Dosimetría
La dosimetría de radiación en los campos de la física de la salud y la protección radiológica es la medición, el cálculo y la evaluación de la dosis de radiación ionizante absorbida por un objeto, generalmente el cuerpo humano. Esto se aplica tanto internamente, debido a sustancias radiactivas ingeridas o inhaladas, como externamente debido a la irradiación de fuentes de radiación.
La evaluación de la dosimetría interna se basa en una variedad de técnicas de monitoreo, bioensayo o imágenes de radiación, mientras que la dosimetría externa se basa en mediciones con un dosímetro o se infiere de las mediciones realizadas por otros instrumentos de protección radiológica.
La dosimetría de radiación se utiliza ampliamente para la protección radiológica; se aplica de forma rutinaria para monitorear a los trabajadores de radiación ocupacional, donde se espera irradiación, o donde la radiación es inesperada, como en las secuelas contenidas de los incidentes de liberación radiológica de Three Mile Island, Chernobyl o Fukushima. La absorción de dosis pública se mide y calcula a partir de una variedad de indicadores, como mediciones ambientales de radiación gamma, monitoreo de partículas radiactivas y la medición de niveles de contaminación radiactiva.
Otras áreas significativas de dosimetría de radiación son la médica, donde se monitorea la dosis absorbida del tratamiento requerido y cualquier dosis absorbida colateral, y ambiental, como el monitoreo de radón en edificios.
Medición de dosis de radiación
Dosis externa
Hay varias formas de medir las dosis absorbidas de la radiación ionizante. Las personas en contacto laboral con sustancias radiactivas, o que pueden estar expuestas a la radiación, suelen llevar dosímetros personales. Estos están específicamente diseñados para registrar e indicar la dosis recibida. Tradicionalmente, estos eran medallones sujetos a la ropa externa de la persona monitoreada, que contenían una película fotográfica conocida como dosímetros de placa de película. Estos han sido reemplazados en gran medida por otros dispositivos como la dosimetría termoluminiscente (TLD), la luminiscencia estimulada ópticamente (OSL) o las insignias del detector de tracto nuclear fluorescente (FNTD).
Varios dispositivos electrónicos conocidos como dosímetros personales electrónicos (EPD) se han vuelto de uso general mediante la tecnología de detección de semiconductores y procesadores programables. Estos se usan como insignias, pero pueden dar una indicación de la tasa de dosis instantánea y una alarma audible y visual si se excede una tasa de dosis o una dosis integrada total. Una gran cantidad de información puede estar inmediatamente disponible para el usuario de la dosis registrada y la tasa de dosis actual a través de una pantalla local. Se pueden utilizar como dosímetro independiente principal o como complemento de otros dispositivos. Los EPD son particularmente útiles para el control en tiempo real de la dosis cuando se espera una tasa de dosis alta que limitará el tiempo de exposición del usuario.
La guía del Comité Internacional de Protección Radiológica (ICRP, por sus siglas en inglés) establece que si se usa un dosímetro personal en una posición del cuerpo representativa de su exposición, asumiendo la exposición de todo el cuerpo, el valor de la dosis personal equivalente Hp(10) es suficiente estimar un valor de dosis efectiva adecuado para la protección radiológica. Dichos dispositivos se conocen como "dosímetros legales" si han sido aprobados para su uso en el registro de la dosis del personal con fines reglamentarios. En casos de irradiación no uniforme, dichos dosímetros personales pueden no ser representativos de ciertas áreas específicas del cuerpo, donde se utilizan dosímetros adicionales en el área de interés.
En determinadas circunstancias, se puede inferir una dosis a partir de lecturas tomadas por instrumentación fija en un área en la que la persona en cuestión ha estado trabajando. Por lo general, esto solo se usaría si no se hubiera emitido una dosimetría personal, o si un dosímetro personal se hubiera dañado o perdido. Dichos cálculos adoptarían una visión pesimista de la probable dosis recibida.
Dosis interna
La dosimetría interna se utiliza para evaluar la dosis comprometida debido a la incorporación de radionucleidos al cuerpo humano.
Dosimetría médica
La dosimetría médica es el cálculo de la dosis absorbida y la optimización de la administración de dosis en radioterapia. A menudo lo realiza un físico de la salud profesional con capacitación especializada en ese campo. Para planificar la administración de la radioterapia, la radiación producida por las fuentes generalmente se caracteriza con curvas de dosis de porcentaje de profundidad y perfiles de dosis medidos por un físico médico.
En la radioterapia, las distribuciones de dosis tridimensionales a menudo se evalúan mediante una técnica conocida como dosimetría en gel.
Dosimetría ambiental
La dosimetría ambiental se utiliza cuando es probable que el entorno genere una dosis de radiación significativa. Un ejemplo de esto es el monitoreo de radón. La mayor fuente individual de exposición a la radiación para el público en general es el gas radón de origen natural, que comprende aproximadamente el 55 % de la dosis de fondo anual. Se estima que el radón es responsable del 10% de los cánceres de pulmón en los Estados Unidos. El radón es un gas radiactivo generado por la descomposición del uranio, que está presente en cantidades variables en la corteza terrestre. Ciertas áreas geográficas, debido a la geología subyacente, generan continuamente radón que se filtra hacia la superficie de la tierra. En algunos casos la dosis puede ser importante en edificios donde se puede acumular el gas. Se utilizan varias técnicas de dosimetría especializadas para evaluar la dosis que pueden recibir los ocupantes de un edificio.
Monitorización de la exposición a la radiación
Los registros de resultados de dosimetría legal generalmente se mantienen durante un período de tiempo determinado, según los requisitos legales de la nación en la que se utilizan.
El monitoreo de la exposición médica a la radiación es la práctica de recopilar información de dosis de equipos de radiología y usar los datos para ayudar a identificar oportunidades para reducir dosis innecesarias en situaciones médicas.
Medidas de dosis
Para permitir la consideración del riesgo estocástico para la salud, se realizan cálculos para convertir la cantidad física de dosis absorbida en dosis equivalentes y efectivas, cuyos detalles dependen del tipo de radiación y el contexto biológico. Para aplicaciones en protección radiológica y evaluación de dosimetría, la (ICRP) y la Comisión Internacional de Unidades y Medidas de Radiación (ICRU) han publicado recomendaciones y datos que se utilizan para calcularlas.
Unidades de medida
Did you mean:There are a number of different measures of radiation dose, including absorbed dose (<iS) measured in:
- gray (Gy) energía absorbida por unidad de masa (J·kg)−1)
- Dosis equivalenteH) medido en sieverts (Sv)
- Dosis efectivaE) medido en sieverts
- Kerma (K) medido en grises
- producto de área de dosis (DAP) medido en centímetros grises2
- producto de longitud de dosis (DLP) medido en centímetros grises
- rads a deprecated unit of absorbed radiation quantity, defined as 1 rad = 0.01 Gy = 0.01 J/kg
- Roentgen una unidad heredada de medición para la exposición de rayos X
Cada medida a menudo se describe simplemente como "dosis", lo que puede generar confusión. Todavía se usan unidades que no pertenecen al SI, particularmente en los EE. UU., donde la dosis a menudo se informa en rads y la dosis equivalente en rems. Por definición, 1 Gy = 100 rad y 1 Sv = 100 rem.
La cantidad fundamental es la dosis absorbida (D), que se define como la energía media impartida [por la radiación ionizante] (dE) por unidad de masa (dm) de material (D = dE/ dm) La unidad SI de dosis absorbida es el gray (Gy) definido como un julio por kilogramo. La dosis absorbida, como medida puntual, es adecuada para describir exposiciones localizadas (es decir, órganos parciales), como la dosis tumoral en radioterapia. Puede usarse para estimar el riesgo estocástico siempre que se indique la cantidad y el tipo de tejido involucrado. Los niveles de dosis de diagnóstico localizados suelen estar en el rango de 0 a 50 mGy. A una dosis de 1 miligray (mGy) de radiación de fotones, cada núcleo celular es atravesado por un promedio de 1 pista de electrones liberados.
Dosis equivalente
La dosis absorbida requerida para producir un determinado efecto biológico varía entre diferentes tipos de radiación, como fotones, neutrones o partículas alfa. Esto se tiene en cuenta por la dosis equivalente (H), que se define como la dosis media al órgano T por radiación tipo R (DT,R), multiplicada por un factor de ponderación WR. Está diseñado para tener en cuenta la eficacia biológica (RBE) del tipo de radiación. Por ejemplo, para la misma dosis absorbida en Gy, las partículas alfa son 20 veces más potentes biológicamente que los rayos X o gamma. La medida de 'dosis equivalente' no se promedia por órgano y ahora solo se usa para 'cantidades operativas'. La dosis equivalente está diseñada para la estimación de los riesgos estocásticos de las exposiciones a la radiación. El efecto estocástico se define para la evaluación de la dosis de radiación como la probabilidad de inducción de cáncer y daño genético.
Como la dosis se promedia en todo el órgano; la dosis equivalente rara vez es adecuada para la evaluación de los efectos agudos de la radiación o la dosis tumoral en radioterapia. En el caso de la estimación de los efectos estocásticos, suponiendo una respuesta de dosis lineal, este promedio no debería suponer ninguna diferencia, ya que la energía total impartida sigue siendo la misma.
| Radiación | Energy | WR (antes Q) |
|---|---|---|
| radiografías, rayos gamma, radios beta, muones | 1 | |
| neutrones | 1 MeV | 2.5 + 18.2·e2/6 |
| 1 MeV - 50 MeV | 5.0 + 17.0·e2/6 | |
| ■ 50 MeV | 2.5 + 3.25·e2/6 | |
| protones, piones cargados | 2 | |
| Rayos alfa, Productos de fisión nuclear, núcleos pesados | 20 |
Dosis efectiva
La dosis efectiva es la cantidad de dosis central para la protección radiológica utilizada para especificar los límites de exposición para garantizar que la ocurrencia de efectos estocásticos en la salud se mantenga por debajo de niveles inaceptables y que se eviten las reacciones tisulares.
Es difícil comparar el riesgo estocástico de exposiciones localizadas de diferentes partes del cuerpo (por ejemplo, una radiografía de tórax en comparación con una tomografía computarizada de la cabeza), o comparar exposiciones de la misma parte del cuerpo pero con exposición diferente patrones (por ejemplo, una tomografía computarizada cardíaca con una exploración de medicina nuclear cardíaca). Una forma de evitar este problema es simplemente promediar una dosis localizada en todo el cuerpo. El problema de este enfoque es que el riesgo estocástico de inducción de cáncer varía de un tejido a otro.
La dosis efectiva E está diseñada para tener en cuenta esta variación mediante la aplicación de factores de ponderación específicos para cada tejido (WT). La dosis efectiva proporciona la dosis equivalente para todo el cuerpo que genera el mismo riesgo que la exposición localizada. Se define como la suma de las dosis equivalentes a cada órgano (HT), cada una multiplicada por su respectivo factor de ponderación tisular (WT).
Los factores de ponderación son calculados por la Comisión Internacional para la Protección Radiológica (ICRP), en función del riesgo de inducción de cáncer para cada órgano y ajustados por la letalidad asociada, la calidad de vida y los años de vida perdidos. Los órganos que están alejados del sitio de irradiación solo recibirán una pequeña dosis equivalente (principalmente debido a la dispersión) y, por lo tanto, contribuirán poco a la dosis efectiva, incluso si el factor de ponderación para ese órgano es alto.
La dosis efectiva se usa para estimar los riesgos estocásticos para una persona de "referencia", que es un promedio de la población. No es adecuado para estimar el riesgo estocástico de las exposiciones médicas individuales y no se utiliza para evaluar los efectos agudos de la radiación.
| Órganos | Factores de ponderación de tejidos | ||
|---|---|---|---|
| ICRP30(I36) 1979 | ICRP60(I3) 1991 | ICRP103(I6) 2008 | |
| Gonads | 0,25 | 0.20 | 0,08 |
| Red Bone Marrow | 0.12 | 0.12 | 0.12 |
| Colon | - | 0.12 | 0.12 |
| Lung | 0.12 | 0.12 | 0.12 |
| Stomach | - | 0.12 | 0.12 |
| Lactantes | 0.15 | 0,05 | 0.12 |
| Vejiga | - | 0,05 | 0,04 |
| Liver | - | 0,05 | 0,04 |
| Oesófago | - | 0,05 | 0,04 |
| Tiroides | 0,03 | 0,05 | 0,04 |
| Skin | - | 0,01 | 0,01 |
| Superficie ósea | 0,03 | 0,01 | 0,01 |
| glándulas salivales | - | - | 0,01 |
| Cerebro | - | - | 0,01 |
| Restauración del cuerpo | 0.30 | 0,05 | 0.12 |
Dosis frente a fuente o intensidad de campo
La dosis de radiación se refiere a la cantidad de energía depositada en la materia y/o los efectos biológicos de la radiación, y no debe confundirse con la unidad de actividad radiactiva (becquerel, Bq) de la fuente de radiación, o la fuerza de la radiación. campo (fluencia). El artículo sobre el sievert ofrece una descripción general de los tipos de dosis y cómo se calculan. La exposición a una fuente de radiación dará una dosis que depende de muchos factores, como la actividad, la duración de la exposición, la energía de la radiación emitida, la distancia desde la fuente y la cantidad de protección.
Radiación de fondo
La dosis de fondo promedio mundial para un ser humano es de aproximadamente 3,5 mSv por año [1], principalmente de radiación cósmica e isótopos naturales en la tierra. La mayor fuente individual de exposición a la radiación para el público en general es el gas radón de origen natural, que comprende aproximadamente el 55 % de la dosis de fondo anual. Se estima que el radón es responsable del 10% de los cánceres de pulmón en los Estados Unidos.
Patrones de calibración para instrumentos de medida
Debido a que el cuerpo humano es aproximadamente un 70 % de agua y tiene una densidad general cercana a 1 g/cm3, la medición de la dosis generalmente se calcula y calibra como dosis en agua.
Laboratorios de estándares nacionales, como el Laboratorio Nacional de Física del Reino Unido (NPL), proporcionan factores de calibración para cámaras de ionización y otros dispositivos de medición para convertir la lectura del instrumento en dosis absorbida. Los laboratorios de patrones funcionan como un patrón primario, que normalmente se calibra por calorimetría absoluta (el calentamiento de las sustancias cuando absorben energía). Un usuario envía su estándar secundario al laboratorio, donde se expone a una cantidad conocida de radiación (derivada del estándar primario) y se emite un factor para convertir la lectura del instrumento a esa dosis. Luego, el usuario puede usar su estándar secundario para derivar factores de calibración para otros instrumentos que usa, que luego se convierten en estándares terciarios o instrumentos de campo.
El NPL opera un calorímetro de grafito para la dosimetría absoluta de fotones. Se utiliza grafito en lugar de agua, ya que su capacidad calorífica específica es una sexta parte de la del agua y, por lo tanto, el aumento de temperatura en el grafito es 6 veces mayor que el equivalente en agua y las mediciones son más precisas. Existen problemas significativos para aislar el grafito del entorno circundante con el fin de medir los pequeños cambios de temperatura. Una dosis letal de radiación para un ser humano es de aproximadamente 10 a 20 Gy. Esto es 10-20 julios por kilogramo. Por lo tanto, una pieza de grafito de 1 cm3 que pese 2 gramos absorbería entre 20 y 40 mJ. Con una capacidad calorífica específica de alrededor de 700 J·kg−1·K−1, esto equivale a un aumento de temperatura de solo 20 mK.
Los dosímetros en radioterapia (acelerador lineal de partículas en terapia de haz externo) se calibran de forma rutinaria utilizando cámaras de ionización o tecnología de diodos o dosímetros de gel.
Cantidades relacionadas con la radiación
La siguiente tabla muestra las cantidades de radiación en unidades SI y no SI.
| Cantidad | Dependencia | Signatura | Derivación | Año | SI equivalente |
|---|---|---|---|---|---|
| ActividadA) | becquerel | Bq | s−1 | 1974 | SI unit |
| Curie | Ci | 3.7 × 1010 s−1 | 1953 | 3.7×1010Bq | |
| rutherford | Rd | 106 s−1 | 1946 | 1,000,000 Bq | |
| ExposiciónX) | coulomb por kilogramo | C/kg | C⋅kg−1 aire | 1974 | SI unit |
| röntgen | R | esu / 0,001293 g de aire | 1928 | 2.58 × 10−4 C/kg | |
| Dosis AbsorbidaD) | gris | Gy | J⋅kg−1 | 1974 | SI unit |
| erg por gramo | erg/g | erg⋅g−1 | 1950 | 1.0 × 10−4 Gy | |
| rad | rad | 100 erg⋅g−1 | 1953 | 0,010 Gy | |
| Dosis equivalenteH) | Sievert | Sv | J⋅kg−1 × WR | 1977 | SI unit |
| hombre equivalente | rem | 100 erg⋅g−1 × WR | 1971 | 0,010 Sv | |
| Dosis efectivaE) | Sievert | Sv | J⋅kg−1 × WR × WT | 1977 | SI unit |
| hombre equivalente | rem | 100 erg⋅g−1 × WR × WT | 1971 | 0,010 Sv |
Aunque la Comisión Reguladora Nuclear de los Estados Unidos permite el uso de las unidades curie, rad y rem junto con las unidades SI, las directivas de unidades de medida europeas de la Unión Europea exigen que su uso sea para "fines de salud pública" 34; eliminarse el 31 de diciembre de 1985.