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SSSEEEDDDEEENNNAAA SECRETARIA DE LA DEFENSA NACIONAL DIRECCIÓN GENERAL DE SANIDAD FÍSICA MÉDICA CURSO DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA PARA EL DIAGNOSTICO MEDICO CON RAYOS X MANUAL DEL CURSO Indice PARTE I. PRINCIPIOS BÀSICOS. I. Antecedentes ........................................................................................ 1 I.1. Objetivo de la Protección Radiológica .................................................. 2 II. Estructura atómica de la materia ............................................................. 3 II.1. Introducción .................................................................................. 3 II.2. El átomo ....................................................................................... 3 II.3. El núcleo ....................................................................................... 5 II.4. La masa y la energía ...................................................................... 6 III. La Radiación Ionizante ........................................................................... 8 IV. Producción de Rayos X ........................................................................... 10 IV.1. Rayos X por frenado ...................................................................... 10 IV.2. Rayos X característicos ................................................................... 11 V. Interacción de la radiación con la materia ................................................. 13 V.1. Introducción .................................................................................. 13 V.2. Paso de partículas alfa y otros iones por la materia ............................. 14 V.3. El paso de electrones por la materia .................................................. 14 V.4. El paso de la radiación electromagnética por la materia ....................... 15 V.5. Atenuación de los rayos X y gamma .................................................. 16 VI. Magnitudes y unidades de Protección Radiológica ...................................... 19 VI.1. Introducción ................................................................................. 19 VI.2. Exposición (El Roentgen) ................................................................ 19 VI.3. Dosis absorbida (El Gray y rad) ....................................................... 20 VI.4. Dosis equivalente (El Sievert y el rem) ............................................. 20 VI.5. Múltiplos y submúltiplos ................................................................. 21 VI.6. Tasa (o razón) de dosis .................................................................. 22 VII. Radiación natural .................................................................................. 24 VIII. Efectos biológicos causados por la radiación ionizante ................................ 28 VIII.1. Introducción ............................................................................... 28 VIII.2. Daño biológico por radiaciones ...................................................... 28 VIII.3. Efectos de la radiación en las células .............................................. 29 VIII.4. Clasificación de los efectos biológicos ............................................. 31 VIII.5. Cánceres y daños hereditarios (Efectos latentes) ............................. 32 VIII.6. Dosis de radiación ....................................................................... 33 IX. La Protección Radiológica y sus principios básicos ...................................... 36 IX.1. Límites anuales de dosis para trabajadores profesionalmente expuestos y público ...................................................................................... 37 X. Blindajes .............................................................................................. 38 X.1. Introducción .................................................................................. 38 X.2. Ley del inverso cuadrado ................................................................. 38 X.3. Tasa de Exposición (Factor tiempo) ................................................... 40 X.4. Conceptos básicos de blindaje .......................................................... 42 X.5. Cálculo de espesores ....................................................................... 43 X.6. Capas Hemirreductores y capas Decirreductoras ................................. 44 XI. Detectores de radiación .......................................................................... 49 XI.1. Introducción ................................................................................. 49 XI.2. Detectores de ionización de gas ....................................................... 49 XI.3. Calibración de detectores ................................................................ 52 XI.4. Tiempo muerto de un detector ........................................................ 53 XI.5. Detectores de centelleo .................................................................. 54 XI.6. Dosímetros personales ................................................................... 55 XII. Componentes de un sistema de Rayos X ................................................... 58 XII.1. Tubo de Rayos X .......................................................................... 58 XII.2. Fuente de alta tensión .................................................................. 59 XII.3. Circuitos de control de emisión ....................................................... 61 PARTE II. LEGISLACIÒN MEXICANA EN MATERIA DE DIAGNOSTICO MÈDICO CON RAYOS X. I.1 Responsabilidades Sanitarias .................................................................. 62 I.1. Objetivo y campo de aplicación ......................................................... 62 I.2. Responsabilidades Sanitarias ............................................................ 62 I.2.1. Requisitos .............................................................................. 62 I.2.2. Tramites administrativos ......................................................... 63 I.3. Personas que intervienen en un establecimientos y sus responsabilidades 64 I.3.1. Titular ................................................................................... 64 I.3.2. Responsable de Operación y Funcionamiento .............................. 64 I.3.2.1. Responsabilidades ....................................................... 64 I.3.3. Médico Radiólogo .................................................................... 65 I.3.3.1. Responsabilidades ....................................................... 65 I.3.4. Técnico Radiólogo ................................................................... 66 I.3.4.1. Responsabilidades ....................................................... 66 I.3.5. Asesor Especializado en Seguridad Radiológica ........................... 66 I.3.5.1. Responsabilidades ....................................................... 66 I.3.6. Obligaciones Generales ........................................................... 67 II. Instalaciones ........................................................................................ 68 II.1. Definición de Zonas Controladas y Supervisadas ................................. 68 II.2. Especificaciones de estructura y de acabado ...................................... 68 II.2.1. De las salas de Rayos X y consola de control ............................ 68 II.2.2. De los cuartos oscuros .......................................................... 69 II.2.3. Area de almacenamiento ....................................................... 70 II.2.4. Área de Interpretación ........................................................... 70 II.3. Señalización .................................................................................. 70 II.4. Dimensiones y comunicación........................................................... 71 III. Blindajes .............................................................................................. 73 III.1. Conceptos .................................................................................... 73 III.2. Métodos de cálculo ........................................................................ 73 III.3. Memoria analítica .......................................................................... 74 III.4. Equivalencias ............................................................................... 75 III.5. Verificación .................................................................................. 75 IV. Equipos de Rayos X ............................................................................... 77 IV.1. Especificaciones para la adquisición de equipo ................................... 77 IV.2. Pruebas de aceptación y control de calidad ....................................... 77 IV.3. Equipo procesador de revelado ........................................................ 79 V. Procedimiento de Protección y Seguridad Radiológica ................................. 80 VI.1. Limites de dosis para el P.O.E. y público ........................................... 80 VI.2. Niveles orientativos de dosis ........................................................... 80 V.3. Dispositivos de Protección Radiológica ............................................... 81 V.4. Vigilancia Individual ........................................................................ 82 V.5. Uso de equipos móviles y portátiles ................................................... 83 V.6. Procedimiento de protección a pacientes, P.O.E. y público .................... 83 V.6.1. Protección del paciente ........................................................... 83 V.6.2. Protección del P.O.E. .............................................................. 85 V.6.3. Protección del público ............................................................. 86 V.7. Protección de gónadas ..................................................................... 86 V.8. Alternativas para pacientes embarazadas ........................................... 86 V.9. Visitas y acompañantes ................................................................... 87 V.10. Control de recepción de la placa ...................................................... 87 V.11. Manual de Protección y Seguridad Radiológica .................................. 87 V.12. Manual de Procedimientos Técnicos ................................................. 88 V.13. Registros ..................................................................................... 88 Referencias .......................................................................................... 89 1 PARTE I. PRINCIPIOS BÁSICOS. I. ANTECEDENTES La radiación ionizante, por su propia naturaleza, produce daños en los seres vivos. Desde el descubrimiento de los rayos X por Roentgen en 1895 y de la radiactividad por Becquerel, en 1896, los conocimientos sobre sus efectos han ido avanzando a la par que los estudios sobre las propias radiaciones y sobre la esencia de la materia misma, no siempre sin episodios desgraciados. El propio Becquerel (Fig. 1) sufrió daños en la piel causados por la radiación de un frasco de radio que guardó en su bolsillo. Marie Curie (Fig. 1), merecedora en dos ocasiones del Premio Nobel por sus investigaciones sobre las propiedades de las sustancias radiactivas, falleció víctima de leucemia, sin duda a causa de su exposición a la radiación. Más de trescientos de los primeros trabajadores en este campo murieron a causa de las dosis recibidas, con casos significativos como el de los pintores que dibujaban con sales de radio los números en las esferas luminosas de los relojes y mirillas de cañones, afinando el pincel con la boca, que en su mayoría desarrollaron cáncer de mandíbula. El empleo de la bomba atómica en Hiroshima y Nagasaki produjo la irradiación de las poblaciones supervivientes a la explosión, con secuelas que aún continúan siendo estudiadas y son fuente de valiosa información acerca de los efectos biológicos producidos por la radiación a largo plazo. La utilización de las radiaciones en medicina, con fines terapéuticos o de diagnóstico, constituye sin duda uno de los aspectos más destacados del beneficio que éstas suponen para la Humanidad, pero en su desarrollo también se causaron exposiciones a los pacientes, que en la actualidad serían injustificables, provocando en ciertos casos el desarrollo de daños atribuibles a la radiación recibida. Figura 1.- Henry Becquerel y Marie Curie. Toda esa experiencia negativa sin duda ha ido creando en el subconsciente colectivo una idea deformada sobre la radiación y la radiactividad, que se perciben como intrínsecamente peligrosas, con independencia del tipo de radiación, de la cantidad recibida o del motivo por el que se reciba. Además, a nivel popular, suele desconocerse que radiación y radiactividad forman parte de la Naturaleza y de nuestro propio cuerpo, siendo vistas en general como un nefasto invento del Hombre. 2 Sin embargo, la radiactividad es uno de los grandes descubrimientos del hombre contemporáneo, y a la par que se fueron conociendo sus efectos, también se fueron encontrando aplicaciones de gran utilidad, en las que las sustancias radiactivas o los aparatos emisores de radiaciones ionizantes resultan insustituibles: además de la medicina, la agricultura, la industria, las ciencias de la tierra, la biología y otras muchas ramas dependen hoy en día en muchos aspectos de su utilización. Este tema presenta la naturaleza de la radiación ionizante y los efectos que causa sobre la materia y en particular los tejidos vivos, los procedimientos para su detección y medida, así como las diferentes fuentes de radiación, naturales y artificiales, a las que los seres humanos estamos expuestos. A consecuencia de todo ello es necesario protegerse adecuadamente, para evitar sufrir daños, pero sin limitar innecesariamente la utilización beneficiosa que se puede hacer de la radiación y las sustancias radiactivas en numerosos ámbitos. Ese es el objetivo de la Protección Radiológica, cuyos principios y métodos serán también revisados a lo largo de este curso. I.1. OBJETIVO DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Es prevenir la ocurrencia de los efectos determinísticos y reducir la incidencia de efectos estocásticos hasta valores considerados aceptables dentro de las normas, debido a la realización de actividades necesarias, en las cuales se hace uso de fuentes de radiación ionizante. 3 II.- ESTRUCTURA ATOMICA DE LA MATERIA II.1. INTRODUCCIÓN ¿QUÉ es la materia? Según el diccionario, es "aquello que constituye la sustancia del universo físico". La Tierra, los mares, la brisa, el Sol, las estrellas, todo lo que el hombre contempla, toca o siente, es materia. También lo es el hombre mismo. La palabra materia deriva del latín mater, madre. Las radiaciones ionizantes y sus efectos también son procesos atómicos o nucleares. Por eso debemos describir a los átomos y sus núcleos antes de hablar de la radiación. II.2. EL ÁTOMO La pequeñez de los átomos embota la imaginación. Los átomos son tan pequeños que pueden colocarse unos 100 millones de ellos, uno después de otro, en un centímetro lineal. Su radio es del orden de l0-8 cm. A su vez, los núcleos tienen dimensiones lineales 10 000 a 100 000 veces más pequeñas. El radio nuclear es de 10-12 a 10-13 cm. En términos de volumen, los átomos ocupan como l0- 24 cm³ y los núcleos l0-38 Nuestra imagen del atómo recuerda la de un sistema planetario en el que el núcleo está en el centro y los electrones giran a su alrededor, de hecho no puede decirse exactamente dónde se encuentra cada electrón en cada instante, como se ilustra en la figura 2.cm³. Figura 2. Nuestra imagen del átomo. El núcleo de cada átomo está formado a su vez por protones y neutrones. Lo podemos imaginar como un racimo de partículas, pues neutrones y protones se encuentran en contacto unos con otros. Los electrones tienen carga eléctrica negativa (-e), los protones la misma, pero positiva (+e), y los neutrones no tienen carga. Los núcleos son por consiguiente positivos. La fuerza fundamental que mantiene a los electrones unidos a su respectivo núcleo es la eléctrica; sabemos que cargas opuestas se atraen y cargas del mismo signo se repelen. Los átomos normalmente son eléctricamente neutros, pues el número de electrones orbitales es igual al número de protones en el núcleo. A este número se le denomina número atómico (Z) y distingue a los elementos químicos. Ahora 4 bien, los electrones orbitales se encuentran colocados en capas. La capa más cercana al núcleo es la capa K; le siguen la capa L, la M, la N, etc. Una clasificación de los elementos la constituye la tabla periódica, en que a cada elemento se le asocia su correspondiente Z (véase la figura 3). Figura 3. La tabla periódica de los elementos. Si por algún proceso físico un electrón se separa de su átomo correspondiente, se dice que sucede una ionización. El átomo resultante, ahora con una carga neta positiva, se llama ion positivo, o átomo ionizado. La ionización puede tener lugar en cualquiera de las capas atómicas, denominándose ionización K, L, M, etc. Cuando sucede una ionización de capa interna, como la K, queda un espacio vacante en la capa. El átomo tiene la tendencia entonces a llenar esta vacancia con un electrón de una capa externa. Al suceder esto, hay una emisión de radiación electromagnética (luz visible, rayos ultravioleta, o rayos X), como lo muestra la figura 4. Figura 4. Si sucede una ionización en la capa K, un electrón de la capa L llena la vacancia, emitiéndose un fotón. 5 II.3.EL NÚCLEO El núcleo está en la parte central del átomo, y consiste de protones y neutrones. Cada elemento de un Z determinado puede contener en su núcleo diferente número de neutrones sin que ello afecte su número atómico; por ejemplo, el hidrógeno, el elemento más sencillo, puede tener cero, uno, o dos neutrones. El núcleo del hidrógeno más común sólo consiste de un protón; le sigue el hidrógeno pesado, o deuterio, con un protón y un neutrón; y el tritio, con un protón y dos neutrones. Todos ellos son hidrógeno, por ser de Z = 1, pero las variantes según N, el número de neutrones, se llaman isótopos del hidrógeno. La figura 5 muestra los isótopos del hidrógeno. Figura 5. Los isótopos del hidrógeno. El número de masa A de los núcleos es igual al número total de nucleones (así se llama genéricamente a los neutrones y protones). En otras palabras, A = N + Z, con lo cual se define totalmente de qué núcleo se trata. Hay más de 2 000 isótopos conocidos de todos los elementos. En el cuadro 2 se dan ejemplos de algunos isótopos de los elementos más ligeros. Para identificar sin ambigüedad a los núcleos, se usa la siguiente notación en donde X representa el símbolo químico (H, He, Li, etc.). Al indicar A y Z, queda definido N = A- Z. Nótese, además, que se puede prescindir de escribir Z, pues ya se tiene el símbolo químico, que es equivalente. En esta notación, los isótopos del hidrógeno son 1H, 2H y 3H. Los del oxígeno serán 16O, 17O y 18O. La llamada Tabla de los Núclidos clasifica a todos los núcleos conocidos. En ella se asignan casilleros a los núclidos, teniendo en el eje horizontal el número N y en el vertical Z, como lo muestra la figura 6 para los elementos más ligeros. 6 Figura 6. Tabla de los isótopos de los elementos ligeros.. II.4. LA MASA Y LA ENERGÍA La masa de los núcleos es otra de sus características importantes. Para cuantificaría se define la unidad atómica de masa (u.a.m) como 1/12 de la masa del átomo de 12 masa del protón = m C, que tiene 6 protones, 6 neutrones y 6 electrones. En estas unidades las masas de las partículas fundamentales resultan ser: p masa del neutrón = m = 1.007277 u.a.m. n masa del electrón = m = 1.008665 u.a.m. e Como se puede ver, la parte importante de la masa de un átomo se debe a los nucleones; los electrones contribuyen poco, siendo la masa del electrón aproximadamente igual a 1/ 1 835 de la masa del protón. = 0.000549 u.a.m. Un mol de una sustancia es igual a su peso molecular expresado en gramos. Se sabe que un mol de cualquier material tiene el mismo número de moléculas, a saber, 6.023 X 1023, llamado número de Avogadro. Una u.a.m. equivale a 1.66043 X 10-24 La masa de un isótopo dado nunca es igual a la suma de las masas de sus componentes. Este hecho extraño se debe a que la masa (m) se puede transformar en energía (E), y viceversa, según la muy conocida ecuación de Einstein: gr, que es precisamente el recíproco del número de Avogadro. E = mc² (1) Donde c es la velocidad de la luz, 3 X 1010 cm/ seg. Si la masa del isótopo es menor que la suma de las masas de sus componentes, la diferencia de las masas es la energía de amarre del isótopo. Ésta es la energía que se requiere para romper al isótopo en sus componentes. 7 La unidad conveniente de energía es el eléctrón-volt (eV), que es la energía adquirida por una partícula con una carga electrónica (e) al ser acelerada en una diferencia de potencial de 1 volt. Sus múltiplos son: 10 3 10 eV = 1 000 eV = 1 keV (kilo electrón-volt) 6 Se puede demostrar que 1 Mev equivale a 1.6 X 10 eV = 1 000 000 eV = 1 MeV (mega electrón-volt) -6 De acuerdo con la ecuación de Einstein, se puede calcular que 1 u.a.m: (la masa de un nucleón aproximadamente) equivale a 931 MeV, o bien a 1.49 X l0 ergs. -3 Como ejemplo de energía de amarre, consideremos el deuterio cuya masa medida es 2.014102 u.a.m. Por separado, el protón, el neutrón y el electrón totalizan 2.016491 u.a.m. Esto significa que para separarlos haría falta proporcionarles 0.002389 u.a.m., o bien 2.23 MeV. Por esta razón se dice que la energía de amarre del deuterio es 2.23 MeV, y este isótopo es estable. Por otro lado, hay isótopos a los que les sobra masa, y por lo tanto pueden romperse en distintas formas y todavía los fragmentos resultan con gran energía cinética. ergs. Si se piensa en el gran número de núcleos que contiene la materia, ésta es una cantidad enorme de energía. La fuerza nuclear que actúa en estos procesos es una fuerza de atracción entre pares de nucleones (protón-protón, neutrón-neutrón y neutrón-protón), asimismo, es independiente de las otras fuerzas, como la eléctrica y la gravitacional. 8 III.- LA RADIACIÓN IONIZANTE. La Radiación es un proceso de transmisión de ondas o partículas a través del espacio o de algún medio; el término también se emplea para las propias ondas o partículas. Las ondas y las partículas tienen muchas características comunes; no obstante, la radiación suele producirse predominantemente en una de las dos formas. La radiación mecánica corresponde a ondas que sólo se transmiten a través de la materia, como las ondas de sonido. La radiación electromagnética es independiente de la materia para su propagación; sin embargo, la velocidad, intensidad y dirección de su flujo de energía se ven influidos por la presencia de materia. La radiación electromagnética con energía suficiente para provocar cambios en los átomos sobre los que incide se denomina radiación ionizante. La radiación de partículas también puede ser ionizante si tiene suficiente energía (figura 7). Figura 7.- Esquema de un proceso de ionización Algunos ejemplos de radiación de partículas son los rayos cósmicos, los rayos alfa o los rayos beta. Los rayos cósmicos son chorros de núcleos cargados positivamente, en su mayoría núcleos de hidrógeno (protones). Los rayos cósmicos también pueden estar formados por electrones, rayosgamma, piones y muones. Los rayos alfa son chorros de núcleos de helio positivamente cargados, generalmente procedentes de materiales radiactivos. Los rayos beta son corrientes de electrones, también procedentes de fuentes radiactivas. La emisión de radiaciones ionizantes es una característica común a muchos átomos en cuyo núcleo el número de neutrones resulta escaso o excesivo, lo que les hace inestables. Esos átomos son llamados "radiactivos". En ellos, las ligaduras nucleares se transforman en busca de configuraciones más estables, a la vez que se libera energía, asociada a la radiación emitida. Esta puede ser de cuatro tipos fundamentales: a). Partículas alfa (α), que consisten en dos protones y dos neutrones, con capacidad limitada de penetración en la materia, pero mucha intensidad energética. b). Partículas beta (β), que son electrones o positrones procedentes de la transformación en el núcleo, algo más penetrantes aunque menos intensas. c). Radiación gamma (γ), que es radiación electromagnética del extremo más energético del espectro, por tanto muy penetrante. 9 d). Neutrones, que al no poseer carga eléctrica también son muy penetrantes (véase figura 8). Figura 8.- Emisión de radiaciones ionizantes desde el núcleo atómico. La velocidad con que dichas transformaciones tienen lugar en una sustancia radiactiva se denomina actividad, y se medirá como el número de átomos que se desintegran por unidad de tiempo, teniendo como unidad natural (1 desintegración / segundo) al Becquerel, así llamado en honor al descubridor de la radiactividad. Una unidad anteriormente utilizada, pero que no pertenece al Sistema Internacional, es el Curie, correspondiente a la actividad existente en un gramo de 226Ra (3,7·1010 desintegraciones / segundo). El Becquerel (abreviadamente Bq) es una unidad muy pequeña y de poco uso práctico (sería como medir longitudes o distancias en micras), baste decir que nuestro propio organismo contiene aproximadamente 4.000 Becquerel de 40K, por lo que siempre se emplean sus múltiplos. Por el contrario 1 Curie (Ci) es una actividad considerable, e incluso peligrosa según las sustancias, por lo que se emplean a menudo sus submúltiplos. 10 IV. PRODUCCIÓN DE RAYOS X. Cualquier hospital o clínica tiene al menos un tubo de rayos X (figura 9). Este equipo acelera electrones dentro de un tubo de vidrio al vacío, usando una diferencia de voltaje de cientos de miles de volts para hacerlos chocar contra un trozo de material pesado (tungsteno o cobre montado sobre tungsteno) en su interior. Como consecuencia de la colisión la energía de los electrones se transforma en radiación electromagnética que sale del tubo. Esta radiación son los rayos X descubiertos por Roentgen. Si el electrón proyectil interacciona con un electrón de una capa interna del átomo blanco (efecto fotoeléctrico) y no con uno de la capa externa (efecto Compton), se producen rayos X característicos. Esta radiación se origina cuando la interacción tiene la suficiente violencia para ionizar el átomo del blanco. La radiación de frenado o Bremsstralhung se origina cuando el electrón proyectil interactua con el campo magnético del núcleo del átomo pues al ser una carga negativa, es atraído por él disminuyendo su energía cinética, convirtiéndose esta en un rayo X de energía variable. IV.1. RAYOS X POR FRENADO. Para describir el proceso de emisión de rayos X por frenado, supondremos el caso de un generador ideal que provea una diferencia de potencial entre ánodo y cátodo constante en el tiempo de 100 Kv, de la forma siguiente: A. Al polarizarse el filamento que se halla en proximidades del cátodo y establecerse en él una corriente de calentamiento, se forma, debido al alto vacío, una nube de electrones en derredor del filamento. B. Al cerrarse el circuito en el momento del disparo, se polariza el ánodo, estableciéndose un campo eléctrico entre ánodo (positivo) y cátodo (negativo), y debido a este campo eléctrico todos los electrones de la nube serán acelerados hacia el ánodo, adquiriendo una energía cinética máxima 100 keV. C. Si bien todos los electrones acelerados adquieren la misma energía dependiendo ésta exclusivamente del potencial (kV) aplicado, en cada caso procederán a frenarse e interactuar con los átomos del blanco entregando su energía de un modo diferente, siguiendo cada uno su propia trayectoria. Para el conjunto se puede considerar que del 100% de la energía entregada por los electrones al interactuar con blanco, el 99% en promedio se transforma en calor al frenarse los electrones y solo el 1% se emite en forma de fotones de rayos X, de energías variables y en espectro continuo entre cero y el valor máximo de energía de aceleración, tal como se describe en el punto siguiente. Para estudiar la interacción de los electrones en el blanco del tubo de rayos X, seguiremos la historia de 3 electrones tipo: 1. En el menos probable de los casos que llamaremos, el electrón se encuentra brusca e inmediatamente con un electrón orbital del blanco produciéndose una violenta desaceleración por repulsión electrostática que motivará la inmediata entrega de su energía cinética con poco gasto de 11 energía de frenado (aproximadamente 2 keV) transformándose el resto en un fotón de rayos X de 98 keV. 2. En mayor número de casos el proceso de frenado se produce en etapas antes de la colisión final, gastándose en las diferentes desviaciones aproximadamente el 50% de la energía cinética y emitiéndose fotones de 50 keV. 3. Pero es mucho más frecuente todavía el caso de electrones que insumen en el proceso de frenado casi toda su energía cinética (por ejemplo un 97%), emitiendo fotones de rayos X de tan solo 3 keV. Cabe aclarar que cada electrón tiene probabilidad de generar un fotón de una energía que podrá variar entre cero y el máximo de su energía cinética, conforme sea su trayectoria en el blanco. Aquellos fotones de muy baja energía, menores a 5 keV, interaccionarán casi en un 95% con el vidrio del tubo por efecto fotoeléctrico y por esta razón no pasarán a formar parte del haz útil. Este vidrio y el aceite de aislamiento constituyen el primer filtrado del haz, denominado filtración propia o inherente del tubo, la cual resulta insuficiente para limitar los fotones de muy baja energía y de poco valor diagnóstico. Por esa razón se agregan filtros adicionales de aluminio después de la ventana del tubo cuya función es atenuar aún más estos fotones denominados “blandos” y evitar que la piel del paciente sea el filtro. Este tema se profundizará más adelante. IV.2. RAYOS X CARACTERÍSTICOS Durante el proceso de frenamiento algunos electrones alcanzan la energía justa del salto de banda u orbital (normalmente para los niveles K, L, M) de átomos del blanco. Estos electrones orbitales se excitan y pasan al nivel energético inmediato superior y debido a la inestabilidad de los mismos, vuelven a su nivel original emitiendo esta diferencia de energía en forma de una fotón de un valor siempre igual y “característico” del material que constituye el blanco. En el caso del tungsteno o wolframio, se presentan picos de emisión de energías fijas comprendidas entre 60 y 65 keV que refuerzan el espectro continuo de emisión antes desarrollado y se pueden observar en la figura 9. Figura 9. Espectro de Rayos X 12 En el caso de los equipos dedicados especialmente a mamografía (Mamógrafos), donde el material del ánodo es el molibdeno o el rhodio, se presentan picos de emisión de fotones X por radiación característica con energías comprendidas entre 15 y 20 keV y distribución como la que se observa en la figura 10 y 11, siendo útil reforzar estas bajas energías para poder visualizar la patología mamaria temprana. Figura 10. Ánodo de tubo de rayos X mamográfico con doble pista de blancos Figura 11. Emisión característica de una mamógrafo por sistemapelícula-pantalla, con ánodo de molibdeno (Mo), comparada con la emisión de frenado de un tubo con ánodo de tungsteno (W). 13 V. INTERACCION DE LA RADIACIÓN CON LA MATERIA V.1. INTRODUCCIÓN TODOS los empleos de la radiación están basados en cualquiera de las dos siguientes propiedades: penetración de la materia y depósito de energía. Las radiografías, por ejemplo, son posibles gracias a que los rayos X penetran de manera distinta a los diferentes materiales. Por su lado, en la radioterapia se busca depositar energía en los tejidos malignos para eliminarlos. Lo que le sucede a la radiación al pasar por la materia es, por tanto, de primordial interés en varios campos. Uno es el ya mencionado de la medicina. Otro, que más nos incumbe aquí, el de la protección radiológica. Además, la presencia misma de la radiación en general no es evidente si no se cuenta con detectores espaciales, cuya función es hacernos notar los efectos que la radiación les induce. La energía promedio necesaria para producir ionización en un elemento depende de su número atómico. En los elementos ligeros es del orden de decenas de eV; para aire se acepta el valor de 34 eV. Aunque no toda la energía va a ionizar, esto significa que una sola radiación de energía de varios MeV es capaz de producir un total de unos 100 000 pares ión-electrón en aire. La forma detallada en que se produce esta ionización es distinta para cada tipo de radiación y su energía. Conviene separar los tipos de radiación en cuatro grupos según su interacción con la materia: 1) las partículas pesadas cargadas positivamente, que incluyen partículas alfa, protones e iones pesados energéticos; 2) las partículas ligeras cargadas, como electrones, betas y positrones; 3) las radiaciones electromagnéticas, incluyendo rayos X y gamma; y 4) los neutrones. La figura 12 esquematiza los rasgos principales de estos procesos. Figura 12. Resumen de cómo los distintos tipos de radiación interaccionan con la materia. 14 V.2. PASO DE PARTÍCULAS ALFA Y OTROS IONES POR LA MATERIA Las partículas alfa ( y otros iones pesados) tienen carga positiva y carga grande. Al penetrar la materia atraen a su paso eléctricamente a los electrones cercanos, produciendo ionización de estos átomos. Pierden una pequeña fracción de su energía en cada ionización producida, frenándose gradualmente hasta llegar al reposo. Cuando su velocidad ya se ha reducido de manera sensible, atrapan electrones del material y finalmente se detienen, constituyendo átomos extraños de helio dentro del material. Dado que su masa es mucho mayor que la de los electrones que se encuentran a su paso, su trayectoria es esencialmente recta. Sólo muy ocasionalmente chocan con un núcleo y se produce una desviación. Como son fuertemente ionizantes, pierden su energía cinética pronto, y el alcance de las partículas alfa en cualquier material es mucho menor que el de las otras radiaciones. Además, el alcance es mayor mientras mayor es la energía de la partícula. En sólidos es típicamente de unas micras. Todas las partículas alfa provenientes de una fuente radiactiva tienen el mismo alcance, en virtud de que son monoenergéticas. Para estimar el alcance de las partículas alfa en aire se puede usar la siguiente fórmula empírica R (aire) = 0.318 E3/2 Donde el alcance R está dado en centímetros y la energía E la de partícula alfa está en MeV. En alcance en sólidos se obtiene a partir del alcance en aire de acuerdo con la ecuación: (2) R (sólido) = 3.2 x 10-4 (aire) (3) Donde A es el número de masa del sólido y p es su densidad en g/ cm². Resulta del orden de una diezmilésima del alcance en aire. V.3. EL PASO DE ELECTRONES POR LA MATERIA Los electrones energéticos (y las betas negativas) tienen carga eléctrica, y su masa es la misma que la de los electrones atómicos que se encuentran a su paso. De hecho son indistinguibles de los electrones del material. Así como las partículas alfa, van avanzando y perdiendo energía al ionizar y excitar los átomos del material, hasta frenarse totalmente, pero con la diferencia de que sus trayectorias no son líneas rectas y, por lo tanto, su alcance no está tan bien definido como en el caso de las alfas. Esto se debe a que en choques entre partículas de la misma masa puede haber desviaciones importantes de la dirección inicial del proyectil. El alcance de electrones de MeV de energía en sólidos es típicamente de unos milímetros, y en aire es de unas decenas de centímetros. Cuando han perdido 15 toda su energía se detienen, constituyendo entonces una carga eléctrica extra colocada dentro del material, confundiéndose con los demás electrones. Como las betas provenientes de una fuente radiactiva no son monoenergéticas (por la energía que se lleva el neutrino), su alcance es variado. Cuando un electrón energético se avecina a un núcleo, es desviado bruscamente por la gran carga eléctrica del núcleo. Este desvío provoca la emisión de un fotón de rayos X, cuya emisión se denomina radiación de frenado o bremsstrahlung, y es un mecanismo considerable de pérdida de energía de los electrones. El desvío es más importante entre mayor sea el número atómico Z del material frenador. Es lo que produce la radiación proveniente de un tubo generador de rayos X. Los positrones siguen esencialmente el mismo proceso de frenado que los electrones negativos, salvo al final de su trayectoria. Siendo antimateria, no pueden existir por mucho tiempo en un mundo de materia. El proceso normal que sufren una vez que se ha frenado casi totalmente es el siguiente. En virtud de que tienen carga positiva, se asocian temporalmente a un electrón del material, formando un "átomo" llamado positron, en el que el electrón y el positrón giran uno alrededor del otro. El positron tiene una vida media del orden de 10-10 V.4. EL PASO DE LA RADIACIÓN ELECTROMAGNÉTICA POR LA MATERIA segundos. Luego se aniquilan las dos partículas, emitiendo radiación electromagnética (rayos gamma). Las masas del electrón y del positrón son de 0.51 MeV cada uno, así que hay 1.02 MeV disponibles al aniquilarse. Normalmente se emiten dos rayos gamma, cada uno de 0.51 MeV; ésta se llama radiación de aniquilación. Los rayos X y gamma, al no tener carga, mo pueden ser frenados lentamente por ionización al atravesar un material. Sufren otros mecanismos que al final los hacen desaparecer, transfiriendo su energía, pueden atravesar varios centímetros de un sólido, o cientos de metros de aire, sin sufrir ningún proceso ni afectar la materia que cruzan. Luego sufren uno de los tres efectos y depositan allí gran parte de su energía. Los tres mecanismos de interacción con la materia son: el efecto fotoeléctrico, el efecto Compton y la producción de pares. Se describen en forma gráfica en la figura 13. a) El efecto fotoeléctrico consiste en que el fotón se encuentra con un electrón del material y le transfiere toda su energía, desapareciendo el fotón original. El electrón secundario adquiere toda la energía del fotón en forma de energía cinética, y es suficiente para desligarlo de su átomo y convertirlo en proyectil. Se frena éste por ionización y excitación del material b) En el efecto Compton el fotón choca con un electrón como si fuera un choque entre dos esferas elásticas. El electrón secundario adquiere sólo parte de la energía del fotón y el resto se la lleva otro fotón de menor energía y desviado. 16 Figura 13. Las tres maneras principales de que los rayos X interaccionan con la materia. En los tres casos se producen electrones energéticos. c) Cuando un fotón energético se acerca al campo eléctrico intenso de un núcleo puede suceder la producción de pares. En este caso el fotón se transforma en un par electrón- positrón. Como la suma de las masas del par es 1.02 MeV, no puede suceder si la energía del fotón es menor que esta cantidad. Si la energía del fotón original en mayor que 1.02MeV, el excedente se lo reparten el electrón y el positrón como energía cinética, pudiendo ionizar el material. El positrón al final de su trayecto forma un positronio y luego se aniquila produciéndose dos fotones de aniquilación, de 0.51 MeV cada uno. Cada uno de los efectos predomina a diferentes energías de los fotones. A bajas energías (rayos X) predomina el fotoeléctrico; a energías medianas (alrededor de 1MeV) , el Compton; a energías mayores, la producción de pares. V.5. ATENUACIÓN DE LOS RAYOS X. Supóngase que se envía un haz delgado de intensidad I0 (número de fotones) de rayos X o gamma monoenergéticos sobre un material de espesor x, y se coloca detrás de éste un detector, como lo muestra la figura 14. En el material, el haz será atenuado por las tres interacciones ya mencionadas, llegando al detector sólo la cantidad I, menor que I0 I = I . La atenuación obedece la ley exponencial: oe-µx donde e es la base de los logaritmos naturales, y µ se llama coeficiente lineal de atenuación. Normalmente x se expresa en unidades de cm, por lo que µ estará dado en cm (4) -1. 17 Figura 14. Experimento de transmisión de radiaciones. El número de radiaciones absorbidas es Io -I, y depende del espesor x del absorbedor. Nótese que la ecuación tiene la misma forma que la ley de decaimiento radiactivo. La figura 15 muestra una curva de atenuación típica. Cuando x= 0, o sea sin absorbedor, la intensidad medida I= I0. El valor del coeficiente lineal de atenuación µ determina qué tan rápidamente cae la curva de atenuación. Figura 15. Curva exponencial de atenuación de rayos X o gamma. Se indican las capas hemirreductora y decimorreductora. Se puede definir la capa hemirreductora x1/2 como el grueso de absorbedor que reduce la intensidad inicial a la mitad. Dos capas hemirreductoras la reducen a una cuarta parte, y así sucesivamente, n capas hemirreductoras la reducen por un factor 1/2n x . La capa hemirreductora está relacionada con el coeficiente lineal de atenuación según la ecuación 1/2 También se define la capa decimorreductora x = 0.693/µ (5) 1/10 como el espesor que reduce la intensidad a una décima parte. Dos de éstas la reducen a un centésimo, y n capas decimorreductoras la reducen a un factor 110n x . La capa decimorreductora se relaciona con µ según la ecuación: 1/10 = 2.203/µ (6) 18 Una cantidad que se usa normalmente es el coeficiente másico de atenuación µm µ , que se obtiene al dividir el coeficiente lineal entre la densidad p del material m Si las unidades de p son g/ cm³, las de µ = µ/p (7) m Si se emplea el coeficiente másico de atenuación, la ley de atenuación queda en la forma , son cm²/ g. I = Io e- µm (px) Los coeficientes lineal y másico de atenuación difieren de un material a otro. Sus valores dependen de la energía de la radiación. La figura 16 muestra un ejemplo de la variación del coeficiente másico de atenuación para el plomo, según la energía donde se puede ver la contribución relativa que ofrecen cada uno de los tres efectos de atenuación. La atenuación en un experimento como el de la figura 16 implica absorción de energía sólo si se trata de efecto fotoeléctrico; en los otros dos efectos, la atenuación del haz inicial implica la absorción de sólo una parte de la energía de los fotones. Se define entonces un coeficiente de absorción µ (8) a , que siempre es menor o igual al de atenuación. Figura 16. Coeficiente másico de atenuación de rayos X y gamma en plomo, según la energía del fotón. Se indica la contribución de cada uno de los tres efectos. 19 VI. MAGNITUDES Y UNIDADES DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA. VI.1. INTRODUCCIÓN LOS efectos dañinos de la radiación ionizante en un organismo vivo se deben en primera instancia a la energía absorbida por las células y los tejidos que lo forman. Esta energía absorbida principalmente a través de los mecanismos de ionización y excitación atómica, produce descomposición química de las moléculas presentes. Para poder medir y comparar las energías absorbidas por el tejido en diferentes condiciones ha sido necesario definir ciertos conceptos ( de exposición, de dosis absorbida, de dosis equivalente) , así como las unidades correspondientes. Estas definiciones y unidades han ido evolucionando a medida que se ha tenido mayor conocimiento de la radiación. La Comisión Internacional de Unidades de Radiación ( CIUR) se ha abocado a la tarea de definir un sistema de unidades aceptado internacionalmente, y de empleo rutinario en la Comisión Internacional de Protección Radiológica ( CIPR). Estas unidades en el sistema internacional (S.I.) incluyen el Becquerel, el Gray y el Sievert, y su definición se basa en el sistema MKS. Vienen a sustituir al Curie, al rad y al rem, que son unidades tradicionales. En lo que sigue se definen, en primer lugar, las unidades del S.I. para cada uno de los conceptos, y después las antiguas. La transición de un sistema de unidades al otro ha sido lenta, por lo que es frecuente encontrar las antiguas unidades en los textos, en los medidores de radiación y en el uso cotidiano. VI.2. EXPOSICIÓN (EL ROENTGEN) La exposición es una medida de la ionización producida por una radiación; su unidad es el Roentgen. Un Roentgen (R) es la exposición (X o gamma) recibida por un kilogramo de aire en condiciones estándar de presión y temperatura (CSPT) si se produce un número de pares de iones equivalente a 2.58 x10- 4 Coulombs. Como la carga de un ion es 1.602 x 10-19 Coulombs, esto equivale a que se produzcan 1.61 x 1015 1 R = 2.58 X 10 pares de iones/ kilogramo de aire. En resumen, -4 1 R = 1.61 X 10 Coulombs/ kg de aire en CSPT, 15 Esta definición es totalmente equivalente a la antigua, en que se tomaba 0.001293 gramos (1 cm³ de aire en vez de un kilogramo, y una unidad electrostática de carga en vez de un Coulomb. pares de iones/ kg de aire en CSPT. Del número de iones producidos en aire por un Roentgen se puede calcular la energía empleada, si se recuerda que la energía necesaria para cada ionización del aire es de 34 eV, equivalente a 5.4 x10 -18 joules (J). Resulta ser: 20 1 R = 0.00869 J/ kg de aire. Como en tejido la energía de ionización es diferente que en aire, 1 R = 0.0096 J/ kg de tejido. VI.3. DOSIS ABSORBIDA (EL GRAY Y EL RAD) En vista de que el Roentgen deposita diferentes cantidades de energía según el material que recibe la exposición, resulta más cómodo definir un nuevo concepto, la dosis absorbida (D), como la energía depositada por unidad de masa, independientemente de qué material se trate. En el S.I. la unidad de dosis absorbida es el Gray (Gy), definido como sigue: 1 Gy = 1 J/ kg. La unidad antigua de dosis absorbida es el rad, definido como: 1 rad = 0.01 J/ kg. Como se puede ver: 1 rad = 0.01 Gy = 1 cGy. Nótese también que un Roentgen deposita en tejido una dosis de 0.96 rad, casi un rad, por lo que con frecuencia estas dos unidades se confunden. VI.4. DOSIS EQUIVALENTE (EL SIEVERT Y EL REM) Aunque todas las radiaciones ionizantes son capaces de producir efectos biológicos similares, una cierta dosis absorbida puede producir efectos de magnitudes distintas, según el tipo de radiación de que se trate. Esta diferencia de comportamiento ha llevado a definir una cantidad llamada factor de calidad (Q) para cada tipo de radiación. Se seleccionó arbitrariamente Q = 1 para rayos X y gamma, y para las otras radiaciones los valores dados en la Tabla 1. El factor de calidad es una medida de los efectos biológicos producidos por las distintas radiaciones, comparados con los producidos por los rayos X y gamma, para una dosis absorbida dada. Así, por ejemplo, un Gray de partículas alfa produce efectos biológicos 20 veces más severos que un Gray de rayos X (según los valores del cuadro 1). El factor de calidad Q depende de la densidad de ionización de las diferentesradiaciones. La dosis equivalente es un nuevo concepto que se definió tomando en cuenta el factor de calidad. Es igual a la dosis absorbida multiplicada por el factor de calidad. La unidad de dosis equivalente en el S.I. es el Sievert (Sv), definido como: 1 SV = 1 G x Q (9) 21 La unidad antigua es el rem, con 1 rem = 1 rad x Q. Nótese que 1 rem = 0.01 Sv = 1 cSv. TABLA 1. Factores de calidad Tipo de radiación Q Rayos X, 1 Electrones 1 Neutrones térmicos 2.3 Neutrones rápidos 10 Protones 10 Partículas α 20 VI.5. MÚLTIPLOS Y SUBMÚLTIPLOS Es común usar los prefijos conocidos, c (centi = 10-2), m (mili = l0-3), (micro = 10-6), k (kilo = 103), y M (mega = 106 1 Ci = 3.7 X 10 ) para indicar múltiplos o submúltiplos de las unidades de radiación. Algunas conversiones útiles son: 10 Bq = 3.7 X 104 1 mCi = 3.7 X l0 MBq 7 Bq = 3.7 X 101 1 Gy = l00 rad MBq =37 MBq 1 cGy = 1 rad 1 Sv = l00 rem 1 mSv = 0.1 rem 1 μSv = 0.1 mrem La Tabla 2 muestra un resumen de las unidades de radiación que se han definido. TABLA 2. Resumen de unidades Concepto Proceso físico S.I. Unidades antiguas Actividad Desintegración nuclear Bq Ci Exposición Ionización del aire R R Dosis absorbida Energía depositada Gy rad Dosis equivalente Efecto Biológico Sv rem 22 VI.6. TASA ( O RAZÓN) DE DOSIS Las unidades de dosis absorbida y dosis equivalente expresan la cantidad total de radiación recibida, por ejemplo, en una operación dada. Sin embargo, para controlar los riesgos por radiación también es necesario conocer la rapidez (razón o tasa) a la cual se recibe la dosis. Para conocer la razón de dosis (D/t), se divide la dosis recibida (D) entre el intervalo de tiempo (t) correspondiente. La dosis total recibida es igual a la razón de dosis multiplicada por el tiempo de exposición. D= (D/T) t (10) Por ejemplo, si una fuente radiactiva produce a una cierta distancia una razón de dosis de 1 mrem/ hr y una persona permanece en esa posición durante 8 horas, entonces recibirá una dosis total de 8 mrem TABLA 3. Resumen de equivalencias entre Unidades Especiales (en paréntesis) y del Sistema Internacional Cantidad Nombre Símbolo Unidades Actividad Bequerel (Curie) Bq (Ci) dps o s 3.7 · 10 -1 10 Bq Exposición Coulomb por Kilogramo (Röentgen) (R) C/Kg 2.58 · 10-4 C/Kg Dosis Absorbida Gray (rad) Gy (rad) J/Kg 10-2 Gy Dosis Equivalente Sievert (rem) Sv (rem) J/Kg 10-2 Sv Ejemplo 1 En base a las equivalencias de la tabla anterior, calcular lo siguiente: a). 1 MBq = ¿? Ci; b). 1 GBq = ¿? Ci; c). 1 TBq = ¿? Ci; d). 1 mSv = ¿? mrem; e). 10 μSv = ¿? mrem. Solución: a). Si 1 Ci = 3.7·1010 Bq = 3.7·104 ·106 Bq y 1 MBq = 1·106 Bq ∴ 1 Ci = 37000 MBq CiCiCiMBq µ271027 37000 11 6 =⋅== − b). Si 1 Ci = 3.7·1010 Bq = 3.7·101 ·109 Bq y 1 GBq = 1·109 Bq 23 ∴ 1 Ci = 37 GBq mCiCiCiGBq 271027 37 11 3 =⋅== − c). Si 1 Ci = 3.7·1010 Bq = 37·10-3 ·1012 Bq y 1 TBq = 1·1012 ∴ 1 Ci = 37 mTBq Bq CiCiTBq 27 1037 11 3 =⋅ = − d). Si 1 Sv = 100 rem y 1 mSv = 1·10-3 Sv ⇒ 1 mSv = 100⋅10-3 ∴ 1 mSv = 100 mrem rem e). Si 1 Sv = 100 rem y 1 µSv = 1·10-6 Sv ⇒ 1 µSv = 100⋅10-6 ∴ 10 µSv = 1 mrem rem 24 VII. RADIACIÓN NATURAL La cantidad de radiación natural recibida por un ser humano es relativamente similar en todas partes del planeta y se estima que no ha variado demasiado en el transcurso del tiempo. Se pueden distinguir dos mecanismos principales de irradiación: externa, cuando la radiación proviene de fuera del cuerpo, e interna, cuando el elemento radiactivo emisor ha sido ingerido o inhalado, y por lo tanto se encuentra ubicado adentro del cuerpo del individuo. Los responsables principales de la irradiación externa son los rayos cósmicos de origen extraterrestre que bañan la Tierra. Esta radiación llega a nuestro planeta después de viajar por miles de años desde alguna estrella lejana. Durante las diversas etapas de la evolución de una estrella, ésta emite rayos X, rayos gamma, ondas de radio, neutrones, protones o núcleos más pesados que viajan por el vacío espacio interestelar a la velocidad de la luz o cerca de ella, hasta chocar con alguna molécula o átomo. La probabilidad de chocar con la Tierra es pequeñísima, pero la cantidad de radiación es inmensa. Los rayos cósmicos que se dirigen hacia la Tierra, principalmente protones y partículas alfa, encuentran primero la atmósfera e interactúan con los núcleos de átomos presentes en ella. En este sentido, la capa de aire que está encima de nosotros actúa como un techo protector. La interacción de las partículas cósmicas con los núcleos en el aire produce reacciones nucleares en que se crean nuevas partículas que continúan el viaje hacia la superficie. Las partículas con carga eléctrica van ionizando y excitando las moleculas del aire ocasionando una pérdida gradual de la energía original. Una consecuencia del efecto absorbente de la atmósfera es que la intensidad de los rayos cósmicos aumenta según la altura de la superficie. Al vivir en una ciudad que, como México, se encuentra a unos 2 000 metros sobre el nivel del mar, se recibe una dosis proveniente de los rayos cósmicos, aproximadamente del doble de aquella que se recibe al vivir en la costa. El campo magnético terrestre desvía los rayos cósmicos hacia las regiones polares, por lo que las dosis aumentan con la latitud. Se estima que el promedio de equivalente de dosis de rayos cósmicos para un ser humano es de 30 milirems cada año. La otra fuente importante de irradiación externa la constituyen los rayos gamma emitidos por núcleos radiactivos presentes en el suelo o el aire. Estos núcleos inestables pudieron ser formados por la interacción de rayos cósmicos con el aire o pueden existir en la corteza terrestre, desde sus orígenes. La contribución de los primeros a la dosis externa es insignificante. La cantidad de radiación al aire libre en un lugar está íntimamente relacionada con la presencia de núcleos radiactivos en el suelo. Las llamadas rocas ígneas presentan mayores niveles de actividad que las rocas sedimentarias, aunque entre estas últimas, las pizarras y fosforitas son sumamente radiactivas. Los núcleos que más contribuyen a la radiactividad de las rocas son el potasio-40, el uranio-238 y el torio-232, todos presentes en el suelo desde la formación de la Tierra. 25 Existen lugares en Italia, Brasil, Francia, la India y Nigeria, donde los niveles de radiación al aire libre debido a fuentes terrestres son mucho mayores que los promedios observados en el resto del mundo. Esto se debe a que la composición del suelo del lugar contiene una concentración "anormalmente" alta de radioisótopos. En Brasil existe una región costera en los estados de Espíritu Santo y de Río de Janeiro, cuyas arenas monacíticas son fuertemente radiactivas. En poblaciones cercanas se han medido niveles al aire libre, en las calles, que son 50 veces mas grandes que los considerados "normales", mientras que en las playas —a las que acuden unos 30 000 veraneantes cada año— los valores medidos llegan a ser 500 veces superiores a los promedios. Debido a que las construcciones utilizan generalmente materiales similares en su composición a los del suelo del lugar y a que la población pasa gran parte del tiempo adentro de edificios, existe interés por conocer los niveles de dosis debidos a la radiación proveniente de los muros, suelo y techo de las construcciones. En casas de madera, que no emiten radiación y sirven de blindaje contra la que proviene del exterior, se estima que los niveles interiores de radiación gamma son un 70% de aquéllos al aire libre. En cambio, en casas de ladrillo, hormigón o piedra, la irradiación en el interior es un 30 o 40% mayor que en el exterior. Más adelante enesta sección nos referiremos a la irradiación causada por la irradiación del radón emitido por materiales de construcción, lo cual ha causado gran interés público en estos últimos tiempos. Tomando en cuenta los factores mencionados se estima que el equivalente de dosis promedio mundial para un individuo, producto de la irradiación externa por rayos gamma, es de unos 35 milirems cada año, ver figuras 15 y 16. Figura 15. Fuentes naturales de Radiación. 26 Figura 16. fuentes artificiales de Radiación. La irradiación interna se debe a la inhalación de polvo que contenga en suspensión partículas radiactivas, así como a la ingestión de agua y alimentos que hayan incorporado algún elemento inestable a su composición. Tal como se mencionó previamente, los núcleos radiactivos responsables de la radiación natural terrestre pueden provenir de reacciones de rayos cósmicos con el aire, o haber sido formados al comienzo de nuestro sistema planetario. Entre los primeros se pueden mencionar el tritio, el carbono-14, el berilio-7 y el sodio-22. El equivalente de dosis por irradiación interna de todos juntos apenas sobrepasa 1 milirem anual. Entre los radioisótopos del segundo grupo, el potasio-40 y aquéllos de las series de desintegración del uranio y del torio (radio, radón, polonio y plomo) son responsables de una fracción importante de la irradiación interna. El potasio es un elemento esencial para la vida, se incorpora al organismo a través de la alimentación. Un 0.02% del potasio natural es potasio-40, emisor de radiación beta y gamma, con una vida media de mil millones de años. El equivalente de dosis anual debido a sus radiaciones se estima en 18 milirems. Otros núcleos radiactivos que son ingeridos en los alimentos son el radio-226, el plomo-210 y el polonio-210. La carne de reno o de caribú, en las regiones árticas del hemisferio norte, contiene una concentración anormalmente elevada de polonio-210, debido a que estos animales consumen líquenes que tienden a acumular este elemento. Para decenas de miles de personas esta carne es la base de su alimentación. Medidas realizadas en su sangre, huesos y placenta, revelan aumentos de los niveles de dosis en un factor aproximado de 10 en comparación con habitantes de zonas más templadas. Entre los elementos que ingresan al organismo por las vías respiratorias se encuentran el uranio, el torio y los isótopos polonio-210 y plomo-210. (Aprovechamos para señalar que en los pulmones de fumadores la concentración de estos dos núcleos radiactivos es 50% superior a aquella en los pulmones de los no fumadores.) Todos estos elementos son sólidos y su inhalación ocurre al respirar partículas de polvo a las cuales se han adherido. Pero la fuente principal de irradiación interna la constituye la inhalación del gas radón. Este elemento se produce en los decaimientos radiactivos del uranio y del torio y es a su vez inestable, transformándose en una partícula alfa y un núcleo de polonio. Si el 27 radón es respirado y no decae, puede volver a salir junto con el aire expirado. Pero si decae mientras se encuentra en los pulmones, el núcleo de polonio, que es un elemento sólido, se puede quedar adherido al tejido pulmonar y desde ahí continuar emitiendo radiación, pues él también es radiactivo. Grandes cantidades de radón se encuentran en el interior de las minas de uranio y en regiones con suelos que contienen uranio y torio. Las construcciones que emplean materiales particularmente radiactivos muestran niveles altos de radón en el interior. Para esta fuente de radiación natural existen grandes diferencias en las dosis, dependiendo del lugar de habitación, el material de la construcción y el clima. En zonas templadas como en México, la ventilación continua de las viviendas reduce la concentración de radón en el aire interior, mientras que lo opuesto ocurre en climas con temperaturas extremas, donde el uso de calefacción en invierno y aire acondicionado en verano tiende a disminuir la ventilación. Estimaciones de valores promedios mundiales indican equivalentes de dosis anuales de 120 milirems por irradiación interna debida a la ingestión e inhalación del uranio, torio y sus productos de decaimiento, incluido el gas radón. Esta es la fuente principal de radiación para la población mundial actual. En la figura 17 se representan las principales fuentes de radiación natural, como fracción del equivalente de dosis promedio. El total de la radiación natural es de 200 milirems anuales aproximadamente. Figura 17. Principales fuentes de radiación. Se indican los porcentajes con que cada fuente contribuye a la dosis total promedio en el mundo actual. 28 VIII.- EFECTOS BIOLOGICOS CAUSADOS POR LA RADIACION IONIZANTE. VIII. 1. INTRODUCCIÓN COMO muchos otros agentes físicos, químicos o biológicos, las radiaciones ionizantes son capaces de producir daños orgánicos. Esto es en virtud de que la radiación interacciona con los átomos de la materia viva, provocando en ellos principalmente el fenómeno de ionización. Luego esto da lugar a cambios importantes en células, tejidos, órganos, y en el individuo en su totalidad. El tipo y la magnitud del daño dependen del tipo de radiación, de su energía, de la dosis absorbida (energía depositada), de la zona afectada, y del tiempo de exposición. Así como en cualquier otro tipo de lesión, este daño orgánico en ciertos casos puede recuperarse. Esto dependerá de la severidad del caso, de la parte afectada, y del poder de recuperación del individuo. En la posible recuperación, la edad y el estado general de salud del individuo serán factores importantes. VIII.2. DAÑO BIOLÓGICO POR RADIACIONES Para los agentes farmacológicos en general es válida la regla de que, para obtener un efecto biológico dado, se requiere dar una determinada dosis mayor que la dosis umbral. La dosis umbral es aquella que marca el límite arriba del cual se presenta un efecto, y debajo del cual no hay efecto. Algunos de los efectos de la radiación caen en este caso, los no estocásticos. Otras sustancias no tienen una respuesta de este tipo, es decir no tienen umbral, por lo tanto no hay una dosis mínima para producir un efecto. Consecuentemente, cualquier dosis dada produce un efecto; para obtener un efecto cero se requiere una dosis cero. Los efectos estocásticos de la radiación se comportan de esta manera. La rapidez con la cual se absorbe la radiación es importante en la determinación de los efectos. Una dosis dada producirá menos efecto si se suministra fraccionada, en un lapso mayor, que si se aplica en una sola exposición. Esto se debe al poder de restauración del organismo; sin embargo hay que tomar en cuenta que esta recuperación no es total y siempre queda un daño acumulativo. El lapso entre el instante de radiación y la manifestación de los efectos se conoce como periodo latente. Con base en esto se pueden clasificar los daños biológicos como agudos (a corto plazo), que aparecen en unos minutos, días o semanas, y diferidos (largo plazo), que aparecen después de años, décadas y a veces en generaciones posteriores. El daño biológico tendrá diferentes manifestaciones en función de la dosis. A bajas dosis (menos de 100 mSv o 10 rem) no se espera observar ninguna respuesta clínica. Al aumentar a dosis mayores, el organismo va presentando diferentes manifestaciones hasta llegar a la muerte. La dosis letal media, aquella a la cual 50% de los individuos irradiados mueren, es de 4 Sv (400 rem), ver figura 18. 29 Figura 18. Representación de los efectos de la radiación ionizante sobre los tejidos vivos. Ordinariamente, cuando se hace referencia a dosis equivalentes, se quiere indicar una dosis promedio al cuerpo total. Esto es importante ya que en ocasiones pueden aplicarse grandes dosis de radiación a áreas limitadas (como en radioterapia) con un daño local. Si estas mismas dosis se aplican a todo el cuerpo puedenser letales. Por ejemplo, una persona podría recibir 10 Sv (l 000 rem) en un brazo y experimentar una lesión local, pero esa misma dosis a cuerpo entero le causaría inexorablemente la muerte. VIII.3. EFECTOS DE LA RADIACIÓN EN LAS CÉLULAS Cuando la radiación ionizante incide sobre un organismo vivo, la interacción a nivel celular se puede llevar a cabo en las membranas, el citoplasma, y el núcleo. Figura 19. 30 Figura 19. Una célula típica. Si la interacción sucede en alguna de las membranas se producen alteraciones de permeabilidad, lo que hace que puedan intercambiar fluidos en cantidades mayores que las normales. En ambos casos la célula no muere, pero sus funciones de multiplicación no se llevan a cabo. En el caso en que el daño es generalizado la célula puede morir. En el caso en que la interacción sucede en el citoplasma, cuya principal sustancia es el agua, al ser ésta ionizada se forman radicales químicamente inestables. Algunos de estos radicales tenderán a unirse para formar moléculas de agua y moléculas de hidrógeno (H), las cuales no son nocivas para el citoplasma. Otros se combinan para formar peróxido de hidrógeno (H202 Cuando la radiación ionizante llega hasta el núcleo de la célula, puede producir alteraciones de los genes e inclusive rompimiento de los cromosomas, provocando que cuando la célula se divida lo haga con características diferentes a la célula original. Esto se conoce como daño genético de la radiación ionizante, que si se lleva a cabo en una célula germinal (espermatozoide u óvulo) podrá manifestarse en individuos de futuras generaciones. ), el cual sí produce alteraciones en el funcionamiento de las células. La situación más crítica se presenta cuando se forma el hidronio (HO), el cual produce envenenamiento. Por lo expuesto, vemos que la radiación ionizante puede producir en las células: aumento o disminución de volumen, muerte, un estado latente, y mutaciones genéticas. Vale la pena mencionar que estas propiedades destructivas de la radiación se pueden transformar en un beneficio. La radioterapia busca eliminar tejidos malignos en el cuerpo aplicándoles altas dosis de radiación. Sin embargo, por la naturaleza de la radiación, es inevitable afectar otros órganos sanos cercanos. 31 En un buen tratamiento de radioterapia se proporciona la dosis letal al tumor, tratando de que sea mínima la exposición de otras partes del cuerpo. VIII.4. CLASIFICACIÓN DE LOS EFECTOS BIOLÓGICOS Se han venido mencionando ya algunas maneras de clasificar los efectos biológicos producidos por las radiaciones. Por su importancia conviene reiterar y resaltar los criterios en que se fundamentan las diferentes clasificaciones. Recientemente la CIPR ha introducido un nuevo concepto en la clasificación de los efectos, basado en la probabilidad de ocurrencia: los efectos estocásticos y los no estocásticos o deterministicos. Los efectos estocásticos son aquéllos cuya probabilidad de ocurrencia se incrementa con la dosis recibida, así como con el tiempo de exposición. No tienen una dosis umbral para manifestarse. Pueden ocurrir o no ocurrir; no hay un estado intermedio. La inducción de un cáncer en particular es un efecto estocástico. Su probabilidad de ocurrir depende de la dosis recibida; sin embargo, no se puede asegurar que el cáncer se presente, menos aún determinar una dosis. La protección radiológica trata de limitar en lo posible los efectos estocásticos, manteniendo las dosis lo más bajas posible. En los efectos no estocásticos la severidad aumenta con la dosis, y se produce a partir de una dosis umbral. Para dosis pequeñas no habrá efectos clínicamente detectables. Al incrementar la dosis se llega a niveles en que empiezan a evidenciarse, hasta llegar a situaciones de gravedad. Para estos casos la protección consiste en prevenir los efectos, no excediendo los umbrales definidos en cada caso. Las quemaduras caen en esta categoría. El daño biológico por radiación puede manifestarse directamente en el individuo que recibe la radiación o en su progenie. En el caso en que el daño se manifieste en el individuo irradiado se trata de un daño somático, es decir, el daño se ha circunscrito a sus células somáticas. Por otro lado, el daño a las células germinales resultará en daño a la descendencia del individuo. Se pueden clasificar los efectos biológicos en el hombre como somáticos y hereditarios. El daño a los genes de una célula somática puede producir daño a la célula hija, pero sería un efecto somático no hereditario. El término "daño genético" se refiere a efectos causados por mutación en un cromosoma o un gen; esto lleva a un efecto hereditario solamente cuando el daño afecta a una línea germinal. Síndrome de irradiación aguda es el conjunto de síntomas por la exposición de cuerpo total o una gran porción de él a la radiación. Consiste en náusea, vómito, anorexia (inapetencia), pérdida de peso, fiebre y hemorragia intestinal. Según su periodo de latencia, los efectos se han clasificado en agudos (a corto plazo) y diferidos (a largo plazo). Los efectos agudos pueden ser generales o locales. Los generales presentan la sintomatología que se resume en la Tabla 4. Los locales pueden ser eritema o necrosis de la piel, caída del cabello, necrosis de tejidos internos, la esterilidad 32 temporal o permanente, la reproducción anormal de tejidos como el epitelio del tracto gastrointestinal, el funcionamiento anormal de los órganos hematopoyéticos (médula ósea roja y bazo), o alteraciones funcionales del sistema nervioso y de otros sistemas. Los efectos diferidos pueden ser la consecuencia de una sola exposición intensa o de una exposición por largo tiempo. Entre éstos han de considerarse: las cicatrices atróficas locales o procesos distróficos de órganos y tejidos fuertemente irradiados, las cataratas del cristalino, el cáncer de los huesos debido a la irradiación del tejido óseo, el cáncer pulmonar, las anemias plásticas ocasionadas por radiolesiones de la médula ósea, y la leucemia. TABLA 4. Efectos biológicos de las radiaciones. Dosis agudas Efecto probable 0 – 25 rems (0.0 - 0.25 Sv) Ninguna lesión evidente. 25 – 50 rems (0.25 - 0.5 Sv) Posibles alteraciones en la sangre, pero ninguna lesión grave. 50 – 100 rems (0.5 – 1.0 Sv) Alteraciones de las células sanguíneas. Alguna lesión. Ninguna incapacitación. 100 – 200 rems (1.0 – 2.0 Sv) Lesión. Posible incapacitación. 200 – 400 rems (2.0 – 4.0 Sv) Certeza de lesión e incapacitación. Probabilidad de defunción. 400 rems (4.0 Sv) Cincuenta por ciento de mortalidad. VIII.5 CÁNCERES Y DAÑOS HEREDITARIOS (EFECTOS LATENTES). El ser humano sufre muchos millones de ionizaciones en su masa de ADN cada día por causa de las fuentes naturales de radiación. Sin embargo, el cáncer no produce más de una de cada cuatro muertes, y sólo una pequeña fracción de éstas es atribuible a la radiación. Se puede afirmar, que el proceso que conduce desde la creación de un par iónico en la molécula del ADN hasta la aparición de un cáncer es altamente improbable. Por otra parte, alrededor del diez por ciento de los recién nacidos sufre algún tipo de defecto hereditario, desde ligeras afecciones, como el daltonismo, hasta graves incapacidades, como el síndrome de Down. Los efectos genéticos pueden clasificarse en dos categorías: alteraciones en el número y la estructura de los cromosomas, y mutaciones de los genes. Las mutaciones genéticas se clasifican, a su vez, en dominantes (que aparecen en los hijos de quienes las padecen) y recesivas (que sólo aparecen cuando ambos progenitores poseen el mismo gen mutante). Para realizar estimaciones válidas del riesgo, deben reunirse ciertas condiciones: en primer lugar, debe conocerse con exactitud la dosis de radiación absorbida por todo el cuerpo o en los órganos de interés; la población irradiada ha de ser 33 observada durante décadasa fin de que todos los tipos de daño tengan tiempo de aparecer; y, puesto que también se presentan naturalmente por múltiples causas, se deberá disponer de una población de referencia, pero que no haya sufrido la irradiación, a fin de poder saber casos habrían aparecido en ausencia de ésta. Tales estudios incluyen a los supervivientes de las bombas atómicas de Hiroshima y Nagasaki, y a diversos grupos que sufrieron irradiaciones con fines médicos. El principal problema reside en que los grupos de población de los estudios que han resultado concluyentes recibieron dosis de radiación significativamente superiores a las habituales en el campo profesional, o en la vida cotidiana. Por ello, no queda más alternativa que extrapolar los riesgos conocidos, producidos por dosis altas, al campo de las dosis reducidas. Prudentemente, los organismos internacionales expertos en el tema1 suponen la inexistencia de umbral para la aparición de cánceres o de efectos hereditarios, y además que existe un incremento lineal constante del riesgo con el aumento de las dosis recibidas. Para ofrecer estimaciones que puedan ser de aplicación general, la Comisión Internacional de Protección Radiológica, indica unos factores de riesgo promediados, que indican una probabilidad de muerte por cáncer del orden de 5 x 10-2 por cada Sievert (dosis efectiva) en una población de todas las edades, siempre que la exposición recibida sea pequeña. Con respecto a los daños hereditarios graves, en la primera generación después de la población que sufra la irradiación, la probabilidad es del orden de 1,5 a 4 x 10-3 por cada Gray recibido en las gónadas. Si esta probabilidad se integra para todas las generaciones posteriores a la irradiada, el valor resultante es del 1 por ciento por Gray. El concepto de dosis de radiación y sus unidades se explica seguidamente. VIII.6.- DOSIS DE RADIACIÓN Puesto que para la determinación de los efectos biológicos producidos por la radiación ha de cuantificarse la cantidad o dosis recibida en el órgano u órganos afectados; La Dosis Absorbida sería una medida de la energía depositada por unidad de masa, siendo utilizada generalmente cuando se estudian los efectos sobre un tejido u órgano individual, mientras que la Dosis Equivalente considera ya el tipo de radiaciones y su potencial daño biológico, por lo que constituye un mejor índice de la toxicidad de las radiaciones. En la Dosis Efectiva se tiene, además, una medida del riesgo de desarrollo de cánceres o daños hereditarios, en la que se asigna un peso diferente a la dosis equivalente recibida por cada órgano, según el riesgo asociado a su irradiación. Con ello, éste resulta ser el índice de toxicidad más completo, especialmente si se realiza el cálculo de la dosis recibida en el organismo desde el momento de la ingestión o inhalación de productos radiactivos hasta su completa eliminación. Finalmente, un concepto muy utilizado es el de la llamada Dosis Colectiva, que será la suma de las dosis (generalmente se aplica a la dosis efectiva) recibidas por un colectivo de población que esté expuesta a una misma fuente de 34 radiación. Con la dosis colectiva se pueden establecer comparaciones útiles con respecto al impacto producido por las distintas fuentes. Se pueden indicar valores de referencia que ayuden a comprender mejor la transcendencia de un determinado valor de dosis, lo que se presenta en la Tabla 5. Se observa que, frente a la dosis que podría suponer efectos letales de recibirse de forma rápida. TABLA 5. DOSIS DE RADIACION. VALORES COMPARATIVOS La tabla muestra algunos valores característicos medios de la dosis de radiación. Para dosis equivalente a todo el cuerpo del orden de 10.000 miliSievert (mSv), las probabilidades de supervivencia son mínimas. Cuando la dosis baja a 4.000 mSv, recibiendo tratamiento médico adecuado la probabilidad de supervivencia aumenta al 50% por término medio. Dosis inferiores a 250 mSv no producirían efectos observables de tipo inmediato en la persona, salvo alguna variación temporal en los recuentos de células sanguíneas (leucocitos). Por debajo de los 100 mSv no existe evidencia concluyente de efectos sanitarios en seres humanos, ya que los colectivos que presentan mejores características para los estudios epidemiológicos recibieron dosis más elevadas. Por debajo de estas cifras resulta muy difícil establecer relaciones causa-efecto entre la dosis recibida y la aparición de cánceres o defectos hereditarios, ya que la radiación no es sino uno más entre muchos factores causantes a los que el ser humano está expuesto. 35 Tabla 6. Resumen de los efectos probables, generados por la irradiación total del organismo humano. Efectos probables de la irradiación total del organismo. Dosis ligera Dosis moderada Dosis semimortal Dosis mortal 0 - 25 rems 50 rems 100 rems 200 rems 400 rems 600 rems Ningún efecto clínico detectable. Probablemente ningún efecto diferido. Ligeros cambios pasajeros en la sangre. Ningún otro efecto clínicamente detectable. Posibles efectos diferidos, pero muy improbables efectos graves en un individuo medio. Náuseas y fatiga con posibles vómitos por encima de 125 roentgens. Alteraciones sanguíneas marcadas con restablecimiento diferido. Probable acortamiento de la vida. Náuseas y vómitos en las primeras 24 horas. A continuación un periodo latente de una semana, caída del cabello, pérdida del apetito, debilidad general y otros síntomas como irritación de garganta y diarrea. Posible fallecimiento al cabo de 2-6 semanas de una pequeña fracción de los individuos irradiados. Restablecimiento probable de no existir complicaciones a causa de poca salud anterior o infecciones. Náuseas y vómitos al cabo de 1-2 horas. Tras un periodo latente de una semana, caída de cabello, pérdida del apetito y debilidad general con fiebre. Inflamación grave de boca y garganta en la tercera semana. Síntomas tales como palidez, diarrea, epíxtasis y rápida extenuación hacia la 4a. semana. Algunas defunciones a las 2-6 semanas. Mortalidad probable de 50% Náuseas y vómitos al cabo de 1-2 horas. Corto periodo latente a partir de la náusea inicial. Diarrea, vómitos, inflamación de boca y garganta hacia el final de la primera semana. Fiebre, rápida extenuación y fallecimiento incluso en la 2a. semana. Finalmente, fallecimiento probable de todos los individuos irradiados. 36 IX.- LA PROTECCION RADIOLOGICA Y SUS PRINCIPIOS BASICOS A la vista de los efectos que la radiación es capaz de producir sobre el ser humano, y por ende en el resto de seres vivos, es evidente la necesidad de controlar las actividades que impliquen el manejo o producción de sustancias radiactivas. Desde 1928 existe un organismo internacional de reconocido prestigio -la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP), que se preocupa de emitir una serie de recomendaciones, basadas en los más recientes conocimientos científicos sobre los efectos de la radiación, para orientar a las autoridades encargadas en cada país de la regulación y control en materia de seguridad nuclear y protección radiológica. Sus recomendaciones están actualmente incorporadas en el Reglamento General de Seguridad Radiológica La protección radiológica tiene un doble objetivo fundamental: evitar la aparición de los efectos deterministas, y limitar la probabilidad de incidencia de los efectos probabilistas (cánceres y defectos hereditarios) hasta valores que se consideran aceptables. Pero, por otra parte, sin limitar indebidamente las prácticas que, dando lugar a exposición a las radiaciones, suponen un beneficio a la sociedad o sus individuos. A los efectos de la protección radiológica se definen las prácticas como todas aquellas actividades que
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