UNIVERSIDAD NACIONAL DE GRAL. SAN

APLICACION DE BLINDAJE EN PET

ALUMNA:

NANCI MANISCALCO

TUTOR:

GUSTAVO SANCHEZ

CARRERA:

TECNICO UNIVERSITARIO EN DIAGNOSTICO POR IMÁGENES

AÑO 2006

UNIVERSIDAD NACIONAL
DE        GRAL.      SAN                            MARTIN

INDICE

1. Introducción                                     3

2. Objetivo                                         7

3. Radionucleídos                                   8

4. Conceptos de protección radiológica              11

5. Sistemas de medidas                              11

6. Definiciones de la protección radiológica        13

7. Criterios básicos de la protección radiológica   15

8. Modelo del trabajo                               19

9. Conclusiones                                     26

10. Bibliografía                                    27

1. Introducción

        La Medicina Nuclear (MN) es un método de diagnóstico por imágenes “in
vivo” que utiliza radiación gamma como fuente de energía.
        Los isótopos emisores de dicha energía son incorporados al organismo,
generalmente por vía intravenosa, distribuyéndose de manera no homogénea
dentro del mismo, según sea el fármaco al que han sido asociados previamente.
La unión química entre el radioisótopo y el fármaco forma lo que se conoce con el
nombre de radiofarmaco. Un mismo isótopo puede ser ligado a múltiples fármacos
y dar lugar a distintos radiofármacos que posibilitan diferentes estudios.
        Si bien el principio básico de la MN es el mismo, existen dos grandes
grupos de radioisótopos que dan lugar a la MN convencional y no convencional.
La MN convencional es aquella parte de la especialidad que opera con isótopos
emisores de fotones. La MN no convencional lo hace con isótopos emisores de
positrones.
Ambos grupos de isótopos instalan diferencias muy profundas hacia el interior de
la especialidad. Mientras la MN convencional permite conocer estructura, función
o, en casos muy particulares, posibilita inferir funciones metabólicas, la MN no
convencional se justifica exclusivamente por permitir objetivar procesos
metabólicos. En este sentido y por el poder de la MN no convencional para
conocer los estados de patología o enfermedad dentro del organismo humano a
nivel molecular, es que se realizan todos los esfuerzos dedicados a la
implementación de dichas prácticas cuando la utilidad diagnóstica se justifica para
mejorar la calidad de vida del paciente.
        La operación de un servicio de MN no convencional requiere de
equipamiento específico altamente complejo y de instalaciones construidas según
requerimientos de seguridad muy precisos.
        Estas condiciones surgen de las características particulares de los isótopos
emisores de positrones.
        En primer lugar, es imposible generar una imagen de la distribución interna
de un isótopo emisor de positrones desde el exterior del cuerpo, dado que esta
partícula avanza sólo unos pocos milímetros dentro del organismo antes de
interactuar y desaparecer. La energía que el equipo detecta desde el exterior es
justamente el producto de la interacción de dicho positrón con su antipartícula, los
electrones libres presentes en altísima proporción en los tejidos vivos. Esta
reacción produce la emisión de dos fotones en dirección colineal y sentidos
contrarios. Por ese motivo es que los sistemas de detección tienen un desarrollo
tecnológico acorde con la necesidad de registrar la consecuencia de dicha
interacción mediante arreglos geométricos de detectores enfrentados entre sí. Por
el tipo de interacción que se produce, la energía gama generada tiene siempre la
misma energía: 511 keV.
        La intensidad del haz energético es otra de las diferencias fundamentales
entre la MN convencional y no convencional. Mientras que la MN convencional
actualmente opera en la casi totalidad de los casos en un rango de energía no
superior a los 200 keV (salvo estudios cada vez menos frecuentes de utilización

del 131I que tiene un pico de 364 keV), la MN no convencional trabaja
exclusivamente con una energía de 511 keV.
       Si bien ambos rangos se encuentran dentro de las radiaciones ionizantes y
por lo tanto su utilización está sujeta a medidas de protección radiológica, la
inclusión de emisores de positrones en un servicio de MN requiere de prácticas
particulares apoyadas por diseño de blindajes capaces de mantener niveles
aceptados de radiación sobre el paciente, los operadores y el público en general.

La TOMOGRAFIA POR EMISION DE POSITRONES (PET) consta de tres
subsistemas (el ciclotrón, el laboratorio de radioquímica y la cámara de positrones)

I_ CICLOTRON

Es un acelerador circular de partículas cargadas. Estas son aceleradas hasta un
nivel de energía cinética tal que resulte suficiente para producir reacciones
nucleares cuando chocan con un blanco.
Suelen ser ciclotrones de baja energía, que proporcionan protones de 10- 18 Mev
a estos se los llama baby ciclotrones.
Los radioisótopos emisores de positrones tienen una emisión radiactiva de
energía constante. Los positrones que emiten tras un corto recorrido, se unen a un
electrón (aniquilación) generando dos fotones de 511 Kev de energía que son
emitidos en sentido contrario. En muchas ocasiones, la administración del
radiofármaco se produce en instalaciones que se encuentran cerca de los lugares
De producción y síntesis, pero en otros casos se distribuye a otros centros que
pueden estar en otras ciudades. Se pueden producir en ciclotrones los
radionucleidos emisores de positrones 18F, 13N,
15O, 11C para su utilización clínica en PET. De ellos, el que más se utiliza es el
18F en forma 18F- Fluordeoxiglucosa (18FDG).
En la instalación que disponga de ciclotrón, el elemento determinante del diseño
de la instalación va a ser el ciclotrón, el cual desde el punto de vista de protección
radiológica es la principal fuente generadora de radiaciones.
Descripción del proceso
La producción de los radioisótopos emisores de positrones se realiza en el
ciclotrón, en él se aceleran iones hidruro obtenidos de una fuente de iones hasta
una energía predeterminada. Tras la aceleración, los iones hidruro se hacen
chocar sobre una lámina de carbono, produciéndose finalmente un haz de
protones. Posteriormente esos protones son dirigidos a un sistema de irradiación
de blancos donde mediante reacciones nucleares se producen radioisótopos
emisores de positrones. Todos los ciclotrones autorizados aceleran iones
negativos, el rango de la energía de aceleración se encuentra entre 9-18 MeV y la
intensidad del haz extraído de protones varia entre 50-100 ›A

II_ LABORATORIO DE RADIOQUIMICA

En este subsistema se realiza la marcación con los radionucleidos procedentes
del ciclotrón, de distintas moléculas orgánicas e inorgánicas.
. El 18 FDG se suministra generalmente a la instalación en viales con una

actividad máxima entre 7-11.11GBq (200-300 mCi). Una vez recibido se debe
llevar a cabo la preparación de alícuotas, para su posterior inyección.

III_ CAMARA DE POSITRONES

Tras su introducción en el organismo, las moléculas marcadas pueden ser
seguidas mediante las cámaras de positrones. Estas constan de varios anillos
detectores circulares de detectores de cristal de centelleo de 40 a 50 cm. de
diámetro con alta eficiencia de contaje y excelente resolución temporal, que
pueden ser de germanato de bismuto (BGO), ortosilicato de gadolinio activado con
cerio (GSO), fluoruro de bario (BaF2)o fluoruro de cesio (CsF).
La cámara de positrones va equipada con un ordenador que selecciona las
señales que llegan en forma simultánea, y que presumiblemente proceden del
mismo suceso de aniquilación dos detectores dispuestos en oposición y
conectados a un circuito de coincidencia. El tiempo de coincidencia es de 12 ns
dentro del cual se aceptan las señales como simultaneas. Si dos señales son
aceptadas, se les asocia una línea geométrica a lo largo de la cual esta el
positrón que les dio origen. A partir de los datos recogidos y utilizando los mismos
algoritmos de reconstrucción que la TC o RMN se hace la reconstrucción de las
imágenes topográficas obteniéndose la distribución del trazador en diversos
planos transversales.
Los sistemas PET tienen una gran resolución espacial, que permite ver estructuras
pequeñas y una alta eficiencia de detección.
La colimación es electrónica, y ello es lo que determina si ha habido o no
coincidencia de detección. Para corregir la atenuación que sufren los fotones
debido a la interacción con la materia, la PET utiliza técnicas de transmisión que
permiten delimitar automáticamente el perfil del paciente y reducir los datos
cualitativos.
En la actualidad la gran mayoría de las exploraciones están dirigidas al estudio de
las patologías cardiacas y del sistema nervioso central.

VENTAJAS:

La ventaja de la PET sobre las otras técnicas de medicina nuclear es que es muy
sensible y tiene una gran especificidad. Por otro lado la vida media es tan corta
que permite reducir la exposición de las radiaciones y obtener imágenes de mejor
calidad. Además la posibilidad de marcar sustancias con radioisótopos como el
11C, 14 N, 15O y 18 F Permite disponer de trazadores totalmente fisiológicos.
La característica principal es que permite realizar la cuantificación de forma segura
y fiable, del estado funcional y metabólico de los órganos que se estudian además

de sus procesos fisiológicos bioquímicas regionales en el interior del cuerpo
humano vivo, sano o enfermo.

DESVENTAJAS:

Las desventajas son su elevado costo de adquisición y mantenimiento y el hecho
que la complejidad de algunas de sus técnicas requiere un equipo humano muy
preparado.

Aplicaciones clínicas:

La PET puede ser un método muy sensible para hacer un diagnostico precoz de
numerosas enfermedades neurológicas, ya que es capaz de detectar cambios
funcionales y bioquímicos que siempre preceden a las imágenes detectables en
TC o RMN. La PET esta indicada, después del diagnostico, para determinar el
grado de malignidad (Los tumores de bajo grado tienen menor consumo de
glucosa que los de alto grado).
En el Parkinson el PET permite un estudio completo de receptores
En la depresión bipolar, hay un menor consumo de glucosa supratentorial durante
la fase depresiva, que desaparece tras un tratamiento efectivo.En cambio en la
fase maniaca hay mayor consumo global de glucosa.

2. Objetivo

       El objetivo del presente trabajo es la determinación de blindajes en un
servicio de MN con tecnología de positrones incorporada. Éstos deben garantizar
el cumplimiento de las Normas existentes en nuestro país, en el sentido de ofrecer
protección radiológica a los pacientes, los operadores y el público en general.

      Al mismo tiempo, deben permitir el desarrollo de las tareas de manera
cómoda y simple para poder operar con isótopos que requieren de mucha premura
en su manejo debido a su corta vida media.

Los servicios de MN de nuestro país cumplen con la normativa emanada de
la Autoridad Regulatoria Nuclear.

        Esta entidad fue creada mediante la Ley Nº 24.804 (Ley Nacional de la
Actividad Nuclear), como entidad autárquica en jurisdicción de la Presidencia de la
Nación, y tiene la función de regular y fiscalizar la actividad nuclear en todo lo
referente a los temas de seguridad radiológica y nuclear, protección física y no
proliferación nuclear. Tiene como objetivo establecer y regular las actividades
nucleares que se realizan en nuestro país, incluidas las aplicaciones médicas,
dentro de las cuales se encuentran las prácticas de la MN.

       Su regulación emana normalmente de las recomendaciones producidas por
la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP, del inglés,
Internacional Commission Radiological Protection).

      .

3. Radionucleídos
Definición de positrón
    La desintegración radiactiva: se trata de la emisión positrónica. A la luz de la
teoría de Fermi, se explica como la desintegración de un protón, el que se
transforma en un neutrón liberando un positrón (partícula idéntica al electrón pero
de carga positiva) y un neutrino. En símbolos:

                                   n = p+ + e+ +    ν

Emisores de positrones
       Los núcleos inestables, generalmente de bajo número atómico, buscan su
estabilidad mediante la emisión de un electrón positivo o positrón (e+) y un
neutrino. En los tejidos el e+ recorre sólo unos pocos milímetros antes de
aniquilarse con un electrón (e-) circundante, hecho que genera la emisión de dos
fotones gamma de igual energía (511 KeV) en la misma dirección y sentidos
opuestos y pueden ser detectados. Para que esto ocurra, el positrón debe estar
en reposo.
       Las propiedades que hacen útiles a los emisores de positrones como
trazadores biológicos son:
       • T 1/2 ultracorto (tiempo de vida media ultracorto)
       • Decaen por radiación penetrante en el organismo.
       • Su potencial de actividad específica es alto.

Principales radionucleídos

         Los radionucleídos más aceptables para PET son carbono 11(11C),
nitrógeno 13 (13N), oxígeno 15 (15O) y flúor 18 (18F). Carbono, nitrógeno y oxígeno
son bloques constructores esenciales de la bioquímica. Los precitados difieren de
su elemento de origen solamente en su número atómico, y no en su
comportamiento químico. Los radiofármacos etiquetados con estos radionucleídos
tienen una actividad específica alta y no necesitan transporte. La cantidad de
trazador utilizado en PET es, por lo tanto, infinitamente más pequeño y no viola los
principios básicos. Esto permite la distribución en vivo de los precursores
fisiológicos y de las moléculas metabólicas del sustrato. Además, los componentes
análogos, no naturales en la bioquímica, están disponibles para su uso en
monitoreo y eventos del mapa fisiológico, metabolismo, cinética de la farmacología
y condiciones patológicas por PET. El (18F), sustituto del hidrógeno, no es tan ideal
pero tiene un uso más exhaustivo y no presenta desventajas notables cuando se
lo utiliza para etiquetar desoxiglucosa, alcoholes, antipirina y varios
neurotransmisores.

Radionucleídos y precursores producidos por ciclotrón

      Isótopo        Tiempo de vida medio   Precursores
                     (min.)
      18
         F                    110           H 18F; 18F2
      11                                    11
         C                    20               CO, 11CO2, H11CN, 11CH4,
                                            11
                                               CH
      13                                    13
           N                  10               N2, 13NH3, 13NO2
      15
           O                   2            C O, C15O2, 15O2, H215O
                                              15

        La dosis total de alta radiación que reciba el paciente debe ser lo más baja
posible, así como también la dosis de radiación debida a la actividad residual en el
cuerpo, después de finalizado el procedimiento. Una manera de conseguir esto, es
utilizar radionucleídos con corto período de semidesintegración (T1/2) y que no
emitan partículas β ni radiaciones gamma de elevada energía. Entre los
radionucleídos más comunes se encuentran el tecnecio 99 mibi (99mTc) y el flúor
desoxiglucosa (18F FDG).

        Las propiedades que deben reunir los radionucleídos para su uso son:
•   Que administren bajas dosis de radiación a los pacientes.
•   Alto rendimiento del fotón para que un procedimiento de MN sea llevado a
    cabo en un corto tiempo.
•   Que se produzcan en cantidades suficientes para cubrir la demanda del uso
    rutinario.
•   Costos aceptables.
•   Que estén disponibles como un preparado farmacéutico o que puedan ser
    elaborados de manera sencilla.
•   Que no requieran que el paciente sea aislado después del procedimiento.

Flúor desoxiglucosa - 18F - FDG
             El 18F - FDG es un radiofármaco emisor de positrones, utilizado para
propósitos médicos, en conjunción con PET. Es administrado por vía endovenosa.

Características físicas
      El 18F cae por emisión de positrones y tiene una vida media de 109,7
minutos. Los fotones principales, útiles para diagnóstico de imágenes, son los
fotones gamma de 511 KeV resultando una interacción de los positrones emitidos
con un electrón.

Farmacología clínica
       Luego de la inyección endovenosa de 18F, las óptimas imágenes de PET
se obtienen entre 30 y 60 minutos después de la administración. Dentro de los 33
minutos de administrada, una media de 32,9% de la dosis se mide en la orina. La
cantidad de radiación que se registra en la vejiga después de dos horas de la
inyección, sugiere que se encuentra presente en ella el 20,6 % (media) de la dosis
radiactiva.

Farmacodinámica
              El 18F-FDG es un análogo a la glucosa que se concentra en las
células que la utilizan como una fuente de energía o en aquellas cuya
dependencia de la glucosa aumenta con condiciones pato fisiológicas.

       Excreción urinaria
       La 18F FDG se elimina de la mayoría de los tejidos en 24 horas, y puede ser
eliminada del cuerpo, sin cambios, a través de la orina. En la eliminación se
pueden identificar tres fases:

      •   Una primera eliminación (0,2 a 0,3 minutos).

      •   Dos fases posteriores (11,6 ± 1,1 minutos y 88 ± 4 minutos o 4,21 ± 1,09
          minutos y 50,08 ± 14,62 minutos).

       Dentro de los 33 minutos, una media de 3,9 % de la dosis inyectada se
puede medir en la orina de sujetos normales. En un lapso de dos horas
posteriores a la administración, se encuentra en la vejiga.

Dosaje y administración

       La dosis recomendada de una inyección de 18F FDG para un adulto (70 kg.)
Es de 185 a 370 MBq (5 - 10mCi), de modo intravenoso para estudios de
malignidad, cardíacos y de epilepsia.
       En general, el 18F FDG debe ser administrado luego de 4 a 6 horas de
ayuno. En el caso de uso cardíaco, la inyección se puede administrar tanto a
pacientes que hayan ayunado o que tengan una importante carga de glucosa. El
intervalo de tiempo entre dosis debe ser lo mínimo indispensable, como para
permitir el decaimiento de la sustancia (físico y biológico) de las administraciones
anteriores.
       La dosis final del paciente puede ser calculada usando los factores de
decaimiento a partir del final de la síntesis y medir la correcta calibración del

sistema antes de la administración.

Manipuleo de la droga
        La inyección de F-18 FDG puede ser inspeccionada visualmente antes de
su uso para detectar partículas en suspensión o decoloración, siempre que la
solución y el container lo permitan. Debe ser dispuesta de una manera segura, de
acuerdo a lo que marca la regulación del área y para manipular el producto el
profesional debe usar guantes y protección efectiva.
        La solución debe ser utilizada dentro de las doce horas posteriores a la
finalización de sus síntesis.

4. Conceptos de Protección Radiológica

      El diseño de las instalaciones de un servicio de MN, su blindaje y la rutina
de operación se encuentran enmarcados en el presupuesto de que se trabajará
con un nivel de radiación que provocará efectos estocásticos.
      Dichos efectos parten de la hipótesis de que a bajas dosis existe ausencia
de umbral y linealidad.
      La imposibilidad de aspirar al detrimento nulo es sustituida por la definición
de un detrimento aceptable

5. Sistema de medidas

La Protección Radiológica ha debido definir magnitudes y cantidades para
disponer de herramientas que hicieran posible la interpretación cuantitativa de los
conceptos que ha desarrollado.

Dosis absorbida
       Esta magnitud representa la energía absorbida por unidad de masa y se
expresa en Gray (Gy), que equivale a 1 Joule/kg.

Dosis equivalente
       Considera la energía depositada atendiendo al tipo de radiación involucrada
y el órgano afectado. Se expresa en Sievert (Sv) y dimensionalmente es también
equivalente a joule/kg.

Factor de ponderación de la radiación
       El factor de ponderación de la radiación (wR) está basado en el tipo y
calidad de la radiación incidente sobre el cuerpo cuando se trata de la irradiación
externa o de la emitida por radioisótopos, cuando éstos están depositados
internamente en el cuerpo.

Tipo de radiación                        wR
          Factores de todas las energías                  1
          Electrones y muones, todas las                  1
                      energías
             Neutrones con energías,
                      < 10 KeV                            5
                 10 KeV a 100 KeV                         10
                  100 KeV a 2 MeV                         20
                  2 MeV a 20 MeV                          10
                      > 20 MeV                            5
       Protones, salvo de retroceso, de E > 2             5
                         MeV
       Partículas alfa, fragmentos de fisión y            20
                  núcleos pesados

Dosis equivalente en un órgano o tejido HT
       Se define como el producto de la dosis absorbida media en el órgano o
tejido T y el factor de ponderación de la radiación.

                      HT = wR. DT, R             Unidad: J. Kg

Dosis efectiva E
       La dosis efectiva se define por medio de una doble sumatoria de los
productos de la dosis absorbida media en órgano por los correspondientes
factores de ponderación de radiación y de órgano.

                        E = ΣT wT . HT                      Unidad: Joule/Kg.

En forma explícita,

        E = ΣT wT . ΣR wR . DT, R

Donde DT, R indica la dosis absorbida media en el órgano o tejido T debida a la
radiación del tipo R.

Factor de ponderación de los tejidos u órganos wT
      Los distintos tipos de tejidos y órganos muestran diferentes radio
sensibilidades para determinados efectos. La consideración de este
comportamiento se introduce como otro factor de ponderación por órgano o tejido,
wT, modificante de la dosis equivalente en un dado tejido u órgano.

Dosis Efectiva Comprometida
       La irradiación de tejidos debido a la incorporación de sustancias radiactivas
por parte del organismo da lugar a una dosis efectiva a lo largo del tiempo que
queda comprometida en el momento de la incorporación del material radiactivo y
depende de las características físicas y químicas del radioisótopo, de su
metabolismo y de la actividad incorporada. Esta dosis recibe el nombre de Dosis
Efectiva Comprometida y se expresa en Sievert (Sv).
       Se define como la sumatoria sobre los tejidos y los órganos expuestos de
los productos de la dosis equivalente comprometida por el factor de ponderación
wT, para cada uno de ellos.

Eτ = ΣT wT . HT (τ )         Unidad: Joule/Kg. = Sv

Dosis equivalente comprometida en u órgano o tejido HT (τ)
        Esta magnitud se aplica para determinar la dosis equivalente en un órgano
o tejido debida a la incorporación de material radiactivo en el cuerpo, cuya
distribución espacial y temporal está regida por la forma fisicoquímica y el
comportamiento metabólico del radionucleído incorporado.

HT = to ∫to + τ HT (τ ) dt                       Unidad Joule/kg = Sv

       La integral corresponde a una sola incorporación al tiempo to y donde H es
la tasa de dosis equivalente en un tejido u órgano T, al tiempo T y τ es el período
de tiempo sobre el cual se efectúa la integración. Cuando τ no está especificado,
se toma igual a 50 años para adultos y se integra hasta la edad de 70 años para
niños.

Factor de calidad de radiación Q
Al intentar cuantificar el riesgo biológico por irradiación, se ha encontrado que éste
no depende sólo de la energía depositada por unidad de masa de tejido irradiado
(dosis absorbida) sino también del modo en que esta energía es distribuida
microscópicamente, a lo largo de la trayectoria de la partícula cargada.

6. Definiciones de la Protección Radiológica

A) Según la naturaleza del vínculo entre las personas y las fuentes:

1. Las personas que por la naturaleza de su actividad laboral deben interactuar
con fuentes de radiación, en mayor o menor grado, están inevitablemente
expuestas a radiaciones. En este caso se les da el nombre de Exposición
ocupacional.

2. Algunos miembros de la población pueden resultar, también, inevitablemente

expuestos a radiaciones, debido a la cercanía circunstancial o permanente a
fuentes de radiación; o por estar involucrados en procesos de transferencia
ambiental de radionucleídos. Este tipo de exposición se llama Exposición
pública.

3. Los pacientes son deliberadamente expuestos a radiaciones en procedimientos
médicos de diagnóstico o de terapia. Este tipo de exposición recibe el nombre de
Exposición médica.

B) Según la forma de absorción de la radiación por parte del organismo humano

       Los tejidos y órganos de las personas pueden estar expuestos a
radiaciones producidas por fuentes externas al organismo (irradiación externa) o
a las radiaciones emitidas por radionucleídos que se incorporan a su organismo
(irradiación interna).

Exposición ocupacional
       El límite de 20 mSv por año puede estar promediado en 5 años
consecutivos, no debiendo exceder el valor anual de 50 mSv. La protección contra
efectos determinísticos queda asegurada con el límite de dosis efectiva con
excepción del cristalino, para el que se establece un límite de dosis equivalente
anual de 150 mSv y la piel para la que se establece un límite de dosis equivalente
anual de 500mSv promediados en 1 cm2.
       En el caso de la medicina nuclear la ARN dice:
       “en las instalaciones de MN los sistemas de protección deben ser
optimizados para que la dosis efectiva de cada trabajador no supere el valor de 6
mSv en un año”
Exposición ocupacional de mujeres
       Un aspecto particular de especial importancia es la protección durante los
períodos embrionarios y fetal. Se considera que debe brindarse al ser en
gestación una protección equivalente a la que se recomienda para los miembros
del público. En el caso de mujeres trabajadoras embarazadas, se recomienda que,
a partir del momento en que el embarazo ha sido declarado y por el resto de su
evolución, la dosis equivalente en la superficie del abdomen no debe ser superior
a 2 mSv y la incorporación de material radiactivo no debe superar 1/20 del ALI
correspondiente.

Exposición pública
       Para miembros del público, el límite de dosis efectiva anual se ha
establecido en 1 mSv, no debiendo la dosis equivalente en órganos exceder 50
mGy y en cristalino 15 mGy.

7. Criterios básicos de protección radiológica

El primer enfoque conduce a un análisis de tipo colectivo, como la
aplicación de los criterios de Justificación y Optimización. El segundo da lugar a
criterios de naturaleza individual, como los Límites de Dosis.
        Estos enfoques están interrelacionados. A fin de que puedan satisfacerse
los límites de dosis individuales, se imponen restricciones a cada fuente, como por
ejemplo, en la descarga de efluentes radiactivos al medio ambiente. Por otra parte,
de los estudios de optimización que se realizan para las fuentes, surge, como
consecuencia, que las dosis individuales deberán ser menores que las que
corresponden a los límites de dosis.

       Todos estos aspectos son considerados mediante la aplicación de tres
principios básicos de la Protección Radiológica:

•   Justificación:
    Se trata de establecer un equilibrio entre los efectos de la radiación sobre la
    salud y los beneficios médicos que se desprenden de su aplicación.

•   Optimización:
    EL objetivo básico de la protección es maximizar el margen del beneficio sobre
    el daño, tomando en cuenta las circunstancias sociales y económicas; esto no
    implica, necesariamente, una reducción de dosis para los pacientes.
        • La optimización puede lograrse mediante procedimientos de diverso
           grado de complejidad o también mediante razonamientos intuitivos
        • Limitación de dosis:
        Los principios de justificación y optimización se basan en consideraciones
    colectivas sobre beneficios y detrimentos asociados con las fuentes de
    radiación.
    Los valores de los límites de dosis se adoptan con el criterio de impedir la
    ocurrencia de efectos determinísticos y limitar la probabilidad de los
    estocásticos.

El límite de dosis demarca la frontera entre el detrimento tolerable y el inaceptable.
Los límites de dosis sólo se aplican a la exposición ocupacional y del público, pero
no al paciente.

•   Factores de incidencia

       a) Blindaje.
       b) Distancia.
       c) Tiempo.

a) Blindaje
       Se denomina blindaje a todo sistema destinado a atenuar un campo de
radiación por interposición de un medio material entre la fuente radiactiva y las
personas o elementos a proteger.

       La atenuación de un haz de radiación ionizante en un material sigue, con
bastante aproximación, una función exponencial negativa. La interposición de un
blindaje de espesor x entre una fuente de radiación y un punto de interés P,
produce una atenuación de la tasa de dosis en dicho punto, de acuerdo con la
siguiente expresión:

                                     H(P) = H0(P) e -Γ x

Donde
H(P) es la tasa de dosis en el punto de interés P cuando se interpone un blindaje
de espesor x entre la fuente y dicho punto.

H0(P) es la tasa de dosis en el punto de interés P cuando no hay ningún blindaje
interpuesto entre la fuente y dicho punto.

e -Γ x es el factor de atenuación.

De este análisis surge que:
• para que la tasa de dosis se reduzca a cero sería necesario un blindaje de
   espesor infinito (dicho de otra manera, es imposible reducir a cero la tasa de
   dosis por interposición de blindaje). Por lo tanto, se deberá definir el espesor
   necesario del blindaje en base a los criterios básicos de protección radiológica;

esto es, las personas expuestas no deben recibir dosis que superen los límites
    y las exposiciones tienen que reducirse tanto como sea razonablemente
    posible (optimización).
•   si permanecen constantes todos los factores (geometría, tipo y energía de la
    radiación incidente, densidad y composición del material del blindaje) la
    relación H(P)/ H0(P) = e -Γ x, que representa la fracción transmitida o " factor de
    transmisión", es sólo función del espesor del material interpuesto.
•   si se aumenta o reduce la potencia de la fuente, a igualdad de los otros
    factores, la tasa de dosis aumentará o disminuirá proporcionalmente.
•   para reducir a la mitad la tasa de dosis en un punto será necesario agregar un
    espesor de blindaje, denominado "hemiespesor", que vale:

Xhemiespesor = ln 2 / Γ

Es decir, cuando se agrega un hemiespesor de blindaje, se cumple que:

                                 H2 (P)       =   1   = e -Γ xhemiespesor
                        H1 (P)            2

Donde

H1 (P) es la tasa de dosis en P antes de agregar el hemiespesor, y

H2 (P) es la tasa de dosis en P luego de agregar el hemiespesor

        Desde el punto de vista absolutamente técnico, la eficiencia blindante de
distintos materiales puede compararse a través del espesor necesario para lograr
un dado factor de transmisión. En efecto, si se hace:

                            k = H(P)/ H0(P) = e -Γ x

Suele tomarse k = 0,1 y compararse los espesores de distintos materiales que
proporcionan esa reducción. Esos espesores son denominados de reducción 1/10
o capa TLV ( en inglés, Tenth Value Layer).
        Para radiación X y gamma, la eficiencia relativa de los distintos materiales
varía con la energía de los fotones. A bajas energías, donde importa el efecto
fotoeléctrico, es notable la eficiencia de materiales de alto número atómico, tales
como el plomo y el uranio, con respecto a otros de número atómico bajo, como el
hormigón y el agua. Una situación similar se presenta a altas energías (fotones de
más 10 MeV) donde es preponderante el efecto de formación de pares. Para
energías intermedias, donde predomina el efecto Compton, la eficiencia es
aproximadamente proporcional a la densidad de los materiales. Esto último
justifica, si no hay razones de espacio o peso, el uso masivo de hormigón común

como blindaje.
      Aquí podemos encontrar el concepto de capa hemirreductora (HVL).
Algunos valores, a modo de ejemplo, son:

                            Nucleído          HVL (cm.)
                            Rx 50 kV            0,006
                            Rx 70 kV            0,017
                             Tc - 99            0,020
                            511 keV              0,75
                             Co - 60             1,1

La capa de valor medio para fotones de 511 KeV es de 4,1 mm de plomo (Pb).
Interponiendo distintos espesores de plomo, se pueden obtener varios valores
para la atenuación de la radiación. El rango de coeficientes de atenuación se
puede ver en la siguiente tabla. Por ejemplo, la interposición de un espesor de 8,3
mm de plomo (Pb), con un coeficiente de 0,25 disminuirá la radiación externa en
un 75%.

                  Espesor (mm)              Coeficiente de atenuación
                        0                              0,00
                       4,1                             0,50
                       8,3                             0,25
                      13,2                             0,20
                      26,4                             0,01
                      52,8                            0,001

       Las barreras, tabiques y protecciones deben, en general, ser diseñados
para proteger al personal operativo, a otros equipos y a las áreas públicas de las
fuentes de radiactividad. Dichas fuentes pueden ser: las jeringas del paciente
(antes y después de la inyección), las áreas de almacenamiento para las fuentes
precintadas y para los desperdicios y los pacientes luego de ser inyectados y
durante la toma del estudio

•   Distancia
              En cuanto al manejo de los recipientes, éstos deben tener una pared
equivalente al hemiespesor de atenuación y el órgano más cercano es la mano
del operario a unos 20 cm. de distancia de aquella, mientras que el resto del
cuerpo estará, aproximadamente, a 1m de la misma. La tasa de dosis equivalente
ambiental resultante en contacto con el interior de la pared del recipiente es del
orden de 1 mSv/h, por lo que se puede estimar que:
• La dosis equivalente en manos será de 1 mSv durante una operación típica de
    1 hora.

•   La dosis efectiva en el mismo lapso llegará a lo sumo a 0,1 mSv.

•   Tiempo
        El tiempo entre dos eventos es importante porque es el intervalo en el cual
la célula puede poner en marcha mecanismos de reparación o de adaptación a la
injuria. Esto es, a mayor tiempo entre dos eventos subletales, más probabilidad de
recuperación del daño.
        De no existir mecanismos de reparación y adaptación, la vida sería
raramente posible. Si se considera el fondo de radiación natural de 1 mGy/año,
esto significa que 70 x 106 eventos en volúmenes núcleo equivalentes existirían
por minuto, asumiendo que en un hombre adulto hay 7 x 1013 volúmenes núcleo
equivalentes. En promedio, cada segundo un núcleo celular debería sufrir un
evento.

8. Modelo del trabajo

       .
       .

       En un servicio de MN no convencional se distinguen una serie de espacios
típicos con características propias de la función que cumplen:

Primero se recibe el radio fármaco y se fracciona luego
         El paciente ingresa hablara con el técnico y le contara sobre lo que le va a
ocurrir luego lo lleva al cuarto tibio toma la dosis le coloca la inyección y luego el
paciente esperara allí durante aproximadamente una hora mientras ocurre la
captación del radiofarmaco. Luego, este material es excretado por la vejiga. Si no
se vacía la vejiga, se tendrá una mancha caliente allí.
       Por lo tanto el paciente pasa al toilette, luego se lo lleva a la sala de estudio
donde es pocisionado para el mismo. Estará allí el tiempo que tarde en realizarse
el estudio dependiendo del tipo de estudio y del equipo. Luego el técnico chequea
las imágenes y si esta todo correcto el paciente se retira.

Cuarto caliente:
 Lugar de recepción del material radioactivo, fraccionamiento, preparación y
medición de la dosis a administrar y depósito de los desechos producidos durante
la práctica.
Aquí se reciben los containers de transporte, también se encuentran un bote de
basura radioactiva, no hay mucho desperdicio acumulado en un centro de PET
debido a la corta vida media del 18 F (aprox. 2 hs) Entonces no tenemos que tener
una sala de almacenaje separada para cuidarnos de estas sustancias, solo se
esperan unos pocos días.
       De afectación exclusiva a las tareas arriba mencionadas, debe poseer
medidas mínimas de 1,5 m x 2,00 m. Su acceso debe estar restringido al personal
involucrado directamente con el manejo del material radioactivo, por lo que el
mismo debe estar claramente señalizado y su puerta debe tener llave. Las
superficies de trabajo (mesadas, sobremesadas y pisos) deben ser impermeables.
Debe constar de dos piletas separadas entre sí por una distancia mínima de 1,50
m una de ellas no deberá poseer sifón y estará destinada al lavado de elementos
contaminados.
       El equipamiento mínimo consta de un detector portátil con sonda y un
activímetro. El primero de ellos para medir de manera rutinaria y, en caso de
sospecha de cualquier incidente, la tasa de exposición existente en el área. El
activímetro (con cámara de ionización) es un equipo que, como su nombre lo
indica, permite medir actividades, a efectos de garantizar la precisión de la
actividad que se administrará al paciente. También deberá poseer una pantalla de
fraccionamiento con visión directa o indirecta donde se prepara el radiofármaco a
inyectar. (Bloque en L)
    Desde el punto de vista de la protección radiológica, con relación a los
blindajes y siempre recordando que se está tratando 18F, deben ser los siguientes:

   •   Búnker de recepción y depósito del material.
   •   Blindaje del activímetro.
   •   Búnker de fraccionamiento y preparación de las dosis a administrar

En todos los casos los espesores de Pb deben ser de 50 mm.

     El portajeringa debe tener una cubierta de plomo de 1 pulgada de espesor y se
utiliza en todo momento para transportar la jeringa. La jeringa debe estar ya en el
portajeringa antes de la calibración de la dosis del paciente. Se debe ser precavido
en el movimiento y levantamiento de los contenedores transportables, ya que su
peso es de cerca de 27,60 kg. La pantalla de fraccionamiento debe tener, al
menos, dos pulgadas (5 cm.) de plomo alrededor de ella. Cualquier vidrio protector
utilizado debería tener el mismo equivalente de plomo. Los nuevos calibradores de
dosis tienen una perilla para seleccionar las gamas de 511 keV. Los viejos
calibradores con aguja pueden ser calibrados buscando la energía más alta. El
portajeringa tiene un radio de 5,5 cm. y un ancho de 9,5 cm. y el activímetro tiene
3 mm de espesor. Este blindaje nos permite reducir la dosis de los técnicos en
sus manos.
     De acuerdo con esto, se debe contar con procedimientos de trabajo que
contemplen entre otros:
• El mantenimiento de los radioisótopos dentro de sus contenedores blindados
     convenientemente señalizados.
• El uso de elementos de manipulación a distancia cuando ello sea posible
     (pinzas, mangueras de extensión para jeringas; etc.).
• El uso de elementos de protección personal destinados a minimizar el riesgo
     de contaminación tales como guantes.
• La adecuada gestión de los residuos radiactivos, dado que el material
     contaminado (agujas, jeringas, algodones; etc.) debe mantenerse en depósito
     dentro de contenedores blindados para lograr que la actividad retenida en los
     mismos decaiga a niveles insignificantes, para entonces permitir su posterior
     eliminación como residuo.
     Las medidas a tener en cuenta para una correcta protección radiológica deben
ser:
• Delimitación de las áreas permitiendo el acceso al cuarto caliente sólo al
     personal entrenado.
• Medidas a ser adoptadas en caso de incidentes tales como derrames de
     material radiactivo.
• Muestreo de las superficies y monitoreo de las áreas de trabajo. Estas tareas
     deberían estar previstas en forma rutinaria y realizarse antes de iniciar las
     tareas y una vez finalizadas las mismas.
Cuarto de inyección o cuarto tibio Espacio físico ocupado únicamente por el
paciente y la persona encargada de administrar la actividad al paciente.
 Se debe contar con un lugar adecuado para la administración del compuesto
marcado al paciente. Cuando inyectamos la dosis al paciente rápidamente se
distribuye dentro de el y el cuerpo del paciente atenuara algunos rayos gama que
serán despedidos por el. El cuerpo transmite aproximadamente el 60 % de los
rayos gamma que han sido despedidos aquí.
Para minimizar captaciones anómalas en los pacientes se deben minimizar los
estímulos externos por eso necesita tener quieto al paciente en la silla de

inyección. El fluordesoxiglucosa es un análogo de la glucosa que es captado por
cada músculo que esta haciendo algún trabajo, si el paciente esta escuchando
música y bailando o algo por el estilo, usted vera la captación de todos los
músculos involucrados. Por eso debemos dejarlos quietos en un lugar donde no
reciban muchos estímulos externos

Sala de espera : En el caso particular que nos ocupa, los estudios con 18F, el
paciente espera en el mismo lugar que recibió el 18FDG, por lo que este espacio
no es normalmente utilizado
.
Sala de espera y baño de pacientes sin inyectar: Estas habitaciones son espacios
libres de actividad

 Sectores de descontaminación
Cuando el paciente va al toilette a vaciar su vejiga eliminara entre el 10 y el 20 %
de la dosis retenida. Esta es la acumulación de sus vejigas después de la hora de
captación, por eso se debe estar debidamente identificado, pues el paciente
elimina parte del radiofármaco por orina y se debe considerar la posibilidad de
contaminación de los sanitarios evitando su uso por miembros del público.
Una vez que el paciente fue inyectado paso por el periodo de captación y paso
por el toilette caliente para vaciar su vejiga es tiempo de llevarlos para el
posicionamiento y estudio

Cuarto de adquisición de las imágenes: Estas salas, no son muy diferentes a las
otras en el caso más sencillo se tratará de un ambiente cuyas dimensiones
dependerán del equipo de detección que se utilice PET dedicado o PET no
dedicado . En este recinto se encontrará el paciente inyectado durante un lapso
aproximado de 60 minutos, controlado a una determinada distancia y protegido por
una barrera de blindaje, por el TMN .

Cálculo de blindajes
Se deberá tener cuidado en el diseño de la instalación de tal forma que los
factores de ocupación sean favorables y se optimice las necesidades de blindaje.
Generalmente lugares de preparación de FDG se encuentran en sitios específicos
para favorecer
La recepción y el menor recorrido hasta el lugar de administración.
El estudio de seguridad comprenderá un análisis del cálculo de dosis que debe
cubrir las siguientes apartados:
a) Dosis a cuerpo entero al trabajador expuesto estimadas en la gammateca: es
importante que el lugar de almacenamiento
del radiofármaco sea una zona suficientemente blindada ya que afectará a las
dosis del técnico u operador; la exposición a cuerpo entero será minimizada si se
realiza la preparación en una gammateca con entrada de manos, que incluya
dentro

el activímetro. El espesor será función de la actividad pero para las actividades
que se han venido solicitando, un espesor de 50 mm de plomo se considera
adecuado.
b) Dosis en manos del trabajador expuesto durante las fases de comprobación de
actividad del vial, preparación de alícuotas, e inyección, sin blindaje, de la dosis:
las distancias a considerar en estos supuestos serán entre 3 y 5 cm., con un
tiempo estimado de exposición y un número de manipulaciones, es decir de carga
de trabajo, razonablemente conservador.
Los cálculos teóricos dan unos resultados
de 150 a 200 mSv/año/persona.
c) Dosis a cuerpo entero del trabajador durante la colocación del paciente en la
cámara: la distancia a considerar será unos 50 cm. y el tiempo estimado de
exposición también razonablemente conservador.
d) Por último se analizará las dosis al trabajador y al público por el paciente como
fuente de exposición durante el tiempo de espera de incorporación de FDG, en el
que se encuentra en una sala aislado, durante un tiempo variable en función del
estudio, pero estimado entre 30 min. a 1 hora, así como durante la realización del
propio estudio en la sala de exploración con un tiempo estimado entre 45 min. a 1
hora. Estos tres últimos puntos del análisis de dosis muestran que el estudio de
seguridad requerido para el licenciamiento de las instalaciones PET es más
complejo en comparación con el solicitado
a una medicina nuclear convencional

Los blindajes están orientados a encapsular la radiación proveniente del
radioisótopo desde el momento en que arriba al servicio de MN. Como ya se ha
comentado antes, estas instalaciones suponen un mayor riesgo radiológico debido
a las características de los emisores de positrones (fotones de 511 Kev de
energía, necesidad de blindajes con un espesor mayor para obtener la misma
protección que con el Tecnecio lo cual implica que los blindajes habituales son
insuficientes; De las diferentes fases la inyección al paciente es la que más
contribuye a la dosis a cuerpo entero. Así mismo y dado el alcance de los
positrones y que la emisión gamma atraviesa el plástico de las jeringuillas las
dosis en dedos por la radiación es importante (2.9 mSv en contacto con una
jeringuilla de plástico de 5 ml) y según la carga de trabajo anual se podría llegar
cerca de los límites de dosis en manos .Por ultimo los estudios de FDG aumentan
el fondo radiológico en las otras salas de exploración y en las áreas donde se
encuentra el publico
por lo que habrá que tenerlo en cuenta.

Las etapas son:
   1. Recepción
   2. Fraccionamiento y cargado de la jeringa
   3. Posicionamiento de la jeringa en el portajeringa
   4. Traslado hacia el lugar donde se encuentra el paciente
   5. Traslado de los desechos producidos (jeringa vacía, algodones, y demás

elementos utilizados en el momento de la administración del radiofármaco)
   6. A partir de ese momento la radiación estará contenida en el cuerpo del
     paciente quien tiene que aguardar normalmente 40 minutos en el mismo
     lugar que recibió el radiofármaco. Por ese motivo, el cuarto de inyección
     debe estar debidamente blindado
   7. Luego de transcurrido dicho lapso el paciente será ubicado sobre la camilla
     debajo del PET a fin de comenzar la adquisición de las imágenes. El estudio
     durará aproximadamente de 30 min. a una hora. Dado que el operador debe
     mantener contacto visual con el paciente durante toda la adquisición, es muy
     importante protegerlo mediante la colocación de mamparas que cumplen la
     función de blindaje.

Suponiendo que se hacen dos estudios por día, dos veces a la semana por 50
semanas al año. Esto da un total de 200 estudios al año.

                                                                                                Nº de
                                                                                             operaciones
 OPERACIÓN          Act (mCi)   Tiempo (min.)   Distancia(m) Blindaje(cm.)   Transmisión       al año
Fraccionamiento       200            10              0,2           5          0,000215           200
   Inyección           10             2              0,2          2,5          0,0207            200
                                                               atenúa el
Posicionamiento         7             3              0,5         40%         transmite 60%      200
   Exploración          7            60               3            5            0,000215        200
Alta del paciente

Dosis por
  OPERACIÓN       Act (mCi .h)   Transmisión distancia(m)   operación      al año
fraccionamiento        3,3        2,15E-04        0,2       1,24E-04     0,025mSv
    Inyección         0,14        2,07E-02        0,2       5,18E-04     0,10 mSv
posicionamiento       0,11           0,6          0,5       1,83E-03     0,36 mSv
   Exploración          7         2,15E-04         3        1,16E-06    3.2E-6 mSv

    Lo que hace un total de 0.48 mSv al año

9. Conclusiones

Se hace necesario tener en cuenta las constantes de tasa de dosis respectivas, la
carga de trabajo, la actividad inyectada, el método de
Inyección, el tiempo que el operador debe estar en contacto con el paciente
inyectado, la captación y eliminación biológica del radiofármaco y los blindajes
utilizados. En cualquier caso, la Protección Radiológica adecuada debe constituir
un objetivo fundamental, como en cualquier otra instalación de medicina nuclear.
en los trabajadores de medicina nuclear que en otras especialidades médicas. La
PR del personal en una instalación PET debe establecerse de acuerdo a las
siguientes premisas:
1. Blindajes adecuados y diseño general de la instalación de forma que se
minimice la dosis a los trabajadores expuestos.
2. Sistemas automáticos o de operación remota.
3. Procedimientos de trabajo. La inyección, la atención al paciente, la rotación de
los trabajadores para que las tareas de mayor exposición no sean realizadas
siempre por la misma persona, pueden definirse de modo conservador y de forma
que se consiga una distribución más homogénea de las cargas radiológicas.
4. Vigilancia mediante dosimetría personal y de área.
5. Procedimientos para evitar contaminaciones y protocolos de actuación en caso
de que se produzcan.
Debido al potencial riesgo de exposiciones importantes a los trabajadores
expuestos de una instalación PET (especialmente
si la carga de trabajo es alta), se debe prestar especial atención
al diseño de la instalación y de sus blindajes.
Se debe garantizar el correcto funcionamiento y calibrado del activímetro
encargado de medir las actividades a administrar a los pacientes
 Al comparar las dosis medidas en PET con las registradas con otros
radionucleidos convencionales, tales como 131I, 99mTc o 67Ga
Entre estas últimas se encuentran el fraccionamiento y medida de monodosis, la
administración y la colocación de los pacientes. La característica principal de estas
situaciones, desde el punto de vista de la exposición, es que son cortas pero
intensas. Por esa misma razón, el trabajo de optimización, tiene una recompensa
rápida y contundente.El entrenamiento del personal juega, como es usual, un
papel primordial en la optimización, pudiendo reducirse drásticamente las dosis en
cualquier operación en la que el personal implicado adquiera destreza

10. Bibliografía

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