Implementación del control de contaminación interna con I ...

Centro de Estudios de Electrónica y Tecnologías

de la Información (CEETI)

TRABAJO DE DIPLOMA

Implementación del control de contaminación

interna con I-131 en trabajadores

ocupacionalmente expuestos.

Autor: Randy Lugo Fundora

Tutor: Lic. Reinaldo Roque Díaz

Consultante: Prof. Marlen Pérez Díaz, DrC.

Santa Clara

2012

"Año 54 de la Revolución.

Hago constar que el presente trabajo de diploma fue realizado en la Universidad Central

“Marta Abreu” de Las Villas y en el Departamento de Medicina Nuclear del Hospital

Universitario Celestino Hernández Robau como parte de la culminación de estudios de la

especialidad de Ingeniería Biomédica, autorizando a que el mismo sea utilizado por las

Instituciones, para los fines que estime conveniente, tanto de forma parcial como total y

que además no podrá ser presentado en eventos, ni publicados sin autorización de la

Universidad.

Firma del Autor

Los abajo firmantes certificamos que el presente trabajo ha sido realizado según acuerdo de

la dirección de nuestro centro y el mismo cumple con los requisitos que debe tener un

trabajo de esta envergadura referido a la temática señalada.

Firma del Autor

Firma del Jefe de Departamento

donde se defiende el trabajo

Firma del Responsable de

Información Científico-Técnica

i

PENSAMIENTO

La posibilidad de realizar un sueño es lo que hace que la vida sea interesante.

Paulo Coelho

ii

DEDICATORIA

A mi familia más querida: Mi hermana y mis padres.

Mi TATA, Jorgito Lugo y Martica Fundora.

iii

AGRADECIMIENTOS

A mis padres, por el esfuerzo realizado durante mi etapa de estudiante.

A mi hermana, por su apoyo espiritual y su ánimo optimista.

A Dayi y Riset por su preocupación y consejo.

A mis amigos de la uclv, especialmente a Bradley, el Chino y Yusy.

A la pofe Marlen y a Roque por su ayuda y Fe en que todo podía realizarse.

A todos los ángeles de la guarda que me acompañaron en los momentos más difíciles.

A San Judas Tadeo y a Dios.

iv

TAREA TÉCNICA

1. Estudio de procedimientos para el control de contaminación interna con I-131 según

normas internacionales y nacionales.

2. Familiarización con el equipamiento médico nuclear (cámara gamma, activímetro,

simulador de tiroides y soluciones de referencia).

3. Desarrollo de procedimientos de control de calidad de la cámara gamma para I-131 según

el Protocolo Nacional Cubano.

Firma del Autor Firma del Tutor

v

RESUMEN

Se realiza un estudio del equipamiento con que cuenta el Departamento de Medicina

Nuclear del Hospital Universitario ``Celestino Hernández Robau´´ con el objetivo de

realizar la implementación de un control más efectivo y sistemático de la contaminación

interna por I-131, a la que pudieran estar expuestos los trabajadores (TOE). El control

realizado brinda una herramienta capaz de hacer análisis comparativos en las mediciones

realizadas en la tiroides de los trabajadores y posibilita el chequeo de la actividad de este

radionúclido en la glándula. Se realizaron además Procedimientos de Control de Calidad a

la Cámara Gamma utilizando un simulador de tiroides, lográndose una calibración de

eficiencia específica para el I-131 que tiene gran aplicación en tratamientos de terapia

metabólica y diagnóstico en pacientes con problemas de tiroides.

vi

Glosario de términos utilizados en el informe

ALARA: Principio básico de optimización en protección radiológica para minimizar las

exposiciones (Significa que la Dosis sea tan baja como razonablemente sea posible).

AMD: Actividad Mínima Detectable.

ARCAL: Acuerdo Regional de Cooperación para la Promoción de la Ciencia y

Tecnología Nucleares en América Latina y El Caribe.

Contador Geiger-Müeller: Instrumento de medida de radiación.

CPHR: Centro de Protección e Higiene de las Radiaciones.

ICRP: Comisión Internacional de Protección Radiológica.

I-131: Iodo 131.

MRI: Imagen de Resonancia Magnética.

OIEA: Organismo Internacional de Energía Atómica.

PET: Tomografía por Emisión de Positrones.

ROI: Región de Interés.

SPECT: Tomografía Computada por Emisión de Fotones Simples.

TC: Tomografía computarizada.

TOE: Trabajador Ocupacionalmente Expuesto.

vii

ÍNDICE

PENSAMIENTO ..................................................................................................................... i

DEDICATORIA .................................................................................................................... ii

AGRADECIMIENTOS ........................................................................................................ iii

TAREA TÉCNICA ................................................................................................................ iv

RESUMEN ............................................................................................................................. v

INTRODUCCIÓN .................................................................................................................. 1

Organización del informe ................................................................................................... 4

CAPÍTULO 1. MARCO TEÓRICO .................................................................................. 5

1.1 Introducción ............................................................................................................ 5

1.2 Principios físicos de Medicina Nuclear ....................................................................... 5

1.3 Características de radionúclidos y fármacos para Medicina Nuclear ........................... 9

1.4 Los estudios de Medicina Nuclear con I-131 ............................................................. 11

1.5 Anatomía y fisiología de la tiroides ...................................................................... 12

1.6 Características físico-químicas del Iodo y del I-131 ............................................ 13

1.7 La terapia con I-131 .............................................................................................. 14

1.7.1 Dosis aplicadas a pacientes en la práctica de rutina de Medicina Nuclear con

I-131 15

1.8 Calibración Energética del Sistema de detección para la captación tiroidea ........ 15

1.9 Captación tiroidea con I-131 al TOE .................................................................... 16

1.9.1 Medición de la muestra patrón ........................................................................ 17

1.9.2 Procedimiento con respecto al TOE ............................................................... 17

1.9.3 Procesamiento de los datos ............................................................................. 19

viii

1.10 Análisis por computadora ..................................................................................... 20

1.10.1 Normalización de regiones de interés (ROI) .................................................. 20

1.11 Interpretación de los resultados en TOE ............................................................... 20

1.12 Imágenes de tiroides en Medicina Nuclear ........................................................... 21

1.13 Seguridad Radiológica .......................................................................................... 21

1.13.1 Control de la contaminación en el lugar de trabajo ........................................ 23

1.13.2 Situaciones de emergencia .............................................................................. 24

1.14 Avances en el tema en Latinoamérica .................................................................. 25

1.15 Conclusiones del Capítulo .................................................................................... 26

CAPÍTULO 2. MATERIALES Y MÉTODOS ................................................................ 28

2.1 Introducción .......................................................................................................... 28

2.2 Materiales .............................................................................................................. 28

2.2.1 Solución de I-131 ............................................................................................ 28

2.2.2 Activímetro ..................................................................................................... 29

2.2.3 Simulador de Tiroides ..................................................................................... 30

2.2.4 Cámara Gamma .............................................................................................. 30

2.3 Método .................................................................................................................. 31

2.3.1 Especificaciones de los parámetros a controlar .............................................. 31

2.4 Calibración de eficiencia con la solución de referencia ....................................... 33

2.4.1 Técnica operatoria ........................................................................................... 34

2.5 Determinación de la Actividad Mínima Detectable (AMD) ................................ 35

2.6 Medición de los TOE y determinación de la actividad medida ............................ 36

2.7 Expresión de los resultados ................................................................................... 37

2.8 Registro del control de la contaminación interna por I-131 ................................. 38

ix

2.9 Conclusiones del capítulo. .................................................................................... 38

CAPÍTULO 3. RESULTADOS ....................................................................................... 39

3.1 Resultados de los parámetros de calidad comprobados antes de efectuar las

mediciones ........................................................................................................................ 39

3.2 Resultados de la medición de la actividad de la muestra patrón de I-131 con el

activímetro ........................................................................................................................ 41

3.3 Determinación de la eficiencia de detección del sistema y de la AMD para las

diferentes ROI ................................................................................................................... 41

3.4 Resultados de las mediciones realizadas a los TOE ............................................. 45

CONCLUSIONES Y RECOMENDACIONES ................................................................... 48

Conclusiones ..................................................................................................................... 48

Recomendaciones ............................................................................................................. 49

REFERENCIAS BIBLIOGRÁFICAS ................................................................................. 50

Anexo I ................................................................................................................................. 53

INTRODUCCIÓN 1

INTRODUCCIÓN

La historia de la Medicina Nuclear es un tema complejo que abarca las contribuciones de un número

grande de científicos y médicos. Los orígenes de la Medicina Nuclear pueden ser remontados a los

últimos años del siglo XIX con el descubrimiento de la radiactividad por Henri Bequerel (1896) y del

radio por Marie Curie (1898). En 1913, Georg de Hevesy desarrolló los principios de un tasador y

entonces fue el primero en aplicarlos a un sistema biológico en 1923, estudiando la absorción y

translocación de nitrato de plomo radiactivo en plantas. [1]

En la década de 1830 con la invención del ciclotrón por Lawrence fue posible producir artificialmente

nuevos radionúclidos, mientras se extendían los procesos biológicos que podían ser estudiados. Una

vez más, de Hevesy estaba a la vanguardia usando estos nuevos radionúclidos en los procesos

biológicos en las plantas y en la red de las células de sangre. Finalmente, al terminar la Segunda

Guerra Mundial, los medios del reactor nuclear facilitaron que se desarrollara como parte del Proyecto

Manhattan, la producción de isótopos radiactivos, en cantidades suficientes para las aplicaciones

médicas. [2]

En la década de 1950 se desarrollaron tecnologías que permitieron obtener imágenes de la distribución

de radionúclidos en el cuerpo humano en lugar de simplemente medir algunos puntos. Entre los hitos

mayores se encuentra el desarrollo del escáner rectilíneo en 1951 por Benedict Cassen y la Cámara de

Anger, el precursor de la Medicina Nuclear moderna, con los sistemas de imágenes por emisión de

fotón simple en 1958 por Hal Anger. Particularmente, desde los años 60 se comenzó a utilizar el I-131

en el estudio y diagnóstico de desórdenes tiroideos, así como un gran número de otros radionúclidos

que eran convenientes para diversos órganos específicos. [1]

La Medicina Nuclear se usa para una gran variedad de pruebas de diagnóstico. Estos procedimientos

utilizan muchos radiofármacos diferentes, que cubren todos los sistemas de órganos del cuerpo, y

proporciona muchas medidas diferentes de función biológica. Algunos de los procedimientos clínicos

INTRODUCCIÓN 2

más comunes son la gammagrafía ósea, la ventriculografía nuclear en reposo, el renograma nuclear, la

gammagrafía renal, la tomografía cerebral, la localización de tumores y el tratamiento para el cáncer de

tiroides, entre otras [1].

La gammagrafía es la técnica mediante la cual obtenemos la imagen planar de un órgano marcado con

un compuesto radiactivo, a partir de la energía emitida por el mismo y que es captada en el detector de

una cámara gamma. La gammagrafía ocupa un lugar relevante en la Medicina Nuclear. Para esta

técnica se utiliza un compuesto radiactivo de período de semidesintegración corto. El radiofármaco

marcado (fármaco + isótopo radiactivo) se cataloga como una droga radiactiva, elemento o compuesto

cuyas propiedades químicas y biológicas son útiles para administrar a humanos y que está sujeto a

control biológico, para evitar cualquier tipo de reacción adversa. El mismo tiene la propiedad de

acumularse en uno o varios órganos críticos, los cuales varían en dependencia del radiofármaco

empleado. Posteriormente se monitorea este órgano o grupo de órganos o tejido en un sistema

electrónico especializado, que funciona según la base del principio centellografía [3], lo cual permite

realizar un diagnóstico de patologías a los pacientes [4].

Un procedimiento terapéutico que utiliza este principio es la terapia de Iodo radioactivo I-131, que

utiliza este material radioactivo para tratar el cáncer y otros problemas de salud que afecten la glándula

tiroides [5] a la vez que también permite su monitorización en la cámara gamma. Como el Iodo se

acumula preferentemente en esta glándula, se puede utilizar el Ioduro de Sodio (NaI) que contenga

iones de ioduros radiactivos provenientes del Iodo-131 o del Iodo-123. Allí la radiación beta se usa

para destruir las células cancerosas y la gamma para monitorizar el órgano en la cámara gamma. A

pesar de que son los pacientes los que reciben el beneficio del diagnóstico y/o tratamiento con I-131

por lo cual se someten a las radiaciones ionizantes, estas también pueden afectar al Trabajador

Ocupacionalmente Expuesto (en lo adelante TOE) que atiende al paciente.

En la República de Cuba se encuentra generalizado el uso del I-131 en la práctica de Medicina Nuclear

con fines de diagnóstico y tratamiento, por lo que los TOE, de acuerdo con el programa de

monitorización de la contaminación interna establecido en el país, deben ser estudiados rutinariamente

con mediciones directas de I-131 en tiroides. En el Centro de Protección e Higiene de las Radiaciones

se realiza de manera centralizada dicho control desde el año 1986; pero existe el inconveniente de que

no resulta factible el traslado de los trabajadores del interior del país hacia su sede. Por ello, el

Laboratorio de Contaminación Interna se dio a la tarea de diseñar y establecer estrategias que incluyen

INTRODUCCIÓN 3

el estudio de factibilidad del uso del equipamiento existente en las instituciones hospitalarias para

realizar la monitorización, la calibración de los equipos utilizados, el establecimiento de

procedimientos que responden a los requerimientos de un Sistema de Calidad por la Norma ISO/IEC

17025 [6] y el desarrollo de una guía metodológica para realizar las mediciones, la capacitación del

personal a cargo de las mismas y la posterior evaluación de las dosis.

La contaminación radiactiva interna de un TOE se produce cuando una sustancia radiactiva penetra en

el organismo a través de diferentes vías: inhaladora, digestiva, heridas o piel intacta.

En el Departamento de Medicina Nuclear del Hospital Universitario ``Celestino Hernández Robau´´

en Villa Clara se llevan a cabo técnicas para el tratamiento de patologías tiroideas con el empleo del

I-131, radioisótopo utilizado extensivamente por sus características físicas y biodistribución. No

obstante, el uso de este radioisótopo representa riesgos potenciales, nada despreciables, para aquellas

personas encargadas de su administración a pacientes, por lo que se hace imprescindible el control de

la posible contaminación interna en los TOE. Se constata, como Problema de Investigación, que el

control de contaminación interna por I-131 a los TOE, no se realiza conforme al Procedimiento

establecido por el CPHR.

El objetivo de este trabajo es implementar el Procedimiento para el control de contaminación interna

con I-131 en los Trabajadores Ocupacionalmente Expuestos del Departamento de Medicina Nuclear

del Hospital Universitario ``Celestino Hernández Robau´´, según el protocolo establecido por el

CPHR.

Los objetivos específicos son:

1. Adaptar el Procedimiento de medición de contaminación interna establecido por el CPHR a las

condiciones del Departamento de Medicina Nuclear del Hospital Universitario ``Celestino

Hernández Robau´´

2. Implementar el Procedimiento de Control de Calidad establecido utilizando un simulador de

tiroides.

3. Evaluar la presencia de I-131 en los TOE del Departamento aplicando el Procedimiento

recomendado por el CPHR para TOE.

Las tareas desarrolladas fueron:

1. Revisión bibliográfica sobre el tema de tesis.

INTRODUCCIÓN 4

2. Estudio de procedimientos para el control de contaminación interna.

3. Familiarización con el equipamiento médico nuclear.

4. Desarrollo de procedimientos de control de calidad de la cámara gamma para I-131.

5. Redacción del informe.

Las interrogantes científicas a dar respuesta son:

¿Cuál es la situación actual que presenta el Departamento de Medicina Nuclear del Hospital

Universitario ``Celestino Hernández Robau´´ con el uso del I-131 con fines de diagnóstico y

tratamiento?

¿Cómo elaborar un adecuado control de contaminación interna en los Trabajadores Ocupacionalmente

Expuestos basado en el uso del equipamiento existente en la institución, que responda a los

requerimientos de un Sistema de Calidad?

¿Cómo evaluar la efectividad de la realización de las mediciones, la capacitación del personal a cargo

de las mismas y la posterior evaluación de las dosis?

Organización del informe

La estructura del presente trabajo es la siguiente: el primer capítulo ofrece un análisis sobre el

desarrollo de estudios tiroideos en Medicina Nuclear y el control de la contaminación interna con

I-131. En el capítulo dos se explican los principales materiales y métodos utilizados en esta tesis. En el

tercer capítulo se presentan y discuten los resultados obtenidos en la investigación. Se presentan,

además, Conclusiones y Recomendaciones.

CAPÍTULO 1. MARCO TEÓRICO 5

CAPÍTULO 1. MARCO TEÓRICO

1.1 Introducción

En este primer capítulo se ofrece una visión general sobre los estudios de Medicina Nuclear con I-131,

su biodistribución y uso en exámenes diagnósticos y terapias metabólicas para diversas patologías de

tiroides. Se explica además la importancia de las medidas de seguridad radiológica a seguir por el

personal de salud que atiende a los pacientes y se enfatiza en la necesidad de implementar un adecuado

control de contaminación interna a los TOE.

1.2 Principios físicos de Medicina Nuclear

La Cámara Gamma es el principal instrumento para obtener imágenes que se utiliza actualmente en

Medicina Nuclear. Es capaz de formar una imagen visible a partir de la energía emitida por un

radionúclido desde el cuerpo de un paciente. En este sentido se le aplican a los pacientes radionúclidos

que tengan salida gamma cuya energía sea capaz de atravesar el cuerpo del paciente, alcanzar el

detector y depositar en este su energía. En el caso del I-131 que nos ocupa, posee dos salidas, una beta

usada para la terapia del paciente que es la que aporta radiación ionizante y una gamma que se utiliza

para el monitoreo de la glándula tiroides en la cámara gamma.

La cámara gamma posee un colimador, un cristal de detección, un acople óptico y tubos

fotomultiplicadores. Cada componente realiza una función específica en convertir la energía de la

radiación emitida desde el cuerpo del paciente en luz y transferirle a la imagen formada la mayor

cantidad de información respecto al objeto de estudio [7]. La figura 1.1 muestra un esquema del

equipo.


Figura 1.1: Esquema de los componentes de la Cámara Gamma.

El colimador de la cámara gamma (generalmente de plomo o tungsteno) proyecta una imagen de la

actividad hacia la superficie del cristal de la cámara, de modo que cada punto tiene una vista directa

desde un solo punto en el cuerpo del paciente para la radiación que se emite desde el mismo. Las

septas del colimador deben evitar que determinados fotones pasen de un hueco a otro. La elección del

colimador (grosor y largo de los huecos) depende de la energía del radioisótopo con que se trabaja. Sin

embargo, aquí es necesario establecer una relación de compromiso entre eficiencia de detección

(sensibilidad) y la resolución espacial de una imagen, así, existen colimadores de alta resolución, de

propósitos generales de alta sensibilidad. Los colimadores para bajas energías poseen huecos mayores

y cortos para evitar disminuir la eficiencia de detección. Sin embargo, esto aumenta el número de

penetraciones septales emborronando la imagen final y empeorando la resolución espacial. [7]

De acuerdo con su forma existen diversos tipos de colimadores como son: convergentes, divergentes,

pink-hole y el más comúnmente usado en este trabajo para las mediciones de I-131 en tiroides, que es

el de huecos paralelos. En este el campo de visión FOV (del inglés Full of View) está determinado por

el diámetro del cristal y permanece constante con la variación de la distancia paciente – detector, la

cual se minimiza tanto como sea posible en las mediciones, para mejorar la resolución espacial y

obtener el mayor número de conteos.


El colimador reduce la cantidad de radiación que llega al cristal, pero no hace una verdadera distinción

entre fotones dispersos o no dispersos. Separa los fotones de acuerdo a la dirección de sus trayectorias.

Es muy probable que algún fotón dispersado dentro del cuerpo atraviese una abertura del colimador y

llegue al cristal. [8].

Detección de la radiación.

El cristal de la cámara (generalmente Ioduro de Sodio activado con Talio) en dimensiones entre 25 –

45 cm de diámetro para los circulares y de 50 cm x 40 cm para los rectangulares y con un espesor

también variable entre 1.25cm a 1.6cm, tiene dos funciones básicas: absorber fotones y convertir la

imagen gamma en imagen de luz. El grosor y diámetro del cristal influyen sobre las características de

la cámara. El diámetro establece el tamaño del FOV y el grosor se relaciona con la eficiencia de

detección y la resolución. A mayor grosor aumenta la eficiencia de detección, pero como la luz emitida

es divergente, se incrementa el emborronamiento de la imagen con la consecuente pérdida de

resolución.

La fotomultiplicación.

Se acopla el cristal a un arreglo de tubos fotomultiplicadores (entre 37 - 94) a través de una guía de luz

de alto índice de refracción, para impedir reflexiones totales en la superficie de contacto con el cristal.

Como en el cristal, la luz se propaga isotrópicamente, el arreglo de los fotomultiplicadores es sensible

a cada interacción en el cristal. La cantidad de luz que colecta cada tubo es proporcional a la posición

relativa de este respecto al destello. Los tubos fotomultiplicadores convierten la luz proveniente del

cristal en pulsos eléctricos. La luz emitida desde el cristal es detectada por un número de

fotomultiplicadores que poseen un conjunto de dinodos, donde se produce la multiplicación electrónica

de la señal. Las dimensiones relativas del pulso formado desde varios tubos, representa la localización

del fotón gamma dentro de la imagen. [7]

La electrónica de la cámara puede usarse para separar fotones dispersos debido a que estos tienen

energías inferiores. El proceso se denomina análisis de altura de pulso (PHA). Cada fotón que

interactúa con el cristal produce un pequeño pulso electrónico cuya amplitud depende de la energía

depositada. Si se grafica el número de pulsos en el eje Y en función de la energía del fotón en el eje X,

se obtiene un espectro de la respuesta del detector a la radiación. [9]. Las figuras 1.2, 1.3 y 1.4

muestran ejemplos de PHA.


Figura 1.2: Ejemplo del espectro de altura de pulso de un radionúclido.

Figura 1.3: Espectro de energía del Cesio-137 y resolución de energía.

Solo deberían registrarse en la imagen los pulsos del fotopico, cuya energía corresponde a un fotón

primario sin dispersión, que sea completamente absorbido en el cristal.


Figura 1.4: Uso de ventana de altura de pulsos, determinada por los discriminadores inferiores y

superiores de nivel de energía, para seleccionar el rango de energías deseado (generalmente las

energías del fotopico que representan eventos sin dispersión).

En la práctica, las alturas del pulso son siempre las mismas para los distintos fotones que interactúan

por efecto fotoeléctrico. La energía de un fotón sin dispersión no aparece como una sola línea en el

espectro (por ej. a 350 KeV para el I-131) sino como un pico ancho. El análisis de amplitud del pulso a

menudo se configura para aceptar pulsos dentro de una ventana de energía entre el 10 y el 20%

centrada en el fotopico [9].

1.3 Características de radionúclidos y fármacos para Medicina Nuclear

Un radiofármaco puede definirse simplemente como una sustancia química que posee átomos

radioactivos dentro de su estructura y es apropiado para la administración a humanos para diagnóstico

o tratamiento de enfermedades. Los radiofármacos están formulados en varias formas químicas y

físicas para depositar su radioactividad en partes específicas del organismo. Además, la radiación

gamma que emiten estas moléculas penetra los tejidos y escapa del cuerpo permitiendo así la detección

externa y su medida. [10]

Los radionúclidos utilizados para diagnóstico en medicina nuclear se eligen por su capacidad para

brindar información clínica útil con mínima exposición del paciente a la radiación. Los estudios con

estas sustancias se realizan para obtener información acerca del estado o funcionamiento de un órgano

o sistema corporal sin afectar su estado o funcionamiento. Los materiales empleados para estos


estudios son: un trazador isotópico; que es un elemento radioactivo que se comporta en el organismo

exactamente como su isótopo estable (por ejemplo, I-131) y un radiofármaco; que es un fármaco que

se incorpora a un radionúclido y que se administra en una concentración que no afectará los procesos

bioquímicos normales (ej. en nuestro estudio el NaI). [10]

Los radionúclidos que se utilizan en Medicina Nuclear normalmente cumplen con los siguientes

requisitos:

1. Poseen una vida media relativamente corta pero lo suficientemente larga como para abarcar la

duración de la investigación clínica; decaen a un nucleído estable.

2. No poseen emisión alfa, lo ideal es una emisión monoenergética de rayos gamma para diagnóstico.

3. Emiten radiación gamma de energía lo suficientemente alta como para ser detectada fuera del

paciente pero que no sea tan elevada que ocasione una detección ineficiente por saturación del

detector.

5. Se encuentran en un actividad específica (relación entre la cantidad del radionúclido y la cantidad

total del isótopo estable) lo más alta posible, para evitar cualquier efecto tóxico en el paciente.

6. Poseen propiedades químicas que permiten manipularlos en la forma molecular requerida para

obtener la especificidad deseada en el tejido y mostrar la biodistribución clínica requerida.

En este trabajo mediremos las dosis incorporadas en tiroides de I-131 en trabajadores que ofrecen

tratamientos de terapia y diagnóstico a pacientes con este radionúclido y que por lo tanto están también

expuestos a él.

El Ioduro de Sodio marcado con I-131 fue el primer radionúclido usado en los procedimientos de

Medicina Nuclear para estudiar la tiroides. El I-131 se utiliza ampliamente para realizar imágenes de

tiroides. Tiene la ventaja que se pueden realizar imágenes después de las 24 horas e incluso más

tardíamente si es necesario. Generalmente se adquiere una imagen de tiroides con I-131 junto con una

evaluación de captación antes de la terapia con Iodo radioactivo, ya que solo el Iodo se acumula por un

proceso natural en la tiroides. El I-131 metabolizado en la tiroides se utiliza para producir las

hormonas tiroideas. Los folículos tiroideos atrapan el Iodo y luego el Iodo acumulado se oxida

rápidamente para producir MIT (mono-iodotirosina) y DIT (di-iodotirosina). Este proceso de

acumulación luego acopla el MIT y el DIT para producir T3 y T4 [11].


1.4 Los estudios de Medicina Nuclear con I-131

El I-131 se biodistribuye en el cuerpo del paciente (o del TOE contaminado) según el modelo

metabólico del Iodo descrito en la publicación 54 de la CIPR [12], el mismo plantea que el Iodo que se

incorpora por ingestión es totalmente absorbido por el tacto gastrointestinal. Si la incorporación es por

inhalación la retención del Iodo en el sistema respiratorio no supera los 10 días. Después de abandonar

la vía de entrada un 30% pasa a las tiroides donde es retenido por con un tiempo de vida media

biológico (T1/2b) de 80 días. Este Iodo es eliminado de la tiroides como Iodo orgánico, distribuido

uniformemente por los órganos y tejidos del cuerpo con excepción de la tiroides y es retenido en ellos

con un T1/2b de 12 días. La décima parte de esta cantidad se elimina por heces fecales y el resto retorna

al comportamiento de transferencia en forma de Iodo inorgánico.

El 70% restante de la cantidad total incorporada es eliminada directamente del comportamiento de

transferencia por la orina y en dependencia del tiempo de vida medio efectiva (T1/2eff) de cada

radionúclido será eliminado con mayor o menor rapidez. Para el I-131 este parámetro es de 8.02 días.

La velocidad de excreción urinaria decrece en más de dos órdenes de su magnitud en los primeros 5

días posteriores a la incorporación. La figura 1.5 muestra un esquema del metabolismo del Iodo en el

cuerpo.

Figura 1.5: Metabolismo del Iodo según CIRP.


1.5 Anatomía y fisiología de la tiroides

La tiroides está ubicada en la parte inferior del cuello. Consta de dos lóbulos, derecho e izquierdo, que

se encuentran a cada lado de la tráquea y que se unen en la parte inferior mediante una delgada banda

de tejido como un istmo. Los dos lóbulos se extienden desde el nivel superior del cartílago tiroideo

hasta algo por encima de la horquilla supraesternal. [13] Véase figura 1.6.

La función primaria de la tiroides es sintetizar, almacenar y secretar a la sangre las hormonas tiroideas

T3, T4 y calcitonina. La unidad anatómica y funcional de la glándula es una estructura esférica

llamada folículo tiroideo. Los folículos contienen dos tipos de células, foliculares y parafoliculares.

Las células foliculares producen tiroxina (T4) y tri-iodotironina (T3), las células parafoliculares

producen calcitonina. La tiroides puede almacenar estas hormonas hasta que el organismo necesite que

sean liberadas. Estas hormonas ayudan al organismo a: regular el metabolismo y, en consecuencia,

controlar la temperatura corporal, regular el crecimiento y el desarrollo y regular el sistema nervioso.

La calcitonina juega un papel importante en el control de los niveles de calcio y fosfato en la sangre.

[13]

Figura 1.6: Diagrama de la tiroides y los órganos que la rodean.


En el Anexo I se describen con más detalle las patologías de tiroides y la forma de tratarlas empleando

la terapia con I-131.

El hipertiroidismo es la producción excesiva de hormonas tiroideas que ocasiona un aumento de los

niveles de T3 y T4. Es una de las condiciones más comunes que se observará al tratar con pacientes

con problemas de tiroides. Frecuentemente es consecuencia de las siguientes condiciones: bocio tóxico

difuso (enfermedad de Graves), bocio multinodular tóxico o nódulo único tóxico (adenoma tóxico o

enfermedad de Plummer) [13].

1.6 Características físico-químicas del Iodo y del I-131

El Iodo es el elemento no metálico, (símbolo I, número atómico 53, masa atómica relativa 126.904)

más pesado de los halógenos que se encuentran en la naturaleza. En condiciones normales, el Iodo es

un sólido negro, lustroso, y volátil. Recibe su nombre por su vapor de color violeta.

La química del Iodo, como la de los otros halógenos, se ve dominada por la facilidad con la que el

átomo adquiere un electrón para formar el ión yoduro, I-, o un solo enlace covalente –I, y por la

formación, con elementos más electronegativos, de compuestos en que el estado de oxidación formal

del Iodo es +1, +3, +5 o +7 [17].

El Iodo es más electropositivo que los otros halógenos y sus propiedades se modulan por la debilidad

relativa de los enlaces covalentes entre el Iodo y los elementos más electropositivos, los tamaños

grandes del átomo de Iodo y del ión yoduro reducen las entalpías de la red cristalina y de disolución de

los yoduros, en tanto que incrementa la importancia de las fuerzas de Van der Waals en los

compuestos del Iodo; y la relativa facilidad con que se oxida éste [14].

El único isótopo estable del Iodo es el I-127 (53 protones, 74 neutrones). De los 22 isótopos artificiales

(masas entre 117 y 139), el más importante es el I-131. Se utiliza mucho en el trabajo con trazadores

radiactivos y ciertos procedimientos de radioterapia. El Iodo radiactivo I-131, también llamado

radioiodo, es un isótopo radiactivo del Iodo. Este elemento emite radiación cuyo uso principal es el

médico (terapia de Iodo radiactivo posterior a tiroidectomía por cáncer de tiroides) y recientemente en

el diagnóstico y tratamiento del neuroblastoma. El I-131 decae con una vida media de 8,02 días

mediante emisiones beta y gamma. Este nucleído del átomo de Iodo tiene 78 neutrones [14]

Al decaer, el I-131 se transforma en Xe-131 estable y lo hace emitiendo rayos beta (β-)

y gamma (γ).

Cuando lo hace por emisión beta resulta un núcleo estable o metaestable, que si es excitado, decae


rápidamente a otro núcleo más estable emitiendo rayos gamma, en notación nuclear normal puede

representarse como:

(1.1)

El I-131 tiene emisiones beta de energía media (Emáx = 0,61 MeV) y fotones gamma de energía

relativamente alta (364 KeV). El Iodo es el precursor de la T4 (también conocida como tiroxina) y es

captado por las células foliculares de la tiroides, donde se metaboliza. Si el Iodo captado por la tiroides

se encuentra en forma de I-131, la emisión beta tendrá un efecto tóxico directo en la glándula, ya que

el alcance de la partícula es muy corto (aproximadamente 0,5 mm) por lo que se utiliza para matar las

células cancerosas en esta. [15]

1.7 La terapia con I-131

El Iodo radiactivo (específicamente el I-131) se usa normalmente para tratar pacientes con una

glándula tiroides hiperfuncionante (condición conocida como hipertiroidismo). El Iodo radioactivo es

captado por el tejido tiroideo, el cual es dañado por la emisión beta. Esto da como resultado la

reducción de la actividad metabólica de la glándula. La terapia con I-131 funciona muy bien, pero no

existe un acuerdo sobre qué pacientes deberían recibirla y qué dosis se les debería dar. Los

tratamientos alternativos son la cirugía (tiroidectomía subtotal) y la administración de medicamentos,

los que generalmente tienen efectos secundarios. [15]

Existe un consenso general acerca de que el tratamiento con I-131 es ideal para pacientes mayores y de

mediana edad, particularmente para aquellos con un alto riesgo de muerte o una complicación mayor

debido a la cirugía. No existe tanto acuerdo sobre el uso de I-131 en pacientes jóvenes. Esto se debe a

las implicancias teóricas sobre los posibles efectos de la radiación en ellas. Sin embargo, existen datos

que demuestran que la terapia con I-131 para hipertiroidismo es un tratamiento muy seguro a cualquier

edad, y no hay evidencias de un aumento de las tasas de leucemia o cáncer de tiroides en estudios de

seguimiento a largo plazo [16]. Tampoco se ha detectado un incremento en la incidencia de defectos

genéticos de los hijos de las mujeres tratadas. Por esa razón, parece seguro recomendar el tratamiento

con Iodo radiactivo para cualquier grupo de pacientes. Naturalmente, las mujeres embarazadas no

deben someterse a este tratamiento. También debe suspenderse el amamantamiento en el momento de

la terapia.


El objetivo de la terapia con I-131 es reducir la actividad metabólica de la tiroides. Idealmente, la

actividad de la tiroides debería volver a la normalidad y no reducirse por debajo de lo normal,

condición conocida como hipotiroidismo. Sin embargo, no se ha podido probar que pueda evitarse el

hipotiroidismo en muchos pacientes, a pesar de los diferentes enfoques de tratamiento con I-131. [16]

1.7.1 Dosis aplicadas a pacientes en la práctica de rutina de Medicina Nuclear con I-131

Se ha intentado calcular una dosis exacta, basándose en las principales consideraciones sobre:

a. Masa tiroidea

b. Captación de I-131

c. Retención de I-131

d. Radiosensibilidad

Sin embargo, no se ha encontrado un método de cálculo ideal y ninguno probó ser mejor que el uso de

una dosis estándar, tal como 111 – 259 MBq (3 – 7 mCi). Estas dosis pequeñas quizás sean necesarias

repetirlas. [16]

Existe una minoría sustancial de pacientes que se vuelven hipotiroideos luego del primer año de

tratamiento con I-131 y otro grupo que se va volviendo hipotiroideo posteriormente. Esto es

independiente del método usado para calcular la dosis administrada. Algunos clínicos piensan que

sería mejor apuntar al hipotiroidismo en todos los pacientes en un período de tiempo relativamente

corto, para obtener una respuesta predecible y reducir la posibilidad de tener un hipotiroidismo sin

tratar. Esto generalmente se logra con una dosis de 555 MBq (15 mCi). [16]

En resumen, los métodos de administración de dosis varían entre una dosis calculada que se basa en el

tamaño y la captación del I-131 por parte de la glándula, una dosis estándar pequeña (por ej. 111 –

259 MBq) que quizás tenga que repetirse, y una dosis estándar grande (por ej. 555 MBq).

1.8 Calibración Energética del Sistema de detección para la captación tiroidea

La calibración en energía de un analizador multicanal consiste en establecer la constante de

proporcionalidad entre la energía de los radionúclidos empleados en ella y su correspondiente canal del

fotopico, con el objetivo de permitir la posterior identificación de cualquier otro radionúclido a

determinar durante las mediciones. Es esencial que todas las configuraciones y ajustes del sistema se


hagan antes de determinar la calibración de energía y se mantienen hasta que se realice una nueva

calibración. Los cambios pequeños en la configuración de los componentes del sistema pueden tener

efectos directos en la escala de energía. [17]

Deben ser establecidos los parámetros de medición en los diferentes componentes del sistema

espectrométrico, teniendo en cuenta que con ellos pueda ser medido todo el rango energético de interés

(60- 400 KeV). Se recomienda que las fuentes radiactivas a ser usadas en las calibraciones deben estar

disponibles en el laboratorio y entre ellas se encuentren fuentes que posean energías próximas a los

límites de dicho rango. En la práctica diaria se usan para este propósito fuentes de calibración de Am-

241, en la región de las bajas energías y Tc-99m y Ba-133. Los parámetros establecidos en cada

componente del sistema deben ser siempre registrados. [18]

Se recomienda realizar una medición en el sistema conformado para caracterizar el fondo ambiental

natural de la instalación e identificar los radionúclidos que en él se encuentren y colectar el espectro de

las fuentes disponibles en el laboratorio, identificando la posición del canal del vértice del fotopico

para el I-131. [18]

Se calcula la resolución de cada uno de los fotopicos según la expresión:

(1.2)

Donde:

R: resolución expresada en %

FWHM: es el ancho del fotopico a mitad de su altura

Cv: canal del vértice del fotopico.

1.9 Captación tiroidea con I-131 al TOE

Para realizar la captación tiroidea a un TOE se siguen una serie de pasos similares a los de la captación

tiroidea en pacientes, consistente en la preparación de una muestra patrón para calibrar el sistema de

detección y posteriormente medir al TOE.

Para su ejecución es necesario que el personal que lo realice esté capacitado y que conozca la

necesidad del control de calidad y de cumplimentar la periodicidad establecida. Deben estar definidos

los límites de aceptabilidad de los resultados y las acciones a seguir si estos no se cumplen.


1.9.1 Medición de la muestra patrón

Se toma la actividad con la que se va a preparar la muestra y se le coloca una etiqueta para

rotularla.

Se mide la actividad de la muestra y se registra la medida en la hoja de trabajo para captaciones.

Se coloca la muestra sobre papel protector (por ej. papel absorbente) y el contador

perpendicularmente a ella (es decir, frente a ella). Se usa el espaciador para mantener la

distancia correcta de 20 cm desde la superficie del cristal hasta lo que sea que esté contando.

Se adquieren cuentas de I-131 durante 120 segundos y se registran con el tiempo de adquisición,

fecha y hora en la hoja de trabajo para captaciones.

Se adquiere el conteo de fondo (background) durante 900 segundos un mínimo de 5 veces y se

registran las cuentas de fondo en la hoja de trabajo para captaciones.

Se agrega la muestra patrón al frasco que va dentro del simulador de tiroides. Si se usa una

cápsula de Iodo, entonces se agrega cuidadosamente agua caliente en el recipiente para disolver

la cápsula.

7 Se usa el activímetro para la medición de la muestra y se registran las cuentas en la hoja de

trabajo para captaciones.

Se coloca el recipiente estándar en el simulador de tiroides y se procede a detectar los números

de cuentas, utilizando para ello en este trabajo una Cámara Gamma. Se calcula la eficiencia

energética para la cámara con las velocidades de conteos y se registran los datos en la hoja de

trabajo para captaciones.

1.9.2 Procedimiento con respecto al TOE

Es condición indispensable para medir al TOE que éste no posea contaminación externa, debiéndose

retirar las batas de trabajo y lavarse con agua y jabón las zonas del cuerpo que no se protegen durante

el trabajo, además hay que tener en cuenta que si la medición ejecutada es parte de un control de rutina

al TOE, deben ser verificado los resultados de la medición anterior en los registros del Laboratorio,

para que en caso necesario calcular la corrección al valor de la actividad medida determinado

anteriormente.[16]


Se coloca al trabajador en posición supina sobre la camilla con el cuello extendido bajo la cámara, si

es un colimador de orificios paralelos, se coloca el colimador cerca del cuello extendido del TOE, con

el cartílago tiroideo cerca de la parte superior del campo y la horquilla esternal en la parte inferior del

campo visual con la tiroides centrada en el mismo [17] como se muestra en la figura 1.7.

Figura 1.7: Campo de visión de la tiroides

Se realiza una adquisición por computadora que puede tener diferentes configuraciones, todas las

realizadas en este trabajo tuvieron un tiempo de adquisición de 900 segundos con una matriz de

64 x 64 píxeles y una ventana de adquisición de 350 KeV con un ancho de 20%. Obteniéndose

una imagen.

Cuando se hayan tomado todas las medidas de precaución para que el TOE no tenga

contaminación externa, se ubica el contador frente al cuello, entre el cartílago de la tiroides y la

horquilla esternal. Se coloca al trabajador en posición supina (acostado sobre su espalda) sobre

la camilla con el cuello extendido de igual modo que si se fuera a realizar la captación en un

paciente [16], como se muestra en la figura 1.8 continuación:


Figura 1.8: Posición con un colimador de agujeros paralelos.

Se adquieren cuentas durante 900 segundos y se registran junto con la hora de adquisición en

la hoja de trabajo.

Se coloca el contador sobre el muslo para realizar una medida de “fondo” corporal. El

espaciador debe estar perpendicular al muslo con la barra centrada 5 cm sobre la rodilla. Esta

parte del muslo debería ser de igual tamaño que el cuello del paciente y de densidad similar.

Se adquieren cuentas durante 900 segundos y se registran las cuentas de las medidas en la

hoja de trabajo.

Se calcula la actividad presente en tiroides con las velocidades de conteo en el cuerpo,

teniendo en cuenta el factor de eficiencia energética antes calculado con el simulador de

tiroides

1.9.3 Procesamiento de los datos

Se utilizan las siguientes expresiones para calcular la captación tiroidea [16]:

])(

[ vacíajeringa -patrón mustracon jeringa

fondo - fantoma del recipiente (FC)n calibració deFactor

CiMBq

cuentas

(1.3)

FC = % de captación de I-131 (1.4)

= 100CF

1

vacía)jeringa -patrón mustracon (jeringa

) muslo elen cuentas - cuello elen (cuentas

= % de captación a las 2 o 24 horas


1.10 Análisis por computadora

1) Al finalizar la adquisición se presenta la imagen de tiroides y se traza una región de interés (ROI)

alrededor de la glándula que incluya sólo el tejido tiroideo.

2) Se trazan dos regiones de fondo a cada lado de la glándula tiroides y se anota tanto las medidas del

ROI como las cuentas. Como alternativa el fondo también se puede estimar por medio de una imagen

de muslo.

1.10.1 Normalización de regiones de interés (ROI)

Al utilizar ROI para medidas de cuentas se necesita considerar algunos de los métodos de corrección

de fondo. Por ejemplo: se traza una ROI de 100 píxeles para definir la tiroides (1.000 cuentas) y el

fondo se estima a partir de una región cercana de 10 píxeles (10 cuentas). El fondo en este ejemplo es

10 cuentas en 10 píxeles, pero entonces serían 100 cuentas por 100 píxeles. Por lo tanto, las cuentas

corregidas por actividad de fondo serían 1.000 – 100 = 900 cuentas [18].

Las cuentas de fondo debieron normalizarse por el tamaño de ROI.

Esto puede expresarse así:

(Cuentas de fondo / píxel) x (número de píxeles en ROI de la tiroides)

1.11 Interpretación de los resultados en TOE

Es importante que el laboratorio determine su propio rango de lo que se considera como valores

normales para la captación tiroidea.

• La ingesta de Iodo en la dieta tiene un efecto importante sobre la captación tiroidea del paciente.

Cuanto mayor sea la cantidad de Iodo en la dieta de una persona, menor será su captación tiroidea,

debido a que hay menor cantidad de lugares de fijación para absorber el Iodo radioactivo, lo que

provoca un resultado de captación bajo. En este caso, la baja captación no se debe al mal

funcionamiento de la tiroides.

• Para el caso de los TOE los niveles de captación deben estar por el orden de la actividad mínima

detectable, si se toman las medidas de protección radiológicas establecidas en el área laboral, de lo

contrario, el trabajador podría estar bajo la acción de radiación que no está dentro de los límites

permisibles legales que establece el CPHR.


1.12 Imágenes de tiroides en Medicina Nuclear

Las imágenes deben incluir desde la boca hasta la horquilla esternal. El uso de marcas anatómicas para

ubicar áreas como la horquilla esternal (HE) y las vistas laterales son útiles para investigar tiroides

lingual (ubicada en la boca). Para obtener un estudio con una buena evaluación general de la glándula

se sugieren 4 vistas [16], Figura 1.10.

1) Vista anterior con marcadores sobre el cartílago tiroides y horquilla esternal.

2) Vista anterior.

3) Oblicua anterior derecha (OAD). Esta vista puede tomarse rotando la cámara 45 grados, y si no es

posible, rotando la cabeza del paciente.

4) La vista oblicua anterior izquierda (OAI) puede hacerse usando el mismo método que para una vista

OAD.

Figura 1.10: Estudio de tiroides estándar de 4 vistas incluyendo imagen con marca de referencia

1.13 Seguridad Radiológica

El material radioactivo debe ser manipulado con precaución dado que la exposición a la radiación

puede incrementar el riesgo de cáncer y tener otros efectos perjudiciales. Dentro del laboratorio de

Medicina Nuclear, el personal se verá expuesto a radiación proveniente de radiofármacos, pacientes,

fuentes de calibración y desechos radioactivos. La exposición del personal no debe exceder los límites

para TOE establecidos legalmente (20 mSv) [19]. Además, la exposición del personal debería ser tan

baja como sea posible (“As Low As Reasonable Achievable”). Esto constituye el principio ALARA.


El personal, dentro de una práctica de Medicina Nuclear bien dirigida que adopte este principio

seriamente, sólo estará expuesto a una pequeña fracción del límite legal. Para alcanzar este objetivo se

necesita de equipos, sistemas, procedimientos, personal y normas que de manera paulatina siempre

mejoren su calidad, cabe resaltar que la buena comunicación y entendimiento entre autoridades es

fundamental para esta tarea. [19]

Para reducir la exposición externa a la radiación (proveniente de fuentes externas al cuerpo) se debe

seguir tres reglas fundamentales; el uso de Blindaje, Distancia y Tiempo.

BLINDAJE de la fuente lo mejor posible.

La mayor DISTANCIA posible de la fuente.

El menor TIEMPO posible cerca de la fuente.

Para evitar la exposición a la radiación interna (proveniente de fuentes de radiación sobre o dentro del

cuerpo) la regla a seguir es el Control de Contaminación. Esto es muy similar a evitar el contacto

con productos químicos peligrosos o material biológico infectante.

REDUCIR la cantidad de radioactividad que necesita usar.

CONTENER la fuente dentro del lugar que le corresponde.

PROTEGERSE en caso de algún escape de radioactividad.

El personal que trabaja en Medicina Nuclear siempre estará expuesto a algún tipo de radiación. La

mejor manera de reducir la exposición a la radiación dependerá de la fuente. Algunas fuentes de

Medicina Nuclear están selladas, lo que significa que la radioactividad no puede escapar del

contenedor. La fuente sellada utilizada de I-131 y otros radionúclidos se usan para controlar los

instrumentos, el activímetro y la Cámara Gamma. Las fuentes selladas sólo pueden causar exposición

externa. [19]

Un radiofármaco es una fuente de radioactividad no sellada debido a que fue concebido para extraerse

de su contenedor y ser administrado a un paciente. El paciente entonces se vuelve también un tipo de

fuente no sellada y una fuente más difícil de controlar. Cualquier material de desecho que haya estado

en contacto con radioactividad (jeringas, viales, paños, guantes, etc. y posiblemente las sábanas o ropa

de cama si se mojó con la orina del paciente) debe también considerarse como una fuente no sellada. Si

el material radioactivo de una fuente no sellada no se mantiene en su contenedor, podría entrar en


contacto con el cuerpo y causar una exposición interna. La radioactividad puede absorberse (si se la

inhala, se ingiere o absorbe a través de la piel sana o herida) o puede permanecer en la superficie de la

piel. Las fuentes no selladas pueden, por lo tanto, causar tanto exposición interna como externa. [19]

Finalmente, es importante evitar la contaminación de equipos tales como colimadores, activímetros y

contadores de pulsos y asegurarse de que no existe contaminación en el paciente que está siendo

estudiado. Todas estas fuentes de contaminación pueden fácilmente dar lugar a errores importantes en

la interpretación de los estudios. [18]

La mejora de la Medicina Nuclear también va de la mano con el avance en el diseño de las

instalaciones que necesitan además de superficies lisas, esquinas redondeadas, tarja con llaves de

infrarrojo, campana de extracción entre otros aspectos, drenajes adecuados con trampas y tanques para

el decaimiento de los radioisótopos, tiros para la descarga de gases al ambiente, sitios para el almacén

de desechos radiactivos y porque no hasta la incineración de estos, lo que redundaría en una mejora en

cuanto a la reducción del impacto ambiental [18]. Es importante también tener conocimiento de las

unidades con que se mide la radiación para comprender la medida a la que se está expuesto.

1.13.1 Control de la contaminación en el lugar de trabajo

En el caso de los radionúclidos de vida media corta como el I-131, se debe realizar el monitoreo al

finalizar cada día de trabajo. Toda contaminación debe limpiarse completamente de forma inmediata y

la que persista, luego de varias limpiezas, debe cubrirse con una hoja plástica y marcarse con la fecha,

radionúclido y nivel de contaminación (cps o µSv/h). Se requieren blindajes de acrílico (para rayos

beta) y de plomo (para rayos gamma) mientras ocurre el decaimiento radioactivo. Los equipos,

incluyendo la misma Cámara Gamma, el activímetro y el contador de pulsos podrían contaminarse. En

el caso de la Cámara Gamma, se debe controlar la actividad de fondo todos los días con el colimador

colocado. En el caso del calibrador de dosis, se controla la lectura de fondo. Si está alta debe quitarse

el revestimiento de la cámara y medir nuevamente. De esta forma se sabrá si la lectura alta se debe a

contaminación del revestimiento interno o a otras fuentes cercanas a la cámara. [20]

Cada vez que se utilice el contador de pulsos, siempre se debe colectar una serie de muestras en el

siguiente orden:

i) fondo

ii) fuente de referencia


iii) muestras

iv) simulador

iv) fondo.

Al utilizar esta secuencia, se podrá observar a través del conteo de fondo si el contador estaba

contaminado al principio o si se contaminó durante las medidas. También se puede observar a través

del conteo estándar si la sensibilidad del instrumento varió, ya sea durante su uso o desde la última vez

que se lo utilizó. Todas las cuentas de fondo o de referencia deben anotarse en un libro de registro

para facilitar la identificación de variaciones y cambios a largo plazo [20].

1.13.2 Situaciones de emergencia

Se puede producir algún derrame de líquido radioactivo en un lugar de trabajo de Medicina Nuclear.

En caso de derrame es importante actuar rápidamente y evitar que siga diseminándose.

En los casos de derrame de I-131 en que el Iodo líquido se maneja en grandes cantidades, por ejemplo

durante procedimientos de yodación o tratamiento de enfermedades de la tiroides, cualquier derrame es

potencialmente peligroso. Existe riesgo de que el I-131 se disperse en el aire a medida que el derrame

se evapora. Si utiliza I-131 líquido, se debe tener lista una solución alcalina de Tiosulfato de Sodio o

Bisulfito de Sodio para verter sobre cualquier derrame y disminuir la emisión de vapores de Iodo.

Existe también riesgo de absorción de Iodo por contaminación de la piel y por inhalación de vapores

de Iodo. Una buena medida es tener a mano una provisión de Iodo estable. La farmacia del hospital

debe suministrar una botella de solución yodada o tabletas de Ioduro de Potasio en caso de

emergencia. Una dosis de 100-200 mg de Iodo estable tomada oralmente puede bloquear la captación

de Iodo radioactivo por la tiroides. Debe tomarse sólo por prescripción del médico nuclear. Si no hay

solución yodada o Ioduro de Potasio, la tiroides puede bloquearse mediante abundante frotamiento de

la piel con 20 ml de un desinfectante cutáneo a base de Iodo. [21]

Los siguientes métodos de descontaminación son adecuados y rápidos:

En ojos: Irrigar suavemente durante 5 minutos preferentemente con solución salina estéril para evitar

la irritación de la conjuntiva.

En piel: Lavar suavemente con jabón y agua fría, no frote la piel ya que removerá los aceites naturales

y provocará escoriaciones en la piel y la volverá permeable a la contaminación superficial. Utilizar

solamente agua sobre las membranas mucosas de la nariz y la boca. Evitar la diseminación de la


contaminación superficial, especialmente hacia la nariz, la boca y los ojos. Si la contaminación

persiste, se debe humedecer un poco la piel con una crema emoliente cutánea y cubrirla con una

película plástica o guantes descartables durante una hora, luego descubrirla y lavarla nuevamente.

En el cabello: Lavar completamente con un champú usando guantes descartables.

En uñas: Frotar con un cepillo de uñas suave, agua tibia y jabón. Cortar las uñas largas.

La actividad incorporada: Luego de la absorción, ingestión o inhalación de radionúclidos, es posible

acelerar la excreción, por ejemplo, por medio de agentes bloqueadores, agentes quelatos o hidratación,

pero es muy raro y se necesita del consejo de un especialista.

Los pacientes que están siendo tratados con grandes cantidades de radioactividad, fuentes selladas tales

como I-131 y otros radionúclidos, siempre deberían identificarse claramente al comenzar el

tratamiento. Generalmente se coloca una nota de aviso PRECAUCIÓN RADIACIÓN en la puerta de

la habitación del paciente o al pie de la cama. Obviamente, debe incluirse en la ficha médica del

paciente. A veces, el paciente puede usar una banda especial en la muñeca para ser identificado como

un potencial riesgo de radiación. La cantidad de radiación proveniente de los pacientes de terapia con

radionúclidos no es un impedimento para los procedimientos de emergencia habituales. Por ejemplo,

trabajar durante 30 minutos a 0,5 m de un paciente que recibió alta actividad de Iodo-131 provoca a los

miembros del personal una menor exposición que un típico procedimiento diagnóstico de Radiología o

de Medicina Nuclear [22].

1.14 Avances en el tema en Latinoamérica

En la aplicación actual de la Medicina Nuclear están interrelacionados varios actores que tienen por

objetivo que la dosis a los trabajadores y el público sea tan baja como razonablemente pueda lograrse.

Ejemplo de esto son la implementación en el marco del Proyecto ARCAL C7-RLA-9.049-001 en

Uruguay [23], de un plan piloto para el monitoreo interno de personal ocupacionalmente expuesto a las

radiaciones ionizantes. Para ello se seleccionó un grupo de trabajadores del área de Medicina Nuclear

y se calibró un aparato de captación tiroidea con detector de NaI (Tl) de 3x3”. Este plan se ha

instrumentado desde abril de 2004. Sin embargo ante la necesidad de tener un método alternativo de

medidas en caso de problemas de funcionamiento del equipo antes mencionado se decidió validar un

método de mediciones utilizando gamma cámaras y colimadores adecuados para cada radionúclido

monitoreado. [23]


También en el año 2006, miembros del grupo de Física Radiológica de la Universidad Nacional en

Medellín, realizaron un programa piloto de dosimetría interna en los centros de Medicina Nuclear del

Hospital San Vicente de Paúl y de la Clínica las Américas en la capital antioqueña. Allí, se hicieron

medidas de las dosis y de la cantidad de Iodo en las personas expuestas como parte de su trabajo

diario. Se obtuvo que efectivamente en la orina de esas personas se encuentra I-131, en una cantidad

dentro de los parámetros aceptables, y establecido por la Comisión Internacional de Protección

Radiológica. Esto significa contaminación dentro de los límites normales por su ocupación en

Medicina Nuclear; sin embargo, es necesario hacer controles y por eso es preciso montar en estos

centros un programa de monitoreo de la contaminación interna como parte de la Vigilancia

Radiológica [24].

Tanto organizaciones internacionales como nacionales han establecido criterios y normas para facilitar

y estandarizar el Control y Garantía de la Calidad en Medicina Nuclear. En Cuba, como resultado de

un Proyecto Ramal Nuclear, se ha elaborado el Protocolo Nacional para el Control de Calidad de la

Instrumentación en Medicina Nuclear, que sirve de base para la creación e implementación de los

Programas de Control de Calidad; así como la realización de las Auditorias de Calidad a todos los

servicios del país [25].

El presente trabajo propone la implementación de un Procedimiento para el Control de Contaminación

interna en TOE para el I-131 en el Departamento de Medicina Nuclear del Hospital Universitario

``Celestino Hernández Robau´´ de la provincia de Villa Clara, para evaluar las dosis recibidas por el

personal que incorpora este material radiactivo y que está en contacto directo con él.

1.15 Conclusiones del Capítulo

La Medicina Nuclear es una técnica que involucra procedimientos diagnósticos y terapéuticos muy

complejos que deben estar sujetos a procedimientos estrictos de control.

El diagnóstico y terapia con I-131 es muy utilizado en la actualidad para diversas patologías tiroideas

por lo que resulta importante llevar a cabo el control de una posible contaminación interna con esta

sustancia para los TOE.

El Control de la Contaminación interna con I-131 debe formar parte indisoluble del Sistema de

Seguridad Radiológica de un Departamento de Medicina Nuclear y formar parte de su Control de

Calidad rutinario.

CAPÍTULO 2. MATERIALES Y METODOS 28

CAPÍTULO 2. MATERIALES Y MÉTODOS

2.1 Introducción

En este capítulo se describen los materiales y métodos utilizados para realizar el control de

contaminación interna que se implementó en el Departamento de Medicina Nuclear de Hospital

Universitario ``Celestino Hernández Robau´´ así como la técnica operatoria para lograr este propósito,

siguiendo el Procedimiento recomendado por el CPHR [26]. Se explican aspectos fundamentales sobre

cómo se realizó el control de calidad y características de su reporte.

2.2 Materiales

2.2.1 Solución de I-131

Los materiales utilizados para preparar la solución de referencia fueron:

o Matraz aforado

o Micropipeta

o Pipeta

o Beaker

o Frasco lavador

o Agitador de vidrio

o Guantes

o Bandejas plásticas

o Papel absorbente

o Campana radioquímica

o Selladora

o Balanza analítica


o Agua destilada

o HCl

o Portadores

o Materiales tejido-equivalentes

o Tabla de decaimiento radiactivo de I-131.

La solución de referencia, figura 2.1, se preparó en el local de la entidad destinado a la preparación de

las dosis que se suministran a los pacientes, bajo la campana radioquímica y sobre una bandeja

cubierta con papel absorbente. El volumen de la solución de referencia fue de 20 ml (volumen de la

tiroides del hombre dosimétrico de referencia) [17]. La disolución fue realizada en una solución de 200

ml de agua destilada, a la que previamente se le añadió Ioduro de Sodio radioactivo (NaI-131) en una

concentración de 10^-3 moles. Se añadió el Iodo empleando micropipetas y al concluir este

procedimiento se cerró herméticamente el recipiente y se procedió a su homogenización, durante una

hora, utilizando un agitador magnético. De la solución así preparada se tomó la parte necesaria para

rellenar el frasco que simula la tiroides. La actividad contenida en dicho frasco se consideró como la

actividad del patrón.

Figura 2.1: Solución de referencia de I-131

2.2.2 Activímetro

Se utilizó en este trabajo un Activímetro PTW Curimentor 3 calibrado por CENTIS según la norma

IEC [27]. Una foto de este equipo se presenta en la figura 2.2. La solución de referencia fue medida en


este equipo, previo a su colocación en el simulador de tiroides y la actividad medida se consideró la

actividad del patrón.

Figura 2.2: Activímetro

2.2.3 Simulador de Tiroides

El Simulador de tiroides IAEA/ANSI [18], mostrado en la figura 2.3 fue el usado para la calibración

energética de la Cámara Gamma, tiene un vial que representa la tiroides, el cual contiene una fuente

líquida estándar de 20 ml.

Figura 2.3: Simulador de tiroides IAEA/ANSI.

2.2.4 Cámara Gamma

La Cámara Gamma empleada en este trabajo es una cámara digital monocabezal Sopha, modelo 1000

circular DSX (Francia); la cual se utilizó para detectar la actividad del simulador de tiroides con la

muestra patrón y el fondo del local, y posteriormente para medir a los Trabajadores Ocupacionalmente

Expuestos. El detector es un cristal de 0.43 m de diámetro con 61 tubos multiplicadores acoplados a


través de una guía de luz. Se utilizó un colimador HRBE8-140 de huecos paralelos de propósitos

generales. La Cámara Gamma estuvo acoplada a un sistema procesador de datos Sopha. Las imágenes

se visualizaron en un monitor de alta resolución 512 x 512 píxeles con 256 niveles de color. La matriz

de adquisición escogida en todas las mediciones a los trabajadores fue de 64 x 64 píxeles. La ventana

energética fue centrada en 350 KeV ± 10 %. En la figura 2.4 se muestra una foto que permite apreciar

las características del sistema de adquisición.

Figura 2.4: Sistema de adquisición de la Cámara Gamma.

2.3 Método

El método consiste en la detección de la posible contaminación interna por I-131 en el Personal

Ocupacionalmente Expuesto del Departamento de Medicina Nuclear del Hospital Universitario

``Celestino Hernández Robau´´, a través de las mediciones de la radiación gamma emitida por este

radionúclido en la tiroides. Para ello, se hizo una calibración de eficiencia del sistema de detección con

la solución de referencia y se calculó la actividad mínima detectable para expresar en función de esta

los resultados de las mediciones realizadas a los TOE.

2.3.1 Especificaciones de los parámetros a controlar

Lectura del fondo: Permite revelar la existencia de contaminación radiactiva del detector o

medidor, presencia cercana de fuentes radiactivas o necesidad de mejorar el blindaje. Esta prueba

permite detectar cualquier variación de dichos parámetro en la instalación [18]. Una medición del

fondo ambiental se realizó antes de dar inicio a una sección de mediciones de contaminación interna

con una fuente puntual de I-131, figura 2.5, en los TOE.


Figura 2.5: Fuente puntual de I-131

Para la realización de esta prueba se definió una región del espectro, centrada en 350 KeV con un

ancho de ventana de un 20%. Se colectó el espectro de fondo asentando en el registro (Registro del

control de calidad) los siguientes datos:

-Región de interés seleccionada (ROI) [centro del pico energético y ancho de ventana en por ciento].

-Velocidad de conteos del fondo

Estabilidad: Esta prueba se realizó con la misma fuente radiactiva de I-131 disponible en el

laboratorio, no la fuente patrón. La prueba consiste en verificar que la posición del canal del vértice del

fotopico del radionúclido medido se corresponda con la posición fijada durante la calibración en

energías. En este procedimiento se puede verificar periódicamente también la resolución energética

del sistema de detección [18].

Se colocó la fuente radiactiva en la posición de la medición y se colectó el espectro durante 100

segundos en un ROI de 314 píxeles asentándose en el registro de control de calidad los siguientes

datos:

-Velocidad de conteo de la fuente (cps).

-Resolución en el fotopico (en %).

Se realizó la calibración energética para caracterizar el fondo ambiental natural de la instalación e

identificar los radionúclidos que en él se encontraban y se colectó el espectro de1 I-131, fuente

disponible en el laboratorio, identificando el fotopico y la posición del canal central, para este


radionúclido. La resolución de este fotopico se calculó según la expresión 1.2 y la ROI más aceptable

fue de 314 píxeles.

La frecuencia de realización de del control de calidad, los límites de tolerancia (LT) establecidos, así

como la medida correctora a tomar para cada prueba se presentan en la Tabla 2.1.

Debe analizarse con frecuencia mensual los resultados del control de calidad, realizando para cada

prueba con una frecuencia diaria un gráfico del comportamiento en el tiempo [17].

Tabla 2.1. Parámetros establecidos para el control de calidad.

Pruebas Periodicidad Límite de

Tolerancia

(LT)

Medida correctora al sobrepasar el

Límite de Medición

Lectura del

fondo

Antes de hacer

cada medición

a los TOE

± 20% del valor

medio estándar

1. Revisión del laboratorio para determinar

la presencia de alguna fuente radiactiva o

contaminación del detector

2. Revisión de la instalación de los sistemas

de medición y la electrónica asociada

Estabilidad

de la

respuesta

Antes de hacer

cada medición

a los TOE

± 2% del valor

medio estándar

1. Revisión de la instalación de los sistemas

de medición y la electrónica asociada

2.4 Calibración de eficiencia con la solución de referencia

El objetivo de esta calibración es calcular la eficiencia de detección del sistema de medición. Para ello

contamos con un simulador de tiroides IAEA/ANSI, el cual permite reproducir anatómicamente la

región del cuello donde se encuentran situadas la tiroides, en las cuales se aloja el Iodo radiactivo [18].

Este simulador posee un orificio en la posición que ocupa la glándula tiroides en el cual se introdujo el

recipiente con la solución de referencia. Las mediciones que se realizaron para la calibración se

hicieron en una geometría de forma tal que pudo ser reproducida cuando se midió al TOE para lograr

disminuir la aparición de errores sistemáticos en el proceso.


Antes de proceder a calibrar el sistema fue importante verificar que parámetros como alto voltaje,

discriminadores, fondo y estabilidad, para la medición de I-131, fueran establecidos correctamente y

que se contaba con el menor fondo posible, garantizando la ausencia de otras fuentes radiactivas en el

local de la medición.

2.4.1 Técnica operatoria

1) El simulador sin la solución patrón se colocó lo más cerca posible del colimador del cabezal de

detección. En esta geometría se determinó el número de conteos que corresponde al fondo del

simulador (Nf), que en nuestro caso fue igual al fondo del local. La medición fue realizada 5 veces con

un tiempo de conteo de 900 segundos cada vez y se analizó en 3 valores de ROI (314 píxeles, 613

píxeles y 657 píxeles) seleccionadas empíricamente según el criterio práctico de los especialistas del

departamento.

2) La solución patrón se colocó en el simulador y en la misma geometría utilizada en el paso anterior

se procedió a medir el número de conteos correspondiente a la actividad del patrón (Np) 5 veces, de

forma tal que las cuentas del patrón superaran de uno a tres veces las cuentas del fondo. Con estos

resultados se calculó la velocidad de conteo del patrón y del fondo en cada ROI según:

Donde:

Vp, Vf: valores de las velocidades de conteo del patrón y del fondo respectivamente.

Nf, Np: representan el valor medio de los conteos del fondo y del patrón respectivamente

tp, tf : tiempo de medición de la muestra patrón y del fondo respectivamente

m: número de mediciones realizadas (m ≥ 5)

3) Con estos valores de velocidad de conteos se calculó la eficiencia de detección del sistema a

través de la siguiente expresión para las 3 ROI:


(2.3)

Donde:

η: es la eficiencia de detección

A: actividad de la solución de referencia (Bq)

Y: fracción de emisión (para I-131, Y = 0.8) [20]

Se debe comprobar que el valor para las diferentes ROI sea aproximadamente constante.

2.5 Determinación de la Actividad Mínima Detectable (AMD)

La AMD valora la capacidad del equipo de detección para discernir entre los conteos correspondientes

a una persona contaminada y una no contaminada. Se calculó la AMD del sistema de detección para la

geometría de conteo descrita para este radionúclido de acuerdo con la expresión:

(2.4)

Siendo:

(2.5)

Donde:

η: eficiencia de detección

F: conteos del fondo

δf : error del fondo

tf : tiempo de medición del fondo

T: tiempo de medición

+ ;


2.6 Medición de los TOE y determinación de la actividad medida

La medición de Iodo en tiroides se basó en la detección de la posible contaminación interna por I-131

en los TOE, a través de la medición de la radiación gamma emitida por este, en tiroides, utilizando

como detector la Cámara Gamma.

Se verificó, antes de comenzar las mediciones, que para el sistema de medición se cumplieran los

parámetros recomendados en el Procedimiento del CPHR para las Pruebas de Control de calidad de:

control del fondo y control de la estabilidad; así como el rango energético de 350 KeV con ancho de

ventana de 20% y una ROI de 314 píxeles [17]. Además se comprobó la no existencia de fuentes

radiactivas en el local de medición, ni presencia de pacientes a los que se les haya suministrado alguna

dosis de I-131.

Para medir al TOE se previó que éste no tuviera contaminación externa, debiéndose retirar las batas de

trabajo y lavarse con agua y jabón las zonas del cuerpo que no se protegen durante el trabajo.

Se inició la medición de la persona con la colección del espectro y la selección de la ROI del fotopico

para el I-131 correspondiente a dicho radionúclido, determinada en la calibración energética. Al

concluir el tiempo establecido de 900 segundos para la medición, se determinó el número total de

conteos y la velocidad de conteo.

El trabajador se colocó de forma tal que el detector estuvo lo más cerca posible del cuello, sobre la

zona que ocupa la glándula tiroides, es decir entre las clavículas y la nuez de Adán. En esta posición se

midió el número de conteos de la tiroides (Nt) para un tiempo de medición (Tt) de 900 segundos y se

determinó la velocidad de conteos de la tiroides (VT).

Para medir el fondo se colocó el detector en el muslo, 10 cm por encima de la rodilla, lo cual permite

considerar la contribución de otros radionúclidos presentes en el organismo. En esta posición se midió

el número de conteos del fondo corporal (Nf) para un tiempo de medición (Tf) de 900 segundos [19],

y se determinó la cantidad de conteos del fondo corporal (Vf).

La actividad medida quedó determinada por:

(2.6)


Donde:

VT, Vf: velocidad de conteos de la tiroides y el fondo respectivamente.

η: es la eficiencia de registro del sistema.

Y: fracción de emisión (para I-131; Y = 0.8)

La actividad medida para el control que se reportó es la Actividad medida corregida, para la cual se

verificaron los resultados de mediciones anteriores en los Registros del Laboratorio, para, en caso

necesario, calcular la corrección al valor de la actividad medida determinado anteriormente, haciendo

uso de las siguientes ecuaciones:

(2.7)

(2.8)

Donde:

AmedT1: actividad residual en tiroides para el día en que se efectúa el control (Bq)

AmdeT0: actividad medida en tiroides en el control anterior (Bq)

T: tiempo transcurrido entre los dos controles

Te: tiempo de vida media efectivo para el radionúclido en cuestión (para I-131; Te = 8.02 días)

La actividad presente en tiroides corregida se comparó con las actividades que se corresponden con los

niveles de registro e investigación. Cuando en el ensayo no ha sido posible detectar la actividad

presente en la persona, se indica la AMD del método de ensayo.

2.7 Expresión de los resultados

El resultado final de la actividad del I-131 presente en tiroides se puede expresó de la siguiente forma:

Caso a): A > AMD, para un 95% de confianza.

Caso b): A < AMD (Bq).


Los valores de la actividad medida, así como el resto de los datos correspondiente asociada a la

medición fueron registrados. Para la veracidad y exactitud de los resultados es fundamental mantener

las mismas condiciones durante las mediciones del patrón y los individuos, especialmente la geometría

y los parámetros de medición. Las desviaciones de esta igualdad originan errores que pueden estropear

el resultado verdadero de la medición.

El valor resultante de la medición en la tiroides se comparó con el valor establecido en el documento

NC 69-01-81 del Sistema Nacional de Protección Radiológica Reglas Básicas de Seguridad. El

Contenido Permisible de I-131 en Tiroides es de 2,59 KBq (0.07 µCi) [17].

2.8 Registro del control de la contaminación interna por I-131

El objetivo del registro consiste en conservar toda la información de las mediciones realizadas para

poder determinar la dosis equivalente efectiva comprometida que le ha provocado al trabajador una

incorporación de este radionúclido.

Para llevar correctamente el control de la contaminación interna al TOE se habilitó un Registro que

debe ser llenado al ejecutar cada medición. Una copia de estos debe ser enviada al CPHR.

2.9 Conclusiones del capítulo.

El Departamento de Medicina Nuclear del Hospital Universitario ``Celestino Hernández Robau´´

cuanta con todos los medios para la realización de las medidas de control de contaminación interna

antes expuestas, haciendo modificaciones en el Procedimiento recomendado por el CPHR,

adecuándolo al equipamiento con que cuenta el hospital. Fue posible llevar acabo mediciones en los

trabajadores que están expuestos al I-131 a través del método propuesto por este trabajo durante los

primeros 5 meses del año en curso, demostrando la efectividad del mismo.

CAPÍTULO 3. RESULTADOS Y DISCUSIÓN 39

CAPÍTULO 3. RESULTADOS

3.1 Resultados de los parámetros de calidad comprobados antes de efectuar las mediciones

La lectura del fondo del local sin maniquí y sus respectivas velocidades de conteo se muestra en la

Tabla 3.1 para diferentes ROI.

Tabla 3.1: Valores de conteos y velocidad de conteos del fondo.

En la medición de estabilidad del sistema con la fuente puntual de I-131 se obtuvo la posición del

canal del vértice del fotopico para medir la muestra patrón de I-131, como se muestra en la figura 3.1.

Así el pico de la muestra patrón tuvo correspondencia con la posición fijada durante la calibración en

energía.

ROI

(píxeles)

Conteos Velocidad de conteos

314 2494 2.77

613 2490 2.77

657 2510 2.79


Figura 3.1: Espectro colectado con la cámara gamma con una fuente puntual de I-131

El ancho de ventana fue de 350 KeV, la resolución energética 11.29 % y la velocidad de conteos para

un tiempo de 100 segundos en un ROI de 314 píxeles, 24.94 cps.

La calibración energética muestra buena exactitud y precisión del sistema para medir la solución de

referencia de la muestra patrón. Por tal motivo procedemos a medir y reportar resultados para posible

contaminación interna con I-131 según las modificaciones realizadas al Procedimiento recomendado

por el CPHR, para adaptarlo al equipamiento existente en el Departamento de Medicina Nuclear del

Hospital Universitario ``Celestino Hernández Robau´´.


3.2 Resultados de la medición de la actividad de la muestra patrón de I-131 con el activímetro

La figura 3.2 muestra el decaimiento de la muestra patrón al realizar las mediciones en las 3 ROI

seleccionadas, magnitud necesaria para el cálculo de la eficiencia de detección.

530.4

530.03

529.928

529.6

529.7

529.8

529.9

530

530.1

530.2

530.3

530.4

530.5

1ra Medición 2da Medición 3ra Medición

Actividad de la Muestra Patrón.

Actividad de la Muestra Patrón.

Figura 3.2: Valor de la actividad de la muestra patrón en 3 ROI.

De la figura anterior se debe señalar que el tiempo fijo empleado en medir en cada ROI influyó en el

valor de la actividad de la muestra patrón medida, dado el decaimiento radiactivo continuo que

experimenta esta durante las mediciones. En este caso, se emplearon 2 horas y media para tomar los

conteos del fondo y de la muestra patrón en cada ROI y luego 120 segundos para medir con el

activímetro la actividad remanente de la muestra. Este decaimiento, sin embargo, no influyó en los

resultados del cálculo de la eficiencia de detección ya que esta depende tanto de la actividad que

disminuye como de las velocidades de conteo que también lo hacen, pero estas se compensan de

acuerdo con el tamaño de la ROI que aumentó en cada caso.

3.3 Determinación de la eficiencia de detección del sistema y de la AMD para las diferentes

ROI

Las siguientes tablas muestran las mediciones del número de conteos del simulador de tiroides con la

solución patrón y sin ella, para medir el fondo, así como las medias de los conteos para calcular la

Act. [Bq]


velocidad de conteos variando las ROI, calcular la eficiencia de detección y la AMD en cada caso con

las ecuaciones 2.3 y 2.4, con un colimador de huecos paralelos, de alta Resolución para bajas energías.

Tabla 3.2: Valores medidos del número de conteos del fondo y la muestra patrón para una ROI de

314 píxeles

Eficiencia de detección η = 0.097%

Actividad de la muestra patrón: 530.4 Bq

AMD: 382 Bq

Hora de inicio de la medición: 7:20:00

Fecha: 05/01/2012

No. Np (conteos) Nf (conteos)

1 2490 2130

2 2487 2120

3 2500 2127

4 2498 2128

5 2495 2115

Media. 2494 2124

Vp y Vf (cps) 2.77 2.36



613 píxeles



AMD: 382 Bq


Fecha: 05/01/2012


1 4850 4490

2 4861 4496

3 4848 4485

4 4852 4488

5 4869 4496

Media. 4856 4491

Vp y Vf 5.40 4.99



657 píxeles



AMD: 382Bq


Fecha: 05/01/2012

Se aprecia que tanto la eficiencia de detección del sistema como la AMD de I-131 que el sistema

detecta muestran buena estabilidad al variar los tamaños de la ROI, por lo que decidimos tomar el

valor de 314 píxeles (el menor) para realizar las mediciones en TOE, dado el pequeño tamaño de la

glándula tiroides. Este es el tamaño más parecido de la glándula en la anatomía humana.

En cuanto a la AMD para I-131 el detector de la cámara midió durante 900 segundos en el canal

energético de 350 KeV con un ancho de ventana energética del fotopico de 20 %, los conteos y

velocidades de conteos para hallar la eficiencia y calcular esta actividad por la ecuación 2.4. Este valor

es muy importante porque es el umbral que nos permite apreciar posteriormente si un TOE medido en

similares condiciones tiene contaminación interna con I-131 o si no la tiene [17]. Un TOE


1 5130 4818

2 5135 4790

3 5140 4795

4 5125 4789

5 5130 4793

Media. 5132 4797

Vp y Vf 5.70 5.33


contaminado por ejemplo, debería exhibir velocidades de conteo por encima de la velocidad de conteo

de fondo medida con la cámara gamma. Las mediciones realizadas con los TOE se ejecutaron en los

primeros cinco meses del presente año.

3.4 Resultados de las mediciones realizadas a los TOE

Las mediciones realizadas a los TOE aparecen en el Registro de Control de Contaminación Interna que

se muestra a continuación. Se reporta como Actividad medida en tiroides, la corregida según la

ecuación 2.8.

Tabla 3.4: Registro del Control de Contaminación Interna para el I-131

Fecha Medición

Nombre del TOE

Código del TOE

Conteos en

Tiroides

Tiempo de

medición en T

Veloc. Conteos

T

Conteos de

Fondo

Tiempo de

medición de F

Veloc. Conteos

F

Veloc. Conteos

Neta

Act. medida

corregidaT (Bq)

Observaciones

Enero

16/01/2012 TOE 1 14186 2106 900 2,34 2022 900 2,25 0,09 96,22 <AMD

04/02/2012 TOE 2 352 1863 900 2,07 1832 900 2,04 0,03 35,51 <AMD

04/02/2012 TOE 3 11249 1851 900 2,06 1832 900 2,04 0,02 21,76 <AMD

Febrero

23/02/2012 TOE 4 351 2285 900 2,54 2097 900 2,33 0,21 215,35 <AMD

23/02/2012 TOE 5 371 2176 900 2,42 2097 900 2,33 0,09 90,49 <AMD

Marzo

02/03/2012 TOE 6 11249 2281 900 2,53 2009 900 2,23 0,30 311,57 <AMD

02/03/2012 TOE 7 16779 2020 900 2,24 2009 900 2,23 0,01 12,60 <AMD

20/03/2012 TOE 1 14186 2273 900 2,53 2151 900 2,39 0,14 139,75 <AMD

20/03/2012 TOE 5 371 2144 900 2,38 2151 900 2,39 -0,01 -8,02 <AMD

Abril

04/04/2012 TOE 2 352 2210 900 2,46 2366 900 2,63 -0,17 -178,69 <AMD

04/04/2012 TOE 7 16779 2370 900 2,63 2366 900 2,63 0,00 4,58 <AMD

16/04/2012 TOE 1 14186 2031 900 2,26 2032 900 2,26 0,00 -1,15 <AMD

16/04/2012 TOE 4 351 1935 900 2,15 2032 900 2,26 -0,11 -111,11 <AMD

Mayo

10/05/2012 TOE 2 352 1860 900 2,07 2083 900 2,31 -0,25 -255,44 <AMD

10/05/2012 TOE 3 11249 2019 900 2,24 2083 900 2,31 -0,07 -73,31 <AMD


Datos de Calibración de la Entidad.

Niveles de registro = 6.36 *102 Bq,

Niveles de investigación = 1.76 * 10

3 Bq

Límite anual de Incorporación = 1.40 * 105 (Bq)

Como se puede apreciar ninguno de los TOE medidos durante la investigación presenta contaminación

interna con I-131 [17], en el período analizado. En todas las mediciones realizadas a los TOE se

registraron actividades menores que la AMD y por debajo de los Niveles de Registro y Niveles de

Investigación [17]. La corrección en actividades de medidas anteriores no muestra incrementos

significativos, por el contrario, en ocasiones se apreció que la actividad había decrecido para algunos

TOE. Esto se debe al tiempo relativo entre una medición y otra (uno o dos meses) en los que algunos

TOE no fueron expuestos al riesgo de contaminación con I-131.

La metodología aplicada se adapta al Procedimiento recomendado por el CPHR, pudiéndose

desarrollar la misma en su totalidad y permite detectar de forma rápida y efectiva cualquier

contaminación interna con I-131 que presente cualquier TOE en el futuro.

Conclusiones del capítulo

La cámara gamma utilizada en esta investigación presenta resultados adecuados en su calibración

para el trabajo con I-131.

Los resultados de la aplicación de este método adaptado al Procedimiento del CPHR para un buen

Control de Contaminación Interna muestra la factibilidad del uso del equipamiento existente en el

Hospital Universitario ``Celestino Hernández Robau´´ para contribuir a un control más efectivo y

sistemático de la contaminación interna por I-131 a la que pueden estar expuestos los trabajadores

que se vinculan con este radionúclido, sin necesidad de trasladar a los TOE al CPHR, centro

especializado que se encuentran en La Habana.

Al quedar archivadas en Registros de Control de Contaminación Interna las mediciones de las

dosis comprometidas que se le han incorporado a los trabajadores producto de su exposición a este

radionúclido, es posible hacer comparaciones y análisis estadísticos de cómo se comporta la


actividad metabólica en sus tiroides, que podrían constituir evidencia ante cualquier patología

futura relacionada con la misma a corto o largo plazo, así como detectar a tiempo cualquier

contaminación en el Departamento.

CONCLUSIONES Y RECOMENDACIONES 48

CONCLUSIONES Y RECOMENDACIONES

Conclusiones

1. Con el presente trabajo hemos podido constatar que existen las condiciones materiales mínimas

necesarias en el Departamento de Medicina Nuclear del Hospital Universitario ``Celestino Hernández

Robau´´ para adaptar el Procedimiento recomendado por el CPHR haciendo algunas modificaciones,

para la realización de mediciones de contaminación por I-131 en los TOE expuestos a este isótopo

radioactivo.

2. Se implementó el Procedimiento para el Control de Calidad de la cámara gamma para la

contaminación interna con I-131 utilizando el simulador de tiroides IAEA/ANSI. El estudio realizado

prueba que es posible desarrollar estos controles, en lo adelante, de forma sistemática en el

Departamento citado.

3. Se pudo comprobar que las dosis comprometidas incorporadas en tiroides por los TOE del

Departamento están dentro de los límites establecidos por el CPHR.

CONCLUSIONES Y RECOMENDACIONES 49

Recomendaciones

Sistematizar la aplicación del método propuesto adaptado al Procedimiento del CPHR para

Contaminación interna con I-131 en el futuro, con la periodicidad que requiere cada prueba.

Implementar controles de calidad a la cámara gamma para el trabajo seguro y eficiente con

todos los otros radionúclidos utilizados en el Departamento de Medicina Nuclear.

Tomando como base los resultados de este trabajo, calcular las dosis equivalentes

comprometidas.

REFERENCIAS BIBLIOGRÁFICAS 50

REFERENCIAS BIBLIOGRÁFICAS

1. Cherry SR, Sorenson JA, Phelps ME (2003). Physics in Medicine Nuclear, third edition,

Philadelphia, USA.

2. Salud Mundial. (1995) No.3 100 Años de Radiología. Medicina Nuclear p.18

3. Glenn. F. K. (1979). Radiation detection and measurement. John Willy, USA.

4. Colección de Seguridad 115 (1994). Norma Internacional Básica de Protección contra la

Radiación Ionizante y de Seguridad de las Fuentes de Radiación. OIEA, Viena.

5. McCarthy L (1996). Programa Asistido de Capacitación a Distancia para Tecnólogos en

Medicina Nuclear, Endocrinología Parte-2 Imágenes tiroideas, Hospital Westmead, Sydney, Australia.

6. López Bejerano GM, Crúz Suárez R, Acosta R. Nancy. (2006). Establecimiento del monitoreo

de la contaminación interna por mediciones directas de 131I en tiroides en instituciones hospitalarias

de Cuba. CCEEM, CPHR, La Habana, Cuba.

7. Eberl S. (1996) Programa Asistido de Capacitación a Distancia para Tecnólogos en Medicina

Nuclear, Instrumentación – Parte 2 Cámara Gamma, Descripción y teoría de la cámara gamma.

Hospital Westmead, Sydney, Australia.


Nuclear, Instrumentación – Parte 2 Cámara Gamma, Parte 4: Ejercicios prácticos en la cámara gamma.



Nuclear, Instrumentación – Parte 2 Cámara Gamma, Parte 2: Ejercicios prácticos de familiarización

con la cámara gamma. Hospital Westmead, Sydney, Australia.


10. Henderson D. (1996) Programa Asistido de Capacitación a Distancia para Tecnólogos en

Medicina Nuclear, Radiofarmacia – Parte 1, Los radiofármacos y su producción. Hospital Westmead,

Sydney, Australia.

11. McCarthy L. (1996) Programa Asistido de Capacitación a Distancia para Tecnólogos en

Medicina Nuclear, Endocrinología – Parte 1 Glándula Tiroides y Captación, Anatomía y fisiología.


12. CIRP 54. (1987) Individual monitoring for Intakes of Radionuclides by works: Desingn and

Interpretation.

13. McCarthy L. (1996) Programa Asistido de Capacitación a Distancia para Tecnólogos en

Medicina Nuclear, Endocrinología – Parte 1 Glándula Tiroides y Captación, Patologías. Hospital

Westmead, Sydney, Australia.

14. Report of the Task Group on Reference Man. (1974) CIRP 23.

15. Sinclair P, Farlow D. (1996) Programa Asistido de Capacitación a Distancia para Tecnólogos en

Medicina Nuclear, Endocrinología – Parte 3 I-131 Terapia para Hipertiroidismo, Fisiopatología del

hipertiroidismo. Hospital Westmead, Sydney, Australia.

16. Sinclair P, Farlow D. (1996) Programa Asistido de Capacitación a Distancia para Tecnólogos en

Medicina Nuclear, Endocrinología – Parte 3 I-131 Terapia para Hipertiroidismo, Selección del

paciente. Hospital Westmead, Sydney, Australia.

17. Guía para la Implementación del control de la Contaminación Interna de Iodo en Tiroides (I-125,

I-131). (1994) CPHR.

18. López Bejerano GM, M. Dantas B. (2005) Procedimiento para de terminación in vivo de

Radionucleidos en el cuerpo Humano. Proyecto ARCAL RLA/09/049.

19. Towson J. (1996) Programa Asistido de Capacitación a Distancia para Tecnólogos en Medicina

Nuclear, Seguridad Radiológica-Parte 1, Sección 1 Exposición externa. Hospital Westmead, Sydney,

Australia.


Nuclear, Seguridad Radiológica-Parte 2, Sección 1 Monitorización. Hospital Westmead, Sydney,

Australia.


Nuclear, Seguridad Radiológica-Parte 2, Sección 2 Emergencias. Hospital Westmead, Sydney,

Australia.


22. Pérez M. del R., Gisone P.A., Rojo A.M.,Dubner D.L., Bruno, H.A. (1995) 5º Congreso

Argentino de Radioprotección, Santa Fe, Argentina.

23. Terán M, Paolino A, Hermida J.C. (2006) Calibración de gamma cámaras para monitoreo de la

contaminación interna de personal ocupacionalmente expuesto en servicios de medicina nuclear.

24. F. García, D. Blanco, K. Bayardo, G. Lago. (2006) Dosimetría en terapia con 131-Iodo de un

paciente en tratamiento de diálisis.

25. Trano J.L, Pérez, M. del R, Gisone P.A. Guía para el tratamiento de personas accidentalmente

sobreexpuestas a las radiaciones ionizantes -Contaminación interna-. PI 1/99 de la Autoridad

Regulatoria Nuclear.

26. Guía para la implementación del control de la contaminación interna por I-131 en los hospitales.

(1994) CPHR-VM-88/1

27. International Standard IEC 1145. (1992) Calibration and usage of ionization chamber system for

assay of radionuclides.

ANEXOS 53

Anexo I

Procesos que intervienen en la síntesis de las hormonas tiroideas y fisiopatologías de la glándula

Tiroides

Atrapamiento:

El primer paso en la síntesis de las hormonas tiroideas es la extracción de yoduro de la sangre por parte

de la glándula. El Iodo ingerido con los alimentos y el agua se reduce a yoduro en el intestino superior.

Las células tiroideas foliculares concentran el yoduro y este proceso se denomina “atrapamiento de

yoduro”.

Organificación:

El yoduro capturado se oxida y se convierte en Iodo. En la circulación existe la tiroglobulina, una

proteína fijadora específica que contiene tirosina. La unión de la tirosina al yoduro para formar mono-

iodotirosina (MIT) se conoce como organificación. Algunas mono-iodotirosinas (MIT) se unen para

formar di-iodotirosina (DIT).

Acoplamiento:

La tiroxina (T4) se forma por medio de la unión de dos moléculas de DIT. La tri-iodotironina (T3) se

forma al unirse una molécula de DIT con una molécula de MIT. Tanto la T4 como la T3 son hormonas

ANEXOS 54

tiroideas fisiológicamente activas. En los folículos se almacena una reserva de T4 para 2 a 3 meses. El

83% de la T4 permanece unido a la tiroglobulina hasta que se necesite, y el resto queda a disposición

de las células.

Liberación de hormonas:

Para controlar la actividad de la tiroides existe un mecanismo de retroalimentación negativa. La

hormona estimulante de la tiroides (TSH), que es segregada por la glándula hipófisis, estimula la

liberación de T4 y T3 de la tiroglobulina. Una vez que se encuentran en la circulación periférica, la T3

y la T4 se unen casi por completo a la proteína ligadora de tiroxina (TBG). Esta proteína del plasma y,

en menor medida, la albúmina y la prealbúmina, brindan el medio de transporte hacia los tejidos

periféricos. A nivel tisular la T4 se convierte en T3. La T3 estimula los procesos de oxidación.

Mecanismo de retroalimentación hormonal

ANEXOS 55

Indicaciones clínicas para un Estudio de Tiroides

Hipertiroidismo

Es la producción excesiva de hormonas tiroideas que ocasiona un aumento de los niveles de T3 y T4.

El hipertiroidismo es una de las condiciones más comunes que se observará al tratar con pacientes con

problemas de tiroides. Algunos de los síntomas de estos pacientes son palpitaciones, sudoración,

pérdida de peso, ansiedad y ojos saltones (exoftalmia).

El hipertiroidismo frecuentemente es consecuencia de las siguientes condiciones: bocio tóxico difuso

(enfermedad de Graves), bocio multinodular tóxico o nódulo único tóxico (adenoma tóxico o

enfermedad de Plummer).

1. Enfermedad de Graves – causa más común. La glándula se agranda difusamente y se encuentra

hipervascularizada, es decir, recibe mayor aporte de sangre. A veces puede presentar nódulos y el 50%

de los pacientes desarrollan ojos saltones a los que comúnmente se denomina ``exoftalmos´´. El mal de

Graves generalmente se detecta por medio de la evaluación de los síntomas clínicos. El síntoma más

evidente es el aumento de tamaño de la tiroides, lo que comúnmente se denomina bocio. Se denomina

bocio nodular cuando en la glándula se palpan pequeños bultos.

Tratamiento – drogas antitiroideas, terapia con I-131 o tiroidectomía subtotal (extirpación total o

parcial de la glándula tiroides por medio de cirugía).

2. Bocio multinodular tóxico – glándula agrandada, irregular que contiene nódulos tanto

funcionantes como no funcionantes. Los nódulos funcionantes segregan suficiente hormonas tiroideas

para causar hipertiroidismo. Estos nódulos generalmente tienen un tamaño mayor a 3 cm.

Tratamiento – drogas antitiroideas, seguidas de terapia con I-131.

3. Adenoma tóxico (Enfermedad de Plummer) – el centellograma tiroideo puede presentarse tanto

como un nódulo único o como múltiples nódulos claramente definidos. De manera similar al bocio

multinodular tóxico los nódulos segregan una cantidad suficiente de hormonas tiroideas para provocar

hipertiroidismo.

Tratamiento – terapia con I-131, los nódulos generalmente captan la dosis radioactiva.

ANEXOS 56

4. Tiroiditis subaguda (o tiroiditis silenciosa) – el paciente se presenta con una historia de corta

evolución, bocio blando y doloroso y fiebre. Las hormonas almacenadas se filtran hacia el exterior de

la tiroides debido a un proceso inflamatorio que puede relacionarse con una infección viral reciente. En

el centellograma se observa una hipocaptación tiroidea difusa.

Tratamiento – bloqueadores beta (β) para tratamiento sintomático. No se realiza terapia con iodo ya

que la condición es transitoria (habría muy poca captación de I-131 – alrededor de un 5% de las

tiroiditis subaguda provoca hipertiroidismo a largo plazo).

5. Ingesta excesiva de hormonas tiroideas – si el paciente ha estado tomando excesiva cantidad de

hormonas tiroideas.

Tratamiento – ajustar la ingesta de hormonas para recobrar los niveles normales.

Implementación del control de contaminación interna con I ...

Documents

Transcript of Implementación del control de contaminación interna con I ...