La radiación ionizante se utiliza en la medicina nuclear para la diagnóstico por imágenes y la terapia con radionucleidos de condiciones benignas y malignas. Para proteger tanto al personal como al público, la exposición debe mantenerse “tan baja como razonablemente alcanzable” (ALARA).

Entidades y unidades en dosimetría para la protección de la radiación

La entidad fundamental en la dosimetría de radiación es la dosis absorbida D (y la tasa de dosis dD/dt). Esta entidad puramente física se define como la energía E (unidad joule, J) absorbida en un volumen (tejido) dividido por la masa m (unidad kg) de ese volumen. La unidad de D, por lo tanto, es J/kg, pero se le da el nombre especial Gray (Gy), llamado así por el físico británico y padre de la radiobiología, Louis Harold Gray.

Los efectos biológicos de la radiación dependen no solo de la cantidad de energía depositada, sino también de su distribución a nivel microscópico, que a su vez depende de la biocinética específica del paciente y de las características de la radiación. Por lo tanto, la dosis absorbida se promedia sobre un órgano o un tejido (T) y se pondera mediante un factor de ponderación de radiación (WR) para determinar un parámetro denominado dosis equivalente (H T). El factor W R es igual a uno para los fotones (rayos X y gamma) y para los electrones (beta- o beta+), que cubre la mayoría de las aplicaciones en la medicina nuclear. Para las partículas alfa se aplica un valor de 20 para la protección contra la radiación. Para distinguir la dosis equivalente de la dosis absorbida, la unidad de H T es Sievert (Sv). Para establecer un único “parámetro de riesgo”, los valores de HT finalmente se ponderan juntos usando factores de tejido WT que reflejan la sensibilidad a la radiación de los órganos individuales. La cantidad resultante es la dosis efectiva E (unidad Sv), que se utiliza cuando se establecen límites para la exposición de todo el cuerpo. Las definiciones precisas y las tablas de W R y W T se pueden encontrar en ICRP 103 y el Manual del OIEA sobre Física de la Medicina Nuclear [1,2]. Las cantidades generales usadas en dosimetría se resumen en la Tabla 1.

La dosis efectiva no es directamente medible incluso en un campo externo uniforme. Para uso práctico en la protección contra la radiación, se han definido las siguientes entidades “operativas” (detalles: véase el OIEA): dosis ambiente equivalente H*(10) (unidad Sv) correspondiente a dosis equivalente en la profundidad de 10 mm en material de tejido (equivalente), y dosis personal equivalente H(p)(d) (unidad Sv) definida como la dosis equivalente a una profundidad d en tejido blando por debajo de un punto especificado en el cuerpo. Los valores relevantes de d son d = 10 mm (utilizados para estimar la dosis efectiva), d = 0,07 mm (utilizado para la dosis de la piel) y d = 0,3 mm (para la dosis en el cristalino del ojo). Estas entidades se enumeran aquí, porque el equipo de protección contra la radiación normalmente se especificará (calibra) en términos de H* o H(p)(d).

Normas y reglamentos en materia de protección radiológica

Los conceptos fundamentales de protección contra la radiación son establecidos por el CIPR en sus recomendaciones, la más reciente publicada en 2007 [1]. Sobre esta base, se emitieron las Normas de Seguridad Básicas (BSS) internacionales (OIEA) y regionales (UE) [3,4]. La directiva BSS de la UE se ha aplicado en las legislaciones nacionales de todos los Estados miembros de la UE [3]. A pesar de la cooperación europea entre las autoridades y los intentos de armonización, siguen existiendo algunas diferencias entre los países [5]. Además, las instituciones locales pueden tener sus propias demandas (más fuertes) y, por lo tanto, se recomienda considerar siempre las reglas locales que pueden aplicarse.

Dos cuestiones importantes de interés que ya existían en directivas anteriores, pero que se interpretan de manera diferente en la nueva implementación, son: la categorización de los trabajadores (expuestos) y la clasificación de los lugares de trabajo. Los lugares de trabajo deben dividirse en áreas controladas con acceso y vigilancia más restringidos, y áreas supervisadas con menor riesgo y mayor accesibilidad. Los trabajadores se dividen en dos grupos: el Grupo A, aquellos “responsables de recibir una dosis efectiva superior a 6 mSv al año o una dosis equivalente superior a 15 mSv al año para el cristalino del ojo o superior a 150 mSv al año para piel y extremidades”, y grupo B, los “responsables a superar los límites de población”. Es posible diseñar departamentos de medicina nuclear y planificar el trabajo para que sea muy poco probable que el personal (incluidos tecnólogos, médicos o físicos médicos) exceda los límites de dosis enumerados anteriormente. Sin embargo, es necesario un seguimiento rutinario del (la mayoría) del personal.

Acciones para la protección radiológica

Para reducir la exposición de acuerdo con el principio de ALARA para el paciente, se debe evitar el examen o tratamiento innecesario e inadecuado. Los principios subyacentes del uso de la radiación ionizante son, por lo tanto, la “justificación” y la “optimización”. La reducción de la exposición al personal y al público se logra en base a las siguientes acciones básicas:

1. Reducir el tiempo dedicado a la radiación;

2. Aumentar la distancia a la fuente;

3. Use blindaje para atenuar la radiación.

La importancia y la implementación de las acciones correspondientes depende del radionúclido y del nivel de actividad administrado. Obsérvese que la contaminación y la incorporación de materiales radiactivos hace imposible o difícil (ítem 1) realizar estas acciones y, por lo tanto, deben evitarse.

Cuadro 1. Cantidades y unidades en la medición y protección contra la radiación