luminosa y/o acústica cuando se sobrepase un determinado nivel. Estas señales deben ser visibles desde el puesto de control y desde la puerta del búnker. • Habrá botones de parada en lugares fácilmente accesibles en el búnker y en la sala de control, que deben interrumpir la irradiación, el suministro eléctrico del equipo y los movimientos del acelerador y la mesa. De esta forma, los operadores pueden reaccionar ante emergencias que supongan un riesgo de irradiación accidental, de electrocución o de aplastamiento. Estos botones deben ser muy visibles y todo el personal debe conocer su ubicación. Como factor adicional de seguridad, si se aprieta un

135

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Caracterización de las instalaciones radiactivas

botón se queda bloqueado y, tras comprobar que no hay ningún peligro, hay que sacarlo antes de poder poner de nuevo en marcha la unidad. • La puerta debe disponer de un sistema de enclavamiento que impida que se produzca la irradiación cuando no está cerrada; si la puerta se abre en el transcurso de la irradiación, el sistema debe interrumpirla automáticamente. Si no hay puerta debe existir un sistema de detección del paso de personas que realice la misma función. • La consola de control de la unidad debe tener mecanismos de seguridad que impidan su uso por personas no autorizadas: llaves, claves de acceso, etcétera. • Las unidades de cobalto deben estar diseñadas de forma que, en el caso de que se interrumpa el suministro eléctrico (por ejemplo, durante un apagón), la pastilla radiactiva vuelva automáticamente a su posición de almacenamiento blindada. Además, debe existir un sistema manual para empujar la fuente, por si fallara el sistema automático.

1.5.5.  Sistemas auxiliares Hay varios sistemas auxiliares que aumentan la seguridad de la instalación. Describiremos brevemente los más importantes. El sistema de ventilación debe asegurar una renovación adecuada del aire, así como mantener una temperatura que resulte cómoda para los pacientes. En las instalaciones para tratamientos con baja tasa de dosis las habitaciones pueden tener ventanas (blindadas adecuadamente) para hacer más agradable la estancia del paciente. Sin embargo, se desaconseja que existan en las habitaciones de tratamiento con alta tasa de dosis. El confort del paciente no es tan importante en este caso, pues el tiempo de permanencia en la habitación es muy corto. Debe existir un sistema de extinción contra incendios. También deben existir sistemas de emergencia que permitan la evacuación de los pacientes en caso de siniestros incontrolados. El almacén de fuentes radiactivas debe estar diseñado para resistir fuegos de intensidad moderada, de esta forma se reduce la posibilidad de liberación incontrolada de sustancias radiactivas. En las instalaciones de alta tasa de dosis, la sala de irradiación debe tener un sistema de circuito cerrado de televisión para que los operadores puedan vigilar al paciente. Debe existir también un sistema de comunicación que permita hablar con él, de forma que se le puedan dar instrucciones en caso de emergencia y escucharle si tiene algún problema.

136

Módulo 03: Protección radiológica

1.6.  Características técnicas de las instalaciones de radiodiagnóstico

Con el fin de optimizar la dosis y limitar el riesgo radiológico tanto individual como colectivo, los requisitos legales y las especificaciones técnicas de la instalación de radiodiagnóstico están recogidas en:

se /2009 por el que Real Decreto 1085 n ió ento sobre instalac aprueba el Reglam con uipos de rayos X y utilización de eq o médico. fines de diagnóstic

Real Decreto 783/20 01, por el que se aprueba el Reglament o sobre Protección Sanitaria contra las rad iaciones ionizantes, modificado por el RD 14 39/2010.

Deben considerarse los criterios de protección radiológica no solo aplicados en la instalación en sí, pues también deben emplearse en el equipo. La prioridad será la de no sobrepasar los límites de dosis de los trabajadores expuestos y de los miembros del público en las unidades asistenciales de radiodiagnóstico. Las dependencias que componen la instalación de radiodiagnóstico se clasifican en: • Zonas con riesgo radiológico: el riesgo de irradiación externa solo existe mientras el equipo esté en funcionamiento. Es importante que deban estar debidamente señalizadas. Se distinguen: –– S  ala o salas de equipo, que, dependiendo del servicio que preste, serán adecuadas en número y espacio. Contendrán el equipo de rayos X. –– Puesto de control del operador, donde se encontrará la consola de control. • Zona sin riesgo radiológico: como los pasillos, despachos o sala de revelado. Las instalaciones de radiodiagnóstico deben cumplir con algunos requisitos para minimizar los riesgos y optimizar la dosis: • El puesto de operador ha de estar blindado mediante una barrera estructural. Además, dispondrá de intercomunicador y de una ventana con la debida protección para poder observar al paciente durante la exploración. • El haz directo nunca se dirigirá hacia zonas que no dispongan blindaje, como ventanas de observación, puertas de acceso, etcétera. 137

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Caracterización de las instalaciones radiactivas

• Las zonas estarán debidamente señalizadas con el símbolo del trébol radiactivo con las puntas radiales (riesgo de irradiación externa). Se usará el código de colores indicado en el Real Decreto 783/2001. Generalmente la clasificación recomendada es: zona controlada para la sala de equipo, zona vigilada para el puesto del operador y zona de acceso libre en despachos y pasillos. • Las salas de exploración tendrán en la puerta de acceso señales luminosas y acústicas para advertir de la emisión de rayos X. • Tanto las salas que contengan los equipos de rayos X como los propios equipos deberán disponer de pulsadores de emergencia para detener la irradiación en caso de colapso de la consola de control. • Debe existir accesos diferenciados para los operadores y para los pacientes. Por otro lado, en estas instalaciones es obligatorio, como mínimo anualmente, y siempre que se modifiquen las condiciones habituales de trabajo o se detecte alguna irregularidad que afecte a la protección radiológica, realizar vigilancia de los niveles de radiación en los puestos de trabajo y en las áreas colindantes. Lo realizará un servicio de protección radiológica, emitiendo un certificado con los resultados. Asimismo, se deberá implantar un programa de protección radiológica, el cual estará por escrito. En suma, según el artículo 19 del Real Decreto 1085/2009, debe contemplar lo siguiente:

Medidas de prev ención • Evaluar el riesgo radiológico de las condiciones de trabajo. • Clasificación y señalización de zonas. • Formación del personal inicial y periódica. • Clasificación de los trabajadores expuestos. • Establecimiento de normas y procedimientos de trabajo adecuados a la clasificación radiológica de las zonas de trabajo.

• Control de calidad del equipamiento.

Medidas de cont

rol

• Control del tiempo de funcionamiento. • Control mediante la distancia a la fuente. • Utilización de blindajes fijos o móviles. • Utilización de equipos de protección personal.

Medidas d

• Vigilancia radiológica de las zonas de trabajo.

e vigilancia

• Vigilancia dosimétrica de los trabajadores expuestos. • Vigilancia de la salud de los trabajadores expuestos. • Medidas administrativas: registro adecuado de todo lo mencionado, así como establecer un protocolo de actuación ante la eventual superación de los límites de dosis reglamentarios. 138

Módulo 03: Protección radiológica

1.7.  Normativa y legislación

aplicable a las instalaciones radiactivas sanitarias

Hoy día nos encontramos con dos reales decretos que destacan en la justificación de los exámenes médicos en lo que se refiere a las instalaciones radiactivas sanitarias. Estos son: • Real Decreto 815/2001, de 13 de julio, sobre justificación del uso de las radiaciones ionizantes para la protección radiológica de las personas con ocasión de exposiciones médicas. • Real Decreto 1132/1990, de 14 de septiembre, por el que se establecen medidas fundamentales de protección radiológica de las personas sometidas a exámenes y tratamientos médicos.

1.7.1.  Ámbito general De forma general, podemos mencionar el Real Decreto 783/2001 modificado por el Real Decreto 1439/2010, Reglamento de Protección Sanitaria contra las radiaciones ionizantes. Dicho reglamento se encarga de concretar las normas para minimizar y evitar los riesgos que las radiaciones ionizantes provocan en trabajadores y los miembros del público. Para concretar más, podemos citar los aspectos más significativos: • Delimita los principios de justificación, optimización y limitación de las dosis. • Desarrolla una estimación de las dosis efectivas y equivalentes. •  Establece los principios fundamentales de protección operacional para trabajadores y personas en formación. • Determina las medidas de protección radiológica de la población en circunstancias normales. • Explica cómo proceder en cualquier caso de emergencia radiológica o en caso de exposición perdurable, así como en caso de exposición a fuentes de radiación natural. • Dispone las inspecciones que deben realizarse y las sanciones a cumplir.

1.7.2.  Calidad de rayos X Si queremos conocer el reglamento que regule las actividades relacionadas con el uso de equipos de rayos X con fines de diagnóstico médico, tenemos que acudir al Real Decreto 1085/2009. Este diagnóstico médico incluye seres humanos y animales. 139

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Caracterización de las instalaciones radiactivas

A continuación, resumiremos los puntos principales de este reglamento: • Clasifica las instalaciones de rayos X con fines de diagnóstico médico.

TIPO 1

Instalaciones con equipos de TC, radiología intervencionista, mamografía, equipos quirúrgicos y equipos móviles.

TIPO 2

TIPO 3

Instalaciones con equipos de diagnostico general, veterinario y dental no intraoral.

Instalaciones con equipos de diagnóstico dental intraoral o podológico y de densitometría ósea.

• Fija los requisitos y obligaciones de las empresas encargadas del suministro y asistencia técnica de estos equipos. • Establece los procedimientos que se deben seguir para solicitar el alta, modificación y baja de una instalación. • Asienta las obligaciones y funciones del titular de la instalación, además de la acreditación del personal que presta sus servicios en estas instalaciones. • Detalla las medidas de prevención, vigilancia y control de la exposición en el programa de protección radiológica. • Especifica los servicios y certificaciones de características técnicas por parte de un servicio de protección radiológica propio (SPR) o contratado (UTPR). • Establece posibles infracciones y sanciones que impondrá el CSN en caso de incumplimiento de la normativa. Por otro lado, también es importante mencionar el Real Decreto 1976/1999, que establece los criterios de calidad en radiodiagnóstico para optimizar la obtención de las imágenes de tal manera que las dosis recibidas sean tan bajas como se pueda.

140

Módulo 03: Protección radiológica

1.7.3.  Control de calidad en medicina nuclear El Real Decreto 1841/1997 establece los criterios de calidad que deben seguirse en medicina nuclear, además de especificar las pruebas que deben realizarse al equipamiento. Todos los controles que requieren estos equipos se realizarán periódicamente por parte de personal cualificado. Este equipamiento y las pruebas que se deben realizar se especifican a continuación: Equipamiento

Descripción/función

Pruebas mínimas

Proporcionan imágenes mediante técnicas de medicina nuclear, morfológicas o funcionales

Uniformidad extrínseca, sensibilidad, tamaño de píxel y resoluciones espacial extrínseca, temporal y energética

Gammacámaras tomográficas

Gammacámaras que realizan estudios tipográficos

Las indicadas para las gammacámaras planares, además del centro de rotación y las uniformidades planar y tomográfica

Activímetros

Cámaras de ionización de tipo pozo que disponen de un hueco para introducir la fuente radiactiva

Control de la estabilidad, la exactitud y precisión

Sistemas de contaje in vivo

Están prácticamente en desuso

Deben cumplir la resolución energética, la eficiencia y la respuesta en actividad

Equipos PET

Realizan tomografías por emisión de positrones

Las que recomiende el fabricante

Equipos híbridos SPECT/TC y PET/TC

Se acoplan en un mismo equipo componentes de medicina nuclear y radiología

Cumplirán los controles propios de los equipos de rayos X, aparte del registro de las imágenes

Gammacámaras planares

Por otro lado, en las instalaciones de medicina nuclear se debe regular el empleo de los medicamentos radiofármacos, por lo que se les aplica el Real Decreto 479/1993.

1.7.4.  Control de calidad en radioterapia El Real Decreto 1566/1998 es el que establece los criterios de calidad en radioterapia para así asegurar la optimización del tratamiento de radioterapia y la protección radiológica del paciente. Podemos destacar de este reglamento las funciones del especialista en radiofísica hospitalaria, así como las pruebas, tolerancias y periodicidades a las que deberán ajustarse los sistemas de planificación y cálculo y los equipos de irradiación. 141

2

GESTIÓN GESTIÓN DEL MATERIAL RADIACTIVO

Módulo 03: Protección radiológica

En determinadas instalaciones hospitalarias, como hemos visto, se emplean materiales y fuentes radiactivas, por lo que es de vital importancia conocer cómo se gestionan los residuos que dejan estos materiales. Veremos su clasificación, pues no se eliminan de la misma forma todos los residuos, así como las diferencias entre la gestión de residuos sólidos y líquidos. También hablaremos de la empresa nacional de residuos radiactivos: Enresa. Para elaborar el material de este tema, se ha recurrido a los siguientes documentos: • CSN (2015). El transporte de los materiales radiactivos. • CSN (2002). Gestión de materiales residuales sólidos con contenido radiactivo generados en instalaciones radiactivas. (Guía de Seguridad 9.2). • CSN (1991). Control del proceso de solidificación de residuos radiactivos de media y baja actividad. • CSN (2001). Gestión de materiales residuales sólidos con contenido radiactivo generados en instalaciones radiactivas. • CSN (2008). Contenido y criterios para la elaboración de los planes de gestión de residuos radiactivos de las instalaciones nucleares. • CSN (2013). Evaluación de seguridad a largo plazo de los almacenamientos superficiales definitivos de residuos radiactivos de media y baja actividad.

2.1.  Gestión de residuos radiactivos Cuando hablamos de gestión de residuos radiactivos, nos referimos a cualquier operación que llevemos a cabo para garantizar que dichos residuos no supongan peligro alguno para el ser humano y el medio ambiente. Esta gestión se basa en un sistema de protección radiológica donde se lleva al mínimo todo riesgo nocivo de los residuos radiactivos. Los objetos que terminan gestionándose como residuos radiactivos se pueden clasificar de la siguiente forma: • Fuentes radiactivas que han padecido decaimiento. No pueden emplearse para aquello por lo que se crearon concretamente. • Fuentes radiactivas que, tras sufrir un leve decaimiento, deben ser sustituidas por otras técnicas de menor riesgo. • Equipos y herramientas que todavía pueden funcionar, pero no se recomienda su uso puesto que existe riesgo por estar presente material radiactivo. • Cualquier otro material que esté contaminado por isótopos radiactivos. Una característica notable de los radionucleidos es que a medida que se desintegra, su radiactividad va disminuyendo con el tiempo. En cambio, esto no ocurre con gran cantidad de tóxicos químicos, puesto que sus componentes permanecen invariables. Las instalaciones, como las médicas, agrícolas, industriales y de investigación, emplean una gran variedad de radionucleidos. Por esto es lógico que generen residuos radiactivos que requieren una gestión compleja especialmente por su heterogeneidad.

143

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 2. Gestión del material radiactivo

Por otra parte, nos encontramos con los residuos mixtos, que son aquellos que, además del contenido radiactivo, pueden conllevar otro tipo de riesgo o peligro. Es el caso, por ejemplo, de productos químicos que pueden contener algunos residuos hospitalarios. A lo largo del tema se repetirán algunos conceptos muy importantes con los que debemos familiarizarnos:

Exención: se confirma que la actividad del residuo es inferior a un umbral de peligro, por lo que no suponen riesgo radiológico y son tratados como residuos convencionales.

Valores de referencia para la exención: tienen en cuenta la concentración de actividad radiológica. Así, por debajo de estos valores los residuos pueden ser gestionados de forma convencional. Dichos valores son diferentes para cada radioisótopo, y debe considerarse todos ellos si el residuo es una mezcla de varios.

Desclasificación: en la práctica puede ocurrir que haya sustancias que inicialmente fueron clasificadas como residuos, pero que, tras un tiempo de almacenamiento, la actividad va decayendo y algunos residuos quedan exentos.

Exclusión: son residuos que no podemos controlar, como el 226Ra que existe en el aire. Como no podemos demostrar que sean nocivos, se excluyen del sistema de protección radiológica.

144

Módulo 03: Protección radiológica

Por otra parte, la gestión de los residuos se puede llevar a cabo de dos formas:

Gestión convencional

Gestión por empresa autorizada

El hospital puede encargarse de eliminar los residuos al no existir riesgo radiológico.

Son gestionados por Enresa, una empresa especializada en manipulación y tratamiento de los residuos.

2.1.1.  Definición de residuos radiactivos Cualquier actividad humana, ya sea directa o indirectamente, origina desperdicios, residuos que pueden afectar al medio ambiente si se liberan de forma inadecuada. Sin embargo, de forma internacional y siguiendo las directrices del artículo 2 de la ley 25/1964, podemos definir los residuos radiactivos como cualquier material para el que no se tiene previsto ningún uso y que contiene o está contaminado con nucleidos radiactivos por encima de los niveles establecidos por las autoridades.

2.1.2.  Clasificación de los residuos No hay una sola forma de catalogar los residuos, pues podemos encontrar clasificaciones relacionadas con las propiedades de los radionucleidos, con el material en los que estos se almacenan, con el tratamiento que reciben, etc. Veamos las clasificaciones más comunes. Según el periodo de semidesintegración del contenido radiactivo: • Residuos de vida muy corta: son aquellos residuos radiactivos cuya concentración de radionucleidos es muy baja, siendo el periodo de semidesintegración de alrededor de 90 días. • Residuos de vida corta: los radionucleidos de estos residuos poseen una concentración superior a los anteriores, pero sin llegar a niveles radiactivos significativos. En este caso se aumenta el periodo de semidesintegración en unos 30 años. • Residuos de vida larga: la concentración de los radionucleidos es muy alta, por lo que su decaimiento requiere periodos muy largos de tiempo, los cuales son mayores a 30 años. No se garantiza el mantenimiento de estos residuos a tan largo plazo. Por su actividad específica, los residuos líquidos, sólidos o gaseosos se dividen en: • Residuos de baja actividad: el elemento radiactivo tiene actividad específica baja, por lo que normalmente no requieren blindaje para su manipulación y transporte. Aun así, debe evitarse su dispersión, lo que se conseguirá con ciertos sistemas de confinamiento. • Residuos de media actividad: la potencia y actividad de estos residuos es superior a los anteriores, lo que se hace necesario blindaje para su manipulación y transporte. • Residuos de alta actividad: generan calor debido a su concentración de radiactividad, por lo que hay que mantenerlos refrigerados para que no aumente la temperatura.

145

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 2. Gestión del material radiactivo

En función del tipo de evacuación: • Residuos que pueden ser evacuados por vía convencional: son los que en el momento de su generación no superan los límites establecidos de actividad. • Residuos que potencialmente pueden ser evacuados por vía convencional: inicialmente superan los límites legales de evacuación, pero tras la correspondiente gestión pueden ser evacuados por vía convencional. • Residuos no gestionables: no podrán ser tratados ni evacuados por vía convencional por las limitaciones del centro. • Fuentes encapsuladas y sólidos radiactivos: se podrán evacuar por vía convencional si la actividad inicial está exenta. Si no es así, se debe intentar devolver los residuos a la casa comercial. Si no fuera posible, se almacenarán hasta que estén exentos. Se solicitará una autorización para una evacuación por vía convencional o la retirada por Enresa o por la empresa suministradora. Residuos de vida muy corta

Período de semidesintegración

Residuos de vida corta

Residuos de vida larga

Residuos de baja actividad

Actividad específica

Residuos de media actividad

Residuos de alta actividad

Pueden ser evacuados por vía convencional

Tipo de evacuación

Potencialmente pueden ser evacuados por vía convencional

Fuentes encapsuladas y sólidos radiactivos

Fuentes encapsuladas y sólidos radiactivos

146

Módulo 03: Protección radiológica

2.1.3.  Opciones en la gestión de los residuos Como ya hemos indicado, debemos gestionar adecuadamente los residuos radiactivos para evitar que lleguen al medio ambiente cantidades que puedan ser peligrosas. La estrategia para lograr este objetivo admite dos alternativas: • Disolución del material radiactivo y posterior dispersión de tal forma que los niveles de radiactividad sean admisibles en el medio ambiente. • Aislamiento del material radiactivo en un espacio limitado y controlado. Para que se pueda realizar la descarga de material radiactivo al medio ambiente es necesario que el residuo sea de muy baja actividad, ya sea de origen o por el decaimiento sufrido. Además, podemos emplear un medio dispersor que garantice una homogeneidad rápida en la dispersión. Esto es posible en el caso de residuos líquidos si se dispone de una masa de agua (río, lago, mar). En cuanto a los gaseosos, deben darse las condiciones adecuadas de situación del punto de descarga y estabilidad atmosférica (velocidad y dirección del viento). Eso sí, cualquier descarga o evacuación de residuos radiactivos requiere la autorización de la autoridad competente.

2.1.4.  Fases de la gestión de residuos El almacenamiento o aislamiento de los residuos debe planificarse con anterioridad en todas sus fases. El objetivo es conseguir un residuo acondicionado, que es aquel que cumple con las especificaciones mínimas de inmovilización y envasado que se requieren en cada caso. Para la gestión de los residuos radiactivos, se deben llevar a cabo una serie de operaciones distribuidas en varias fases:

Segregación y recepción

Almacenamiento

Caracterización

Transporte interno

Evacuación

147

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema  1. Gestión del material radiactivo

Generación del residuo Segregación del residuo Caracterización del residuo Señalización del residuo Transporte interno del residuo Almacenamiento del residuo Registro del residuo

Residuos evacuación convencional

Evacuación convencional

Residuos potenciales de evacuación convencional

Fuentes encapsuladas y sólidos radiactivos

Almacenamiento temporal

¿Está exento?

Registro Registro



Residuos radiactivos

No Retorno al suministrador No

Almacenamiento y autorización de evacuación al llegar a la extención

Retorno

Registro

No

Registro

Enresa

Dependiendo de las características del residuo, procederemos de una forma u otra en lo que respecta a su gestión. Debemos tener en cuenta que podemos encontrarnos con residuos sólidos (como jeringas, viales o guantes), líquidos (soluciones acuosas o líquido de centelleo) o mixtos (frascos o viales que contienen líquido). Por otro lado, también están los residuos biológicos, como fluidos corporales, muestras biológicas o cadáveres de animales. A continuación, veremos brevemente en qué consiste cada una de las fases. 148

Módulo 03: Protección radiológica

149

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Gestión del material radiactivo

2.1.4.1.  Segregación Esta fase consiste en la segregación de las partes de los residuos, separando así los residuos convencionales de los radiactivos. Así mejorará la eficacia de las fases posteriores, además de que se mermará la producción de residuos radiactivos. A la hora de segregar tendremos en cuenta tanto las propiedades de radiación del residuo como su estado físico. Esto quiere decir que, por ejemplo, separaremos los sólidos de los líquidos, o los residuos cuya actividad radiactiva sea diferente, pues varía demasiado su periodo de decaimiento. Igualmente es importante en esta fase el empleo de los recipientes apropiados para cada residuo, pues esto facilitará enormemente las fases siguientes.

2.1.4.2.  Caracterización En esta etapa se valora el isótopo y la actividad del residuo. Dependiendo del resultado, se seguirá un procedimiento de evacuación u otro. Para evitar errores, se deben señalizar adecuadamente empleando un código que sea fácil de identificar, único y que especifique las características propias del residuo. En esta caracterización, deberán indicarse siempre los valores de actividad original y de periodo de semidesintegración del residuo.

2.1.4.3.  Transporte interno Para el transporte, es necesario el uso de métodos de contención blindados. Además, es importante minimizar todo lo posible el transporte de residuos y señalizar debidamente el sistema de transporte.

2.1.4.4.  Almacenamiento El personal autorizado recogerá y depositará el residuo ya caracterizado en un almacén acondicionado. Los contenedores, bolsas y otros recipientes que contienen los residuos estarán etiquetados con la cantidad de actividad original y el periodo de semidesintegración. Asimismo, en el almacén tendrá que quedar identificado cada residuo con la fecha, radioisótopos principales, instalación de procedencia, la persona que los recibe y cualquier otro dato de identificación de los residuos que sea necesario. Es muy importante llevar al día los registros de todos los residuos, por lo que es conveniente llevar un registro de almacenamiento y otro de evacuación.

150

Módulo 03: Protección radiológica

• Tipo de residuo Registro de almacenamiento

• Concentración de actividad en Bq/g o Bq/l • Número de contenedor • Número de referencia del contenedor de residuos líquidos • Identificación del laboratorio productor • Fecha de entrega en el almacén • Fecha y modo de evacuación • Ubicación en el almacén • Tasa de dosis máxima en contacto y a un metro • Riesgos adicionales

• Cantidad de material evacuado en el caso de residuos sólidos, mixtos o cadáveres de animales

Registro de evacuación

• Volumen de residuos líquidos evacuados • Medida de tasa de dosis previa a la evacuación • Fecha de evacuación o transferencia a Enresa • Identificación del responsable que se encarga de la evacuación

Por otra parte, el almacén destinado a acumular los residuos debe estar situado en un lugar que impida el acceso de personal no autorizado y que sea seguro frente a cualquier catástrofe que pueda producirse. Además, el almacén deberá cumplir con otras condiciones de seguridad, como, por ejemplo, debe tener buena ventilación, las paredes y suelos serán de un material fácil de descontaminar o estará a desnivel respecto al exterior por si se produjera algún derrame. En cuanto a la capacidad, dependerá de la gestión de los residuos. Se debe calcular el espacio que se necesitará para su almacenamiento, teniendo en cuenta los tiempos de decaimiento de los residuos o la frecuencia con la que Enresa realizará su evacuación. Aun así, a pesar de los cálculos aproximados, es importante que siempre se incremente el espacio un poco más por si en algún momento hiciera falta almacenar más de la cuenta.

151

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Gestión del material radiactivo

2.1.4.5.  Control de calidad Debemos asegurarnos de que todo este proceso se lleva a cabo eficazmente. Para ello se realizarán periódicamente controles de calidad y de nivel de radiación a cada una de las fases ya descritas.

2.1.5.  Gestión

y almacenamiento de los residuos de baja y media actividad en España

Los residuos de baja y media actividad que sean de vida corta pueden almacenarse en edificaciones construidas en la superficie terrestre o a poca profundidad. Debemos tener en cuenta que su periodo de decaimiento es de máximo unos 300 años, tiempo suficiente en el que las instituciones deberán ser capaces de mantener y controlar estos emplazamientos. Es excesivo el coste de un almacenamiento geológico profundo para el riesgo que suponen estos residuos. El empleo de minas abandonadas o cavidades naturales es también muy costoso, salvo que reúnan las condiciones técnicas necesarias y puedan albergar todos los residuos. El almacenamiento en la superficie puede tratarse de una losa de hormigón sobre la que se apilan los bultos con residuos. También está la opción de construir celdas de hormigón enterradas o semienterradas en las que se introducen los bultos con residuos de baja y media actividad, o en fosas de seguridad para los de muy baja actividad. En ambos casos, cuando ya se han colocado los bultos, se rellenan todos los huecos existentes, se recubre la zona con tierra, arcilla y capas impermeabilizantes. A continuación, se pone otra de tierra vegetal, que se planta con vegetación de raíz corta. Durante la realización de las obras se toman medidas para controlar las aguas de lluvia, freáticas y las que pudiesen aparecer. En el caso de los residuos de vida larga, deben almacenarse en lugares y sistemas que ofrezcan mayor durabilidad, como son los almacenamientos para residuos de alta actividad. Los residuos de baja y media actividad que se producen en las instalaciones radiactivas de España que no pueden ser evacuados por vía convencional son gestionados por Enresa. Las fases que se siguen en este proceso son:

Retirada

152

Transporte

Tratamiento y acondicionamiento

Almacenamiento definitivo

Módulo 03: Protección radiológica

2.1.5.1.  Retirada Enresa utiliza un contrato tipo en sus relaciones con los productores de residuos, cuyo texto es aprobado por el Ministerio de Industria. En dicho contrato se establecen las obligaciones que deben asumir los productores de residuos en cuanto a la preparación de estos, de acuerdo con las especificaciones que se desarrollan en el propio contrato. Además, se fijan las tarifas establecidas que conllevan la retirada de los residuos. Por otra parte, como obligaciones de Enresa figura la de ocuparse de la responsabilidad civil y nuclear de los residuos desde el momento de la retirada. El contrato se establece a iniciativa de la instalación radiactiva que lo solicite y es firmado por Enresa y el titular de la instalación. Podemos hablar de dos condiciones básicas en la presentación de los residuos: • Segregación del residuo según las categorías establecidas. • Identificación de las características físicas, químicas y radiológicas de los residuos a evacuar. Por otro lado, para cada tipo de residuo se requieren unos criterios de aceptación específicos, los cuales están recogidos en el contrato. La operación de retirada de los residuos se planifica previamente y se comunica a la instalación para que tomen las medidas oportunas. La transferencia de titularidad implica que el responsable civil y nuclear del material radiactivo es el receptor del mismo desde que es entregado y aceptado para proceder a su retirada. Este proceso se justifica con el albarán de entrega, en el que se recogen todos los datos de los residuos. El documento es firmado por el supervisor de la instalación y por el técnico de la empresa que se encarga de la recogida. La operación de retirada deberá quedar registrada en el diario de operaciones de la instalación, anotando todo lo relacionado con el proceso, incluida la fecha de entrega de los residuos, archivándose el albarán de entrega.

2.1.5.2.  Transporte de residuos Aparte del peligro que conlleva todo transporte habitual, en el transporte de residuos radiactivos contamos con un factor adicional: la peligrosidad de los materiales que se transportan. No nos podemos olvidar de que se trata de materiales que contienen radionucleidos, los cuales pueden producir radiaciones ionizantes, además de que algunos de ellos tienen otras características, como la inflamabilidad de los líquidos de centelleo. El transporte de los materiales radiactivos viene regulado por el Acuerdo Europeo para el Transporte de Mercancías Peligrosas por

153

Carretera (ADR). Es importante conocer los volúmenes de residuos radiactivos que generan las instalaciones, así como su situación geográfica, a fin de elaborar sistemas de seguridad. Los contenedores que se emplean para albergar material radiactivo han soportado los ensayos que requiere la legislación.

2.1.5.3.  Tratamiento y almacenamiento de residuos Generalmente, las instalaciones que generan residuos radiactivos no disponen de los medios necesarios para que todos los productos que entregan a Enresa estén en estado sólido. Por este motivo, en el Centro de Almacenamiento de El Cabril se construyeron diversas instalaciones de acondicionamiento que permitieran que la forma final de los residuos fuera sólida, además de poder reducir el volumen de los residuos. Por otro lado, los objetivos de seguridad fijados son los siguientes: • Asegurar tanto la protección inmediata como a largo plazo de las personas y del medio ambiente. • Permitir la libre utilización del emplazamiento tras un periodo de duración máxima de 300 años. Para conseguir estos propósitos es importante que se aíslen los residuos del agua, además de limitar su actividad y garantizar su integridad. Cada tipo de residuo requiere un tratamiento diferente antes de proceder a su almacenamiento final: • Supercompactación: se emplea en los residuos que pueden compactarse para poder reducir el volumen del producto final hasta cinco veces. El producto final es introducido en contenedores de hormigón, inmovilizados con mortero. • Incineración: suele ir destinada a los residuos orgánicos. Las cenizas que quedan se inmovilizan en contenedores metálicos con pared interna de hormigón, los cuales se introducen en contenedores de hormigón e inmovilizan con mortero. • Formación de mortero de relleno: se usa en los residuos líquidos acuosos. Una vez filtrado, el residuo se integra con al agente hidráulico con el que se forma el mortero de inmovilización de otros residuos. • Inmovilización directa: se lleva a cabo en los residuos que no pueden compactarse y en las fuentes encapsuladas. Estos se meten en contenedores metálicos y son inmovilizados en su interior con mortero, que a su vez se introducen en contenedores de hormigón donde se

154

inmovilizan. Una vez llenos, los contenedores de hormigón se sellan con mortero y se trasladan a las celdas existentes en las plataformas de almacenamiento, donde se depositan en una zona claramente definida y registrada documentalmente. Las celdas ya rellenas se sellan con mortero y diversas capas impermeabilizantes. Finalmente, se cubrirá todo con diversas capas impermeabilizantes y de tierra vegetal.

2.2.  Transporte de material radiactivo

Los reglamentos de obligado cumplimiento en España sobre el transporte de mercancías peligrosas utilizan una terminología propia. Por ello es conveniente estar familiarizado con los siguientes términos: • Expedidor: hace referencia al remitente. Es la persona natural o jurídica por cuya orden y cuenta se realiza el envío. Deberá figurar como tal en los documentos de transporte y poseer conocimientos técnicos suficientes para firmar las certificaciones. • Uso exclusivo: es la modalidad de transporte en la que un contenedor o un medio de transporte es utilizado exclusivamente para las mercancías de un único expedidor. • Embalaje: se refiere al conjunto de elementos necesarios para transportar con seguridad el material radiactivo. Puede estar formado por uno o más recipientes, materiales de blindaje, materiales absorbentes, estructuras mecánicas, aislantes térmicos, refrigerantes, etc. • Bulto: es el embalaje con el contenido radiactivo a transportar, que deberá cumplir con unas normas de resistencia más o menos rigurosas, según sea el material transportado. • Contenedor: alude al elemento de transporte para facilitar el acarreo por una o más modalidades de transporte sin realizar recargas intermedias. Debe ser cerrado y diseñado para usar repetidas veces. • Sobreembalaje: hace referencia a todo aquello que puede emplear el remitente, como cajas o sacos, para agrupar en una sola unidad de manipulación un envío de dos o más bultos para facilitar su expedición. Este sobreembalaje no tiene que cumplir los requisitos de un contenedor. • Índice de transporte: es un concepto que se emplea para cuantificar el riesgo del material radiactivo en las condiciones de transporte respecto a la criticidad y a la exposición a las radiaciones. Sirve para limitar el contenido de material radiactivo de algunos bultos, sobreembalajes, cisternas y contenedores, así como para establecer sus categorías y para determinar si será necesario o no recurrir a la modalidad de uso exclusivo.

155

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Gestión del material radiactivo

• Índice de Seguridad con respecto a la Criticidad (ISC): es un número que se utiliza para controlar la acumulación de bultos con sustancias fisionables.

2.2.1.  Reglamento para el transporte seguro de material radiactivo

Es muy importante que el transporte de material radiactivo se realice cumpliendo unas condiciones de seguridad y blindaje óptimas, especialmente si llega a producirse algún accidente. Por esto mismo el transporte de mercancías peligrosas, lo que incluye las radiactivas, sigue una normativa tanto nacional como internacional. El Reglamento para el transporte seguro de material radiactivo creado por el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) es la base sobre la que se establecen la mayoría de los reglamentos internacionales de transporte de mercancías peligrosas. El Reglamento prácticamente ha sido adoptado por todas las organizaciones internacionales con competencias en el transporte. España aceptó implícitamente el reglamento al haberse adherido a convenios internacionales que lo incorporan, como, por ejemplo, al Acuerdo Europeo sobre Transporte Internacional de Mercancías Peligrosas por Carretera (ADR), que se actualiza y se publica periódicamente en el BOE. El Reglamento del OIEA es aplicable a los diversos medios de transporte por vía terrestre, aérea o marítima y contempla normas específicas complementarias para cada uno de ellos. Incluye como clase 7 las materias radiactivas. También menciona que no es aplicable a los materiales radiactivos que formen parte del propio medio de transporte, ni a las personas tratadas con radiofármacos o que lleven implantados dispositivos radiactivos. Asimismo, tampoco es aplicable a los movimientos de material radiactivo en el interior de las propias instalaciones, que se realizarán de conformidad con los procedimientos de seguridad aprobados por la autoridad competente.

2.2.2.  Clasificación de los materiales radiactivos

En la instrucción IS-34 del CSN, además de en otras normativas sobre transporte, consideran como materiales radiactivos aquellos que contengan radionucleidos en los cuales tanto la concentración de actividad como la actividad total de la remesa excedan los valores especificados en el reglamento. La peligrosidad potencial de los materiales radiactivos a transportar dependerá de: • Los radionucleidos que contiene. • La actividad específica del material.

156

Módulo 03: Protección radiológica

• La cantidad de material (actividad total). • La naturaleza química del material. • El estado físico del material. Cuanto más peligroso sea el material que se transporta, los requisitos técnicos y administrativos, así como los controles de calidad deberán de ser más más extremos.

2.2.3.  Tipos de embalajes Los tipos y la calidad de los embalajes van a depender especialmente del riesgo que suponga el material que queramos transportar, así como las condiciones del propio transporte. Si tenemos en cuenta esto último, podemos considerar tres situaciones: • Las normales de un transporte rutinario: se aplica en las situaciones en las que se transportan bultos que tienen muy baja actividad. Así, en caso de producirse un accidente, no habría riesgo radiológico. • Incidentes de poca importancia: son aquellos casos en los que durante el transporte tenga lugar algún golpe en los bultos o que empiece a llover. En estos casos no habría riesgo biológico significativo en caso de rotura. • Situaciones de accidente: es muy importante que se tomen todas las precauciones necesarias, pues, de lo contrario, en caso de accidente podría dar lugar a problemas radiológicos relevantes.

2.2.4.  Categorías de los bultos y etiquetado Los bultos que transportan los materiales radiactivos tendrán unas características propias en función de lo que contengan, que minimizarán la posibilidad de dispersión o ruptura. Es importante que el expedidor se encargue de preparar correctamente el producto a fin de menguar cualquier riesgo. Además, deberá preparar la documentación necesaria y señalizar correctamente los bultos siguiendo las directrices de la normativa. Si fuera necesario, también deberá conseguir el certificado de aprobación.

2.2.4.1.  Tipos de bultos para el transporte Bultos exceptuados Estos bultos de transporte no necesitan cumplir con muchos requisitos para poder almacenar materiales radiactivos, pues están pensados únicamente para pequeñas cantidades. Las condiciones más importantes en ellos es que sean resistentes a las condiciones naturales del transporte y que se puedan manipular y descontaminar fácilmente. Llevan señalizado el número de Naciones Unidas y la palabra radiactivo.

157

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Gestión del material radiactivo

Bultos industriales Se utilizan para cargar materiales de radioactividad limitada (Baja Actividad Específica, BAE) o que tienen radioactividad en la superficie. Estos bultos deben cumplir con los requisitos de los anteriores, además de otros relacionados con la documentación de expedición y el etiquetado exterior. Se pueden considerar tres tipos, que se diferencian según los requisitos de trasporte: • Tipo 1 (BI-1): cumplen las condiciones estándar de documentación y señalización con contenido mineral, uranio natural y materiales con poca radiación. • Tipo 2 (BI-2): además de los requisitos del tipo 1, debe probarse su resistencia mediante ensayos que los posibiliten para poder ser apilados y soportar caídas. • Tipo 3 (BI-3): también deben cumplir obligaciones anteriores, además de pasar pruebas de penetración y aspersión de agua. Para comprobar su resistencia ante posible lluvia. Están dentro de un contenido hermetizado e inactivo para prevenir condiciones de accidente, aunque esto no suele ser lo normal. Bultos tipo A Se trata de bultos que trasportan muy pequeñas cantidades de material radiactivo, puesto que su contenido puede ser frágil. Por ello, deben superar una serie de condiciones de seguridad y contención para evitar roturas o derramamientos. Estas son las incluidas en los bultos industriales tipo 3 y algunos otras para casos en los que los bultos en cuestión comprendan agentes gaseosos o líquidos. Puesto que el contenido de los bultos de tipo A pueden sufrir accidentes de diversa índole, la actividad de este no puede superar la contención de estos bultos. Es por ello por lo que existen dos tipos de factores que condicionan los materiales: • A1: el material se protege de manera especial y hermética (encapsulado) para evitar posibles desprendimientos radiactivos. • A2: el material no necesita ser protegido de manera específica. Bultos tipo B Se emplean para contener y cargar materiales con mayor actividad radiactiva que los del tipo A. A diferencia de estos, pasan una serie de pruebas para comprobar su resistencia al agua, a la temperatura y de carácter mecánico puesto que puede sufrir accidentes más severos. En este grupo se incluyen los materiales para tratamiento de cáncer, la desinfección de material usado en quirófanos y equipos que utilizan los rayos gamma. El material se inserta en un recipiente blindado con plomo. Este primer contenedor se guardará en uno de acero que en ocasiones puede estar reforzado con láminas de madera. Todas estas capas de contención poseen diferente espesor y cierres especiales para evitar posibles contratiempos. Existe dos tipos: • B(U): necesitan una aprobación unilateral. Es decir, es suficiente con la autorización del país en el que se han fabricado. • B(M): necesitan una aprobación multilateral. Además de la autorización del país de origen, también es obligatoria la del resto de países por los que van a ser transportados.

158

Módulo 03: Protección radiológica

Bultos tipo C Los materiales que transportan este tipo de bultos son altamente radiactivos y están preparados para circular por medio aéreo. El sistema de seguridad para el contenido es todavía que en los bultos de tipo B. Sobre todo en lo referente al cierre y a la resistencia mecánica. Bultos especiales Existen otros bultos especiales con requisitos específicos y condicionados por algunos ya explicados: Bultos para sustancias fisionables (F) Son bultos específicos para sustancias que pueden provocar criticidad. Es decir, una radiación en secuencia. Se rigen bajo las prevenciones que se toman con los bultos industriales. También necesitan una autorización como la de los tipo B(M). Sustancias fisionables son, por ejemplo, el óxido de uranio concentrado, la materia prima de fuentes combustibles y elementos tanto irradiados hacia las centrales y sin irradiar hacia instalaciones de almacenamiento o tratamiento. Bultos que contienen combustible irradiado Dependiendo del material combustible irradiado que se transporte y de sus características radiactivas, el bulto en el que se cargue será de un tipo u otro. Según sea el tipo de bulto tendrá unos requisitos mínimos de seguridad. El combustible irradiado es también sustancia fisionable, pero a diferencia de los anteriores, necesitan una aprobación unilateral. Es por ello por lo que el bulto es de tipo B(U) F. El certificado de aprobación que se le exige se apoya en el Estudio de Seguridad por el cual se garantiza la protección tanto del operario como del medio exterior. Elementos de seguridad para el transporte de material irradiado: • Sistema de contención: el cual se compone de varios cierres para asegurar su hermetismo. •  Cápsula: también llamada bastidor, es indispensable puesto que es el recipiente que evita la criticidad del combustible. • Contenedor: en cuyo interior se aloja la cápsula. La protege de los cambios de temperatura (ante la probabilidad de incendios) y de posibles roturas. Este, además, su estructura se compone de un material que actúa como blindaje. • Limitadores de impacto: que minimizan el daño provocado por accidentes, en caso de que estos ocurran. 159

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Gestión del material radiactivo

Bultos con hexafluoruro de uranio La mezcla de agua y vapor con hexafluoruro de uranio da como resultado una sustancia cáustica y dañina. Es por ello por lo que debe cumplir con las características de los bultos de tipo A, B o C, además de seguir la norma ISO 7195. Por otro lado, si el hexafluoruro de uranio es fisionable el bulto que lo transporte también tiene que cumplir con las características de protección comunes a estos materiales.

2.2.4.2.  Etiquetado Los bultos y sobreembalajes asignados en un transporte se incluirán en una de las siguientes categorías: I-BLANCA, II-AMARILLA o III-AMARILLA, en función de los niveles de radiación en su exterior. La utilización de una u otra etiqueta depende de la intensidad de radiación en la superficie externa y del índice de transporte para determinar la categoría del bulto y solo el índice de transporte para determinar la categoría del embalaje.

RADIOACTIVE

RADIOACTIVE

RADIOACTIVE

160

I-BLANCA: el nivel máximo de radiación en la superficie es inferior a 0,005 mSv/h.

II-AMARILLA: el nivel máximo de radiación en la superficie externa es superior a 0,005 mSv/h, pero no supera los 0,5 mSv/h y el índice de transporte no es mayor a 1.

III-AMARILLA: el nivel máximo de radiación en la superficie externa es mayor de 0,5 mSv/h, pero menor de 2 mSv/h o el índice de transporte se encuentra entre 1 y 10. Esta categoría se asignará a cualquier bulto que se transporte mediante acuerdo especial.

Módulo 03: Protección radiológica

También se clasificará como III-AMARILLA en los casos en los que el nivel de radiación superase los 2 mSv/h o el índice de transporte fuera superior a 10. Sin embargo, además de esto, el transporte se realizará bajo la modalidad de uso exclusivo, en la que se aplicarán los siguientes límites al vehículo: • 2 mSv/h en superficie externa del vehículo. • 0,1 mSv/h a 2 m de la superficie del vehículo. • 0,02 mSv/h en los lugares del vehículo normalmente ocupados por personas, salvo que se controle su dosis. Las etiquetas de cada bulto, sobreembalaje y contenedor que contenga material radiactivo se colocarán en el exterior, en los lados que sean necesarios para que las etiquetas sean perfectamente visibles. Además, si contiene materias fisionables que no estén exceptuadas, llevará una etiqueta justo al lado de la de materia radiactiva. Cada etiqueta llevará impreso el trébol y el número 7 como identificadores de las materias radiactivas, además de indicar su contenido, la actividad máxima contenida y el índice de transporte. Las etiquetas deben ser colocadas y cumplimentadas por el expedidor, que, además, deberá cumplir con lo siguiente en cada bulto: • Indicar su masa bruta admisible si sobrepasa los 50 kg. • Anotar si el bulto es tipo A, tipo B (U) o tipo B(M) cuando sea así. • Si el bulto es de tipo B, anotar la identificación establecida por la autoridad competente y el número de serie de fabricación. Además, se deberá marcar, estampar o grabar el trébol característico.

2.2.5.  Documentación de transporte La DGT es actualmente en España la autoridad competente para este cometido, aunque se requiere la apreciación favorable del CSN. Sin embargo, el principal responsable de que el transporte se realice acorde a lo legislado es el expedidor, que debe proporcionar toda la información necesaria para un transporte seguro. El transporte de carretera es la vía de transporte más habitual, y la documentación básica y obligatoria consiste en dos documentos: • La carta de porte, que debe describir adecuadamente el material y embalaje o bulto objeto de transporte y que constituye el soporte contractual entre el expedidor, el cargador, el transportista y el receptor. El remitente debe declarar que la descripción es adecuada y que está conforme con los reglamentos pertinentes.

161

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Gestión del material radiactivo

• La ficha de seguridad, donde el expedidor está obligado a facilitar a los conductores instrucciones sobre las recomendaciones de seguridad para la prevención de riesgos en caso de accidente.

2.3.  Gestión de los residuos generados en un servi-

cio de medicina nuclear y radiofarmacia

2.3.1.  Laboratorios Los laboratorios que emplean fuentes radiactivas no encapsuladas son los de análisis clínicos para el diagnóstico in vitro, y los de medicina nuclear para el diagnóstico in vivo. Con estas técnicas se pretende cuantificar la concentración de parámetros biológicos en un fluido extraído del paciente empleando el marcaje con un producto radiactivo. Podemos mencionar, por ejemplo, las técnicas de radioinmunoanálisis, en las que se suele utilizar el isótopo 125I en forma líquida, con una actividad baja de alrededor de los 50 MBq. En estas técnicas lo residuos que se crean proceden de los viales que han contenido el isótopo o los tubos de ensayo, así como líquidos una vez realizados los análisis. Como ya vimos en epígrafes anteriores, deben separarse los residuos líquidos de los sólidos, y se almacenarán el tiempo necesario hasta que puedan evacuarse como residuos convencionales.

2.3.2.  Medicina nuclear En medicina nuclear se usan radiofármacos formados por un isótopo radiactivo y un fármaco transportador. Suelen aplicarse por vía intravenosa y se distribuyen por el cuerpo humano en función de la ruta metabólica del fármaco. La gammacámara es el aparato que detecta la radiación y su distribución, datos que posteriormente almacena. Los radioisótopos empleados se crean en generadores nucleares, ciclotrones y en generadores isotópicos, como, por ejemplo, 99Mo/99mTc, que procura el 99mTc, el radioisótopo más empleado en esta rama. Los isótopos usados en medicina nuclear para el diagnóstico tienen un periodo de semidesintegración corto, emisores gamma y con una energía sobre los 150 KeV. En el PET se usa el 18F, emisor de positrones que también genera fotones cuya energía es de alrededor 511 KeV. En el caso de los tratamientos y terapias, se usan emisores beta, como el 131I, que se usa para tratar el cáncer de tiroides. 162

Módulo 03: Protección radiológica

Como vemos, existe una gran variedad de radioisótopos, por lo que se generan residuos que deben ser tratados. En el caso de la medicina nuclear, los residuos se crean tanto en la preparación del radiofármaco como en la administración de este al paciente. Hay que gestionar las jeringas, viales, agujas, vías de administración y otros materiales auxiliares, como gasas, guantes, algodones, etc. También es importante tener en cuenta que cuando se administra el radiofármaco al paciente, este genera también residuos radiactivos, pues se convierte en emisor de radiación. Dependiendo del radiofármaco y de su periodo de semidesintegración, así como la cantidad de dosis suministrada, nos encontramos con tres opciones: el paciente podrá salir de la instalación, permanecer en la misma durante algunas horas, o permanecer hospitalizado un tiempo con la radioprotección que necesite. Sea cual sea el caso, los servicios de medicina nuclear deben informar sobre normas y recomendaciones a los pacientes y familiares.

2.3.2.1.  Residuos sólidos El personal de la instalación se encargará de segregar los residuos radiactivos inmediatamente tras su producción, siguiendo las normas y protocolos que se exijan en la instalación. Después, dependiendo del funcionamiento interno, los encargados de transportar los residuos sólidos desde los contenedores hasta el almacén serán los operadores o supervisores, el personal autorizado de instalación o el de una empresa autorizada. Ya segregado el material, debe caracterizarse para así establecer el tiempo que debe estar almacenado cada residuo. La forma de determinar esto es realizando estimaciones de la actividad residual, o bien a partir de medidas experimentales de muestras representativas, o a partir de estimaciones teóricas de publicaciones, como la Guía técnica de gestión de materiales residuales con contenido radiactivo procedentes de instalaciones del ámbito sanitario. Para mayor seguridad, se podrá comprobar antes de la desclasificación, con un monitor de radiación ambiental, que los niveles de radiación de la bolsa o bulto no sean superiores al fondo ambiental.

¡RECUERDA! Un residuo radiactivo puede ser desclasificado cuando el radioisótopo que lo compone presenta una actividad por debajo de la especificada.

163

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Gestión del material radiactivo

Dependiendo del periodo de semidesintegración del isótopo radiactivo, los residuos mixtos y sólidos se clasifican en varios grupos, los cuales deben ser determinados por cada instalación a la hora de realizar el protocolo. Esto se hará según sean los isótopos con los que trabajen y la cantidad de actividad. Una de las clasificaciones podría ser la siguiente:

Grupos

Vida media (T1/2)

Grupo I

Muy corto, alrededor de horas

Grupo II

Grupo III

Grupo IV

Corto, inferior a cien días

Residuos

Observaciones

F, 99mTc, 123I

En pocos días se convierten en residuos convencionales

Ga, 111In, 131I

Se almacenan entre tres y seis meses en contenedores plomados hasta su desclasificación

18

67

Medio, igual y superior a cien días e inferior a cinco años

Siempre que haya espacio el decaimiento puede realizarse en la instalación

Largo, superior a cinco años

Se guardan en almacenes de residuos radiactivos hasta que Enresa los retire

Por otra parte, están los generadores de 99Mo/99mTc, los cuales tienen una media de vida útil de una semana. Por norma general, muchas de las empresas suministradoras retiran los generadores en desuso. Si no fuera posible, la instalación es la que se encargaría de gestionar el residuo. Tras almacenar el generador unas diez semanas, se deberá separar la columna del resto del generador, pues en esta es la que contiene el material radiactivo. La columna no puede desclasificarse porque su vida media es muy larga, así que se almacena hasta que Enresa recoja los residuos.

2.3.2.2.  Residuos líquidos Los residuos líquidos que generan los servicios de medicina nuclear consisten básicamente en restos de radiofármacos en viales o jeringas, así como muestras de fluidos de pacientes que han sido tratados con estos radiofármacos. La gestión puede llevarse a cabo de las siguientes formas: • Si las actividades son muy pequeñas, se evacuan directamente a la red de alcantarillado. • Se almacenan en contenedores de plástico. Cuando su actividad decae y cumplen todos los requerimientos necesarios, se evacuan a la red de alcantarillado. • El líquido se almacena en pozos de vertido controlado. 164

Módulo 03: Protección radiológica

En la evacuación de líquidos se han de cumplir con dos condiciones. Por un lado, la concentración de la actividad de los residuos no debe superar en la red de alcantarillado los niveles de concentración máxima permitidos en cada descarga. Por otro lado, las actividades de todos los radioisótopos evacuados no deberán sumar más de 1 GBq. A su vez, los residuos líquidos generados en instalaciones de medicina nuclear pueden clasificarse en biológicos y acuosos. Los líquidos biológicos consisten en muestras de sangre y plasma en tubos. Suelen ser cantidades pequeñas, por lo que pueden verterse en la red de alcantarillado. Para diluir la concentración se dejará el grifo abierto. En el caso de que los residuos presenten cantidades mayores de actividad, se almacenarán en contenedores de plástico. Cada vez que se llene uno, se cierra y se coloca una etiqueta con la fecha del cierre. Los líquidos acuosos se tratan de viales, jeringas con dosis y restos de radiofármacos. Estos líquidos se almacenarán en pozos de vertido controlado. Generalmente hay dos pozos, uno activo y otro pasivo. Cuando se llena el pozo activo, se cierra y se deja decaer el tiempo que sea necesario, según el resultado de los cálculos realizados con los datos del registro. En el caso de la orina de los pacientes tratados con radiofármacos, las habitaciones deben tener lavabos preparados para la recogida selectiva de la orina, la cual va a unos depósitos especiales para que pueda verterse, siguiendo los criterios ya mencionados. En cualquier caso, es importante seguir un registro en el que se describa el radioisótopo almacenado, la actividad de este y la fecha de vertido.

2.4.  Gestión de los residuos generados en un servicio de radioterapia

Las fuentes radiactivas que se usan en los servicios de radioterapia se encuentran encapsuladas, por lo que el material que contienen no se dispersa. En este sentido, los residuos que se forman en los servicios de radioterapia proceden de estas fuentes encapsuladas, así como de sólidos radiactivos empleados tanto en teleterapia como braquiterapia. Sin embargo, actualmente las unidades de teleterapia que empleaban 60Co, principal tratamiento de radioterapia externa, se hallan en desuso, pero en braquiterapia sí se siguen usando para el tratamiento de pacientes determinadas fuentes radiactivas. 165

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Gestión del material radiactivo

Cuando las fuentes ya no sirven debido a su decaimiento, pasan a ser residuos radiactivos. La empresa suministradora es la que tiene que hacerse cargo de estos residuos de alta actividad, retirando la fuente que ya no es útil por otra nueva. Para controlar todos estos movimientos de adquisición o retirada de fuentes de alta actividad, debe completarse la ficha de registro de fuentes de alta actividad, enviando una copia de la misma al CSN. Por otro lado, también se forman residuos de baja actividad, como las semillas de 125I o 103Pd, considerados como sólidos radiactivos que generan como residuos las semillas que no se llegan a usar. Este tipo de residuos será almacenado durante varios años en contenedores apropiados y etiquetados correctamente. Cuando ya ha pasado el tiempo de almacenamiento, estos desechos podrán retirarse como residuo convencional siempre que la instalación consiga autorización.

2.5.  Aspectos particulares

del diagnóstico in vitro e investigación

El Real Decreto 1662/2000 establece las condiciones que deben reunir los productos sanitarios para diagnóstico in vitro y sus accesorios para su comercialización, puesta en servicio y utilización, así como los procedimientos de evaluación de su conformidad. Los productos (referidos tanto a los sanitarios para diagnóstico in vitro como los accesorios) deberán diseñarse de tal forma que no comprometan el estado clínico o la seguridad de los pacientes, así como la seguridad o la salud de otras personas. Cualquier riesgo que pueda asociarse con su uso deberá ser aceptable en relación con los beneficios que puedan obtenerse. Por otra parte, los productos deberán diseñarse, fabricarse, envasarse y acondicionarse de tal forma que se eliminen o reduzcan: • Cualquier riesgo derivado de posibles fugas, contaminantes y residuos para las personas que se encargan del transporte, almacenamiento y uso de estos productos. • El peligro de infección de las personas que los manipulen. El diseño de los productos deberá permitir una manipulación fácil, así como reducir al mínimo la contaminación y las fugas procedentes del producto durante el uso.

166

Módulo 03: Protección radiológica

• La exposición de los usuarios y otras personas a las emisiones de radiación, en el caso de que se traten de productos destinados a emitir radiaciones peligrosas. Para ello, deberán: ◦◦ D  iseñarse de forma que sus características y la cantidad de las radiaciones puedan controlarse o, en su defecto, regularse. ◦◦ Incorporar indicadores visuales o sonoros cuando se produzcan tales emisiones. Las instrucciones de uso deberán detallar la naturaleza de la radiación emitida, medios de protección, maneras de evitar manipulaciones incorrectas, además de cómo eliminar los riesgos derivados de la instalación. Cada producto deberá ir acompañado de la información necesaria para su uso correcto y seguro. La información que deba facilitarse se expresará con los símbolos y colores de identificación que indica la normativa. En aquellos sectores en los que no existan normas, se describirán los símbolos y colores utilizados en la documentación proporcionada con el producto. Si los productos contienen una sustancia o un preparado que pueda considerarse peligroso, se aplicarán los requisitos sobre materia de símbolos de peligro y de etiquetado de los Reales Decretos 2216/1985 y 1078/1993. Cuando no se tenga espacio suficiente para señalar toda la información en el producto o en su etiqueta, los símbolos de peligro se colocarán en la etiqueta y se recogerá en las instrucciones de uso el resto de la información que deba aparecer según las mencionadas disposiciones.

2.6.  Fuentes radiactivas fuera de uso

Las fuentes utilizadas en medicina nuclear se convierten en residuos radiactivos cuando no resultan ya aptas para el uso clínico, ya sea debido al descenso de su actividad o por alguna otra causa. En ocasiones, la actividad y características de estas fuentes precisan medidas relativamente complejas para su gestión, por lo que se deben reducir al mínimo las operaciones que se lleven a cabo.

167

UF 2. Gestión de las instalaciones radioactivas Tema 1. Gestión del material radiactivo

2.6.1.  Retirada de fuentes por el suministrador

Cuando llega el momento de eliminar las fuentes agotadas o fuera de uso, el procedimiento que se emplea normalmente consiste en que la empresa que suministró dichas fuentes sea la encargada de retirarlas En el caso de fuentes radiactivas que tengan un periodo de semidesintegración medio o largo, los contratos entre la empresa suministradora y la instalación deberá incluir una cláusula que comprometa a los suministradores a su retirada posterior. Dicha cláusula se referirá tanto si la fuente ha de ser sustituida por otra como si no es el caso. Por otro lado, se tomarán las medidas necesarias para minimizar el tiempo que transcurre desde que la fuente afectada queda fuera de uso y su retirada. Durante ese periodo la fuente se mantendrá en un contenedor con el blindaje y dispositivos necesarios para reducir al mínimo las posibilidades de dispersión del material o de contaminación.

2.6.2.  Retirada de fuentes por una empresa autorizada

Cuando el procedimiento previsto en el apartado anterior no sea posible, habrá que concertar con una empresa autorizada (normalmente Enresa) la retirada de las fuentes en desuso. Para ello, el centro sanitario deberá mantener en vigor el correspondiente contrato.

168

PRESENTACIÓN DE LA UNIDAD FORMATIVA

UF 3 Planes de garantía de calidad y de emergencias

Tema 1: Aplicación del plan de garantía de calidad en medicina nuclear, radioterapia y radiodiagnóstico

Tema 2: Aplicación de planes de emergencia en instalaciones radiactivas

1

APLICACIÓN DEL PLAN DE GARANTÍA DE CALIDAD EN MEDICINA NUCLEAR, RADIOTERAPIA Y RADIODIAGNÓSTICO APLICACIÓN DEL PLAN DE GARANTÍA DE CALIDAD EN MEDICINA NUCLEAR, RADIOTERAPIA Y RADIODIAG-

Módulo 03: Protección radiológica

En medicina nuclear, radioterapia y radiodiagnóstico se llevan a cabo numerosos métodos y actividades en los que intervienen diferentes procesos físicos, equipos y especialistas. Si hubiera un fallo en cualquiera de estos elementos, terminará repercutiendo en los procesos posteriores y el resultado podrá conllevar a un detrimento en la calidad de la imagen final o a un aumento de la dosis de radiación, entre otros. Por este motivo, se elaboran los llamados programas de garantía de calidad, los cuales tienen como objetivo asegurar que todos los procesos se llevan a cabo adecuadamente para que el resultado sea de la calidad esperada. En el caso de la instalación de diagnóstico por imagen, el programa deberá asegurar que las imágenes producidas posean una calidad lo suficientemente alta como para que el paciente obtenga un diagnóstico adecuado, con el menor coste posible y con la mínima exposición a la radiación. Es imprescindible llevar un registro por escrito de todos los controles realizados, así como tener un manual en el que se especifiquen todos los procedimientos de los mismos. Además, deberá evaluarse la eficacia del propio programa de garantía de calidad. Por otra parte, también nos encontramos con el término garantía de calidad, que abarca todas aquellas acciones que son precisas para que el producto, servicio o instalación satisfaga las exigencias de calidad que se han indicado y así proporcionar la confianza en el usuario. Igualmente, el sistema de garantía de calidad debe evaluarse continuamente para que se pueda comprobar su efectividad y corregir aquellas medidas que sean necesarias. Es importante definir indicadores de calidad para así establecer métodos de medida de análisis que permitan evaluar las etapas del proceso, detectar deficiencias y proponer acciones que ayuden a mejorar el resultado final. Los valores de los indicadores de calidad con el de las auditorías nos ayudarán a saber si los procesos del programa de garantía de calidad cumplen con sus objetivos. En el caso de que no se cumplieran, se definirán medidas correctivas para subsanar las desviaciones detectadas y acciones preventivas de lo que pueda pasar en el futuro. Básicamente, todo lo referente a planes de garantía de calidad en instalaciones médicas, podemos encontrarlo en los siguientes documentos: • SEFM-SEPR-SERAM (Rev. 2011). Protocolo español de calidad en radiodiagnóstico. • Real Decreto 1841/1997, de 19 de diciembre de 1997, por el que se establecen los criterios de calidad en medicina nuclear. • Real Decreto 1566/1998, de 28 de agosto de 1998, por el que se establecen los criterios de calidad en radioterapia. • Real Decreto 1976/1999, de 29 de diciembre de 1999, por el que se establecen los criterios de calidad en radiodiagnóstico.

171

UF 3. Planes de garantía de calidad y de emergencias Tema 1. Aplicación del plan de garantía de calidad en medicina nuclear, radioterapia y radiodiagnóstico

1.1.  Protección radiológica del paciente: garantía y control de calidad. Prevención de errores 1.1.1.  Factores de calidad del proceso Los factores clínicos que de forma general afectan al control de calidad de un servicio de diagnóstico por imagen son los siguientes: El diagnóstico útil La calidad de imagen El tiempo de respuesta

La satisfacción del usuario La seguridad del paciente

1.1.1.1.  El diagnóstico útil Constituye lo más importante en el control de calidad en un servicio de diagnóstico por imagen. Las pruebas deberán estar justificadas siempre, es decir, cualquier exploración solo estará indicada cuando sirva para cambiar el diagnóstico, pronóstico, el tratamiento o la técnica terapéutica hacia el paciente. Además del daño que puedan ocasionar las radiaciones a las que sometemos al paciente, debemos pensar en el coste que supone la realización de un estudio innecesario. En otras palabras, aunque algunas pruebas, como los ultrasonidos, se consideran no lesivas para el paciente, la realización de un estudio innecesario puede condicionar una limitación de los recursos. Con eso podemos privar de este servicio a otro paciente que sí requiera la prueba y de esta forma causar un detrimento sobre este individuo. Además, no hay que olvidar el aspecto económico de las pruebas de imagen, por lo que deberemos tener muy en cuenta las indicaciones de estas pruebas según la perspectiva coste/beneficio. Las medidas de control que podemos llevar a cabo sobre el diagnóstico útil son: • Control de las solicitudes: es la medida más propugnada en el control de calidad. Actúa de manera preventiva, tratando de evitar exploraciones innecesarias. Se fundamenta también en el cumplimiento de las directrices que se señalan en el Real Decreto 815/2001. • Sesiones hospitalarias: en estas sesiones se ajustan las solicitudes a los casos concretos y se evalúa el cumplimiento de los protocolos. • Tasa de aciertos diagnósticos: se han propuesto muchas formas de verificación de aciertos de diagnósticos. La finalidad de esta medida es conocer si desde el servicio de diagnóstico por imagen se están emitiendo juicios correctos. Este análisis debería realizarse siempre de manera impersonal para no comprometer la profesionalidad del médico que realiza el informe. • Otras tasas: la tasa de exploraciones innecesarias y la tasa de controles innecesarios evalúan el diagnóstico útil y se determinan de manera similar a la de aciertos diagnósticos. 172

Módulo 03: Protección radiológica

1.1.1.2.  La calidad de imagen Lo más importante en este aspecto es que la información necesaria para realizar un diagnóstico esté recogida en la imagen y pueda ser interpretada por el médico. En este sentido no importa si su apariencia es estéticamente agradable. Los parámetros que determinen la calidad de imagen deberán valorar la eficacia de esta con relación al propósito para el que ha sido realizada. Por tanto, estos parámetros deberán hacer referencia a la capacidad de la imagen para demostrar la presencia o no de patología y para identificar estructuras anatómicas que sean relevantes para su detección, localización y diagnóstico diferencial. Para mantener la adecuada calidad de imagen a lo largo del tiempo no solo deberán realizarse estos controles con una determinada periodicidad, sino que es imprescindible una adecuada colaboración entre el radiólogo que informa de las radiografías y el técnico que las realiza para detectar en seguida las posibles anomalías en la calidad de la imagen.

1.1.1.3.  El tiempo de respuesta El estudio de la patología del paciente solo será útil si el médico prescriptor recibe el informe a tiempo para tomar decisiones que condicionen un cambio en el diagnóstico, pronóstico y tratamiento. Para tratar de controlar este parámetro se debe establecer un límite máximo de tiempo desde que se realiza una prueba hasta que el médico recibe el informe. Este suele ser motivo de acuerdos entre la dirección del centro y el servicio de diagnóstico por imagen y cada vez más constituye uno de los objetivos prioritarios de un servicio. El tiempo límite de respuesta deberá quedar establecido de la siguiente forma: no debería exceder las tres horas en el caso de pacientes urgentes, 24 horas en el paciente ingresado y siete días en pacientes ambulatorios. Es importante resaltar que estos parámetros solo determinan el tiempo de informe (tiempo que transcurre desde la realización de la prueba hasta que el médico puede tener acceso al informe), sin tener en cuenta las temidas listas de espera, ya que en la mayor parte de los casos no dependerán del servicio de diagnóstico por imagen, sino de los médicos peticionarios que la generan.

1.1.1.4.  Satisfacción del usuario Cada vez el usuario está adquiriendo más importancia en los programas de gestión hospitalaria, por lo que es importante conocer la satisfacción del mismo en los programas de garantía de calidad de los servicios de diagnóstico por imagen. Esta evaluación podrá llevarse a cabo a través de mediciones objetivas, como el tiempo de cola en la recepción de pacientes, el tiempo de espera en cada sala antes de entrar a la prueba, o bien a través de encuestas de satisfacción que evalúen aspectos como el nivel de conocimiento

173

UF 3. Planes de garantía de calidad y de emergencias Tema 1. Aplicación del plan de garantía de calidad en medicina nuclear, radioterapia y radiodiagnóstico

del paciente sobre la prueba a la que va a ser sometido, la adecuación y el confort de las salas de espera, valoración de los carteles informativos, grado de intimidad, etc. No debemos olvidar que los radiólogos forman parte de un servicio que asiste a los médicos peticionarios, por tanto, dentro de los usuarios se debe incluir su nivel de satisfacción, que podrá determinarse también a través de encuestas que evaluarán su percepción y evaluación sobre los otros tres pilares de la calidad ya citados: el diagnostico útil, la calidad de imagen y el tiempo de respuesta. La función del radiólogo no es solo interpretar las imágenes médicas y generar los respectivos informes, sino que debe resolver problemas a los clínicos, suministrándoles información diagnóstica relevante y garantizando la accesibilidad, seguridad y comodidad a los enfermos.

1.1.1.5.  La seguridad del paciente Debido al perjuicio directo que puede ocasionar el uso de rayos X con fines de diagnóstico médico, la justificación en este ámbito constituye un reto y a la vez una obligación. Tanto la Unión Europea como España han promovido acciones para ajustar el uso de las exploraciones con radiaciones ionizantes. Desde el 31 de julio de 2001 está en vigor el Real Decreto 815/2001 sobre Justificación del uso de radiaciones ionizantes para la protección radiológica de las personas con ocasión de exposiciones médicas. En el artículo 2 se afirma la importancia de este principio de justificación: Quedan prohibidas las exposiciones médicas que no puedan justificarse. Para reducir el riesgo de inducir efectos nocivos por el uso de radiaciones ionizantes, este Real Decreto intenta limitar su uso indiscriminado en la práctica médica diaria reforzando la obligatoriedad de la justificación de las pruebas con base en las indicaciones. En un servicio de diagnóstico por imagen muchas de las exploraciones conllevan el uso de radiaciones ionizantes que, como ya hemos visto, implican un riesgo para el paciente que solo debe ser asumible si el beneficio esperado de la prueba es superior a este. La aparición de nuevas técnicas de imagen que proporcionan mayor capacidad diagnóstica ha provocado un aumento de hasta un 50% de la dosis absorbida poblacional debida al diagnóstico médico. Para facilitar las mejoras propuestas tras el control de calidad, es necesario implantar o reforzar acciones de divulgación de los principios de protección radiológica y del Real Decreto 815/2001 a los médicos peticionarios, coordinadas con acciones de formación en términos de protec-

174

Módulo 03: Protección radiológica

ción radiológica. Así, tendrán el conocimiento adecuado y actualizado de las indicaciones y del uso de las guías de indicaciones, así como la revisión de los protocolos consensuados con el resto de los servicios implicados. Todas estas medidas de control de calidad que evalúan el aspecto clínico de un servicio de diagnóstico por imagen deberán constar por escrito en el programa de garantía de calidad y ser sometidas a actualizaciones con periodicidad anual.

1.1.2.  Prevención de errores Los errores que pueden darse se incluyen en dos grandes bloques: –– E  rrores de logística: son todos aquellos cometidos en el proceso radiológico, como fallos de trascripción o de marcación, pérdida de exámenes o informes, equivocaciones en la entrega o confusión de placas, etc. –– E  rrores en el proceso diagnóstico: corresponden a aquellos casos en que el radiólogo no ve o no informa sobre los hallazgos de la imagen. Existen varias formas en que este tipo de error se manifiesta. –– E  rror de percepción: constituye aproximadamente el 60%. En este caso, el radiólogo sigue todos los procedimientos y normas adecuadas, fallando en reconocer una anomalía que en retrospectiva es aparente. –– E  rror aliterativo: consiste en repetir el mismo error diagnóstico en varias ocasiones. –– E  rror por falta de conocimiento o especialización: suele producirse en las áreas de diagnóstico más especializadas como en neuroradiología o radiología pediátrica. –– N  o revisar las placas con el clínico cuando este las va a retirar: en estos casos hay un porcentaje de modificación de los informes de hasta un 20% a la luz de los antecedentes que aporta el clínico. Lo primero que debemos hacer para prevenir un error es conocerlo y analizarlo. Después, ya podremos tomar las medidas correctoras. Esto debe ser un proceso continuo de medición y corrección. Necesitamos analizar los sistemas buscando la raíz del problema para elaborar un plan de acción para cambiar los sistemas que fuerzan o permiten el error. Es importante que seamos capaces de reconocer el error, informar de ello y buscar cómo prevenirlo. En diversas publicaciones comentan que el error promedio de un radiólogo alcanza en total un 25-30% de los informes, incluyendo errores pequeños e importantes. Estas cifras no han variado en los últimos cincuenta años.

175

UF 3. Planes de garantía de calidad y de emergencias Tema 1. Aplicación del plan de garantía de calidad en medicina nuclear, radioterapia y radiodiagnóstico

En general, no existe una cultura de comunicar y difundir el error propio para que otros aprendan de él. Sin embargo, creemos que más que ocuparnos todavía más con indagaciones que describan la magnitud del problema deberíamos diseñar y evaluar intervenciones para reducir estos errores en el mejor de los casos, o para evitar que sigan aumentando.

1.1.2.1.  Sugerencias y consejos para prevenir los errores • Dedicar un tiempo razonable a cada examen, no conformarse con encontrar solo un hallazgo, tener los antecedentes clínicos e imágenes previas. • El control de los factores técnicos es de vital importancia; esto significa tener estándares adecuados que deben cumplirse. • El error aliterativo se puede manejar revisando las imágenes anteriores antes que el informe escrito, con evaluación objetiva de la placa actual antes de comparar o leer el informe previo. • La falta de conocimientos o de especialización se puede abordar desde dos perspectivas. Una es la formación y capacitación continua para estar al día, pues no se puede informar sobre algo que no se conoce, así como profundizar en algún área específica de la especialidad. El otro aspecto es la revisión y consulta de los exámenes con los subespecialistas, ya que su opinión es más calificada. En la medida de lo posible es adecuado diseñar un sistema de trabajo con la participación de varios especialistas. • Revisar los exámenes con el clínico, pues es la última oportunidad de modificar el informe con los datos clínicos relevantes. • Otra medida propuesta de prevención de errores ha sido la doble lectura de los exámenes. Sin embargo, en algunas áreas los resultados no han sido concluyentes y se ha visto afectada la relación coste y efectividad.

1.2.  Garantía de calidad en medicina nuclear En los servicios de medicina nuclear se trabajan con equipos de alta tecnología y se llevan a cabo diariamente multitud de tareas. Por esta misma razón, es necesario crear un programa de garantía de calidad para lograr excelentes estándares de eficiencia y confianza.

1.2.1.  Normativa vigente El Real Decreto 1841/1997 regula la garantía de calidad en los servicios de medicina nuclear. Su objetivo es establecer los criterios de calidad en medicina nuclear para asegurar la optimización de la administración de radiofármacos y de la protección radiológica del paciente.

1.2.2.  Programa de garantía de calidad El Real Decreto mencionado indica que será obligatorio implantar en todas las unidades asistenciales de medicina nuclear un programa de garantía de calidad, elaborado de acuerdo con normas nacionales o internacionales actualizadas. Dicho programa incluirá procedimientos sobre la buena práctica clínica; medidas de control de calidad de los radiofármacos, de la instrumentación y de los sistemas de tratamiento de datos; relación de dosis efectiva por unidad de actividad administrada de los radiofármacos utilizados, y parámetros relacionados con la estimación de la dosis absorbida en pacientes. Asimismo, describirá los recursos mínimos humanos y materiales necesarios para realizar dichos procedimientos y establecerá las responsabilidades y obligaciones de las personas que trabajan en la unidad.

176

Módulo 03: Protección radiológica

El programa de garantía de calidad constará por escrito y estará siempre a disposición de la autoridad sanitaria competente, a los efectos tanto de auditoría como de vigilancia. A continuación, expondremos los aspectos más relevantes que aparecen en el Real Decreto mencionado.

1.2.2.1.  Obligaciones del titular El titular del centro sanitario estará obligado a: • Nombrar al médico responsable de la unidad asistencial de medicina nuclear, que deberá ser un médico especialista esta rama. • Implantar el programa de garantía de calidad y nombrar al responsable para su confección, desarrollo y ejecución. • Remitir un ejemplar del programa de garantía de calidad a la autoridad sanitaria competente antes de comenzar la actividad. • Dejar constancia documental anualmente de los resultados obtenidos en el desarrollo del programa de garantía de calidad. Sin embargo, el titular del centro sanitario podrá encomendar la realización de las tres últimas obligaciones a una o más personas.

1.2.2.2.  Procedimientos en medicina nuclear Las unidades asistenciales de medicina nuclear dispondrán de procedimientos escritos elaborados para optimizar la dosis absorbida recibida por los pacientes. Dichos procedimientos se actualizarán habitualmente y se revisarán siempre que se introduzcan modificaciones o nuevas técnicas clínicas. Para la estimación de las dosis absorbidas se utilizarán los parámetros incluidos en el programa de garantía de calidad. Las intervenciones que se realicen a mujeres con capacidad de procrear, gestantes o en periodo de lactancia contendrán las medidas necesarias para reducir los riesgos. Los procesos correspondientes a estos procedimientos deberán ser llevados a cabo por personal sanitario debidamente cualificado.

1.2.2.3.  Administración de radiofármacos La administración de radiofármacos con fines de diagnóstico o terapia se realizará bajo la responsabilidad de un médico especialista en medicina nuclear.

177

UF 3. Planes de garantía de calidad y de emergencias Tema 1. Aplicación del plan de garantía de calidad en medicina nuclear, radioterapia y radiodiagnóstico

En las aplicaciones de radiofármacos con fines diagnósticos, el médico especialista se responsabilizará de que la exposición de los pacientes sea la mínima compatible con el diagnóstico que se persigue y de que se pongan los medios necesarios para evitar la repetición de la administración de radiofármacos. El especialista designado a estos efectos deberá evaluar la dosis absorbida cuando las características del paciente, la naturaleza del radiofármaco y la importancia de la actividad administrada así lo requieran. En cuanto a la administración de radiofármacos con fines terapéuticos, el especialista designado será responsable de la estimación de la dosis absorbida recibida por los órganos de especial interés, de acuerdo con la cinética y biodistribución del radiofármaco. En el caso de una administración inadecuada de radiofármacos, el especialista designado realizará una estimación de la dosis absorbida recibida por el paciente a la mayor brevedad. El médico especialista prestará especial atención al paciente poniendo en marcha los mecanismos necesarios para reducir en lo posible la dosis absorbida y emitirá un informe escrito en el que constarán las dosis absorbidas estimadas y los resultados de las investigaciones y acciones llevadas a cabo para reducirlas. Si la gravedad del caso lo requiere, remitirá el mencionado informe al titular del centro sanitario y a la autoridad sanitaria competente.

1.2.2.4.  Especialista en radiofísica hospitalaria Los centros sanitarios dispondrán de un especialista en radiofísica hospitalaria. La autoridad sanitaria competente decidirá los casos en que dicho especialista debe ser propio del centro sanitario o si se puede recurrir a servicios externos. Sus funciones abarcan la participación en la confección, optimización y control de calidad del tratamiento de imágenes y datos, en el control de calidad de la instrumentación de medicina nuclear, y en los aspectos técnicos y físicos de la dosimetría de la radiación.

1.2.2.5.  Pruebas de aceptación del equipamiento Los equipos de medicina nuclear serán sometidos a una prueba previa a su uso clínico, determinando así su aceptación.

178

Módulo 03: Protección radiológica

Las pruebas de aceptación tendrán que estar detalladas en las especificaciones de compra y deberá realizarlas el suministrador del equipamiento en presencia de un representante del comprador técnicamente cualificado. Los resultados obtenidos deberán constar en un informe, los cuales servirán de referencia para los siguientes controles de calidad. Deberá demostrarse que el equipo cumple con las características técnicas expresadas en la oferta del suministrador y que los resultados de las pruebas se adecuan a los niveles y tolerancias previstos en los documentos de normalización nacionales o internacionales.

1.2.2.6.  Programa de control de calidad Las unidades asistenciales de medicina nuclear serán sometidas a un control de calidad para garantizar que la administración de radiofármacos con fines de diagnóstico o terapia se realiza de manera adecuada. El programa de control de calidad de los radiofármacos se ajustará a las normas contenidas en el Real Decreto 479/1993. Los programas de control de calidad del equipamiento utilizado en medicina nuclear se ajustarán a protocolos nacionales e internacionales, y contendrán como mínimo las pruebas relacionadas en el anexo II. Los resultados y metodología del control de calidad del equipamiento serán evaluados por el especialista en radiofísica hospitalaria, que emitirá un informe escrito sobre el estado del equipamiento y de las anomalías encontradas. Por su parte, el médico especialista será el responsable de evaluar si la imagen obtenida es apta o no para el diagnóstico.

1.2.2.7.  Programa de mantenimiento Cada unidad asistencial de medicina nuclear deberá disponer de un programa de mantenimiento tanto preventivo como correctivo. Dicho mantenimiento puede ser llevado a cabo por parte del proveedor, del propio centro sanitario o de una empresa de asistencia técnica. Cualquier reparación o intervención en los equipos que pueda repercutir en los procedimientos de obtención de la imagen deberá verificarse. La entidad que realice la reparación o intervención dejará constancia escrita de la restitución del funcionamiento del equipo a las condiciones previas a la avería y de la verificación de su correcto funcionamiento.

179

UF 3. Planes de garantía de calidad y de emergencias Tema 1. Aplicación del plan de garantía de calidad en medicina nuclear, radioterapia y radiodiagnóstico

Si la importancia de la avería o intervención lo requiere, el especialista en radiofísica hospitalaria comprobará que el equipo se encuentra en condiciones de uso e informará al médico responsable de la unidad asistencial de medicina nuclear, quien autorizará o no la reanudación del funcionamiento del mismo. El responsable de la unidad asistencial archivará los informes de las reparaciones o modificaciones efectuadas y de los resultados de los controles subsiguientes demostrativos de la corrección.

1.2.3.  Mantenimiento y calibración de

los diferentes tipos de detectores

Para el diagnóstico y tratamiento de los pacientes, en medicina nuclear se emplean isótopos radiactivos no encapsulados. Desde el momento en que los isótopos llegan a la instalación hasta su almacenamiento como residuos radiactivos es necesario monitorizar el nivel de radiación de la instalación. Las fuentes radiactivas se encuentran en estado sólido, líquido y gaseoso, por lo que necesitamos diferentes equipos para medir la radiación. Los más comunes son: • Dosímetros personales de lectura en diferido. • Dosímetros personales de lectura directa. • Monitores de radiación ambiental. • Detectores de contaminación. En cuanto los monitores de contaminación pueden detectar tanto la contaminación del personal de la instalación como cualquier derrame de radiactividad, incluso localizar fuentes perdidas. Por otra parte, todos los detectores de radiación deben tener su mantenimiento para que funcionen correctamente en todo momento. Para ello hablaremos de calibración y prueba de constancia. La calibración consiste en un proceso mediante el cual nos aseguramos de que la lectura es lo más exacta posible. Por otra parte, la prueba de constancia nos permite comprobar que el equipo se comporta de forma estable a lo largo del tiempo desde el momento de su adquisición, o si, por el contrario, presenta derivas. Dicha prueba se comparará con sus valores de referencia, establecidos en las pruebas iniciales. Por último, mencionaremos algunas recomendaciones sobre el mantenimiento de los detectores: • Seguiremos las recomendaciones del fabricante. • Verificaremos la integridad del detector de forma visual.

180

Módulo 03: Protección radiológica

• Limpiaremos el polvo y repararemos los daños menores, como apretar tornillos. • Revisar interruptores, conexiones y cables. El mal estado de conectores o cables provoca lecturas equivocadas. • Comprobar que tiene suficiente batería. • Almacenaremos el detector en lugares limpios y secos, donde la temperatura sea estable y normalizada. • Inspeccionaremos las ventanas de entrada de algunos detectores, pues pueden dañarse si no se tiene cuidado.

1.2.4.  Atención e información a los pacientes, familiares y personal asistencial

Según el artículo 10 del Real Decreto 1841/1997, con anterioridad a la realización de un procedimiento terapéutico con radiofármacos, el médico especialista informará al paciente sobre los posibles riesgos asociados al mismo y sobre las medidas que debe tomar para reducirlos. Asimismo, le presentará un documento de consentimiento informado que tendrá que ser firmado por el propio paciente o por su representante legal. Igualmente, el paciente deberá recibir instrucciones por escrito sobre las precauciones que debe tomar para reducir la dosis absorbida por las personas de su entorno. Se proporcionará la misma información a los pacientes a los que se vaya a administrar radiofármacos con fines diagnósticos, cuando la naturaleza de los mismos y la actividad administrada así lo requieran, y a los voluntarios que participen en programas de investigación. El titular del centro sanitario adoptará medidas de información dirigidas a las mujeres para indicar que deben comunicar al médico especialista si están embarazadas o si amamantan antes de someterse a una administración de radiofármaco.

1.3.  Garantía de calidad en radioterapia

1.3.1.  Normativa vigente El Real Decreto 1566/1998 es el que establece las bases de los criterios de calidad en radioterapia para asegurar la optimización del tratamiento y la protección radiológica del paciente.

181

UF 3. Planes de garantía de calidad y de emergencias Tema 1. Aplicación del plan de garantía de calidad en medicina nuclear, radioterapia y radiodiagnóstico

1.3.2.  Comisión de garantía de calidad y control en radioterapia

El artículo 4 de este real decreto especifica que habrá una comisión encargada de organizar el sistema de gestión de calidad, así como realizar el seguimiento del mismo. La comisión deberá estar formada por representantes de la administración del centro, especialistas y técnicos, tanto de la unidad asistencial de radioterapia como de la unidad de radiofísica hospitalaria. También podrán participar otros profesionales cuando se les asignen funciones específicas. Los responsables de las distintas etapas y aspectos del programa de garantía de calidad podrán solicitar la convocatoria de la comisión en reunión extraordinaria y consultarla antes de emitir sus informes. Además de las funciones de planificación y organización del sistema de gestión de calidad, la comisión deberá enviar un informe al titular del centro sanitario y a la autoridad sanitaria competente en el caso de que se provoquen irradiaciones distintas a las prescritas que supongan un riesgo para la salud del paciente, cuando crea que no se cumple el programa de garantía de calidad y siempre que lo estime oportuno.

1.3.3.  Programa de garantía de calidad

en instalaciones de cobaltoterapia, aceleradores lineales y equipos de braquiterapia

El programa de garantía de calidad se implantará en todas las instalaciones sanitarias que cuenten con unidades asistenciales de radioterapia, y se aplicará a cada una de las etapas del proceso radioterápico. El programa figurará por escrito y estará siempre a disposición de la autoridad sanitaria competente, a los efectos tanto de auditoría como de vigilancia. El artículo 2 del Real Decreto 1566/1998 especifica los apartados mínimos que deberá tener el sistema de gestión de calidad: • Descripción de objetivos. • Exposición detallada de los procedimientos que se vayan a utilizar, de los programas de control asociados, de los mínimos materiales y recursos humanos, así como de los responsables de cada decisión, precisando su nivel de autoridad. • Relación de las etapas del proceso radioterapéutico y de las pruebas de control de calidad previstas para dichas etapas y para los dispositivos asociados a cada una de ellas, incluyendo el estado de referencia inicial. 182

Módulo 03: Protección radiológica

• Descripción del sistema de evaluación y análisis de resultados del proceso radioterapéutico. Se puede añadir a estos epígrafes las normas de calidad que se exija el mismo hospital o servicio de radioterapia, como la norma ISO 9001 de la Organización Internacional para la Estandarización.

1.3.4.  Procedimientos Periódicamente se actualizarán los procedimientos empleados en la unidad asistencial de radioterapia y se llevará a cabo una revisión siempre que se establezcan modificaciones terapéuticas o técnicas nuevas.

1.3.5.  Recursos humanos y materiales El personal sanitario debidamente cualificado será quien lleve a cabo los procedimientos radiológicos, empleando el equipamiento de la unidad asistencial de radioterapia y aplicando las normas correspondientes de protección radiológica, todo ello de acuerdo con la normativa vigente. El real decreto también menciona que los tratamientos que impliquen radiaciones se realizarán bajo la supervisión de un médico especialista en oncología radioterápica, que será quien decidirá la dosis que debe administrarse, establecerá los parámetros clínicos de la irradiación, además de que deberá señalar los órganos críticos y la dosis máxima que pueden tolerar. Tendrá que entregar siempre por escrito al especialista en radiofísica hospitalaria todos los datos que se precisen para elaborar la dosimetría clínica del paciente. Por su parte, el especialista en radiofísica hospitalaria será responsable de: • La aceptación y determinación del estado de referencia inicial de los equipos generadores de radiaciones con fines terapéuticos y de los sistemas de planificación y cálculo. • Establecimiento y ejecución de los programas de control de calidad de los equipos y sistemas. • Los aspectos técnicos y físicos de la dosimetría de la radiación. Todas estas funciones las ejercerá sin perjuicio de la responsabilidad de los servicios de mantenimiento y de otros profesionales especificados en el programa de garantía de calidad del centro. Por otra parte, deberá emitir un informe dosimétrico correspondiente a la dosimetría clínica, haciendo referencia explícita a la prescripción del tratamiento.

183

UF 3. Planes de garantía de calidad y de emergencias Tema 1. Aplicación del plan de garantía de calidad en medicina nuclear, radioterapia y radiodiagnóstico

En cuanto a la cantidad mínima de personal, quedará definida en el programa de garantía de calidad específico de cada servicio asistencial. Esta cantidad dependerá de las funciones y la carga asistencial que requiera el centro.

1.3.6.  Control de calidad Tal y como especifica el artículo 13 del Real Decreto 1566/1998, las unidades asistenciales de radioterapia y de radiofísica hospitalaria tendrán que someterse a un control de calidad para verificar que garantizan que las características físicas de los haces de radiación disponibles, la dosis absorbida programada y la dosis absorbida por los pacientes son las adecuadas a cada situación clínica, así como que se correspondan con la prescripción y planificación del tratamiento, y que la exposición a la radiación de los tejidos normales es tan baja como razonablemente pueda conseguirse. Dicho control de calidad afecta tanto a las decisiones de naturaleza clínica como al equipamiento. A continuación, el artículo 14 establece que el programa de control de calidad del proceso radioterapéutico se aplicará en cada una de las etapas clínicas, ajustándose a los protocolos ya establecidos y aceptados. Dicho programa incluirá las tolerancias en la delimitación de los volúmenes y de los datos anatómicos del paciente, en la prescripción de la dosis absorbida y en el posicionamiento del paciente durante la aplicación del tratamiento. El anexo III del real decreto contiene las etapas clínicas del proceso radioterapéutico, las actuaciones, valoraciones y decisiones en las mismas, y las periodicidades en los controles a las que deberá ajustarse el procedimiento radioterapéutico. Un médico especialista se encargará de evaluar los resultados del programa de calidad del proceso radioterapéutico y emitirá un informe sobre los mismos, así como de las posibles anomalías encontradas. En este último supuesto, remitirá el informe al responsable de la unidad asistencial de radioterapia. Por otra parte, los equipos de irradiación de localización y de simulación, los sistemas de cálculo dosimétrico y los equipos de medida deben someterse a una prueba de aceptación, como expone el artículo 11. Para la aceptación de los equipos, la empresa suministradora realizará, en presencia del especialista en radiofísica y del responsable del programa de garantía de calidad, las pruebas necesarias para comprobar el cumplimiento de las características y normas de funcionamiento expresadas en las especificaciones de compra, las características técnicas ofertadas por el suministrador y las normas legales vigentes al respecto. El

184

Módulo 03: Protección radiológica

responsable de la unidad de radiofísica hospitalaria emitirá un informe con los resultados de la prueba de aceptación, que remitirá al responsable de la unidad asistencial de radioterapia. Una vez aceptados los equipos, se establecerá el estado de referencia inicial para compararlos con los posteriores controles que se realicen. En el anexo II del Real Decreto 1566/1998 se especifican las tolerancias de la aceptación y de los posteriores controles de calidad del equipamiento, además de un listado de las pruebas que se deben llevar a cabo. Sin embargo, es necesario complementar los datos del anexo II con nuevas pruebas, pues, desde que entró en vigor este real decreto en 1998, la tecnología ha evolucionado, implantándose en las unidades asistencias nuevos equipos y tratamientos.

1.3.7.  Responsabilidades en el control de calidad, equipamiento y mantenimiento

El responsable del programa de control de calidad del equipamiento es el especialista de radiofísica hospitalaria. Se encargará de emitir los informes de estado de los equipos de irradiación y de los sistemas de planificación y cálculo, además de los resultados del control de calidad. Estos informes se los hará llegar al responsable de la unidad asistencial de oncología radioterápica. Se informará inmediatamente al especialista en radiofísica hospitalaria de cualquier anomalía, o sospecha, en el funcionamiento de los equipos de tratamiento y de cualquier reacción no esperada en los pacientes tratados. Ante una de estas situaciones o en el caso de anomalías en los controles periódicos, el especialista en radiofísica hospitalaria decidirá si se debe suspender el funcionamiento del equipo afectado, o detallará en qué casos y en qué condiciones puede seguirse utilizando. El responsable de la unidad asistencial de radioterapia, a la vista de los informes remitidos por los distintos especialistas, decidirá el equipamiento que puede utilizarse, incluyendo sus posibles restricciones, y el que debe dejarse fuera de uso, así como los tipos de tratamientos que se podrán realizar. Todas las decisiones que adopte deberán constar por escrito y serán comunicadas al titular de la instalación. Por otra parte, las unidades asistenciales de radioterapia deberán disponer de un adecuado programa de mantenimiento de los equipos de irradiación, tanto preventivo y correctivo, como detalla el artículo 16. Será un especialista en radiofísica hospitalaria quien autorizará toda reparación o intervención en los equipos de irradiación. La entidad que realice la reparación o intervención responderá del funcionamiento del equipo y emitirá un informe en el que constarán: la causa de la reparación, el personal que ha participado, la actuación realizada y las posibles alteraciones de funcionamiento por dicha reparación. Posteriormente, el especialista en radiofísica hospitalaria comprobará que el equipo reparado se encuentra en condiciones de uso clínico y realizará las medidas necesarias para verificar que se cumplen los niveles de referencia con las tolerancias previstas de aquellos parámetros que se hayan podido alterar. Cuando no sea posible volver al estado de referencia inicial, bien por una reparación, o bien por una modificación que deliberadamente altere el estado de funcionamiento, se establecerá un nuevo nivel de referencia y se harán las modificaciones necesarias en el sistema de dosimetría clínica y en toda la cadena radioterapéutica.

185

UF 3. Planes de garantía de calidad y de emergencias Tema 1. Aplicación del plan de garantía de calidad en medicina nuclear, radioterapia y radiodiagnóstico

1.3.8.  Gestión documental del programa de garantía de calidad El artículo 17 especifica que el titular del centro sanitario en el que esté ubicada la unidad asistencial de radioterapia deberá archivar durante un periodo de treinta años todos los informes que se mencionan en el real decreto. Estos informes estarán a disposición de la autoridad sanitaria competente.

1.3.9.  Auditorías La autoridad sanitaria competente establecerá un sistema de auditoría que permitirá determinar si el programa de garantía de calidad se adecua a los objetivos previstos, cumple con las disposiciones reglamentarias y está implantado de forma efectiva.

1.4.  Garantía de calidad en radiodiagnóstico Cuando hablamos de calidad en radiodiagnóstico, nos referimos a los cinco pilares básicos:

Diagnóstico útil

Calidad de imagen

Tiempo de respuesta

Seguridad al paciente

Satisfacción del usuario

186

Una prueba está indicada solo si sirve para modificar el diagnóstico, pronóstico, tratamiento o técnica terapéutica. Debe valorarse si la información clínica es mayor que los costes y riesgos.

La imagen obtenida debe suministrar toda la información necesaria y acorde con el propósito para el que ha sido realizada.

El estudio radiológico solo servirá si la información llega a tiempo al médico para que tome las decisiones correspondientes.

El riesgo que conllevan las radiaciones ionizantes solo debe ser asumido por el paciente si el beneficio que aporta la prueba es mayor al riesgo.

Este punto puede ayudar a identificar los puntos fuertes y débiles del proceso, tanto como parte del médico como del paciente y familiares. El médico debe conseguir todos los datos necesarios para resolver el problema clínico, así como que el paciente y sus familiares se encuentren satisfechos durante el proceso diagnóstico.

Módulo 03: Protección radiológica

1.4.1.  Normativa vigente e indicadores de calidad

El Real Decreto 1976/1999 es el que establece los criterios de calidad en radiodiagnóstico, cuyo objetivo radica en la protección radiológica del paciente, así como en asegurar que las dosis que reciben trabajadores y el público sean lo más bajas como razonablemente se pueda. El programa de garantía de calidad debe analizar los procesos fundamentales a través de indicadores de calidad medibles, los cuales se definen en función de la política de calidad que tenga la unidad asistencial de radiodiagnóstico. Los indicadores básicos de calidad en radiodiagnóstico son: • Indicadores de la dosis a los pacientes: procuran optimizar las dosis de radiación que reciben los pacientes, evitando su exposición a dosis más altas de las necesarias. Los niveles de referencia en diagnóstico (NRD) son los niveles de dosis que se establecen para la realización de exámenes tipo de grupos de paciente de talla normal. Si se lleva a cabo una buena práctica, estos niveles no deben sobrepasarse. En caso de que esto ocurra, habrá que revisar el procedimiento y el equipo utilizado. • Indicadores de calidad de imagen: estos parámetros tratan de proporcionar datos con los que se pueda estudiar objetivamente la calidad de la imagen, aunque esta varíe con la técnica. Puede tratarse de definir ciertos criterios anatómicos o medir objetos que nos proporcionen las medidas físicas que se requieran, como, por ejemplo, la resolución espacial. • Indicador de la tasa de rechazo de imágenes: nos permiten averiguar cuáles son las causas inmediatas que provocan que una imagen de radiodiagnóstico no sea la idónea. Si la imagen no es adecuada, hay que repetirla, lo que es contraproducente. Entre las principales causas podemos mencionar: errores de colimación o colocación, posición errónea, selección incorrecta de parámetros, fallos en el equipo, entre otras.

187

UF 3. Planes de garantía de calidad y de emergencias Tema 1. Aplicación del plan de garantía de calidad en medicina nuclear, radioterapia y radiodiagnóstico

1.4.2.  Programa de garantía de

calidad en instalaciones de radiodiagnóstico

El artículo 2 del Real Decreto 1976/1999 especifica que es obligatorio implantar el programa de garantía de calidad en todas las unidades asistenciales de radiodiagnóstico, el cual debe contener como mínimo: • Aspectos de justificación y optimización de las exploraciones radiológicas. • Medidas de control de calidad del equipamiento radiológico, de los receptores de imagen, del sistema de registro de datos, de los sistemas de procesado, de los sistemas de visualización de imagen y de los equipos de medida. • Con una periodicidad mínima anual, los procedimientos para la evaluación de los indicadores de dosis en pacientes en las prácticas más frecuentes, y la evaluación de la calidad de la imagen clínica obtenida. • Tasa de rechazo o repetición de imágenes. • Descripción de los recursos humanos y materiales necesarios para realizar los procedimientos. • Responsabilidades y obligaciones de las personas que trabajan en la unidad o con equipos adscritos a la misma, especificando su nivel de responsabilidad y autoridad. • Programa de formación para la utilización del equipo de rayos X, así como para la protección radiológica, entrenamiento continuado y para el caso especial del uso clínico de nuevas técnicas. • Verificación de los niveles de radiación, con periodicidad anual, en los puestos de trabajo y en aquellos lugares accesibles al público. • Procedimientos para el registro de incidentes o accidentes que puedan ocurrir en las unidades asistenciales de radiodiagnóstico con especial atención en las de radiología intervencionista, los resultados de la investigación realizada y las medidas correctoras aplicadas.

1.4.3.  Control de calidad de la imagen radiográfica y relación con la dosis

El artículo 7 del Real Decreto fija las bases sobre las dosis impartidas y los niveles de radiación. El médico especialista se responsabiliza de que la exposición de los pacientes sea la mínima compatible con el fin que se persigue, y de que se pongan los medios necesarios para evitar la repetición de la exposición. La verificación de las dosis impartidas a los pacientes se llevará a cabo por

188

Módulo 03: Protección radiológica

los especialistas en radiofísica hospitalaria con arreglo a las indicaciones y métodos que se detallan en el anexo I. Cuando el tipo de exploración o las características del paciente así lo requieran, se deberá evaluar con carácter individual los indicadores de dosis pertinentes. En el caso de las mujeres gestantes será preceptivo la estimación de la dosis recibida en el útero. Asimismo, el anexo II establece indicaciones para la verificación de los niveles de radiación en los puestos de trabajo y en aquellos lugares accesibles al público. Como mencionábamos antes, el objetivo principal del programa de garantía de calidad es optimizar la protección radiológica del paciente, por lo que es muy importante homogeneizar el modo de trabajar. Es muy importante que los procedimientos que se lleven a cabo en cada práctica radiológica estándar estén basados en guías nacionales e internacionales y que queden por escrito. En el caso de los niños, la dosis administrada debe ser menor que la de un adulto, pues son más radiosensibles. Por otro lado, es importante que el personal que utiliza rayos X posea formación en protección radiológica, así como una cualificación sobre la materia dependiendo de su nivel de responsabilidad. Para los especialistas que llevan a cabo prácticas intervencionistas se requiere el segundo nivel de formación.

1.4.4.  Mantenimiento y calibración de los diferentes tipos de detectores

Es necesario que conozcamos las características y propiedades de los detectores para saber las condiciones en que deben realizarse las medidas, así como las características de la información que nos suministran. Todo esto conduce a una necesidad de calibración en las condiciones habituales de medida.

1.4.4.1.  Calibración en energía Una de las propiedades de los detectores es que proporciona una respuesta para la misma intensidad de radiación en función de la energía. El tamaño del impulso producido por una partícula está relacionado con su energía, por lo que es posible que podamos realizar una calibración en energía del sistema de medida al obtener la función que relaciona a los números de canal con las energías atribuidas. Podemos obtener la ecuación de calibración de distintas formas, siempre y cuando dispongamos de la energía y el número de canal. Estos datos podemos conseguirlos del propio espectro. Si por cualquier motivo no fuera posible obtenerlos de esta forma, recurriremos a fuentes radiactivas ya preparadas o medios electrónicos que simulen el impulso producido por un suceso de energía conocido. Si la relación entre energía y el número de canal es similar, podemos concluir que:

Energía = P1 · número de canal + P2

P1 simboliza la anchura del canal en términos de energía. Dicho factor no depende de la muestra radiactiva ni del detector, sino que está determinado por los dispositivos de amplificación y clasificación de impulsos. 189

UF 3. Planes de garantía de calidad y de emergencias Tema 1. Aplicación del plan de garantía de calidad en medicina nuclear, radioterapia y radiodiagnóstico

1.4.4.2.  Calibración en eficiencia Antes de utilizar cualquier detector se debe realizar una calibración en eficiencia. Lo que pretendemos conseguir con este proceso es obtener una relación que permita pasar de la tasa de recuento de una muestra establecida a la actividad que se espera. No es posible describir de forma generalizada su comportamiento porque la curva de calibración depende del detector, la fuente y la geometría. Para calibrar el detector, comenzaremos midiendo diferentes muestras de actividad ya conocida para luego determinar sus eficiencias de recuento. De esta forma, el detector solo se calibrará para las energías de las fuentes que hayamos medido. A continuación, necesitamos que se extienda el rango de calibración a todo el espectro útil de energías, así que ajustaremos de forma analítica los datos que hayamos obtenido. Así, se podrán predecir los valores de eficiencia en los puntos en los que no tengamos referencias. Dependiendo del intervalo de energías y del detector, variarán la forma analítica que empleemos y el número de fuentes radiactivas. Necesitaremos más fuentes y más complicadas serán las funciones analíticas cuanto mayor diferencia haya entre eficiencia y energía.

1.4.5.  Atención e información a los pacientes, familiares y personal asistencial

Sobre la información que deben aportar en el caso de mujeres con capacidad de procrear que vayan a ser sometidas a una prueba diagnóstica con rayos X, el titular de la unidad asistencial de radiodiagnóstico o el médico especialista responsable adoptará las medidas de información necesarias, tales como carteles en lugares adecuados u otras dirigidas a mujeres para advertirles que, antes de someterse al procedimiento con rayos X, deben comunicar al médico prescriptor y al médico especialista si están embarazadas o creen estarlo. Aun así, es obligación del médico prescriptor y del especialista preguntarles si se da el caso. Por otra parte, antes de someter a un paciente a exploraciones que impliquen altas dosis de radiación, el médico especialista le informará de los posibles riesgos y le mostrará un protocolo de consentimiento informado que tendrá que ser firmado por el propio paciente o por su representante legal, en caso de incapacidad, y por el médico que informa. La satisfacción del paciente es una cuestión muy importante en cuanto a la gestión de calidad. En el caso de los servicios de radiodiagnóstico, esta satisfacción va vinculada enormemente al nivel de información que recibe. 190

Módulo 03: Protección radiológica

Se deben tener procedimientos de control de calidad del equipamiento para garantizar la seguridad del paciente y la calidad de las imágenes. En el anexo III del Real Decreto 1976/1999 figuran los criterios de aceptabilidad que tienen que cumplir los equipos de la unidad de radiodiagnóstico. Como mínimo los procedimientos deben abarcar las pruebas que el Protocolo Español de Control de Calidad en Radiodiagnóstico considera como esenciales.

1.5.  Normativa vigente sobre calidad Real Decreto 1132/1990, de 14 de septiembre, por el que se establecen medidas fundamentales de protección radiológica de las personas sometidas a exámenes y tratamientos médicos.

Real Decreto 1841/1997, de 5 de diciembre, por el que se establecen los criterios de calidad en medicina nuclear.

Real Decreto 1566/1998, de 17 de julio, por el que se establecen los criterios de calidad en radioterapia.

Real Decreto 1976/1999, de 23 de diciembre, por el que se establecen los criterios de calidad en radiodiagnóstico.

Real Decreto 815/2001 sobre Justificación del uso de radiaciones ionizantes para la protección de las personas con ocasión de exposiciones médicas.

Real Decreto 1085/2009, de 3 de julio, por el que se aprueba el Reglamento sobre instalación y utilización de aparatos de rayos X con fines de diagnóstico.

191

UF 3. Planes de garantía de calidad y de emergencias Tema 1. Aplicación del plan de garantía de calidad en medicina nuclear, radioterapia y radiodiagnóstico

1.6.  Elaboración de procedimientos Para que se pueda garantizar la calidad en todos los procedimientos que se lleven a cabo, es necesario que se defina un sistema con el que se puedan evaluar habitualmente, además de que se pueda verificar que se realizan tal y como se definieron en su momento. Por otra parte, es importante que se establezca un sistema ágil de reacción por si surgiera algún incumplimiento o incidente fortuito. No se puede implantar un sistema de calidad sin antes acatar las siguientes condiciones: • Organizar las responsabilidades que vayan a acatar los miembros del servicio. • Asegurarse de que todos los componentes del sistema están controlados. • Elaborar procedimientos para garantizar que se cumplen con los requisitos de calidad. • Consolidar que el servicio debe estar orientado de tal manera que garantice la mayor efectividad y eficiencia. • Garantizar que los métodos están diseñados de tal forma que permitan registrar los datos relacionados con la calidad y las acciones correctivas que se lleven a cabo. • Implantar revisiones periódicas y auditorias, ya sea para comprobar la eficacia del sistema de calidad o su ejecución. • Confirmar que el sistema puede adaptarse, permitiendo introducir cualquier información que surja. Teniendo claras las anteriores premisas, llega el momento de la elaboración de procedimientos, los cuales deben posibilitar: • Su compresión sencilla, especialmente para aquellos que vayan a comenzar su jornada laboral en el servicio. • Su entrenamiento constante, así como las distintas actuaciones de las personas implicadas en realizarlos. • Su utilidad y aplicación en el servicio. • La implantación de indicadores de calidad. • Su actualización y revisión asidua. Todos los procedimiento deberán contener, como mínimo, los siguientes apartados:

Objetivo y ámbito de aplicación

Método de trabajo

192

Responsabilidades

Documentación

Sistema de evaluación

Módulo 03: Protección radiológica

Para su identificación constará de: Logotipo del centro sanitario

Lugar de archivo

Nombre del procedimiento

Código de identificación

Autor

Fecha de edición

Responsable

1.7.  Ciclo de mejora continua Existen muchas propuestas metodológicas para poner en marcha las actividades de evaluación y mejora de la calidad. Aunque existen algunas variaciones, el esquema común que surge es:

Analizar Medir

Mejorar

Lo ideal es que haya una continuidad cíclica de acciones. Como componentes fundamentales de ese ciclo estarían: • Identificar problemas u oportunidades de mejora: es la fase inicial del ciclo consistente en detectar los principales problemas existentes en un determinado ámbito de la organización referida a la atención sanitaria. • Seleccionar y priorizar las situaciones mejorables: una vez identificados los problemas, el siguiente paso consiste en saber elegir por cuál de ellos hay que empezar, pues los sistemas de identificación nos arrojarán muchos problemas al mismo tiempo y no todos ellos son igual de importantes. • Análisis causal: cuando ya tenemos identificado el problema, hay que realizar un análisis inicial para averiguar las posibles causas. La mayoría de las veces los problemas de calidad tienen un origen múltiple y nos veremos obligados a corregir solo aquellas causas que tienen una contribución más importante ante la imposibilidad de dar solución a todas a la vez.

193

UF 3. Planes de garantía de calidad y de emergencias Tema 1. Aplicación del plan de garantía de calidad en medicina nuclear, radioterapia y radiodiagnóstico

• Medición de la situación actual: a estas alturas debemos plantearnos cuatro objetivos fundamentales: determinar cuál es la situación real de partida, comprobar las hipótesis generadas en la fase de análisis, identificar nuevas causas que hasta entonces permanecían ocultas y servir de referencia para poder evidenciar las mejoras que se logren. En esta fase podemos diferenciar dos grandes apartados: –– F  ijación de criterios: los problemas que afectan a un determinado proceso o servicio suelen estar definidos de forma genérica y hay que concretarlos para poder abordarlos y analizarlos con mayor precisión. En el ámbito de la asistencia sanitaria suelen utilizarse los criterios de práctica, los cuales son juicios sobre lo que constituye el patrón correcto de una buena práctica, determinando así el parámetro de medida de lo que queremos estudiar. –– D  iseño de estudios de evaluación: cuando tengamos definidos los criterios de buena práctica, hay que planificar y llevar a cabo estudios de evaluación para medir su grado de cumplimiento en nuestro medio y con ello averiguar el nivel de calidad en que nos encontramos. • Proposición e implantación de acciones de mejora: tras estudiar y conocer el problema debemos proponer, seleccionar e implantar las medidas más apropiadas para corregirlo o, al menos, mejorar su situación. En la mayoría de las ocasiones nos encontraremos con problemas, algunos previsibles, cuando se pongan en marcha las nuevas medidas, como la resistencia al cambio. Por ello, conviene estudiar de antemano en qué van a consistir estas dificultades y cuál es la mejor forma de prevenirlas y vencerlas para tener preparados mecanismos de contrapeso que faciliten el logro de lo que queremos poner en marcha. • Reevaluación: pasado algún tiempo desde que se implantaron las acciones de mejora, tenemos que volver a evaluar la situación para comprobar si realmente hemos conseguido cambiar algo. En este proceso de reevaluación es posible descubrir que algo no está funcionando como habíamos previsto inicialmente y podemos corregirlo para tratar de conseguir lo que nos habíamos propuesto. Tras esta fase de reevaluación el círculo se cerraría. Si no hemos podido conseguir neutralizar el problema tras las acciones de mejores, este vuelve a encontrarse de nuevo en la fase de selección con el resto de los problemas que hemos ido detectando.

194

Módulo 03: Protección radiológica

Identificar problemas u oportunidades de mejora

Seleccionar y priorizar las situaciones mejorables

Reevaluación

Proposición e implantación de acciones de mejora

Análisis causal

Medición de la situación actual

1.8.  Registros dosimétricos relativos a trabajadores, áreas de operación y equipos de trabajo 1.8.1.  Normativa que regula los archivos en radioterapia El Consejo de Seguridad Nuclear, en el BOE de 12 de febrero de 2008, regula el periodo temporal en la que los archivos relacionados con instalaciones radiactivas deben quedar guardados. En la normativa se recoge los siguientes tiempos según el tipo de archivo: • Hasta el cierre de la instalación radiactiva: diarios de operaciones de los últimos cinco años del empleo la instalación, registros de los datos del personal implicado durante los dos últimos años y copia de autorización para el funcionamiento de la aplicación. • Dos años desde la fecha de la creación de los archivos: sobre el inventario, controles de nivel de radiación y contaminación (con fecha, resultado, datos del personal y el equipo usado), controles de seguridad, planificación del personal y dosimetría, inspecciones, etc. • Dos años a partir de la transferencia del material, los equipos o los residuos radiactivos. • Un año desde la elaboración de los archivos relacionados con equipos radiactivos móviles (ubicación, personal a cargo, identificación, etc.). • Cinco años a partir de la elaboración para registros de importación, suministro, recambio de fuentes, etc. Así como aquellos relacionados con la formación de los ETS. • Hasta que el certificado que los avala sea intercambiado por otro. • Hasta la transferencia de la fuente radiactiva. • Treinta años para los documentos relacionados con mantenimiento, prevención y corrección de los equipos. PARA + INFO Si deseas acceder al archivo original que se recoge en el BOE puede consultar este enlace: http://piramidenormativa.sne.es/Repositorio/CSN/Instruccion%20IS16,%20sobre%20periodos%20de%20archivo%20de%20documentos%20y%20registros%20de%20las%20instalaciones%20radiactivas.pdf 195

UF 3. Planes de garantía de calidad y de emergencias Tema 1. Aplicación del plan de garantía de calidad en medicina nuclear, radioterapia y radiodiagnóstico

1.9.  Formación y entrenamiento en protección radiológica

La formación en protección radiológica constituye uno de factores más importantes para la seguridad. Por este motivo, el director del centro, en su condición de titular, debe impulsar la organización de programas de formación y actualización profesional en protección radiológica, además de facilitar a las personas implicadas la asistencia a las actividades formativas que se programen.

1.9.1.  Formación de los trabajadores expuestos

1.9.1.1.  Personas en formación, estudiantes y trabajadores expuestos antes de iniciar su actividad Se debe informar adecuadamente, en función de su responsabilidad y del riesgo de exposición a la radiación, a personas en formación, estudiantes y trabajadores expuesto antes de que inicien su actividad laboral sobre lo siguiente: • Las normas y procedimientos de protección radiológica y precauciones que deben adoptar. • Los riesgos radiológicos asociados y la importancia del cumplimiento de los requisitos técnicos, médicos y administrativos. • En el caso de las mujeres, la necesidad de efectuar la declaración de embarazo y de lactancia, así como el riesgo de contaminación del lactante en caso de contaminación radiactiva corporal.

1.9.1.2.  Personal de instalaciones radiactivas El personal de operación y supervisión de las instalaciones radiactivas deberá tener una formación continuada que incluya un repaso de las normas contenidas en el manual de funcionamiento de la correspondiente instalación y simulacros de actuación frente a incidentes y accidentes. Por otra parte, el personal que trabaje en una instalación radiactiva que no necesiten licencia, con el objetivo de conocer las normas de protección contra las radiaciones ionizantes y su actuación en caso de emergencia, actuarán bajo la responsabilidad específica del titular y bajo la supervisión del personal con licencia.

196

Módulo 03: Protección radiológica

Todo el personal que se encuentre adscrito a las unidades asistenciales de radioterapia, medicina nuclear o cualquier otra que emplee radiaciones ionizantes deberá participar en actividades de formación continuada en protección radiológica, según su nivel de responsabilidad, para actualizar sus conocimientos. Los programas de formación del personal habrán de cumplir los criterios previamente aprobados por el CSN. Asimismo, cuando se instale un nuevo equipo o se implante una nueva técnica, se deberá dar una formación adicional previa a su uso clínico. Los programas correspondientes a los cursos de formación continuada deberán ser acreditados por la autoridad sanitaria competente.

1.9.1.3.  Personal de las unidades asistenciales de radiodiagnóstico y radiología intervencionista El personal de estas unidades deberá tener conocimientos, así como actualizarlos participando en programas de formación, que incluyan la protección radiológica del paciente, la correcta utilización de los equipos de rayos X desde el punto de vista de la protección radiológica, el programa de garantía de calidad y el entrenamiento con nuevos equipos o nuevas técnicas previo a su uso clínico. Estos conocimientos se deberán impartir sin ocasionar irradiaciones adicionales a los pacientes. Los especialistas que realicen procedimientos intervencionistas requerirán un segundo nivel de formación en protección radiológica orientado a esta práctica. La institución que imparta el programa de formación emitirá un certificado en el que constarán como mínimo el número de horas lectivas y el director del curso. Es necesario que todo el personal que realice tareas en unidades asistenciales de radiodiagnóstico y radiología intervencionista actualice sus conocimientos. Para ello, según sea su nivel de responsabilidad, deberá participar en actividades de formación sobre protección radiológica. Todos estos programas deberán ser aprobados por el CSN.

1.9.1.4.  Residentes de especialidades médicas En los programas para los trabajadores que ejerzan sus tareas en sectores de especialidades médicas, como oncología radioterápica, radiodiagnóstico, medicina nuclear o en cualquier otra en la que se empleen radiaciones ionizantes, se incluirán objetivos y contenido específicos de protección radiológica.

1.9.1.5.  Trabajadores externos Se deberá comprobar que todos los trabajadores externos que vayan a someterse a exposiciones han recibido la formación sobre protección radiológica que se describe en el Real Decreto 413/1997.

1.9.1.6.  Personal del servicio de protección radiológica La Dirección del centro facilitará al personal adscrito a este servicio su formación continuada en protección radiológica.

197

UF 3. Planes de garantía de calidad y de emergencias Tema 1. Aplicación del plan de garantía de calidad en medicina nuclear, radioterapia y radiodiagnóstico

1.9.2.  Organización de las actividades docentes

Periódicamente el SPR impartirá cursos de formación continuada en protección radiológica. También enviará a los diferentes servicios, a la dirección Médica y a la de Enfermería del centro toda la información relevante, que incluirá el programa del curso, la fecha y el aula donde tendrá lugar. Aquellos cursos que se realicen para que el personal conozca el adecuado funcionamiento de alguna instalación deberán especificar la organización y las funciones del personal adscrito a ella, tanto en condiciones normales como de emergencia. Además, se definirán los programas básicos de formación y entrenamiento para el personal, diferenciando para aquellos que tengan licencia y los que no. Por otro lado, se establecerá la competencia técnica para cada cometido específico, así como los programas de actualización que se consideren adecuados. Todas las actividades docentes contarán con el apoyo técnico del SPR, que desarrollará los puntos del temario en función de su criterio, siendo responsabilidad de la organización de los mismos de la dirección médica y la de enfermería.

198

199

2

APLICACIÓN DE PLANES DE EMERGENCIA AEN PLICACIÓN DE PLANES DE EMERGENCIA EN INSINSTALACIONES RADIACTIVAS TALACIONES RADIACTIVAS

Módulo 03: Protección radiológica

La protección radiológica persigue que tanto el hombre como el medio ambiente queden resguardados de las radiaciones. Para poder alcanzar este objetivo, es necesario establecer unas normas que se ha de seguir en cada una de las instalaciones radiactivas, las cuales se recogen en los planes de emergencia.

2.1.  Funciones y obligaciones del servicio de protección radiológica

El CSN publicó en 1998 un documento titulado Bases para el establecimiento de los servicios y unidades técnicas de protección radiológica, donde viene recogido todo lo relacionado con las funciones y obligaciones del SPR. Sin embargo, cada instalación puede adaptarlas como considere. El servicio de protección radiológica (SPR) es un servicio autorizado por el CSN, el cual se encarga de establecer las normas de protección radiológica y de vigilar que se cumplen. Dependiendo de las características del centro y del riesgo radiológico, el CSN podrá pedir al titular para que, o bien disponga de un SPR propio, o de una unidad técnica de protección radiológica contratada (UTPR).

2.1.1.  Organización El CSN dispone que el SPR tiene que estar constituido y organizado jerárquicamente por: • El jefe de SPR, quien deberá estar en posesión del diploma otorgado por el CSN. • Especialistas en radiofísica hospitalaria. • Técnicos superiores en radioterapia o en diagnóstico por imagen, que colaborarán activamente con los facultativos en el desempeño de sus funciones. • Personal administrativo. El SPR se restringirá a intervenir en aquello para lo que el CSN le haya autorizado. Aun así, podrá intervenir en otros centros, siempre que posea permiso del titular y en los que no pueden llevarse a cabo las funciones encomendadas por la legislación. Se tendrá en cuenta que el jefe de servicio dependerá directamente del director gerente del área hospitalaria, y sus actuaciones en cada centro perteneciente a dicha área se coordinarán adecuadamente. El SPR se organizará y actuará independientemente del resto de unidades funcionales, sin perjuicio de la coordinación necesaria con el SPRL.

2.1.2.  Funciones y obligaciones Las funciones del SPR están enfocadas a que se cumpla con la normativa aprobada hasta el momento, siendo más concretos: en el RPSRI, en el Real Decreto 1085/2009, en las publicaciones y guías de seguridad del CSN, además de tener en cuenta todas las consideraciones de la CIPR y las de otras organizaciones reconocidas en el campo de la protección radiológica. A continuación, veremos las principales funciones del SPR. Evaluación y emisión de informes en materia de protección radiológica • Participar en los procesos de adquisición del equipamiento radiológico. • Colaborar en la preparación de los planes de emergencia de las instalaciones. 201

UF 3. Planes de garantía de calidad y de emergencias Tema 2. Aplicación de planes de emergencia en instalaciones radiactivas

• Comprobar periódicamente la eficacia de los dispositivos y procedimientos de protección. • Estudiar los riesgos radiológicos derivados del funcionamiento de las instalaciones y de las actividades allí desarrolladas. • Establecer normas, instrucciones y procedimientos específicos sobre protección radiológica. • Colaborar con los responsables de las instalaciones en el establecimiento de procedimientos y en el desarrollo de programas de control y garantía de calidad en materia de protección radiológica. • Asesorar a los jefes de servicio y a los supervisores de las instalaciones que utilizan radiaciones ionizantes. • Informar sobre optimización, de técnicas nuevas o de los proyectos de investigación que impliquen el uso de radiaciones ionizantes. • Investigar las causas de las anomalías, incidencias y accidentes que pudieran producirse en las instalaciones. Vigilancia operacional • Realizar la vigilancia radiológica de los trabajadores expuestos, decidiendo las técnicas y procedimientos a emplear. • Realizar la vigilancia radiológica de las instalaciones y de las actividades en ellas realizadas, decidiendo el tipo y frecuencia de las medidas a efectuar. • Gestionar y realizar la vigilancia radiológica de los residuos radiactivos generados en las instalaciones. • Realizar la calibración y comprobación periódica del buen estado y funcionamiento de los instrumentos de medida. • Vigilar la actividad de los trabajadores externos en las instalaciones radiactivas, para que se cumpla lo dispuesto en el Real Decreto 413/1997 sobre medidas de protección radiológica para trabajadores externos en zona controlada. • Establecer los niveles de referencia de los parámetros a medir en los distintos procedimientos de vigilancia radiológica. • Clasificar y señalizar las zonas con riesgo radiológico de las instalaciones, así como a los trabajadores expuestos en función de su riesgo radiológico. • Realizar los controles de calidad pertinentes en el equipamiento en las instalaciones de medicina nuclear, radiodiagnóstico y radioterapia. • Establecer las circunstancias en las que se ha de declarar el cese de la operación de una instalación o desarrollo de una práctica ya sea porque se han incumplido algunas normas de protección radiológica o por la aparición de riesgos radiológicos. 202

Módulo 03: Protección radiológica

Documentación, registros y controles administrativos • Elaborar los procedimientos específicos aplicables a las actividades del SPR. • Registrar los datos recogidos en los programas de vigilancia radiológica del personal, de las instalaciones, de las operaciones y de los materiales radiactivos. • Controlar la aptitud médica de los trabajadores expuestos y los cambios que pueda producirse como consecuencia de los reconocimientos médicos realizados por el SPRL. • Archivar los historiales dosimétricos individuales de los trabajadores expuestos. • Disponer del historial dosimétrico previo de los trabajadores expuestos que se incorporen a las instalaciones. • Entregar una copia de su historial dosimétrico al trabajador cuando se produzca un cese de empleo. • Tener el inventario de las fuentes radiactivas de las instalaciones permanentemente actualizado. • Conocer en cada instalación qué fuentes radiactivas se, así como su actividad. Formación en materia de protección radiológica • Comprobar que los profesionales que se incorporen a una instalación radiactiva tienen la formación adecuada, así como que poseen la correspondiente acreditación. • Organizar y participar en diferentes cursos y seminarios relacionados con la protección radiológica. • Colaborar en la formación, información e instrucción de los trabajadores expuestos, en un nivel adecuado a su responsabilidad y al riesgo de exposición a las radiaciones ionizantes en su puesto de trabajo a los estudiantes, de acuerdo con lo establecido en los Programas de Garantía de Calidad de cada una de las unidades asistenciales. • Establecer la formación continuada de programas de garantía de calidad en cada una de las unidades asistenciales.

2.1.3.  Funciones del jefe del SPR • Asesorar al director del centro en materia de protección radiológica y mantenerle informado de sus obligaciones respecto a la normativa legal vigente, poniendo en su conocimiento todas las deficiencias que puedan incidir en la seguridad de las instalaciones y en la protección de los trabajadores expuestos, miembros del público y pacientes. • Establecer las actividades del SPR y supervisar el cumplimiento de los procedimientos específicos que regulan el funcionamiento del mismo y su cumplimiento. • Aprobar dictámenes, evaluaciones e informes emitidos en relación con los cometidos del SPR. 203

UF 3. Planes de garantía de calidad y de emergencias Tema 2. Aplicación de planes de emergencia en instalaciones radiactivas

• Certificar los historiales dosimétricos de los trabajadores expuestos. • Comunicar por escrito a los responsables jerárquicos de las instalaciones y prácticas de las circunstancias que aconsejan o exigen la paralización de las mismas por incumplimiento de las normas de protección radiológica o la existencia de riesgos radiológicos indebidos, dando cuenta a la dirección del centro, si es el caso. • Establecer una vía de comunicación fluida para la transmisión de información y documentación necesaria para el cumplimiento de las misiones del SPR con los distintos servicios y direcciones del centro. • Tener conocimiento y estar presente durante las inspecciones del CSN, así como tener constancia y conocimiento de los informes y comunicaciones que remita dicho organismo. • Informar sobre las medidas de protección radiológica a los trabajadores que, sin necesitar licencia, operen en una instalación con riesgo radiológico, ya que están obligados a conocer y cumplir las normas de protección contra las radiaciones ionizantes.

2.2.  Situaciones de emergencia: accidentes e incidentes. Línea de autoridad Aunque accidente e incidente parezcan similares, no lo son, y debemos aprender a diferenciarlos. No obstante, tienen un punto en común: ninguno está planificado. Por un lado, en el incidente hay probabilidad de que se superen las dosis recibidas normalmente; en cambio, durante el accidente hay probabilidad de que se superen los límites de dosis regulados por la normativa. Ningún acontecimiento de esta envergadura debe ignorarse o desconocerse, pues las consecuencias podrían ser nefastas en lo que a seguridad y protección se refiere.

Incidente: suceso no planificado en el que es posible que se superen las dosis recibidas normalmente.

Accidente: suceso no planificado en el que es posible que se superen los límites de dosis regulados.

204

Módulo 03: Protección radiológica

2.2.1.  Identificación de los posibles incidentes y accidentes De forma genérica, vamos a mencionar los posibles incidentes o accidentes con los que nos podemos encontrar:

Incidente • Derrames pequeños de fuentes abiertas. • Contaminaciones personales y de área producidas por salpicaduras, roturas de viales y manejo inadecuado de las fuentes no encapsuladas (abiertas). • Errores en la administración de radiofármacos. • Indisposición, fallecimiento de pacientes con terapias metabólicas con fuentes abiertas y radiofármacos recientemente incorporados.

Accidente • Escape de gases radiactivos. • Derrame de actividades importantes de líquidos radiactivos. • Incendio de la instalación con escape de gases radiactivos. • Robo o pérdida de sustancias radiactivas. • Inundación. • Destrucción de la instalación por movimientos sísmicos, explosiones, etcétera.

Con carácter general se adoptarán, entre otras, las siguientes medidas de descontaminación: • De equipos y materiales • De superficies y pavimentos • De personas

2.2.2.  Línea de autoridad Ante cualquier incidencia que afecte a las condiciones de seguridad radiológica de la instalación, el operador o profesional que la detectase estará obligado a ponerlo en conocimiento del supervisor que hará una primera valoración de la que se derivarán las actuaciones inmediatas a seguir. Se informará al SPR y, en función del grado de afectación de la seguridad radiológica con mayor o menor urgencia, al titular y al CSN. En todo caso se registrará en el diario de operaciones y en la memoria anual que se ha de remitir al CSN.

205

UF 3. Planes de garantía de calidad y de emergencias Tema 2. Aplicación de planes de emergencia en instalaciones radiactivas

2.3.  Accidentes y planes de emergencia en medicina nuclear

La obligatoriedad de la elaboración de un plan de emergencia está fijada en el Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas (RINR), aprobado por el Real Decreto 1836/1999 y modificado por el Real Decreto 35/2008. El plan de emergencia debe detallar las situaciones de emergencia previsibles y las actuaciones a realizar en caso de que tengan lugar, así como la estimación de las consecuencias que podrían darse. Debe hacerse un resumen con las explicaciones básicas, incluyendo las actuaciones y normas en caso de emergencia, y colocarse en un lugar visible de la instalación.

2.3.1.  Plan de emergencia y pautas de actuación El RINR especifica que el plan de emergencia interior detallará las medidas previstas por el titular y la asignación de responsabilidades para hacer frente a las condiciones de accidente con objeto de mitigar sus consecuencias, proteger al personal y notificar su ocurrencia a los órganos competentes, incluyendo la evaluación inicial de las circunstancias y de las consecuencias de la situación. Además, establecerá las actuaciones previstas por el titular para prestar su ayuda en las intervenciones de protección en el exterior de la instalación, de acuerdo con los planes de emergencia exterior que establezcan los órganos competentes, cuando así lo determine el CSN. El mayor riesgo que podemos encontrar en los servicios de medicina nuclear es la dispersión del material radiactivo que contienen las fuentes no encapsuladas. Por este motivo es importante conocer los riesgos, los accidentes más probables, además de saber el procedimiento para evitarlos. Los accidentes previsibles son los siguientes:

Contaminación radiactiva Ingestión de productos radiactivos Incendio Inundación Robo de material radiactivo

Fallecimiento del paciente sometido a terapia metabólica

Administraciones erróneas

206

Módulo 03: Protección radiológica

2.3.1.1.  Contaminación radiactiva Cuando hablamos de contaminación radiactiva nos referimos a toda presencia no deseada de material radiactivo en una persona, superficie, material o en cualquier medio. Constantemente se manipulan fuentes no encapsuladas en los servicios de medicina nuclear, por lo que el riesgo de contaminación es muy alto. Es muy importante que en las normas que se fijan en el reglamento de funcionamiento se indiquen pautas correctas de trabajo para así minimizar en todo lo posible el riesgo de contaminación radiactiva. Sin embargo, es cierto que, aunque se sigan correctamente todas las normas, estos sucesos suelen presentarse a menudo.

PARA + INFO Como pauta correcta de manipulación podemos señalar el uso de guantes por parte del personal, quienes deberán llevarlos siempre y cambiarlos frecuentemente para evitar que se contaminen elementos u objetos de uso diario, como bolígrafos, papeles, pomos de puerta, etcétera.

Estas pautas de trabajo no solo deben contemplar las contaminaciones como consecuencia de la manipulación, también pueden darse durante la administración y preparación del radiofármaco que se administra al paciente. Las probabilidades de contaminación aumentan si se presentan vómitos, incontinencia urinaria o extravasaciones. Para evitar que una contaminación pase inadvertida, es imprescindible llevar a cabo controles de ausencia de contaminación. Dichos controles se realizarán siempre que se crea que se puede haber producido alguna contaminación, así como diariamente en las zonas susceptibles al finalizar la jornada de trabajo. Los lugares más habituales donde puede darse la contaminación son: • En las cabinas de preparación de radiofármacos. • En reposabrazos y suelos en las salas de administración de radiofármacos. • En el suelo de los baños de los pacientes. • En los suelos y superficies de trabajo de la cámara caliente. Medidas de actuación Siempre que se detecte una contaminación radiactiva, hay que comenzar con la descontaminación inmediatamente. Lo primero que se debe hacer es que la persona que vaya a proceder se proteja adecuadamente, como mínimo con bata y guantes. A continuación, deberá seguir los siguientes pasos: 1. Controlar con un monitor de contaminación la superficie para asegurarse de que la cantidad de radioisótopo presente está por encima de lo que marca la normativa vigente. 2. Utilizar un papel absorbente para retirar la mayor parte en caso de que haya resto líquido. 3. Proceder a limpiar la superficie con papel absorbente y detergente adecuado con movimientos circulares y de los bordes hacia dentro.

207

UF 3. Planes de garantía de calidad y de emergencias Tema 2. Aplicación de planes de emergencia en instalaciones radiactivas

4. Monitorizar otra vez la superficie para comprobar los límites. Si el nivel de contaminación está por debajo, la superficie se ha descontaminado; si, por el contrario, los niveles siguen por encima, hay que repetir el paso número tres. 5. Si una vez realizados todos estos pasos no bajan los niveles de contaminación, se señalizará la zona afectada a la espera de que baje la actividad o, si es posible, sustituirla por una nueva. 6. Todos los materiales que se hayan usado durante este procedimiento deberán gestionarse como residuos radiactivos. Contaminación externa del personal En el caso de que se dé este caso, se lavará con agua tibia y jabón la zona afectada. El lavado se hará con cuidado para que no se extienda a otras áreas del cuerpo. Puede usarse un cepillo para frotar la zona. Luego se comprobarán los niveles con un monitor de contaminación. En el caso de que la contaminación sea en nariz, boca u orejas, hay que evitar que el agua entre al tubo digestivo, conducto auditivo o cornetes. Si tuviera lugar en los ojos, el lavado será con agua a presión, con los párpados bien abiertos para reducir los pliegues.

2.3.1.2.  Ingestión de productos radiactivos Aunque es poco probable, se debe contemplar esta situación en los planes de emergencia. Es importante llevar a cabo medidas como: • Señalar adecuadamente el material radiactivo para evitar su ingesta accidental. • Usar guantes y reemplazarlos a menudo. • No comer, beber, fumar y maquillarse en zonas donde haya riesgo de contaminación. Sin embargo, en caso de que se dé la situación, hay que medir posteriormente los niveles del radioisótopo ingerido. En el caso de que sea superior a 5 mSv se avisará a los servicios médicos con urgencia. Estos son los que estudiarán el caso y decidirán si realizar un lavado de estómago, así como el control de heces, orina y sangre de la persona afectada.

208

Módulo 03: Protección radiológica

2.3.1.3.  Incendio Todas las instalaciones radiactivas tendrán un sistema de actuación en caso de incendio. Es necesario que no haya materiales inflamables en los servicios de medicina nuclear para reducir el riesgo. Aun así, en caso de que se produzca, se deben seguir las siguientes pautas: • Pedir ayuda rápidamente. • Avisar al supervisor y al servicio público contra incendios. • Impedir el paso a las persona ajenas. • Evitar que el fuego se propague siempre que se pueda, cerrando puertas y reduciendo corrientes de aire. • Retirar el material radiactivo a un lugar seguro en caso de que se prevea que el incendio puede afectarle. En ningún caso se pondrá en peligro la seguridad personal. El personal del servicio público contra incendios tiene la formación necesaria para realizar su labor en las estaciones radiactivas que trabajan con fuentes no encapsuladas. Aun así, el supervisor, o cualquier otro miembro del personal en caso de no ser posible, les informará sobre la situación en la que se encuentra la instalación, especialmente la localización de los radioisótopos y su actividad radiactiva. Las consecuencias que pueden derivar de un incendio son múltiples, pues dependen del nivel de afectación del material radiactivo, su volatilización o el tiempo que hayan permanecido las personas respirando la atmósfera contaminada. Cuando ya se haya extinguido el incendio, es imprescindible controlar la posible contaminación de las personas que han intervenido de un modo u otro.

2.3.1.4.  Inundación Debemos estar atentos ante el riesgo de inundación, pues las instalaciones radiactivas suelen situarse en sótanos, lugar propenso a sucesos de este tipo. Puede darse inundación por rotura de tuberías y como consecuencia de algunos fenómenos atmosféricos, como lluvia o desbordamiento de ríos. El material radiactivo debe colocarse un poco elevado del suelo para minimizar el riesgo de dispersión debido a inundaciones. Es decir, no hay que dejarlo al nivel del suelo. Aun así, en caso de inundación debe procederse de la siguiente forma: • Pedir ayuda. • Avisar al supervisor y al servicio público contra incendios. • Impedir el paso a las persona ajenas.

209

UF 3. Planes de garantía de calidad y de emergencias Tema 2. Aplicación de planes de emergencia en instalaciones radiactivas

• Frenar todo lo que se pueda la inundación. • Si la inundación puede llegar al material radiactivo, llevarlo a un lugar seguro y elevado. En caso de que el material radiactivo se viera afectado, deben tomarse muestras del líquido que inundó la instalación para su análisis. Si los resultados indican que hubo dispersión del material radiactivo, el material afectado se aislaría y todo el instrumental empleado se gestionaría como residuo. Por otra parte, deben descontaminarse las superficies que hubieran resultado afectadas, así como controlar la posible contaminación de todo aquel que hubiera intervenido.

2.3.1.5.  Robo o pérdida del material radiactivo Para evitar que ocurran estos sucesos, se debe controlar el acceso a la instalación y todo el material radiactivo que se encuentre en esta. Sin embargo, en el caso de que ocurra, el supervisor se encargará de difundir el suceso para evitar la posible manipulación por personal sin formación, pero sin llegar a alarmar en exceso. Cuando se recupere el material, se proporcionarán las instrucciones para su correcta manipulación. La principal consecuencia que puede desencadenar este suceso es la irradiación accidental de todo aquello que entre en contacto con la fuente. No obstante, dependiendo de su naturaleza o de su actividad pueden aparecer otros riesgos, como el de contaminación.

2.3.1.6.  Fallecimiento del paciente sometido a terapia metabólica Este es el único accidente previsible que no puede prevenirse de ninguna forma. Cuando un paciente sometido a terapia en medicina nuclear fallece, se tomarán unas medidas u otras dependiendo del tipo de tratamiento que se le administraba. La terapia más habitual es con 131 I, radioisótopo con actividad de más de 3,7 GBq con emisión gamma y con un periodo de semidesintegración de ocho días. Cuando el paciente fallece, solo se deben tomar medidas adicionales tras las primeras 48 horas después del tratamiento. En caso de que la terapia sea con otros isótopos (como 90Y o 223Ra, entre otros), las medidas a tomar dependerán del tiempo de decaimiento y la vía de eliminación de cada radiofármaco. Cuando fallezca el paciente, debe avisarse al CSN. Luego se medirán los niveles de radiación en los alrededores del paciente para estimar las dosis que pueden recibirse durante las tareas a realizar posteriormente, las cuales son: • Realización de la autopsia en caso de que se considere necesario. • Ubicación en el frigorífico de la sala de autopsias. • Permanencia en la sala del tanatorio. • Entierro o incineración. Mientras se llevan a cabo estos cometidos pueden verse afectados los trabajadores, otros pacientes o el público en general. Si las dosis fueran altas, se valorará si es necesario cubrir el cadáver con material plomado o si se debe esperar para enterrarlo o incinerarlo.

2.3.1.7.  Administraciones erróneas La administración errónea puede darse por equivocaciones o descuidos en las dosis o en el radiofármaco que se tiene que administrar. Incluso puede ocurrir que se administre a pacientes que no lo requieran. En estos casos debe valorarse cada caso por separado, pues dependerá del radioisótopo como de la dosis. En cualquier caso, se avisará al servicio de protección 210

Módulo 03: Protección radiológica

radiológica para que estime la dosis comprometida que ha recibido el paciente, la cual, asimismo, deberá aparecer en el historial médico del paciente.

2.3.2.  Prevención de incidentes y de accidentes

Las medidas de prevención se basan en la buena práctica, conocimiento y adiestramiento del personal de la instalación y en un diseño adecuado de la misma. Podemos mencionar las más importantes: • Diferenciar y distribuir las áreas activas y no activas. • Contar con las superficies de trabajo adecuadas. • Seguir las normas de protección. • Instalar un sistema de extracción de aire de formación teórica. • Elaborar de un plan de emergencia. • Realizar prácticas de adiestramiento del personal. • Fijar códigos de buena práctica. • Confeccionar una adecuada preparación teórica de los fundamentos de la radiación. • Conocer el reglamento de funcionamiento y del programa de garantía de calidad. • Llevar a cabo simulacros de emergencias que han de realizarse, al menos, una vez al año.

2.4.  Accidentes y planes de emergencia en radioterapia

Se conocen multitud de accidentes producidos por la radioterapia, pues se trata de una técnica bastante compleja, con muchos pasos a realizar, lo que aumenta la probabilidad de errores. Por otro lado, en la radioterapia se imparten altas dosis de radiación en una zona del cuerpo humano de los pacientes sin blindaje estructural, por lo que también es una técnica en la que la seguridad radiológica se ve bastante comprometida. Por estos motivos, las consecuencias de los accidentes en radioterapia pueden tener consecuencias nefastas, por lo que a través de su estudio podemos conocer y prevenir muchos de los accidentes. Es necesario que los trabajadores conozcan cómo realizar adecuadamente las operaciones para evitar todo lo posible cualquier error humano. Asimismo, se deberán realizar anualmente, como mínimo, simulacros de emergencia.

211

UF 3. Planes de garantía de calidad y de emergencias Tema 2. Aplicación de planes de emergencia en instalaciones radiactivas

Entre los accidentes que pueden darse, destacan los siguientes: • Pérdida de control de los parámetros que caracterizan los haces generados en aceleradores. • Errores significativos en alguno de los parámetros críticos en la planificación o en la aplicación del tratamiento (por ejemplo, cálculo de dosis incorrectas o errores en la calibración del haz de radiación). • Funcionamiento anómalo de los equipos o mantenimiento incorrecto. • Tratamiento realizado en un emplazamiento inadecuado. • Presencia inadvertida de personas dentro del búnker durante la irradiación. • Disminución de estanqueidad de fuentes encapsuladas. • Pérdida de fuentes radiactivas. • Incendio, inundación u otra catástrofe.

2.4.1.  Plan de emergencia en teleterapia Los sucesos más previsibles que pueden ocurrir en una instalación de teleterapia son: irradiación accidental, emergencia durante una irradiación y fallo del sistema de retirada de una fuente.

2.4.1.1.  Irradiación accidental La irradiación accidental puede darse cuando se encuentra personal distinto al paciente dentro de la sala o cuando el paciente se somete a un proceso diferente al prescrito. En cuanto se detecte la situación, debe interrumpirse desde la zona de control. Los pasos que hay que seguir en caso de irradiación accidental son los siguientes: • Avisar al supervisor responsable y activar el plan de emergencia. • Atender a los accidentados. • Reunir todos los datos posibles para estimar la dosis de radiación que pueden haber recibido. • Si se cree que han podido superarse los límites de dosis anuales, se avisará al servicio de prevención para que controle la salud de todas las personas afectadas. Para evitar que suceda esto, la instalación debe disponer de controles y elementos de seguridad para asegurarse de que no hay nadie más en la sala.

212

ergenCuando hay una parada de em equipo cia, antes de volver a poner el vicio en marcha, el personal del ser na cio fun tiene que comprobar que correctamente.

O S I V A

Módulo 03: Protección radiológica

2.4.1.2.  Emergencia durante una irradiación Son diversos los motivos por los que una irradiación debe interrumpirse. Entre otros, podemos citar: • Presencia de personal dentro de la sala mientras tiene lugar la irradiación. • El paciente sufre alguna emergencia médica. • Fallos en el sistema de seguridad de finalización de la irradiación. • Aparición de humo, fuego o emanación de gas. • Fallos eléctricos. Cuando aparezca cualquier emergencia, lo primero es interrumpir el haz usando la consola de control del equipo. Si todavía el haz sigue funcionando o se requiera interrumpir la emisión de la radiación, habrá que apretar el botón de parada de emergencia más próximo, desactivando así la electricidad en todos los componentes, salvo el sistema de vídeo y el ordenador de la consola. Si esto tampoco funciona, deberá desactivarse el disyuntor principal de la instalación. Posteriormente, debe avisarse al supervisor responsable, activar el plan de emergencia y atender al accidentado. Las consecuencias para el paciente dependerán de los órganos irradiados, la dosis recibida, del tiempo de exposición, de si el tratamiento ha sido impartido en un periodo diferente, etcétera.

2.4.1.3.  Fallo del sistema de retirada de una fuente Estos sucesos se dan cuando se emplean equipos de cobaltoterapia, los cuales cada vez son menos frecuentes. Durante el tratamiento, estos equipos tienen una fuente que se desplaza de la posición de almacenamiento a la de irradiación. Si la fuente no vuelve a la posición de almacenamiento cuando ha terminado el tratamiento o si se desea interrumpir por cualquier motivo, entonces estamos ante una situación de emergencia. Para resolver esta circunstancia, debe elaborarse un procedimiento específico y colocarlo en un lugar visible. Lo primero que se debe hacer es utilizar el sistema que posee el equipo para desplazar la fuente. Si no funcionase, el paciente debe apartarse del campo de radiación, así como impedir que entren más personas, hasta que llegue el personal del servicio de protección radiológica y tome el control. Las consecuencias de este accidente consisten en la irradiación accidental, especialmente del paciente y de aquellos que activen el mecanismo de desplazamiento del equipo. Se estimará la dosis recibida tras conocer el tiempo de exposición y la distancia del haz. 213

2.4.2.  Plan de emergencia en braquiterapia

En las instalaciones de braquiterapia pueden darse los siguientes accidentes: • Irradiación accidental. • Fallo en el sistema de retracción de las fuentes. • Pérdida de hermeticidad de la fuente. • Pérdida o robo de una fuente encapsulada. • Fallecimiento del paciente con implantes permanentes.

2.4.2.1.  Irradiación accidental Se procederá igual que en el apartado 2.4.1.1.

2.4.2.2.  Fallo en el sistema de retracción de las fuentes En las instalaciones de braquiterapia nos podemos encontrar con equipos que funcionan con control a distancia, que posibilitan la introducción y extracción de las fuentes del interior del paciente. Al ser automáticos estos sistemas, pueden fallar cuando las fuentes están expuestas. Si ocurre esta situación, debemos de tomar medidas de actuación. En primer lugar, se intentará emplear el sistema de desplazamiento de fuentes para devolverla a su posición de almacenamiento. Esto se realizará siguiendo las instrucciones del protocolo de actuación, el cual deberá estar visible. Si no es posible retraer las fuentes, el paciente y cualquiera que esté en la sala deben alejarse del campo de radiación, y esperar a que el servicio de protección radiológica tome el control. La sala dispondrá de contenedores de emergencia apropiados, así como de un equipo de emergencia, que contendrá fórceps, tenacillas o pinzas, entre otros, para mover el catéter con las fuentes al contenedor de emergencias. En cuanto a las consecuencias radiológicas, tanto el paciente como el personal encargado de activar el mecanismo de desplazamiento sufrirán irradiación accidental. Se estimará la dosis recibida de los afectados en función de la distancia de la fuente y del tiempo de exposición.

214

2.4.2.3.  Pérdida de hermeticidad de la fuente A pesar de que las cápsulas donde se guarda el material radiactivo están construidas para que soporten altas temperaturas, golpes u otras condiciones desfavorables, sí es cierto que pueden llegar a perder hermeticidad. El paso del tiempo, un incendio o un derrumbamiento pueden estropear la cápsula. Cuando se detecte la pérdida de hermeticidad, o se tenga la sospecha, lo primero que se debe hacer es evitar la dispersión del material radiactivo. Para ello, se controlará la zona para que nadie se acerque a los alrededores, se cerrarán las ventanas y se parará el sistema de ventilación o climatización. Además, se procederá a descontaminar a las personas que hayan sido contaminadas. El servicio de protección radiológica se encargará de tomar las decisiones oportunas, dependiendo de la gravedad de la situación. Aparte del riesgo de contaminación, una persona que haya estado en contacto con la fuente cuando ha perdido su hermeticidad, también puede sufrir exposición externa.

2.4.2.4.  Pérdida o robo de una fuente encapsulada Para evitar que esto ocurra, es necesario realizar todos los procedimientos siguiendo las pautas establecidas para mantener el control de las fuentes. Por ejemplo, a la hora de recepcionar las fuentes y almacenarlas, para que así puedan identificarse fácilmente y sin equivocaciones. El inventario tiene que estar siempre actualizado y revisarse periódicamente para asegurarse de que las fuentes están ubicadas en sus respectivos lugares. Por otra parte, se comprobará en el caso de los implantes temporales de los pacientes, que se han retirado todas las fuentes antes de que abandone la instalación. Incluso tomando todas estas medidas, a veces puede faltar alguna fuente. Lo primero que debe hacerse es comprobar cuándo y dónde fue inventariada por última vez y quién realizó tal comprobación. Debe descartarse que se encuentre en el paciente en ese momento. Si no se encuentra donde debería estar, se realizará un control de área con un monitor de radiación por los alrededores de la zona. Si es necesario, también puede usarse fluoroscopia de rayos X. Si después de todas las verificaciones pertinentes no se encuentra la fuente, debe notificarse el suceso, señalando todas las medidas de protección radiológica en cuanto se localice la fuente. El riesgo principal que conlleva este suceso es el de exposición externa a fuentes de actividad elevada. 215

UF 3. Planes de garantía de calidad y de emergencias Tema 2. Aplicación de planes de emergencia en instalaciones radiactivas

2.4.2.5.  Fallecimiento de paciente con implantes permanentes Cuando fallece un paciente al que se le implantó de forma permanente fuentes encapsuladas, deben extremarse las precauciones para que las personas que estén en contacto con el fallecido ya sean familiares, servicio forense o funerarios, no se expongan al material radiactivo. Si ha pasado menos de un año desde que se colocó el implante, es recomendable extraer el órgano y las fuentes para gestionarlos como residuos. En caso de no seguir esta recomendación, se deben tomar las siguientes precauciones: • Si no ha pasado un año desde que se realizó el implante, los restos del paciente deben permanecer en un contenedor metálico sellado hasta esa fecha. • Se le facilitarán unas normas al personal de los servicios funerarios para reducir el riesgo de exposición y contaminación. • No es necesario tomar precauciones especiales cuando se incinere el cuerpo mientras que hayan pasado un año para implantes de 125I y tres meses para los de 103 Pd. Si no se espera este periodo de tiempo, la actividad remanente en las cenizas puede ser significativa. • Para dispersar las cenizas en el entorno debe esperarse un mínimo de diez periodos de semidesintegración desde que se efectuó el implante.

2.5.  Emergencias en

radiodiagnóstico

Entre las circunstancias que pueden quebrantar la seguridad radiológica de una instalación de radiodiagnóstico se encuentran: • Error de funcionamiento en modo fluoroscopia, como fallos en el circuito de fluoroscopia, los que pueden suponer irradiación no deseada. • Error de funcionamiento en el modo grafía, como fallos del disparador. • Fallo en el sistema de alimentación del tubo o indicador de exposición que dé lugar a dobles disparos. • Fallo en el dispositivo que carga los chasis con películas vírgenes, provocando la exposición del paciente sin que el chasis llegue a registrar la imagen por falta de película. • Falta de coincidencia inadmisible entre los campos luminoso, de radiación y de registro, provocando la falta de colimación sistemática del haz de radiación.

216

Módulo 03: Protección radiológica

• Falta de mantenimiento en las procesadoras. • Falta de correspondencia entre películas y hojas de refuerzo, o mal estado de conservación de ambas o de alguna de ellas. • Falta de formación e información de los operadores, que puede redundar en la utilización de técnicas radiográficas inapropiadas y excesiva irradiación al paciente.

2.6.  Simulacros Periódicamente es necesario llevar a cabo simulacros de situaciones de emergencia para que el personal que trabaja en las instalaciones ensaye la respuesta en estas situaciones para evitar fallos y reducir en lo posible las riesgos y errores potenciales que se darían en cada uno de los casos vistos anteriormente. De esta forma el personal se familiarizaría con los procedimientos de actuación, evitará posibles dudas que puedan surgir en dichos procedimientos o sobre la secuencia a seguir, los dispositivos de seguridad que posee la instalación y los equipos, así como preverá posibles contratiempos. Las secuencias de actuación en casos de emergencia deben estar escritas, colocadas en lugar visible y ser conocidas por todo el personal que trabaje en la instalación. Los simulacros de emergencia deben ser lo más realista posible, pero no es necesario que los trabajadores sufran irradiaciones innecesarias. También son útiles los ejercicios teóricos y escritos, pero es más efectivo realizar simulacros realistas con el propio equipo y sala de tratamiento. Para cada situación de emergencia se simulará la forma de actuar, se medirá el tiempo de respuesta, además de la eficacia de la misma, y se insistirá en los errores de actuación que se detecten. Por otro lado, se podrá realizar una estimación de las dosis de radiación recibida según las formas de actuar, tanto para el paciente como para el personal. De esta manera, se sabrá cómo se ha de actuar para minimizar el riesgo radiológico. Esta estimación de dosis debe realizarse de forma específica para cada instalación, pues la configuración de las salas de tratamiento, los equipos y sus seguridades, así como el tiempo necesario para una determinada actuación, varían de una instalación a otra. Todos los ejercicios deben ser dirigidos por el SPR, debiendo quedar registrado en el diario de operación.

217

UF 3. Planes de garantía de calidad y de emergencias Tema 2. Aplicación de planes de emergencia en instalaciones radiactivas

2.7.  Notificación de sucesos Según el Real Decreto 1836/1999, el titular de la instalación está obligado a informar a la Dirección General de Política Energética y Minas y al CSN de cualquier anomalía sobre la ocurrencia de accidentes. Por este motivo, el CSN elaboró una guía de notificación de accidentes ocurridos en instalaciones radiactivas, llamada IS-18. Dicha guía divide los sucesos que se han de notificar en dos categorías: • Sucesos notificables con carácter inmediato (1 hora): dentro de esta categoría se incluyen aquellas situaciones que pueden necesitar de intervención exterior, como bomberos o policías. • Sucesos notificables en 24 horas: son los sucesos que no requieren intervención inmediata de personal externo, aunque se haya producido consecuencias radiológicas. En la IS-18 podemos encontrar una lista de los sucesos incluidos en cada una de las categorías. Habrá que informar de estos sucesos a la Sala de Emergencias del Consejo de Seguridad Nuclear (SALEM) y a la autoridad competente de la Comunidad Autónoma, información que el CSN facilitará a los usuarios. Por otra parte, además de informar de los sucesos, el titular de la instalación dispone de 30 días para enviar un informe detallado sobre dicho suceso, pudiendo utilizar el modelo que propone el CSN. En dicho informe debe aparecer toda la información posible, como: • Fecha y hora. • Descripción del tipo de accidente. • Personas que han intervenido. • Informe médico sobre análisis, reconocimientos y posibles lesiones. • Dosis individualizadas, ya sean estimadas o medidas. • Duración aproximada de la exposición. • Nivel de contaminación. • Listado de las medidas realizadas. • Material empleado durante el suceso. • Identificación y control de los residuos radiactivos, así como su tratamiento.

218

BIBLIOGRAFÍA / WEBGRAFÍA ”” Comisión Europea. (1997). Criterios para la aceptabilidad de instalacio­nes radiológicas (incluyendo radioterapia) y medicina nuclear. Bruselas, Oficina de Publicaciones Oficiales de las Comunidades Europeas. ”” Consejo de Seguridad Nuclear. (1987). Garantía de calidad en el diseño de instala­ciones nucleares. Madrid, CSN. ”” Consejo de Seguridad Nuclear. (1991). Control del proceso de solidificación de residuos radiactivos de media y baja actividad. Madrid, CSN. ”” Consejo de Seguridad Nuclear. (1998). Bases para el establecimiento de los Ser­vicios o Unidades Técnicas de Protección Radiológica. Madrid, CSN. ”” Consejo de Seguridad Nuclear. (1998). Bases para la vigilancia médica de los traba­ jadores expuestos a las radiaciones ionizantes. Madrid, CSN. ”” Consejo de Seguridad Nuclear. (2001). Gestión de materiales residuales sólidos con contenido radiactivo generados en instalaciones radiactivas. Madrid, CSN. ”” Consejo de Seguridad Nuclear. (2002). Gestión de materiales residuales sólidos con contenido radiactivo generados en instalaciones radiactivas. Madrid, CSN. ”” Consejo de Seguridad Nuclear. (2008). Contenido y criterios para la elaboración de los planes de gestión de residuos radiactivos de las instalaciones nucleares. Madrid, CSN. ”” Consejo de Seguridad Nuclear. (2013). Evaluación de seguridad a largo plazo de los almacenamientos superficiales definitivos de residuos radiactivos de media y baja actividad. Madrid, CSN. ”” Consejo de Seguridad Nuclear. (2015). El transporte de los materiales radiactivos. Madrid, CSN. ”” Instituto Nacional de la Salud. (1995). Manual General de Protección Radio­lógica. Ministerio de Sanidad y Consumo. „„ Real Decreto 1078/1993, de 2 de julio, por el que se aprueba el Reglamento sobre clasificación, envasado y etiquetado de preparados peligrosos. Boletín Oficial del Estado, 216, de 9 de septiembre de 1993, 26513 a 26530. „„ Real Decreto 1085/2009, de 3 de julio, por el que se aprueba el Reglamento sobre instalación y utilización de aparatos de rayos X con fines de diagnóstico médico. Boletín Oficial del Estado, 173, de 18 de julio de 2009, 60188 a 60211. < https://www.boe.es/ buscar/doc.php?id=BOE-A-2009-11932> „„ Real Decreto 1132/1990, de 14 de septiembre, por el que se establecen medidas fundamentales de protección radiológica de las personas sometidas a exámenes y tra­tamientos médicos. Boletín Oficial del Estado, 224, de 18 de septiembre de 1990, 27261 a 27262. „„ Real Decreto 1439/2010, de 5 de noviembre, por el que se modifica el Reglamento de Protección Sanitaria contra las radiaciones ionizantes. Boletín Oficial del Estado, 279, de 18 de noviembre de 2010, 96395 a 96398. 219

„„ Real Decreto 1566/1998, que establece los criterios de calidad en radioterapia para así asegurar la optimización del tratamiento de radioterapia y la protección radioló­gica del paciente. Boletín Oficial del Estado, 206, de 28 de agosto de 1998, 29383 a 29394.

„„ Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas. Boletín Oficial del Estado, 313, de 31 de diciembre de 1999, 46463 a 46482. „„ Real Decreto 1841/1997, de 5 de diciembre, por el que se establecen los criterios de calidad en medicina nuclear. Boletín Oficial del Estado, 303, de 19 de diciembre de 1997, 37137 a 37143. „„ Real Decreto 1976/1999, que establece los criterios de calidad en radiodiagnóstico para optimizar la obtención de las imágenes de tal manera que las dosis recibidas sean tan bajas como se pueda. Boletín Oficial del Estado, 311, de 29 de diciembre de 1999, 45891 a 45900. „„ Real Decreto 2216/1985, de 23 de octubre, por el que se aprueba el Reglamento sobre Declaración de Sustancias Nuevas y Clasificación, Envasado y Etiquetado de Sustancias Peligrosas. Boletín Oficial del Estado, 284, de 27 de noviembre de 1985, 37478 a 37527. „„ Real Decreto 413/1997, de 21 de marzo, sobre Protec­ción Operacional de los trabajadores externos con riesgo de exposición a radiaciones ionizantes por intervención en zona controlada. Boletín Oficial del Estado, 91, de 16 de abril de 1997, 11957 a 11959. „„ Real Decreto 815/2001, de 13 de julio, sobre justifica­ción del uso de las radiaciones ionizantes para la protec­ción radiológica de las personas con ocasión de exposi­ciones médicas. Boletín Oficial del Estado, 168, de 14 de julio de 2001, 25591 a 25594.

220