Dosimetria
La dosimetría de radiación en los campos de la física de la salud y la protección radiológica es la medición, el cálculo y la evaluación de la dosis de radiación ionizante absorbida por un objeto, generalmente el cuerpo humano. Esto se aplica tanto internamente, debido a sustancias radiactivas ingeridas o inhaladas, como externamente debido a la irradiación de fuentes de radiación.
La evaluación de la dosimetría interna se basa en una variedad de técnicas de monitorización, bioensayo o imágenes de radiación, mientras que la dosimetría externa se basa en mediciones con un dosímetro o se infiere de mediciones realizadas por otros instrumentos de protección radiológica .
La dosimetría se utiliza ampliamente para la protección radiológica y se aplica de forma rutinaria para monitorear a los trabajadores ocupacionales de radiación, donde se espera irradiación, o donde la radiación es inesperada, como después de los incidentes de liberación radiológica de Three Mile Island , Chernobyl o Fukushima . La absorción de la dosis pública se mide y calcula a partir de una variedad de indicadores, como las mediciones ambientales de la radiación gamma, el control de partículas radiactivas y la medición de los niveles de contaminación radiactiva .
Otras áreas importantes son la dosimetría médica, donde se monitorea la dosis absorbida del tratamiento requerido y cualquier dosis absorbida colateral, y en la dosimetría ambiental, como la monitorización del radón en edificios.
Medir la dosis de radiación
Dosis externa
Hay varias formas de medir las dosis absorbidas por radiación ionizante. Las personas en contacto ocupacional con sustancias radiactivas, o que pueden estar expuestas a la radiación, llevan habitualmente dosímetros personales . Estos están diseñados específicamente para registrar e indicar la dosis recibida. Tradicionalmente, estos eran medallones sujetos a la ropa externa de la persona monitoreada, que contenía una película fotográfica conocida como dosímetros de placa de película . Estos han sido reemplazados en gran medida por otros dispositivos como la insignia TLD que utiliza dosimetría termoluminiscente o insignias de luminiscencia estimulada ópticamente (OSL).
Varios dispositivos electrónicos conocidos como dosímetros personales electrónicos (EPD) se han vuelto de uso general mediante detección de semiconductores y tecnología de procesador programable. Se usan como insignias, pero pueden dar una indicación de la tasa de dosis instantánea y una alarma sonora y visual si se excede una tasa de dosis o una dosis total integrada. Se puede poner inmediatamente a disposición del usuario de la dosis registrada y la tasa de dosis actual una gran cantidad de información a través de una pantalla local. Se pueden utilizar como el dosímetro principal independiente o como complemento de una insignia de TLD. Estos dispositivos son particularmente útiles para la monitorización en tiempo real de la dosis cuando se espera una alta tasa de dosis que limitará en el tiempo la exposición del usuario.
La guía del Comité Internacional de Protección Radiológica (ICRP) establece que si se usa un dosímetro personal en una posición del cuerpo representativa de su exposición, asumiendo la exposición de todo el cuerpo, el valor de la dosis equivalente personal Hp (10) es suficiente para estimar una Valor de dosis eficaz adecuado para la protección radiológica. [1] Estos dispositivos se conocen como "dosímetros legales" si han sido aprobados para su uso en el registro de dosis del personal con fines reglamentarios. En los casos de irradiación no uniforme, estos dosímetros personales pueden no ser representativos de ciertas áreas específicas del cuerpo, donde se utilizan dosímetros adicionales en el área de interés.
En determinadas circunstancias, se puede inferir una dosis a partir de lecturas tomadas por instrumentación fija en un área en la que ha estado trabajando la persona en cuestión. Por lo general, esto solo se usaría si no se hubiera emitido una dosimetría personal o si se ha dañado o perdido un dosímetro personal. Dichos cálculos adoptarían una visión pesimista de la probable dosis recibida.
Dosis interna
La dosimetría interna se utiliza para evaluar la dosis comprometida debido a la ingesta de radionucleidos en el cuerpo humano.
Dosimetría médica
La dosimetría médica es el cálculo de la dosis absorbida y la optimización de la administración de la dosis en la radioterapia . A menudo lo realiza un físico de la salud profesional con formación especializada en ese campo. Para planificar la administración de la radioterapia, la radiación producida por las fuentes se suele caracterizar con curvas de dosis de profundidad porcentuales y perfiles de dosis medidos por un físico médico .
En la radioterapia, las distribuciones de dosis tridimensionales a menudo se evalúan mediante una técnica conocida como dosimetría en gel . [2]
Dosimetría ambiental
La dosimetría ambiental se utiliza cuando es probable que el medio ambiente genere una dosis de radiación significativa. Un ejemplo de esto es el monitoreo de radón . El radón es un gas radiactivo generado por la desintegración del uranio, que está presente en cantidades variables en la corteza terrestre. Ciertas áreas geográficas, debido a la geología subyacente, generan continuamente radón que penetra hasta la superficie de la tierra. En algunos casos, la dosis puede ser significativa en edificios donde el gas puede acumularse. Se utilizan varias técnicas de dosimetría especializadas para evaluar la dosis que pueden recibir los ocupantes de un edificio.
Medidas de dosis
Para permitir la consideración del riesgo estocástico para la salud, se realizan cálculos para convertir la cantidad física de dosis absorbida en dosis equivalentes y efectivas, cuyos detalles dependen del tipo de radiación y el contexto biológico. Para aplicaciones en protección radiológica y evaluación dosimétrica, la (CIPR) y la Comisión Internacional de Unidades y Medidas de Radiación (ICRU) han publicado recomendaciones y datos que se utilizan para calcularlos.
Unidades de medida
Hay varias medidas diferentes de dosis de radiación, incluida la dosis absorbida ( D ) medida en:
- grises (Gy) energía absorbida por unidad de masa ( J · kg −1 )
- Dosis equivalente ( H ) medida en sieverts (Sv)
- Dosis efectiva ( E ) medida en sieverts
- Kerma (K) medido en grises
- Producto dosis-área (DAP) medido en centímetros grises 2
- Producto de dosis y longitud (DLP) medido en centímetros grises
- rads una unidad obsoleta de dosis de radiación absorbida, definida como 1 rad = 0,01 Gy = 0,01 J / kg
- Roentgen una unidad de medida heredada para la exposición de rayos X
A menudo, cada medida se describe simplemente como "dosis", lo que puede generar confusión. Todavía se utilizan unidades ajenas al SI , sobre todo en los EE. UU., Donde la dosis a menudo se informa en rads y la dosis equivalente en rems . Por definición, 1 Gy = 100 rad y 1 Sv = 100 rem.
La cantidad fundamental es la dosis absorbida ( D ), que se define como la energía media impartida [por radiación ionizante] (dE) por unidad de masa (dm) de material (D = dE / dm) [3] La unidad SI de absorbida La dosis es el gray (Gy) definido como un julio por kilogramo. La dosis absorbida, como medida puntual, es adecuada para describir exposiciones localizadas (es decir, parciales de órganos) como la dosis tumoral en radioterapia. Puede usarse para estimar el riesgo estocástico siempre que se indique la cantidad y el tipo de tejido involucrado. Los niveles de dosis de diagnóstico localizados se encuentran típicamente en el rango de 0 a 50 mGy. A una dosis de 1 miligray (mGy) de radiación de fotones, cada núcleo celular es atravesado por un promedio de 1 pista de electrones liberados. [4]
Dosis equivalente
La dosis absorbida necesaria para producir un determinado efecto biológico varía entre diferentes tipos de radiación, como fotones , neutrones o partículas alfa . Esto se tiene en cuenta por la dosis equivalente (H), que se define como la dosis media para órgano T por tipo de radiación R ( D T, R ), multiplicado por un factor de ponderación W R . Esto está diseñado para tener en cuenta la eficacia biológica (RBE) del tipo de radiación, [3]Por ejemplo, para la misma dosis absorbida en Gy, las partículas alfa son 20 veces más potentes biológicamente que los rayos X o gamma. La medida de 'dosis equivalente' no se promedia por órganos y ahora solo se utiliza para "cantidades operativas". La dosis equivalente está diseñada para estimar los riesgos estocásticos de la exposición a la radiación. El efecto estocástico se define para la evaluación de la dosis de radiación como la probabilidad de inducción de cáncer y daño genético. [5]
Como la dosis se promedia en todo el órgano; La dosis equivalente rara vez es adecuada para evaluar los efectos agudos de la radiación o la dosis tumoral en radioterapia. En el caso de la estimación de los efectos estocásticos, asumiendo una respuesta a la dosis lineal , este promedio no debería hacer ninguna diferencia, ya que la energía total impartida permanece igual.
| Radiación | Energía | W R (anteriormente Q) |
|---|---|---|
| rayos X , rayos gamma , rayos beta , muones | 1 | |
| neutrones | <1 MeV | 2,5 + 18,2 · e - [ln (E)] ² / 6 |
| 1 MeV - 50 MeV | 5,0 + 17,0 · e - [ln (2 · E)] ² / 6 | |
| > 50 MeV | 2,5 + 3,25 · e - [ln (0,04 · E)] ² / 6 | |
| protones , piones cargados | 2 | |
| rayos alfa , productos de fisión nuclear , núcleos pesados | 20 |
Dosis efectiva
La dosis efectiva es la cantidad de dosis central para la protección radiológica que se utiliza para especificar los límites de exposición a fin de garantizar que la aparición de efectos estocásticos en la salud se mantenga por debajo de niveles inaceptables y que se eviten las reacciones tisulares. [7]
Es difícil comparar el riesgo estocástico de exposiciones localizadas de diferentes partes del cuerpo (p. Ej., Una radiografía de tórax en comparación con una tomografía computarizada de la cabeza), o comparar exposiciones de la misma parte del cuerpo pero con diferentes patrones de exposición (p. Ej. una tomografía computarizada cardíaca con una exploración de medicina nuclear cardíaca). Una forma de evitar este problema es simplemente promediar una dosis localizada en todo el cuerpo. El problema de este enfoque es que el riesgo estocástico de inducción de cáncer varía de un tejido a otro.
La dosis efectiva E está diseñada para tener en cuenta esta variación mediante la aplicación de factores de ponderación específicos para cada tejido ( W T ). La dosis efectiva proporciona la dosis equivalente en todo el cuerpo que presenta el mismo riesgo que la exposición localizada. Se define como la suma de las dosis equivalentes a cada órgano ( H T ), cada una multiplicada por su respectivo factor de ponderación tisular ( W T ).
Los factores de ponderación son calculados por la Comisión Internacional de Protección Radiológica (CIPR), basándose en el riesgo de inducción de cáncer para cada órgano y ajustados por la letalidad asociada, la calidad de vida y los años de vida perdidos. Los órganos que están alejados del sitio de irradiación solo recibirán una pequeña dosis equivalente (principalmente debido a la dispersión) y, por lo tanto, contribuirán poco a la dosis efectiva, incluso si el factor de ponderación para ese órgano es alto.
La dosis efectiva se utiliza para estimar los riesgos estocásticos para una persona "de referencia", que es un promedio de la población. No es adecuado para estimar el riesgo estocástico de exposiciones médicas individuales y no se utiliza para evaluar los efectos agudos de la radiación.
| Órganos | Factores de ponderación tisular | ||
|---|---|---|---|
| ICRP30 (I36) 1979 | ICRP60 (I3) 1991 | ICRP103 (I6) 2008 | |
| Góndolas | 0,25 | 0,20 | 0,08 |
| Médula ósea roja | 0,12 | 0,12 | 0,12 |
| Colon | - | 0,12 | 0,12 |
| Pulmón | 0,12 | 0,12 | 0,12 |
| Estómago | - | 0,12 | 0,12 |
| Pechos | 0,15 | 0,05 | 0,12 |
| Vejiga | - | 0,05 | 0,04 |
| Hígado | - | 0,05 | 0,04 |
| Esófago | - | 0,05 | 0,04 |
| Tiroides | 0,03 | 0,05 | 0,04 |
| Piel | - | 0,01 | 0,01 |
| Superficie del hueso | 0,03 | 0,01 | 0,01 |
| Glándulas salivales | - | - | 0,01 |
| Cerebro | - | - | 0,01 |
| Resto del cuerpo | 0,30 | 0,05 | 0,12 |
Dosis versus fuente o intensidad de campo
La dosis de radiación se refiere a la cantidad de energía depositada en la materia y / o los efectos biológicos de la radiación, y no debe confundirse con la unidad de actividad radiactiva ( becquerel , Bq) de la fuente de radiación o la fuerza del campo de radiación (fluencia ). El artículo sobre el sievert ofrece una descripción general de los tipos de dosis y cómo se calculan. La exposición a una fuente de radiación dará una dosis que depende de muchos factores, como la actividad, la duración de la exposición, la energía de la radiación emitida, la distancia desde la fuente y la cantidad de blindaje.
Radiación de fondo
La dosis de fondo promedio mundial para un ser humano es de aproximadamente 3,5 mSv por año [1] , principalmente de radiación cósmica e isótopos naturales en la tierra. La mayor fuente de exposición a la radiación para el público en general es el gas radón de origen natural, que comprende aproximadamente el 55% de la dosis de fondo anual. Se estima que el radón es responsable del 10% de los cánceres de pulmón en los Estados Unidos.
Patrones de calibración para instrumentos de medida
Debido a que el cuerpo humano es aproximadamente un 70% de agua y tiene una densidad general cercana a 1 g / cm 3 , la medición de la dosis generalmente se calcula y calibra como dosis al agua.
Los laboratorios de estándares nacionales como el Laboratorio Nacional de Física del Reino Unido (NPL) proporcionan factores de calibración para las cámaras de ionización y otros dispositivos de medición para convertir de la lectura del instrumento a la dosis absorbida. Los laboratorios de patrones funcionan como patrón primario , normalmente calibrado por calorimetría absoluta.(el calentamiento de sustancias cuando absorben energía). Un usuario envía su estándar secundario al laboratorio, donde se expone a una cantidad conocida de radiación (derivada del estándar primario) y se emite un factor para convertir la lectura del instrumento a esa dosis. Luego, el usuario puede usar su patrón secundario para derivar factores de calibración para otros instrumentos que usa, que luego se convierten en patrones terciarios o instrumentos de campo.
El NPL opera un calorímetro de grafito para la dosimetría absoluta de fotones. Se usa grafito en lugar de agua, ya que su capacidad calorífica específica es un sexto de la del agua y, por lo tanto, el aumento de temperatura en el grafito es 6 veces mayor que el equivalente en agua y las mediciones son más precisas. Existen problemas importantes para aislar el grafito del entorno circundante para medir los pequeños cambios de temperatura. Una dosis letal de radiación para un ser humano es aproximadamente de 10 a 20 Gy. Esto es de 10 a 20 julios por kilogramo. Por tanto, una pieza de grafito de 1 cm 3 que pese 2 gramos absorbería entre 20 y 40 mJ. Con una capacidad calorífica específica de alrededor de 700 J · kg −1 · K −1 , esto equivale a un aumento de temperatura de solo 20 mK.
Los dosímetros en radioterapia ( acelerador lineal de partículas en la terapia de haz externo) se calibran de forma rutinaria utilizando cámaras de ionización [9] o tecnología de diodos o dosímetros de gel. [10]
La siguiente tabla muestra las cantidades de radiación en unidades SI y no SI.
| Cantidad | Unidad | Símbolo | Derivación | Año | Equivalencia SI |
|---|---|---|---|---|---|
| Actividad ( A ) | becquerel | Bq | s −1 | 1974 | Unidad SI |
| curie | Ci | 3,7 × 10 10 s −1 | 1953 | 3,7 × 10 10 Bq | |
| rutherford | Rd | 10 6 s −1 | 1946 | 1.000.000 Bq | |
| Exposición ( X ) | culombio por kilogramo | C / kg | C⋅kg −1 de aire | 1974 | Unidad SI |
| Röntgen | R | esu / 0.001293 g de aire | 1928 | 2,58 × 10 −4 C / kg | |
| Dosis absorbida ( D ) | gris | Gy | J ⋅kg −1 | 1974 | Unidad SI |
| ergio por gramo | ergio / g | erg⋅g −1 | 1950 | 1,0 × 10 −4 Gy | |
| rad | rad | 100 erg⋅g −1 | 1953 | 0,010 Gy | |
| Dosis equivalente ( H ) | sievert | SV | J⋅kg −1 × W R | 1977 | Unidad SI |
| hombre equivalente de röntgen | movimiento rápido del ojo | 100 erg⋅g −1 x W R | 1971 | 0,010 Sv | |
| Dosis efectiva ( E ) | sievert | SV | J⋅kg −1 × W R × W T | 1977 | Unidad SI |
| hombre equivalente de röntgen | movimiento rápido del ojo | 100 erg⋅g −1 × W R × W T | 1971 | 0,010 Sv |
Aunque la Comisión Reguladora Nuclear de los Estados Unidos permite el uso de las unidades curie , rad y rem junto con las unidades SI, [11] las directivas de unidades de medida de la Unión Europea exigían que se eliminase gradualmente su uso con fines de "salud pública ...". antes del 31 de diciembre de 1985. [12]
Monitoreo de la exposición a la radiación
Los registros de los resultados de la dosimetría legal generalmente se mantienen durante un período de tiempo determinado, según los requisitos legales de la nación en la que se utilizan.
La monitorización de la exposición a la radiación médica es la práctica de recopilar información de dosis de equipos de radiología y utilizar los datos para ayudar a identificar oportunidades para reducir dosis innecesarias en situaciones médicas.
Ver también
- Fantasma humano computacional
- Efectos del radón en la salud
- Reconstrucción de dosis de radiación
Referencias
- ^ Publicación 103 de la ICRP, párr. 138
- ^ C Baldock, Y De Deene, S Doran, G Ibbott, A Jirasek, M Lepage, KB McAuley, M Oldham, LJ Schreiner 2010. Dosimetría de gel de polímero. Física en Medicina y Biología 55 (5) R1
- ^ a b Comisión Internacional de Unidades y Medidas de Radiación (ICRU). Opciones para caracterizar la deposición de energía. Revista de la ICRU Vol 11 No 2 (2011) Informe 86
- ^ Feinendegen LE. El concepto de dosis celular; aplicación potencial en protección radiológica. 1990 Phys. Medicina. Biol. 35 597
- ^ La CIPR dice "En el rango de dosis baja, por debajo de aproximadamente 100 mSv, es científicamente plausible suponer que la incidencia de cáncer o efectos hereditarios aumentará en proporción directa a un aumento en la dosis equivalente en los órganos y tejidos relevantes" CIPR publicación 103 párrafo 64
- ^ "Las recomendaciones de 2007 de la Comisión Internacional de Protección Radiológica" . Anales de la ICRP . Publicación 103 de la CIPR. 37 (2–4). 2007. ISBN 978-0-7020-3048-2. Archivado desde el original el 16 de noviembre de 2012 . Consultado el 17 de mayo de 2012 .
- ^ Publicación 103 de la ICRP, párrafo 112
- ^ UNSCEAR-2008 Anexo A página 40, tabla A1, recuperado 2011-7-20
- ^ Hill R, Mo Z, Haque M, Baldock C, 2009. Una evaluación de las cámaras de ionización para la dosimetría relativa de haces de rayos X de kilovoltaje. Física Médica. 36 3971-3981.
- ^ Baldock C, De Deene Y, Doran S, Ibbott G, Jirasek A, Lepage M, McAuley KB, Oldham M, Schreiner LJ, 2010. Dosimetría de gel de polímero. Phys. Medicina. Biol. 55 R1 – R63.
- ^ Título 10 del Código de Reglamentaciones Federales 20.1004 . Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU. 2009.
- ^ El Consejo de las Comunidades Europeas (1979-12-21). "Directiva 80/181 / CEE del Consejo, de 20 de diciembre de 1979, relativa a la aproximación de las legislaciones de los Estados miembros en materia de unidad de medida y derogación de la Directiva 71/354 / CEE" . Consultado el 19 de mayo de 2012 .
enlaces externos
- Cámara de ionización
- [2] - "El confuso mundo de la dosimetría de radiación" - MA Boyd, Agencia de Protección Ambiental de EE. UU. Una descripción de las diferencias cronológicas entre los sistemas de dosimetría de EE. UU. Y la ICRP.
- Tim Stephens y Keith Pantridge, 'Dosimetry, Personal Monitoring Film' (un breve artículo sobre la dosimetría desde el punto de vista de su relación con la fotografía, en Philosophy of Photography , volumen 2, número 2, 2011, pp. 153-158).
- Radiobiología
- Radioterapia
- Física nuclear
- Física Médica
- Protección de radiación
