Nociones Básicas sobre Protección Radiológica

1. Nociones Básicas sobre Protección Radiológica

2. A raíz del descubrimiento de la radiactividad y los rayos X a finales del siglo XIX se pusieron de manifiesto los daños producidos por las radiaciones ionizantes. Desde entonces la identificación de muchos usos beneficiosos de las radiaciones ionizantes y el desarrollo de nuevos procesos tecnológicos que las generan, fue paralelo al mayor conocimiento del daño producido, poniendo de manifiesto la necesidad de establecer medidas protectoras para asegurar un nivel adecuado de protección al ser humano, y que constituye el origen de la disciplina denominada PROTECCIÓN RADIOLÓGICA.

3. La Comisión Internacional de Protección Radiológica(ICRP),reconstituida con este nombre en 1950 surge con el objetivo de establecer la filosofía de la protección radiológica fundamentada en los conocimientos científicos sobre los efectos biológicos de las radiaciones ionizantes. Sus conclusiones, que se dan a conocer a través de recomendaciones, proporcionan asesoramiento sobre los principios fundamentales que sirven de base al establecimiento de una protección radiológica adecuada, y han constituido una base sólida para las normas reguladoras de los distintos países de acuerdo con sus prácticas y políticas habituales.

4. OBJETIVO DE LA PROTECCIÓN RADIOLOGICA La ICRP, en su Publicación 60 afirma que “el objetivo de la Protección Radiológica consiste en proporcionar un adecuado nivel de protección a las personas sin limitar indebidamente las prácticas beneficiosas que dan lugar a la exposición a radiaciones ionizantes”.

5. La ICRP establece un sistema de protección radiológica basado en tres principios básicos: • JUSTIFICACIÓN • OPTIMIZACIÓN • LIMITACIÓN DE DOSIS

6. El objetivo principal de este sistema es: • ASEGURAR QUE NO SE ADOPTE NINGUNA PRÁCTICA A MENOS QUE SU INTRODUCCIÓN PRODUZCA UN BENEFICIO NETO Y POSITIVO. • QUE TODAS LAS EXPOSICIONES NECESARIAS SE MANTENGAN TAN BAJAS COMO SEARAZONABLEMENTE POSIBLE, TENIENDO EN CUENTA FACTORES ECONÓMICOS Y SOCIALES. (ALARA) • QUE LAS DOSIS RECIBIDAS POR LOS INDIVIDUOS NO EXCEDAN CIERTOS LÍMITES ESTABLECIDOS.

7. RIESGO POR EXPOSICIÓN: El riesgo total R, se puede representar con la siguiente expresión: R=P(E) P(F/E) Donde: P(E) Es la probabilidad de que el individuo se exponga y reciba una dosis (Sv). P(F/E) Es la probabilidad de que el individuo sufra un efecto nocivo para la salud, habiéndose expuesto y recibido una dosis determinada.

8. RIESGO POR EXPOSICIÓN cont. El valor de P(F/E) es función de la dosis recibida por el individuo expuesto. En el intervalo de valores de dosis entre 0 y 1 Sv, P(F/E)=5. 10-2 Sv-1. Para dosis mayores a 1 Sv, el valor de P(F/E)aumenta rápidamente alcanzando un valor prácticamente igual a la unidad para dosis de 6 Sv o mayores.

9. Detrimento Se usa este concepto para cuantificar los daños que puede provocar la radiación en la salud de las personas, y se determina teniendo en cuenta la gravedad de un efecto y la probabilidad de que esto ocurra. Para un efecto patológico dado, i, se define como el producto de la probabilidad de que suceda el efecto Pi, por el correspondiente factor de gravedad gi.

10. Detrimento cont. El factor gravedad gi no es fácil de evaluar; su valor debiera tener en cuenta no solo las consecuencias del efecto nocivo (muerte, invalidez, padecimiento) si no también el período medio de latencia, que a veces es largo, las posibilidades terapéuticas y las secuelas después de la curación.

11. Detrimento Cont. Por tanto para un individuo j el detrimento Dj se puede expresar cuantitativamente por la ecuación siguiente: Dj = Pij.gij Aunque el concepto detrimento para la salud, puede aplicarse tanto para los efectos estocásticos como para los no estocásticos, se utiliza principalmente para estimar el daño debido a los efectos estocásticos.

12. CONSIDERACIONES COLECTIVAS Detrimento Colectivo Puede evaluarse a través del número de efectos indeseables que cabe esperar que se produzcan sobre la salud de las personas que componen un grupo de población, cuando esas personas reciben dosis de radiación proveniente de una o más fuentes. Fácilmente puede verse que el detrimento colectivo es proporcional a lo que se denomina Dosis Colectiva, que no es más que la suma de las dosis que reciben todos los individuos del grupo de población considerado.

13. Detrimento Colectivo CONT. Si una fuente da lugar a que diversas personas reciban dosis de radiación, para cada una de ellas (j) se puede escribir la expresión que vincula el detrimento individual con la dosis efectiva individual: pj g = k E j Y para el conjunto de personas que reciben dosis:  pj g = k E j

14. Donde:  pi g = DC En términos matemáticos, se define como la esperanza matemática de que, en el grupo de población considerado, se produzca el efecto cuya probabilidad por unidad de dosis efectiva colectiva es k y cuya gravedad es g. E i =S DC =K S

15. Ejemplo: Una radiografía de tórax da lugar a una dosis efectiva en cada paciente del orden de 0,2 mSv. El riesgo de muerte por cáncer radioinducido asociado con esta dosis es: p=kE p = 5 10−2 Sv-1 2 10−4 Sv =110-5 Si por decisión de la autoridad sanitaria, en un país se resuelve efectuar radiografías de tórax a 10 millones de personas, la dosis colectiva asociada con esa decisión será: S =N E S =107h 2 10−4 Sv =2 103 Svh y el detrimento colectivo: D C= k S D C = 5 10−2 Sv-1. 2 103 Svh = 100 personas muertas

16. Justificación El balance entre análisis costo-beneficio no es fácil de evaluar ya que algunos detrimentos y beneficios, son subjetivos y por tanto no sencillo de cuantificar. Esta justificación podemos representarla mediante las siguientes expresión: B = V - (P + X + Y) donde B = beneficio neto V = valor bruto = valor del producto+ beneficios sociales P = costos de producción X = Costos en protección radiológica Y = costos para la sociedad del detrimento radiológico

17. Una actividad por consiguiente la exposición que de ella se deriva, no puede justificarse si B es negativo, y se hace crecientemente justificable para valores positivos crecientes de B. El papel de la Protección Radiológica en los requerimientos de justificar es asegurar que el detrimento radiológico sea tenido en consideración y que la comparación entre actividades sea llevada a cabo después de haber aplicado el requerimiento de optimización.

18. Optimización Ello significa que todas las exposiciones a las radiaciones ionizantes deben ser mantenidas tan bajas como sea razonablemente posible (valor ALARA: As Low Reasonably Achievable). La optimización de la Protección radiológica, implica por tanto, un análisis costo-beneficio diferencial para hacer el beneficio neto máximo y en el cual la variable independiente es la dosis colectiva S debida a la actividad. Como B = V - (P + X + Y)

19. Optimización cont. Optimización de la protección radiológica

20. Limitación de dosis individual Los límites de dosis de la ICPR tiene como objetivo principal asegurar una protección adecuada, incluso para los individuos más expuestos. Los límites de dosis no se aplican a aquellas exposiciones debidas a las fuentes naturales de radiación o las recibidas como pacientes en la práctica médica. El fundamento de la Protección Radiológica como afirma la ICPR, se basa en prevenir el detrimento en los efectos deterministas y en limitar la probabilidad de los estocásticos a niveles considerados como aceptables.

21. Esto se consigue: 1º Colocando los límites de dosis equivalentes en unos niveles que sean suficientemente bajos, para asegurar que no se alcanzan las dosis umbrales, aun para sucesivas exposiciones del organismo, durante la vida del individuo "prevención de efectos deterministas". 2º Haciendo todas las exposiciones justificadas, tan bajas como razonablemente sea posible alcanzar, teniendo en cuenta los factores socioeconómicos, sujetos siempre a las condiciones límites, para que los límites de dosis equivalentes apropiados no se puedan sobrepasar "limitación de efectos estocásticos".

22. EL VALOR DE ALFA La optimización de la protección requiere una comparación entre, por lo menos, costos de protección y detrimento (por ejemplo, dosis colectiva). Una manera de hacerlo consiste en expresar el detrimento, evaluado por medio de la dosis colectiva, en términos de costo. Para ello, se suele asumir que el costo del detrimento sanitario, Y, es proporcional a la dosis colectiva, S, es decir: Y = α S Donde α es una constante que representa la valorización monetaria de la unidad de dosis colectiva.

23. EL VALOR DE ALFA cont. El valor asignado a la unidad de dosis colectiva, α, es un juicio de valor más que una determinación científica. Diversos autores trataron de establecer el valor de alfa a partir de lo que la sociedad está dispuesta a pagar para evitar una muerte estadística, para reducir las exposiciones en prácticas determinadas, etc. Los valores resultantes van de 2000 a 20 000 dólares por Sievert/hombre (Sv/h); en Argentina la Autoridad Regulatoria adoptó para fines de optimización, un valor de alfa de 10 000 U$S por Sv/h.

24. TÉCNICAS CUANTITATIVAS DE OPTIMIZACIÓN Las técnicas cuantitativas de optimización tienen su gran utilidad en el diseño de los sistemas de protección. El primer paso consiste en identificar distintas opciones disponibles para resolver el problema planteado, para luego elegir aquella que optimiza la protección radiológica.

25. ANÁLISIS DE SENSIBILIDAD • El análisis de sensibilidad es un procedimiento que permite investigar la estabilidad de los resultados generados por las técnicas analíticas, ante variaciones en los datos, hipótesis y juicios realizados. El análisis de sensibilidad también permite determinar cuáles son los factores que tienen mayor influencia en el resultado. • Las incertezas en las variables y parámetros empleados pueden provenir de: • Conocimiento imperfecto de la performance de las opciones bajo diferentes circunstancias, o de los parámetros empleados en su determinación, como las estimaciones de dosis, coeficientes de transferencia, etc.

26. ANÁLISIS DE SENSIBILIDAD cont. • Predicciones basadas en modelos, necesariamente aproximados, tales como modelos de difusión atmosférica, modelos de proyección de riesgos, etc. Estas incertezas provienen de una falta de realismo intrínseca del modelo o de imprecisiones en los datos que se emplean. • Cosas que son incognoscibles acerca del futuro, tales como innovación técnica, confiabilidad de nuevos equipos, o eficacia de los tratamientos médicos. • Tratamiento estadístico de las variables y parámetros

27. ANÁLISIS DE SENSIBILIDAD cont. Al realizar el análisis de sensibilidad se eligen, para las variables o parámetros que presentan incertezas, valores diferentes de los empleados en el caso base y se aplica nuevamente la técnica analítica. Se denomina caso base al resultado obtenido de aplicar al problema analizado un conjunto particular de valores de los parámetros y valores involucrados (en general los valores más confiables).

28. ANÁLISIS DE SENSIBILIDAD cont. Por lo general, el análisis de sensibilidad se realiza, al menos, para dos condiciones que se podrían denominar “condiciones más favorables” (costos más bajos, menor dosis colectiva, etc.), o “condiciones más desfavorables” (costos más altos, mayor dosis colectiva, etc.)

29. LIMITE: Valor de una magnitud que no debe sobrepasarse. El modo de acotar y controlar los riesgos derivados de la exposición a radiaciones, consiste en establecer límites de dosis equivalentes, límites secundarios, límites derivados, límites autorizados y niveles de referencia. LÍMITES BÁSICOS O PRIMARIOS Se aplican a la dosis equivalente y efectiva

30. El valor de la dosis equivalente o de la dosis efectiva recibida por los individuos que no debe ser excedido, no teniendo en cuenta las dosis resultantes del fondo radiactivo natural y de la exposición sufrida como consecuencia de exámenes y tratamientos médicos. LÍMITEDE DOSIS

31. El límite de dosis efectiva para miembros del público es 1 mSv en un año. Los límites anuales de dosis equivalente son 15 mSv para el cristalino y 50 mSv para la piel. LÍMITE DE DOSIS PARA EL PÚBLICO

32. LOS LÍMITES DE DOSIS PARA LA EXPOSICIÓN OCUPACIONAL • El límite de dosis efectiva es 20 mSv en un año. Este valor debe ser considerado como el promedio en 5 años consecutivos (100 mSv en 5 años), no pudiendo excederse 50 mSv en un único año. • El límite de dosis equivalente es 150 mSv en un año para el cristalino y 500 mSv en un año para la piel.

33. El límite de dosis se aplica a la suma de la dosis debida a la exposición externa en el período considerado más la dosis debida a la incorporación de algún radionucleído, si hubiere, en el mismo período.

34. LÍMITE DE DOSIS (mSv/año) APLICACION TRABAJADORES PUBLICO DOSIS EFECTIVA  20* PROMEDIADOS EN PERÍODOS DEFINIDOS DE 5 AÑOS 1** DOSIS EQUIVALENTE CRISTALINO PIEL MANOS Y PIES 150 500 500 15 50 50 LIMITES RECOMENDADOS POR LA ICRP 60 Resumen * Con la condición adicional de no sobrepasar 50 mSv en un solo año ** En circunstancias especiales una dosis efectiva de 5mSv en un solo año, siempre que la dosis media en 5 años consecutivos no sea superior a 1 mSv por año.

35. LÍMITES SECUNDARIOS Se aplican para irradiación externa e irradiación interna. En el caso de la irradiación externa, cuando se carece de información sobre la distribución de dosis en el organismo el límite secundario se aplica al valor máximo de la dosis equivalente en el cuerpo a profundidades mayores que 1 cm. En el caso de exposición interna, los límites secundarios son los límites de incorporación por ingestión o inhalación.

36. LÍMITES SECUNDARIOS cont. En el control ocupacional de la contaminación interna, se define un límite secundario de utilidad práctica para el diseño de instalaciones y para el control de las condiciones de trabajo. Es el LÍMITE ANUAL DE INCORPORACIÓN (ALI). Se denomina ALI a la actividad de un radionucleído en una dada forma físico química que incorporada por el trabajador en un año resulta en una dosis efectiva comprometida a 50 años igual al límite anual propuesto.

37. LÍMITES SECUNDARIOS cont. Para determinar el valor para un dado compuesto radiactivo, se calcula la incorporación única que resulta en una dosis efectiva integrada a 50 años de 0.02 Sv (según ICRP 60). De esta manera, el ALI para cada radionucleído puede ser obtenido dividiendo el límite anual de dosis efectiva (20 mSv) por el coeficiente de dosis e(50).

38. LÍMITES DERIVADOS Ver ejemplo El control de las situaciones de irradiación se ve facilitado mediante el establecimiento de límites referidos a condiciones ambientales; los mismos responden a modelos de situaciones que permiten determinar la correlación con los límites básicos. Así por ejemplo pueden establecerse límites de tasa de dosis equivalente en un lugar de trabajo; límites de contaminación en aire, contaminación de superficies y de material de trabajo.

39. LÍMITES DERIVADOS cont. El límite de contaminación de aire se encuentra establecido con la concentración derivada en aire (DAC), que corresponde a la concentración de un radionucleido que de ser respirado durante un año laboral de 2000 horas a 1.2 m3/h, se traduciría en el ALI por incorporación.

40. LÍMITES DERIVADOS cont. Concentración máxima permitida MPC ver ejemplo:

41. LÍMITES AUTORIZADOS Son límites autorizados por la autoridad competente o, por la dirección de una institución. Se establecen en general y como resultado de los procesos de optimización, por debajo de los límites derivados.

42. NIVELES DE REFERENCIA Pueden ser establecidos para cualquiera de las variables determinadas en la implementación de un programa de protección radiológica. Un nivel de referencia no es un límite y es usado para determinar un curso de acción cuando la variable excede, o puede predecirse que excederá, el nivel de referencia. Nivel de registro A efectos de simplificar el sistema de archivos de información sobre las dosis equivalentes correspondientes al personal conviene establecer un nivel de referencia de modo que aquellos valores que se encuentren por debajo del mismo no sean registrados en razón de su escasa significación.

43. NIVELES DE REFERENCIA cont. Nivel de investigación Cuando las dosis equivalentes recibidas por las personas ocupacionalmente expuestas superan un cierto valor que pueden considerarse justificado y característico del tipo de operación, la autoridad debe investigar las posibles causas con el propósito de evitar que se excedan los límites autorizados.

44. NIVELES DE REFERENCIA cont. Nivel de intervención Debe prefijarse cual es el nivel de dosis equivalente que justifica la intervención de la autoridad no solo para fines de investigación sino para lograr la corrección de aquellas circunstancias que hacen posible esos niveles de dosis pudiendo a tal efecto suspender el funcionamiento de la instalación.

45. USO DE LAS TABLAS DE COEFICIENTES DE DOSIS • Los coeficientes de dosis están calculados para: • Distintas vías de entrada, principalmente inhalación e ingestión • Distintos compuestos químicos del mismo radioisótopo, tipos de inhalación y factores f1 de transferencia desde el tracto gastrointestinal a sangre. • Distintos tamaños de partículas (AMAD), generalmente 1 y 5 μm. • Trabajadores • Miembros del público de distintas edades.

46. La búsqueda de los coeficientes de dosis en las tablas requiere: • Seleccionar la tabla adecuada según se trate de trabajadores o de público. En este último caso, tener en cuenta la edad de la persona. • Seleccionar el radionucleido. • Seleccionar la vía de entrada.

47. USO DE LAS TABLAS DE COEFICIENTES DE DOSIS cont. • Para inhalación: • Seleccionar el AMAD • Seleccionar la clase o tipo de inhalación del compuesto • Para ingestión: • Seleccionar el valor de f1 correspondiente al compuesto.

48. Una vez que se ha encontrado el coeficiente de dosis apropiado, el producto del mismo por la actividad incorporada, da como resultado la dosis efectiva comprometida a 50 años debida a esa incorporación E. E(50) = Io [Bq] x e(50) [Sv/ Bq ] Por ejemplo: para el Sn113 tenemos:

49. Por ejemplo: para el Th228 tenemos: Cálculo del límite anual de incorporación : Es decir 8 millones de Bq de Sn113, produce el mismo efecto que 513 Bq de Th228 .

50. Cálculo de la concentración derivada en aire * Cálculo de la concentración máxima permitida *