Libro I Jornada Radiaciones Ionizantes y nuestros genes by Fundación Genes y Gentes

LAS RADIACIONES IONIZANTES Y NUESTROS GENES

ACTAS DE LA I JORNADA SOBRE “RADIACIÓN Y NUESTROS GENES” (Naturaleza - UtilizaciÛn - ProtecciÛn) Declarada de ìInterÈs Sanitarioî para la Comunidad AutÛnoma de AragÛn

Programa “Genética, Medio Ambiente y Sociedad” FUNDACIÓN GENES Y GENTES www.fundaciongenesygentes.es

CONTENIDO Prólogo de la Fundación Genes y Gentes. IsaÌas Zarazaga Burillo. Presidente . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

Presentación del documento. AgustÌn Alonso Santos. Coordinador . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

Palabras de bienvenida. Antonio Gea Malpica. Representante del Consejo de Seguridad Nuclear. Patrocinador. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11 La naturaleza y riesgos de los isótopos radiactivos y de las radiaciones ionizantes. Eduardo Gallego DÌaz . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 13 La utilización de los isótopos radiactivos y las radiaciones en medicina. Eliseo VaÒÛ Carruana . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 31 Los criterios fundamentales de la protección radiológica y su marco legal nacional e internacional. Leopoldo Arranz y Carrillo de Albornoz . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 47 La radiactividad ambiental y la vigilancia de la radiactividad en el territorio nacional. Rafael N˙Òez-Lagos Rogl· . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 57 Aspectos éticos en el uso de las radiaciones, la gestión de los residuos radiactivos y la energía nuclear. AgustÌn Alonso Santos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 71 Glosario . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 83 Reportaje Fotográfico . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 105 5

PR”LOGO Mirar y ver. Mirar a lo lejos para ver m·s cerca. Mirar profundamente para traer a la superficie detalles m·s pronunciados. Mirar de ìotra maneraî, para ayudar a ver otros panoramas insospechados. Es otro estilo de trabajo. Se sabe que en las tareas de investigaciÛn, este mÈtodo ìhacia el verî, da buenos resultados. Ayudar a ver constituye una tarea que no deberÌa pasar inadvertida por los divulgadores de la ciencia. Se dice que el investigador ñcomo hace el polÌtico responsable en sus previsiones ñmira donde todos miran, y ve lo que pocos ven. Es otro estilo del conocer. La FundaciÛn ìGENES Y GENTESî, en su labor de informaciÛn, formaciÛn, investigaciÛn y protecciÛn social, en las aplicaciones y responsabilidades de la ciencia genÈtica, procura en todas su actividades no olvidar este lema de ìayudar a verî para llegar a saber. Creemos que las Instituciones y los entregados a las labores de creaciÛn cientÌfica y sus aplicaciones, deben presentar ìtodos los dÌasî, sus ìpuertas abiertasî al dialogo y a la revisiÛn, al contraste y a la integraciÛn de ideas y a la informaciÛn permanente a todos los horizontes interesados. Con esa manera de mirar, para ìayudar a verî, se ha elaborado esta publicaciÛn que el lector tiene entre las manos. Es consecuencia de la puesta a punto de la Jornada titulada ìRADIACI”N Y NUESTROS GENESî organizada por la FundaciÛn ìGENES Y GENTESî y que tuvo lugar el 5 de abril de 2003, en el SalÛn de sesiones de la Real Academia de Medicina de Zaragoza, patrocinada por el CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR (C.S.N.) y el DEPARTAMENTO DE MEDIO AMBIENTE del Gobierno de AragÛn. En ella han intervenido especialistas de diversas materias, que han unido la idea de ayudar a ver -como reza la convocatoria- con la naturaleza y la protecciÛn. La FundaciÛn ha creÌdo que esta parcela divulgativa era necesaria, ya que las radiaciones constituyen esas emisiones silenciosas que hay que entender por su importancia, tanto en su aplicaciÛn beneficiosa como en sus razones de protecciÛn. La presentaciÛn del Coordinador de los trabajos, Prof. Dr. AgustÌn Alonso Santos, Catedr·tico de Universidad y Ex ñConsejero del C.S.N, glosando el contenido de la Jornada, explican perfectamente la misiÛn y lÌmites de nuestro objetivo, que nosotros suscribimos en su totalidad: ìEsta Memoria, -dice textualmente-, puede interesar a aquellas personas que deseen conocer los avances cientÌficos, sobre todo en el en el campo de la medicina, y estÈn preocupadas por la importancia social de la utilizaciÛn de los isÛtopos radiactivos y de las radiaciones, no exentas de riesgos, en la mejora de la salud, el bienestar y la calidad de vida de la sociedadî. Creemos que se ha cumplido ese objetivo con el apoyo de muchos . La Jornada ha sido posible con el patrocinio fundamental del Consejo de Seguridad Nuclear y de su equipo de direcciÛn, en especial por su Presidenta Excma. Sra. MarÌa Teresa Estevan Bolea (ß). Por otra parte ha sido importante la colaboraciÛn del Departamento de Medio Ambiente del Gobierno de AragÛn y el interÈs mostrado por su Consejero, Excmo. Sr. Don Alfredo BonÈ. Asimismo, aportaron las instalaciones y locales la Universidad de Zaragoza y la Real Academia de Medicina de Zaragoza. Agradecemos muy cordialmente al Sr. Presidente de la Real Academia Excmo. Sr. Prof. Dr. Rafael GÛmezLus, que abriÛ la sesiÛn y dirigiÛ unas palabras a los jornadistas y asimismo al Ilmo. Sr. Don Antonio Gea Malpica, representante del C.S.N., por su apoyo durante toda la Jornada.

Especial menciÛn y reconocimiento merecen los especialistas invitados, por la excelente preparaciÛn y exposiciÛn de las ponencias y la cuidada redacciÛn de las mismas en esta publicaciÛn. Asimismo, nuestro agradecimiento a los colaboradores en la preparaciÛn, difusiÛn, presentaciÛn en la p·gina web y organizaciÛn de la Jornada y publicaciÛn. Y debe destacarse ñthe last but not the leastñ una cordial gratitud a la permanente labor de coordinaciÛn preen y post- Jornada, del Prof. Alonso Santos por su cuidada atenciÛn en lograr lo mejor.. Las sesiones de exposiciÛn y coloquio fueron presididas por la Ilma. Sra. Prof. Dra. Dolores Serrat, Decana de la Facultad de Medicina de Zaragoza y miembro del Patronato de la FundaciÛn y el Ilmo. Sr. Prof. Dr. Fernando Solsona, Catedr·tico de Universidad, AcadÈmico de la Real de Medicina de Zaragoza y Jefe del Servicio de RadiologÌa del Hospital Universitario ìMiguel Servetî de Zaragoza, quien intervino asimismo como Comisario del Sesquicentenario del nacimiento de Don Santiago RamÛn y Cajal, en el homenaje que en las Jornadas se ofreciÛ al Nobel aragonÈs, junto a su estatua, obra de Benlliure, en la escalinata del Paraninfo universitario. (vÈase reportaje gr·fico anexo). Las intervenciones, apoyadas con las diapositivas adecuadas, fueron completadas con un coloquio final. Algunas de las ideas expuestas y aclaraciones solicitadas se incorporan en los textos preparados por los intervinientes y asimismo en el Glosario que se aÒade al final de este documento, preparado por los ponentes, que a no dudar ha de constituir un complemento importante a los textos. Queremos finalmente aÒadir, que a estas publicaciones seguir·n otras paralelas en el mismo y en otros campos, en af·n de informar y formar a la sociedad en general y al p˙blico interesado. Esta continuidad ya se ha iniciado precisamente en esta parcela, con la creaciÛn de la secciÛn de la p·gina web (www.fundaciongenesygentes.es) dentro del Programa ìGenÈtica, Medio Ambiente y Sociedadî, a la que ya se ha incorporado esta Jornada. Esperamos que este Programa, con el estÌmulo futuro del Departamento de Medio Ambiente del Gobierno de AragÛn, sea apoyado, ampliado y actualizado permanentemente. IsaÌas Zarazaga Burillo* Catedr·tico EmÈrito de GenÈtica.Universidad de Zaragoza. Presidente de la FundaciÛn ìGENES Y GENTESî __________________________ ß. No pudo asistir la Sra. Presidenta del C.S.N. Excma. Sra. MarÌa Teresa Estevan Bolea, por coincidir la fecha de la Jornada con su obligada asistencia a presidir una ReuniÛn internacional fuera de la penÌnsula. Como personal aportaciÛn complementaria a la Jornada, se distribuyÛ a los asistentes un ejemplar del discurso que, en la misma Real Academia de Medicina de Zaragoza, pronunciÛ la citada autoridad, por invitaciÛn de la Academia el 7 de marzo de 2002. Dicha publicaciÛn, fue editada por la FundaciÛn y lleva por tÌtulo îLa seguridad y protecciÛn radiolÛgica en las instalaciones radiactivas mÈdicasî. El resto de la ediciÛn, despuÈs de la distribuciÛn a Entidades y especialistas interesados, est· depositado en el Centro de DocumentaciÛn de la FundaciÛn. *zarazaga@unizar.es *zarazaga@fundaciongenesygentes.es

PRESENTACIÓN El pasado cinco de abril de 2003, organizada por la Fundación Genes y Gentes y con el patrocinio del Consejo de Seguridad Nuclear, en el SalÛn de Actos de la Academia de Medicina, se celebrÛ en Zaragoza la Jornada Radiación y nuestros genes con el objetivo de dar a conocer los riesgos y beneficios asociados al uso de los isÛtopos radiactivos y de las radiaciones ionizantes, con especial Ènfasis en las aplicaciones mÈdicas. La utilizaciÛn de los isÛtopos radiactivos y de las radiaciones forma ya parte de nuestras vidas, es por tanto deber de los expertos dar a conocer tales aspectos a la sociedad interesada. Es tambiÈn deber estatutario de las autoridades informar al p˙blico sobre la utilizaciÛn segura de tales isÛtopos y radiaciones. Una vez celebrada la Jornada, tanto la Fundación Genes y Gentes como el Consejo de Seguridad Nuclear encontraron conveniente publicar en esta Memoria los textos de las ponencias que se presentaron con el objetivo de que puedan servir de referencia para otras Jornadas similares en otros escenarios. Los autores, reconociendo que sus ponencias sÛlo glosan las radiaciones ionizantes, han decidido cambiar el tÌtulo de esta Memoria a Las radiaciones ionizantes y nuestros genes, tratando asÌ de evitar confusiones con los riesgos, beneficios y reglamentos propios de las radiaciones no ionizantes, que tambiÈn preocupan a la sociedad. La primera ponencia, presentada por el Prof. Eduardo Gallego DÌaz, del Departamento de IngenierÌa Nuclear de la Universidad PolitÈcnica de Madrid, expone la naturaleza de las radiaciones emitidas por los isÛtopos radiactivos y por otras fuentes de radiaciÛn. Analiza el concepto de dosis de radiaciÛn y otros conceptos fundamentales y describe los riesgos asociados a la exposiciÛn a la radiaciÛn. La segunda ponencia, explicada por el Prof. Eliseo VaÒÛ, del Departamento de RadiologÌa de la Universidad Complutense, glosa la creciente utilizaciÛn de los isÛtopos radiactivos y las radiaciones ionizantes en medicina. Demuestra las enormes ventajas que pueden deducirse del uso de estos medio para el diagnÛstico y tratamiento de enfermedades, pero advierte tambiÈn de los riesgos a que est·n sometidos pacientes y personal sanitario por el uso indebido de los mismos. La tercera ponencia, glosada por el Doctor Leopoldo Arranz y Carrillo de Albornoz, Jefe del Servicio de ProtecciÛn RadiolÛgica del Hospital RamÛn y Cajal de Madrid, expone los principios sobre los que se basa la protecciÛn contra los efectos nocivos de las radiaciones ionizantes y cÛmo tales principios se han convertido en requisitos legales aceptados universalmente. La cuarta ponencia, expuesta por el Prof. Rafael NuÒez-Lagos Rogl·, de la Facultad de Ciencias de la Universidad de Zaragoza, explica cÛmo la radiaciÛn es consustancial con nuestro universo, la tierra donde vivimos y nuestra propia naturaleza. Reconoce que esta radiactividad natural est· siendo alterada por la mano del hombre y expone los medios y programas que se han puesto en marcha en nuestro paÌs para vigilar los niveles de radiactividad en que vivimos. 9

La quinta ponencia, dictada por el Prof. AgustÌn Alonso Santos, del Departamento de IngenierÌa Nuclear de la Universidad PolitÈcnica de Madrid, especula sobre los aspectos Èticos que deben preocupar a todos los estamentos de la sociedad, de modo que todos los individuos puedan beneficiarse del uso de las radiaciones, sin que nadie estÈ sometido a riesgos inaceptables. Esta Memoria puede interesar a aquellas personas que deseen conocer los avances cientÌficos, sobre todo en el en el campo de la medicina, y estÈn preocupadas por la importancia social de la utilizaciÛn de los isÛtopos radiactivos y de las radiaciones, no exentas de riesgos, en la mejora de la salud, el bienestar y la calidad de vida de la sociedad. Constituye tambiÈn un documento educativo e introductorio para aquellos que inicien sus carreras profesionales, en especial si han de estar, directa o indirectamente, relacionadas con el uso de los isÛtopos radiactivos y las radiaciones. La Memoria est· escrita en un lenguaje asequible e incluye un Glosario para su mejor entendimiento. AgustÌn Alonso Santos Coordinador

PALABRAS DE BIENVENIDA DEL ILMO. SR. D. ANTONIO GEA MALPICA EN NOMBRE Y REPRESENTACIÓN DEL CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR Buenos dÌas: Es un placer estar con Vds. esta maÒana en Zaragoza, representando al Consejo de Seguridad Nuclear, patrocinador de esta Jornada. El Consejo de Seguridad Nuclear, ˙nico organismo competente en EspaÒa en materia de seguridad nuclear y protecciÛn radiolÛgica, independiente de la AdministraciÛn Central del Estado, fundamentalmente propone al Gobierno las reglamentaciones relacionadas con su competencia, emite informe vinculantes previos a las resoluciones de autorizaciones, inspecciona las instalaciones, propone las medidas de prevenciÛn y correcciÛn que sean precisas en condiciones de emergencia, y propone la imposiciÛn de sanciones legalmente establecidas sobre energÌa nuclear. Adem·s de lo expuesto, es misiÛn del Consejo, centr·ndonos en la Jornada, controlar y vigilar los niveles de radiaciÛn en el interior y exterior de las instalaciones nucleares y radiactivas, y su posible incidencia en las zonas en que se enclavan, controlar las dosis recibidas por el personal de operaciÛn y evaluar el impacto de dichas instalaciones. AsÌ mismo, el Consejo debe asesorar, cuando sea requerido, a los Tribunales y a los Ûrganos de las Administraciones P˙blicas en temas relacionados con la seguridad nuclear y protecciÛn radiolÛgica, y mantener relaciones oficiales con Organismos similares extranjeros. El establecer planes de investigaciÛn en su materia, recoger informaciÛn y asesorar respecto a las afecciones que pudieran originarse en las personas por radiaciones ionizantes, derivadas del funcionamiento de instalaciones nucleares o radiactivas, es tambiÈn misiÛn del Consejo, asÌ como informar a la opiniÛn p˙blica sobre materias de su competencia, y en este marco, se desarrolla el patrocinio del Consejo de Seguridad Nuclear a esta Jornada. Los temas que se van a tratar esta maÒana son todos muy interesantes, y a tÌtulo de ejemplo, para no aburrirles, me voy a detener en el relacionado con la radiactividad natural y la vigilancia de la misma en el territorio nacional. El Reglamento sobre protecciÛn radiolÛgica contra las radiaciones ionizantes, emitido el 26 de julio de 2001, establece en el TÌtulo VII un capÌtulo relativo a la materia, en relaciÛn al concepto de incremento significativo de la exposiciÛn debida a fuentes naturales de radiaciÛn, para actividades tales como establecimientos termales, cuevas, minas, lugares de trabajo subterr·neos o actividades laborales durante la operaciÛn de aeronaves. Como desarrollo del tema se establece en el artÌculo 64 del Reglamento mencionado que las compaÒÌas aÈreas tendr·n que considerar un programa de protecciÛn radiolÛgica, cuando las exposiciones a la radiaciÛn cÛsmica del personal de tripulaciÛn de aviones puedan resultar en una dosis superior a 1 mSv por aÒo. 11

En este momento se esta trabajando en el tema con las autoridades y compaÒÌas ·reas correspondientes, y el comentarlo, a tÌtulo de ejemplo, es para que vean como se intenta mejorar continuamente en temas que se tratar·n a lo largo de la maÒana. Como estarÈ con Vds. durante toda la jornada, me brindo a contestar, a lo largo de la misma, alguna pregunta que pudiera implicar al Consejo de Seguridad Nuclear, o a transmitir a mi Organismo las sugerencias de los profesionales o del p˙blico que asistir· a lo largo de esta maÒana. Muchas gracias a la FundaciÛn ìGenes y gentesî por haber organizado esta Jornada y que sepan que el Consejo de Seguridad Nuclear esta abierto a que soliciten informaciÛn en temas de su incumbencia. Y sin m·s, les doy las gracias por su atenciÛn y les deseo una fructÌfera maÒana y una interesante Jornada. Antonio Gea Malpica Representante del CSN

LA NATURALEZA Y RIESGOS DE LOS IS”TOPOS RADIACTIVOS Y DE LAS RADIACIONES IONIZANTES Eduardo Gallego DÌaz Doctor Ingeniero Industrial, Profesor Titular de Universidad Departamento de IngenierÌa Nuclear Escuela TÈcnica Superior de Ingenieros Industriales Universidad PolitÈcnica de Madrid

LA NATURALEZA Y RIESGOS DE LOS ISÓTOPOS RADIACTIVOS Y DE LAS RADIACIONES IONIZANTES Eduardo Gallego DÌaz Doctor Ingeniero Industrial, Profesor Titular de Universidad Departamento de IngenierÌa Nuclear ñ Escuela TÈcnica Superior de Ingenieros Industriales Universidad PolitÈcnica de Madrid de radio los n˙meros en las esferas luminosas de los relojes y mirillas de caÒones, afinando el pincel con la boca, que en su mayorÌa desarrollaron c·ncer de mandÌbula. El empleo de la bomba atÛmica en Hiroshima y Nagasaki produjo la irradiaciÛn de las poblaciones supervivientes a la explosiÛn, con secuelas que a˙n contin˙an siendo estudiadas y son fuente de valiosa informaciÛn acerca de los efectos biolÛgicos producidos por la radiaciÛn a largo plazo. La utilizaciÛn de las radiaciones en medicina, con fines terapÈuticos o de diagnÛstico, constituye sin duda uno de los aspectos m·s destacados del beneficio que Èstas suponen para la Humanidad, pero en su desarrollo tambiÈn se causaron exposiciones a los pacientes, que en la actualidad serÌan injustificables, provocando en ciertos casos el desarrollo de daÒos atribuibles a la radiaciÛn recibida.

INTRODUCCIÓN La radiaciÛn ionizante, por su propia naturaleza, produce daÒos en los seres vivos. Desde el descubrimiento de los rayos X por Roentgen en 1895 y de la radiactividad por Becquerel, en 1896, los conocimientos sobre sus efectos han ido avanzando a la par que los estudios sobre las propias radiaciones y sobre la esencia de la materia misma, no siempre sin episodios desgraciados.

Figura 1.- Henri Becquerel y Marie Curie.

El propio Becquerel (fig. 1) sufriÛ daÒos en la piel causados por la radiaciÛn de un frasco de radio que guardÛ en su bolsillo. Marie Curie (fig. 1), merecedora en dos ocasiones del Premio Nobel por sus investigaciones sobre las propiedades de las sustancias radiactivas, falleciÛ vÌctima de leucemia, sin duda a causa de su exposiciÛn a la radiaciÛn. M·s de trescientos de los primeros trabajadores en este campo murieron a causa de las dosis recibidas, con casos significativos como el de los pintores que dibujaban con sales

Toda esa experiencia negativa sin duda ha ido creando en el subconsciente colectivo una idea deformada sobre la radiaciÛn y la radiactividad, que se perciben como intrÌnsecamente peligrosas, con independencia del tipo de radiaciÛn, de la cantidad recibida o del motivo por el que se reciba. Adem·s, a nivel popular, suele desconocerse que radiaciÛn y radiactividad forman parte de la Naturaleza y de nuestro propio cuerpo, siendo vistas en general como un nefasto invento del Hombre. 15

Jornada ìRadiaciÛn y nuestros genesî

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Sin embargo, la radiactividad es uno de los grandes descubrimientos del hombre contempor·neo, y a la par que se fueron conociendo sus efectos, tambiÈn se fueron encontrando aplicaciones de gran utilidad, en las que las sustancias radiactivas o los aparatos emisores de radiaciones ionizantes resultan insustituibles: adem·s de la medicina, la agricultura, la industria, las ciencias de la tierra, la biologÌa y otras muchas ramas dependen hoy en dÌa en muchos aspectos de su utilizaciÛn.

tida. Esta puede ser de cuatro tipos fundamentales: partÌculas alfa (α), que consisten en dos protones y dos neutrones, con capacidad limitada de penetraciÛn en la materia, pero mucha intensidad energÈtica; partÌculas beta (β), que son electrones o positrones procedentes de la transformaciÛn en el n˙cleo de un neutrÛn en un protÛn o viceversa, algo m·s penetrantes aunque menos intensas; radiaciÛn gamma (γ), que es radiaciÛn electromagnÈtica del extremo m·s energÈtico del espectro, por tanto muy penetrante; y neutrones, que al no poseer carga elÈctrica tambiÈn son muy penetrantes (vÈase fig. 2).

Esta ponencia introduce la naturaleza de las sustancias radiactivas y de la radiaciÛn ionizante y los efectos que Èsta causa sobre la materia y los tejidos vivos en particular, los medios disponibles para su detecciÛn y medida, asÌ como las diferentes fuentes de radiaciÛn, naturales y artificiales, a las que los seres humanos estamos expuestos. A consecuencia de todo ello es necesario protegerse adecuadamente, para evitar sufrir daÒos, pero sin limitar innecesariamente la utilizaciÛn beneficiosa que se puede hacer de la radiaciÛn y las sustancias radiactivas en numerosos ·mbitos. Ese es el objetivo fundamental de la ProtecciÛn RadiolÛgica, cuyos principios ser·n tambiÈn revisados en la ponencia del Dr. Arranz.

Figura 2.- IlustraciÛn de los distintos tipos de partÌculas emitidas por las sustancias radiactivas.

La tasa con que dichas transformaciones tienen lugar en una sustancia radiactiva se denomina actividad, y se medir· como el n˙mero de ·tomos que se transforman o desintegran por unidad de tiempo, teniendo como unidad natural (una desintegraciÛn / segundo) el becquerel, asÌ llamado en honor al descubridor de la radiactividad. El becquerel es la unidad del Sistema Internacional (SI) legalmente establecida en EspaÒa (MOPU, 1989). Una unidad anteriormente utilizada, pero que no pertenece al SI, es el curie, correspondiente a la actividad existente en un gramo de 226Ra (3,71010 desintegraciones / segundo). El becquerel o bequerelio (sÌmbolo Bq) es una unidad muy pequeÒa y de poco uso pr·cti-

RADIACTIVIDAD Y EMISIÓN DE RADIACIÓN IONIZANTE La emisiÛn de radiaciones ionizantes es una caracterÌstica com˙n a muchos ·tomos en cuyo n˙cleo el n˙mero de neutrones resulta escaso o excesivo, lo que les hace inestables. Esos ·tomos son llamados ìradiactivosî. En ellos, las ligaduras nucleares se transforman en busca de configuraciones m·s estables, a la vez que se libera energÌa, asociada a la radiaciÛn emi16

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n˙mero medio de ·tomos se habr· reducido por 2K.

co (serÌa como medir longitudes o distancias en micras), baste decir que, como se describe en la ponencia del Prof. N˙Òez-Lagos, nuestro propio organismo contiene aproximadamente 4.500 Becquerel de 40K, por lo que siempre se emplean sus m˙ltiplos. Por el contrario, el curie o curio (sÌmbolo Ci) es una actividad considerable, e incluso peligrosa seg˙n las sustancias, por lo que se emplean a menudo sus subm˙ltiplos. Seg˙n su naturaleza y su concentraciÛn, la reglamentaciÛn vigente (MINER, 1999) establece valores de exenciÛn para las sustancias radiactivas, por debajo de los cuales no se exige ning˙n tipo de declaraciÛn o autorizaciÛn, al considerarse pr·cticamente inocuas.

N(t) = N0e-λt

Figura 3.- EvoluciÛn exponencial decreciente del n˙mero de ·tomos radiactivos en una muestra dada.

La radiactividad es un fenÛmeno independiente de cualquier influencia externa (presiÛn, temperatura, iluminaciÛn, etc.), tiene naturaleza aleatoria, caracterizada por la llamada constante de desintegraciÛn radiactiva λ, cuyo significado es la probabilidad de desintegraciÛn de un n˙cleo radiactivo por unidad de tiempo. Esta constante depende ˙nicamente del tipo de nucleido y del modo de desintegraciÛn. Tiene unidades de tiempo inverso (s-1, min-1, h-1, a-1). Su inverso representa la esperanza de vida de un ·tomo cualquiera, tambiÈn llamada vida media τ.

TambiÈn pueden generar radiaciones ionizantes aquellos aparatos en los que mediante campos electromagnÈticos intensos se consigue acelerar partÌculas elementales (habitualmente electrones, positrones o protones) que en sÌ mismas, a las energÌas conferidas, resultan radiaciones ionizantes, o que mediante interacciÛn con la materia provocan reacciones que liberan radiaciÛn ionizante, como es el caso de los rayos x.

Si se considera una sola sustancia que contenga inicialmente un n˙mero suficientemente grande de ·tomos radiactivos N0, dicho n˙mero se reduce siguiendo una ley de tipo exponencial decreciente con el paso del tiempo, tal y como se representa en la fig. 3. El tiempo al cabo del cual el n˙mero de ·tomos radiactivos se reduce a la mitad se denomina perÌodo de semidesintegraciÛn T. …ste es caracterÌstico de cada radionucleido, y varÌa entre fracciones de segundo y millones de aÒos. Conociendo el perÌodo se pueden hacer c·lculos r·pidos sobre el decrecimiento de una sustancia radiactiva, ya que al cabo de K veces el perÌodo, el

Interacción de la radiación con la materia A su paso por la materia, la radiaciÛn sufre distintos tipos de interacciÛn, seg˙n su naturaleza. Si bien el tratamiento detallado de las interacciones entre las radiaciones y los medios materiales es un tema de extremada complejidad, para partículas cargadas (α y β) puede afirmarse que la interacciÛn b·sica responde a la Ley de Coulomb entre cargas elÈctricas, la cual da lugar a dos fenÛmenos elementales: la excitaciÛn atÛmica (o molecular) y la ioniza17

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ciÛn. En el primero, los electrones corticales son impulsados a un nivel superior, volviendo posteriormente al estado inicial tras emitir fotones luminosos. En el segundo, los electrones son expulsados del ·tomo o molÈcula. Cuando una partÌcula cargada penetra en el campo elÈctrico de un n˙cleo, experimenta una aceleraciÛn (o deceleraciÛn) que hace que se emitan fotones luminosos, lo que se conoce como radiaciÛn de frenado (o bremsstrahlung), siendo de mayor importancia cuanto menor masa tenga la partÌcula y mayor carga el ·tomo, es decir que tendr· importancia para partÌculas β, especialmente cuando interacciona con ·tomos de elevado n˙mero atÛmico Z. En el caso particular de la radiaciÛn β+, los positrones se aniquilan al encontrarse con los electrones de la corteza atÛmica, sus antipartÌculas, y como resultado se emiten dos fotones de aniquilaciÛn, con una energÌa muy precisa (0,511 MeV), que corresponde al equivalente energÈtico de la masa de cada partÌcula β que desaparece, y en direcciones opuestas, lo que constituye el fundamento de la tÈcnica PET (tomografÌa por emisiÛn de positrones), m·s adelante descrita en la ponencia del Dr. VaÒÛ.

electrÛn cortical, que resulta expulsado del ·tomo. El efecto de Compton puede interpretarse como una colisiÛn el·stica del fotÛn incidente con un electrÛn, en la que una parte de la energÌa del fotÛn ser· transferida al electrÛn como energÌa cinÈtica, saliendo el fotÛn en distinta direcciÛn a la inicial, con menor energÌa y frecuencia (mayor longitud de onda). Este efecto es m·s probable para energÌas intermedias de los fotones (entre 0í5 y 10 MeV1 aproximadamente), disminuyendo el rango de energÌas al aumentar el n˙mero atÛmico del absorbente. Por ˙ltimo, el proceso de formaciÛn de pares electrÛn-positrÛn consiste en la materializaciÛn de parte de la energÌa de un fotÛn en un par de partÌculas (electrÛn-positrÛn) que se reparten la energÌa sobrante; es un proceso que solamente puede producirse dentro del campo elÈctrico del n˙cleo atÛmico y para energÌas superiores a 1,022 MeV, que es el equivalente energÈtico de la masa del par de partÌculas que se generan. El alcance de la radiaciÛn γ en aire puede llegar a los centenares de metros, pudiendo traspasar el cuerpo humano, y hasta varios centÌmetros de plomo. Con respecto a los neutrones, al carecer de carga elÈctrica, solamente pueden interaccionar con los n˙cleos de los ·tomos mediante las diferentes reacciones nucleares posibles (dispersiÛn el·stica e inel·stica, captura radiactiva, transmutaciÛn o fisiÛn). Puesto que los n˙cleos ocupan una fracciÛn Ìnfima del volumen total de la materia, los neutrones podr·n desplazarse distancias relativamente grandes antes de interaccionar, resultando ser muy penetrantes.

En el caso de los fotones, su energÌa puede ser absorbida por el medio mediante tres procesos fundamentales: el efecto fotoelÈctrico, el efecto de Compton y la producciÛn de pares electrÛn-positrÛn, cuyas probabilidades de ocurrencia dependen de la energÌa inicial de los fotones. Todos ellos originan la apariciÛn de partÌculas cargadas, con lo cual se desarrollar·n posteriormente los fenÛmenos de excitaciÛn e ionizaciÛn comentados anteriormente. El efecto fotoelÈctrico supone la absorciÛn de toda la energÌa del fotÛn por el ·tomo. Esa energÌa es transferida a un

1.- La energÌa de las partÌculas y radiaciones atÛmicas y nucleares suele expresarse en MeV. 1 MeV equivale a 1,6 x 10-13 Jul.

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acero u hormigÛn), a fin de atenuar los fotones emitidos en las diversas reacciones que provocan los neutrones.

Atenuación de la radiación. Blindaje La atenuaciÛn que sufre la radiaciÛn a su paso por la materia depender· fundamentalmente de dos factores: ï el factor geomÈtrico, que hace que con la distancia entre la fuente y el objeto la radiaciÛn sea cada vez m·s dÈbil al disminuir el ·ngulo sÛlido abarcado, por lo que generalmente se tiene una proporciÛn inversa al cuadrado de la distancia, seg˙n una ley (1/4πr2); ï el factor material, que depender· del tipo y energÌa de la radiaciÛn y de la composiciÛn del material, lo que afecta a la probabilidad de interacciÛn.

DOSIS DE RADIACIÓN Puesto que para la determinaciÛn de los efectos biolÛgicos producidos por la radiaciÛn ha de cuantificarse la cantidad o dosis recibida en el Ûrgano u Ûrganos afectados, se definen y utilizan las magnitudes apropiadas, que se resumen en la Tabla 1.

Se denominan materiales de blindaje aquellos capaces de atenuar la radiaciÛn hasta lÌmites aceptables. Desde ese punto de vista, para detener la radiaciÛn a no habr· que proporcionar m·s que un pequeÒo espesor de pl·stico o metal. Con respecto a los emisores β, se emplear·n tambiÈn pl·sticos (metacrilato, polietileno) o metales ligeros (aluminio), recubiertos con plomo si la radiaciÛn de frenado pudiera ser intensa. En el caso de la radiaciÛn X o γ se podr·n emplear agua, hormigÛn y metales (plomo, acero).

AsÌ, la dosis absorbida serÌa una medida de la energÌa depositada por unidad de masa del material irradiado, siendo utilizada generalmente cuando se estudian los efectos sobre un tejido u Ûrgano individual; mientras que la dosis equivalente considera ya el tipo de radiaciones y su potencial daÒo biolÛgico, por lo que constituye un mejor Ìndice de la toxicidad de las radiaciones. Las unidades de medida correspondientes del SI, el gray (Gy) y el sievert (Sv), resultan ser muy elevadas para su utilizaciÛn pr·ctica, por lo que se emplean mucho m·s sus subm˙ltiplos el miligray (mGy) y el milisievert (mSv), que son la milÈsima parte de la unidad original.

Por ˙ltimo, el blindaje adecuado para el manejo seguro de fuentes emisoras de neutrones suele constar de varios centÌmetros de material hidrogenado (agua, parafina, polietileno), en el cual los neutrones r·pidos se frenar·n (o moderar·n su energÌa) por colisiones el·sticas fundamentalmente, seguido de unos milÌmetros de Cadmio o de unos centÌmetros de Boro (en los que se produce la captura de neutrones tÈrmicos con una alta probabilidad), con lo cual la mayor parte de los neutrones serÌan finalmente absorbidos. Dichos materiales suelen completarse con otros de elevado espesor m·sico (plomo,

En la dosis efectiva se tiene, adem·s, una medida del riesgo de desarrollo de c·nceres o daÒos hereditarios, en la que se asigna un peso diferente a la dosis equivalente recibida por cada Ûrgano, seg˙n el riesgo asociado a su irradiaciÛn. Con ello, Èste resulta ser el Ìndice de toxicidad m·s completo, especialmente si se realiza el c·lculo de la dosis recibida en el organismo desde el momento de la ingestiÛn o inhalaciÛn de productos radiactivos hasta su completa eliminaciÛn. Esta medida la ofrece la dosis efectiva comprometida, que ser· el Ìndice empleado con car·cter m·s general. 19

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Tabla 1. Magnitudes de dosis de radiaciÛn empleadas en protecciÛn radiolÛgica y sus unidades de medida.

Finalmente, un concepto muy utilizado es el de la llamada dosis colectiva, que ser· la suma de las dosis (generalmente se aplica a la dosis efectiva) recibidas por un colectivo de poblaciÛn que estÈ expuesto a una misma fuente de radiaciÛn. Con la dosis colectiva se pueden establecer comparaciones ˙tiles con respecto al impacto producido por las distintas fuentes de cara a su optimaciÛn.

ï En primer lugar, el Sol y el espacio exterior, de donde procede la llamada radiaciÛn cÛsmica, que para una persona media de la Tierra supone un 14% de la dosis recibida anualmente (0,4 mSv al aÒo). El incremento de dosis por la radiaciÛn cÛsmica recibida al viajar en aviÛn suponen un pequeÒo porcentaje 0,3% (0,008 mSv/aÒo) de la dosis promedio mundial. ï La propia Tierra, en cuya corteza hay grandes cantidades de uranio, torio y otros elementos radiactivos que impregnan de radiactividad todo sobre el planeta (incluyendo nuestro propio organismo). Del suelo y de los materiales de construcciÛn se recibe radiaciÛn g, que causa un 18% de la dosis promedio mundial (0,5 mSv al aÒo). Esta contribuciÛn se reparte de manera muy irregular. Por ejemplo, la fig. 4 muestra el mapa de radiaciÛn natural en EspaÒa por esta causa.

FUENTES NATURALES Y ARTIFICIALES DE RADIACIÓN IONIZANTE La presencia de la radiaciÛn ionizante es una constante en nuestro mundo y en el Universo. La ponencia del Prof. N˙ÒezLagos describe con detalle las distintas fuentes de radiaciÛn naturales; Èstas, junto con su contribuciÛn a la dosis recibida anualmente por la poblaciÛn, son las siguientes:

ï Adem·s, la desintegraciÛn del uranio 20

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estÈn construidos los edificios, como tambiÈn influye mucho el tipo de ventilaciÛn de los edificios. Estos contribuyen aproximadamente el 43% de la dosis promedio mundial (con 1,2 mSv al aÒo).

provoca la apariciÛn del gas radÛn, que se difunde a travÈs de las grietas y poros del suelo y de los materiales de construcciÛn, alcanzando el aire que respiramos, siendo especialmente importante su influencia en el interior de los edificios, ya que al aire libre se dispersa con m·s facilidad. Los productos de la desintegraciÛn del radÛn, sus descendientes, son tambiÈn radiactivos, pero ya sÛlidos, y quedan normalmente unidos a las partÌculas de polvo presentes en el aire. Las cantidades de radÛn, torÛn (fruto de la desintegraciÛn del torio) y sus descendientes varÌan enormemente seg˙n el tipo de rocas que formen el suelo y los materiales con que

ï Por ˙ltimo, con los alimentos y bebidas tambiÈn ingerimos radionucleidos naturales, destacando el uranio y sus descendientes y sobre todo el 40K. Algunas aguas minerales, procedentes de macizos granÌticos ricos en uranio y ciertos alimentos como el marisco, son especialmente ricos en material radiactivo natural. Esta contribuciÛn viene a suponer el 11% de la dosis media mundial (0,3 mSv al aÒo).

Figura 4. Mapa de la radiaciÛn natural de fondo en EspaÒa. El Proyecto MARNA, del Consejo de Seguridad Nuclear y la empresa p˙blica ENUSA, ha tenido como objetivo la elaboraciÛn del MApa de la RadiaciÛn NAtural de nuestro paÌs. En la imagen se muestran los valores de la tasa de dosis equivalente en mSv/aÒo.

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accidente de ChernÛbil, tambiÈn suponen una pequeÒa exposiciÛn de la poblaciÛn de todo el planeta, cifrada actualmente en unos pocos microsievert al aÒo (0,007 mSv).

Por su parte, entre las fuentes de radiaciÛn ionizante producidas por el hombre destacan especialmente las de utilizaciÛn mÈdica, que son descritas en su ponencia por el Prof. VaÒÛ. Las radiaciones ionizantes y los isÛtopos radiactivos ayudan enormemente tanto en el diagnÛstico de enfermedades como en su curaciÛn. Las aplicaciones mÈdicas representan un 14% (0,4 mSv al aÒo) en el promedio de dosis mundial, con un irregular reparto geogr·fico, relacionado con el nivel de desarrollo de los paÌses.

Para terminar, la producciÛn de energÌa elÈctrica tambiÈn libera radiactividad al medio ambiente. No sÛlo las centrales nucleares, puesto que tambiÈn la combustiÛn del carbÛn libera radionucleidos naturales. La dosis recibida en promedio por causa de la energÌa nuclear entre la poblaciÛn de EspaÒa es inferior a 0,002 mSv, similar a la estimada para el promedio mundial, aunque un pequeÒo n˙mero de personas, en el entorno prÛximo de las centrales nucleares, puede recibir dosis superiores, que en todo caso no superan los 0,01 mSv/aÒo.

La radiaciÛn y las sustancias radiactivas tienen tambiÈn numerosas aplicaciones en la industria y en la vida cotidiana: detectores de humo, relojes luminosos, sensores de nivel en tanques y en m·quinas para llenado de bebidas, sensores de densidad para la fabricaciÛn del papel o de los cigarrillos, fuentes de gammagrafÌa industrial para verificaciÛn de soldaduras en conducciones de gas, etc., son sÛlo algunos ejemplos de su utilidad.

Como resumen de todo ello, en la fig. 5 se representan las dosis medias anuales que recibe la poblaciÛn mundial por todas las fuentes de radiaciÛn ionizante, seg˙n el m·s reciente informe del ComitÈ CientÌfico de las Naciones Unidas para el estudio de los Efectos de las Radiaciones AtÛmicas (UNSCEAR).

La lluvia radiactiva producida por los ensayos de armamento nuclear en la atmÛsfera durante los aÒos 50 y 60 o el

Figura 5. ContribuciÛn de las diferentes fuentes de radiaciÛn naturales y artificiales a la dosis media total anual recibida por la poblaciÛn mundial (datos de UNSCEAR, 2000).

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EFECTOS BIOLOGICOS CAUSADOS POR LA RADIACION IONIZANTE

y la radiaciÛn X o γ, mientras que la radiaciÛn α y los neutrones, se consideran de la segunda. A mayor TLE de una radiaciÛn, mayor concentraciÛn en la energÌa transferida al medio y mayor localizaciÛn de las molÈculas modificadas por la ionizaciÛn.

Absorción de radiación y daño celular La absorciÛn de la radiaciÛn por la materia viva es funciÛn tanto de la calidad y cantidad del haz de radiaciÛn como de la estructura y composiciÛn del tejido absorbente. CabrÌa distinguir varios casos en funciÛn del tipo de radiaciÛn (partÌculas cargadas a o b, fotones g o rayos X, neutrones), no obstante, todas ellas acaban depositando su energÌa en el medio, directa o indirectamente, mediante los dos procesos ya comentados: ionizaciÛn y excitaciÛn. Aunque la excitaciÛn de ·tomos y molÈculas, en caso de que la energÌa absorbida supere la de los enlaces atÛmicos, puede causar cambios moleculares, el proceso de ionizaciÛn resulta cualitativamente mucho m·s importante, puesto que necesariamente produce cambios en los ·tomos, al menos de forma transitoria y, en consecuencia, puede provocar alteraciones en la estructura de las molÈculas a las que Èstos pertenezcan.

Si las molÈculas afectadas est·n en una cÈlula viva, la propia cÈlula puede verse daÒada, bien directamente si la molÈcula resulta crÌtica para la funciÛn celular, o indirectamente al provocar cambios quÌmicos en las molÈculas adyacentes, como por ejemplo mediante la formaciÛn de radicales libres. El daÒo celular es particularmente importante si la radiaciÛn afecta (fig. 6) a las molÈculas portadoras del cÛdigo genÈtico (·cido desoxirribonucleico, ADN) o de la informaciÛn para sintetizar las proteÌnas (·cido ribonucleico mensajero). Estos daÒos pueden llegar a impedir la supervivencia o reproducciÛn de las cÈlulas, aunque frecuentemente sean reparados por Èstas. No obstante, si la reparaciÛn no es perfecta, pueden resultar cÈlulas viables pero modificadas. El proceso descrito aparece representado en la Fig. 7.

La importancia de la ionizaciÛn inducida en los tejidos vivos por una radiaciÛn se cuantifica mediante un concepto de amplia utilizaciÛn en radiobiologÌa: la transferencia lineal de energÌa (TLE, o LET en abreviatura inglesa) o la cantidad de energÌa cedida por unidad de recorrido de la radiaciÛn en el tejido. La TLE depende del tipo de radiaciÛn (masa, carga y energÌa de las partÌculas) asÌ como del medio absorbente. En general, de forma simplificada, pero ˙til, se suelen clasificar las radiaciones en dos categorÌas: de baja y de alta TLE; a la primera pertenecerÌan los electrones (radiaciÛn β)

Figura 6. La molÈcula de ADN y los cromosomas celulares son el blanco m·s sensible para la radiaciÛn ionizante dentro de la cÈlula.

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Figura 7. RepresentaciÛn esquem·tica de los efectos de la radiaciÛn ionizante sobre los tejidos vivos.

La radiosensibilidad es un concepto que engloba la respuesta celular a la radiaciÛn. Se dice que un tipo de cÈlula es muy radiosensible cuando, sometiendo un grupo de Èstas a dosis bajas de radiaciÛn, muere un alto porcentaje de las mismas. Generalmente, una cÈlula es tanto m·s radiosensible cuanto mayor sea su actividad reproductiva, cuantas m·s divisiones deba sufrir para adoptar su forma y funciones definitivas, y cuanto menos diferenciada sea2.

La apariciÛn y proliferaciÛn de cÈlulas modificadas puede verse influenciada por un buen n˙mero de otras causas (agentes cancerÌgenos o mut·genos) aparte de la radiaciÛn, que pueden actuar antes o despuÈs de la exposiciÛn a la misma. Por ello, el peligro de la radiaciÛn no es la producciÛn de mutaciones en si, sino que pueda inducir un n˙mero superior al espont·neo que se produce en todo ser vivo, provocando una situaciÛn cuyas condiciones el organismo no sea capaz de superar. Estudios de laboratorio mediante la irradiaciÛn celular in vitro, permiten afirmar que la cantidad de mutaciones es mayor cuanto mayor es la dosis de radiaciÛn aplicada, no existiendo umbral de dosis por debajo del cual no puedan producirse mutaciones, observ·ndose, para una misma dosis, una mayor cantidad de mutaciones cuanto mayor TLE posea la radiaciÛn.

Existe cierta evidencia experimental de la influencia estimulante de la radiaciÛn sobre una variedad de funciones celulares, incluyendo su proliferaciÛn y reparaciÛn. 2.- Una cÈlula es muy diferenciada cuando ha perdido funciones de tipo general para adquirir otras m·s especÌficas. Por ejemplo, el leucocito es una cÈlula poco diferenciada, pero la del m˙sculo estriado, que sÛlo sirve para contraerse a voluntad, es muy diferenciada.

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Para que este tipo de daÒos se manifiesten, en general se habr·n de superar unas dosis mÌnimas o ìumbralesî para la manifestaciÛn de efectos clÌnicos. A pesar de que los cambios celulares iniciales sean aleatorios, el gran n˙mero de cÈlulas que han de verse afectadas para que se inicie un efecto clÌnicamente observable, confieren a este tipo de daÒos un car·cter determinista por encima de los umbrales de dosis correspondientes. Una vez superados estos umbrales, la probabilidad de que la radiaciÛn produzca el daÒo en un individuo sano crece con cierta rapidez hasta la certeza, dependiendo del efecto.

Dicho estÌmulo no ha de ser necesariamente beneficioso, si bien en ciertas circunstancias la radiaciÛn parece ser capaz de estimular la reparaciÛn del daÒo radiolÛgico producido previamente y de incrementar las defensas naturales del sistema inmunitario. No obstante, los datos experimentales sobre la influencia benÈfica de la radiaciÛn a bajas dosis son en general poco concluyentes, fundamentalmente por las dificultades de tipo estadÌstico en tales condiciones. Ello impide que puedan ser tomados en cuenta de cara a la aceptaciÛn de lÌmites inferiores de dosis. Por supuesto, tambiÈn las dosis terapÈuticas, suministradas en el tratamiento del c·ncer y de algunas otras enfermedades, pueden ser, a largo plazo, causantes de tumores o tener efectos genÈticos. No obstante, al administrar dichos tratamientos a personas de cierta edad, con una corta esperanza de vida; de no hacerlo, los riesgos resultan plenamente aceptables.

La reacciÛn del individuo despuÈs de una irradiaciÛn varÌa mucho con las distintas partes del organismo, y depende tambiÈn del tratamiento mÈdico que pueda suministrarse al paciente y de si la dosis se recibe de una sola vez o en varias etapas. En general, los Ûrganos pueden reparar hasta cierto punto los daÒos provocados por la radiaciÛn, de forma que una misma dosis suministrada de forma paulatina es mejor tolerada que si se recibe de forma instant·nea.

Efectos somáticos agudos o deterministas Si un n˙mero suficientemente grande de cÈlulas de un mismo Ûrgano o tejido mueren o resultan dr·sticamente modificadas, puede haber una pÈrdida de la funciÛn del Ûrgano, tanto m·s seria cuanto mayor sea el n˙mero de cÈlulas afectadas, constituyendo un daÒo som·tico que se manifestar· al poco tiempo de la irradiaciÛn. El estudio de este tipo de efectos es de gran interÈs para poder predecir las consecuencias de las dosis elevadas de radiaciÛn recibidas en caso de accidente en instalaciones radiactivas y nucleares. Gran cantidad de informaciÛn ˙til al respecto procede del empleo de la radioterapia en el tratamiento del c·ncer, asÌ como de los accidentes ocurridos en el pasado.

Por supuesto, si la dosis es suficientemente grande, puede conducir a la muerte de la persona irradiada. AsÌ, dosis muy elevadas recibidas de forma instant·nea, superiores a 15 gray, afectan de tal manera al sistema nervioso central, que la muerte se producir· en cuestiÛn de horas o dÌas. Si las dosis est·n comprendidas entre 5 y 15 gray, y afectan a todo el organismo, la vÌctima podrÌa escapar al sÌndrome del sistema neuro-vegetativo, pero se producen lesiones irreparables en el sistema gastro-intestinal, junto con una inflamaciÛn aguda de los pulmones, conduciendo a la muerte en cuestiÛn de pocas semanas. Dosis inferiores, entre 3 y 5 gray, pueden 25

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el punto de vista de la posible muerte embrionaria, y entre las ocho y las quince semanas de embarazo para la posibilidad de lesiones cerebrales con retraso mental serio. Los efectos en el feto se observan tras exposiciones a dosis no muy elevadas (≈ 0,4 Gy).

provocar la muerte en la mitad de los casos, en uno o dos meses, al afectar seriamente a la mÈdula Ûsea, tejido en el cual se producen las cÈlulas de la sangre. La mÈdula Ûsea y el resto del sistema de producciÛn de la sangre est·n entre las partes m·s radiosensibles del cuerpo humano, siendo afectados por dosis tan bajas como 0,5 a 1 gray. Sin embargo, presentan una marcada capacidad de regeneraciÛn, de forma que si sÛlo se irradia una parte del cuerpo, generalmente sobrevive una cantidad de mÈdula suficiente para reproducir la afectada.

Cánceres y daños hereditarios (efectos latentes o estocásticos) El ser humano sufre muchos millones de ionizaciones en su masa de ADN cada dÌa por causa de las fuentes naturales de radiaciÛn. Sin embargo, el c·ncer no produce m·s de una de cada cuatro muertes, y sÛlo una pequeÒa fracciÛn de Èstas es atribuible a la radiaciÛn. Se puede afirmar, por tanto, que el proceso que conduce desde la creaciÛn de un par iÛnico en la molÈcula del ADN hasta la apariciÛn de un c·ncer es altamente improbable.

En accidentes causados por la manipulaciÛn imprudente o inadvertida de fuentes radiactivas se han producido casos notables de lesiones en la piel, cuya severidad aumenta con la dosis a partir de los 3 gray. Los Ûrganos genitales y los ojos (el cristalino) se encuentran entre los Ûrganos m·s sensibles. Del resto de Ûrganos, cabe decir que son relativamente resistentes y de respuesta lenta a la hora de manifestar un daÒo determinista. No obstante, por debajo de dosis de 0,2 gray no se llegan a producir efectos deterministas observables en ning˙n tejido. Asimismo, los niÒos son especialmente sensibles, en particular los huesos y el cerebro, pudiendo verse afectado el crecimiento de los huesos si se reciben dosis relativamente pequeÒas.

Figura 8. RepresentaciÛn esquem·tica del modelo multietapa del desarrollo del c·ncer

Se han desarrollado diversos modelos generales para describir el proceso carcinogÈnico, siendo el m·s aceptado actualmente el modelo llamado multietapa. …ste predice que un c·ncer aparece como consecuencia de una serie de sucesos que pueden ser totalmente independientes, pero que con frecuencia est·n ligados, pudiendo incluso estar mediados por el mismo agente. El modelo multietapa considera que el desarrollo de c·ncer tiene lugar en cuatro etapas: iniciaciÛn, conversiÛn, promociÛn y progresiÛn (fig. 8).

Durante la gestaciÛn, el feto tambiÈn es muy vulnerable, debido a que es un sistema altamente proliferante, con muchas cÈlulas indiferenciadas. Los efectos de la radiaciÛn en el embriÛn pueden resultar en la muerte embrionaria, fetal o neonatal o en malformaciones congÈnitas o retraso mental. Los efectos dependen del momento en el que tiene lugar la irradiaciÛn, siendo m·s crÌticas las primeras semanas de la gestaciÛn desde 26

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A pesar de las numerosas investigaciones llevadas a cabo en las ˙ltimas dÈcadas, la informaciÛn relativa al c·ncer o a los defectos hereditarios inducidos por la radiaciÛn a bajas dosis es todavÌa escasamente significativa, siendo Èsta una cuestiÛn todavÌa abierta a la discusiÛn cientÌfica. Para realizar estimaciones v·lidas del riesgo, deben reunirse ciertas condiciones: en primer lugar, debe conocerse con exactitud la dosis de radiaciÛn absorbida por todo el cuerpo o en los Ûrganos de interÈs; la poblaciÛn irradiada ha de ser observada durante dÈcadas a fin de que todos los tipos de daÒo tengan tiempo de aparecer; y, puesto que tambiÈn se presentan naturalmente por m˙ltiples causas, se deber· disponer de una poblaciÛn de referencia, pero que no haya sufrido la irradiaciÛn, a fin de poder saber los casos que habrÌan aparecido en ausencia de Èsta. Tales estudios incluyen a los supervivientes de las bombas atÛmicas de Hiroshima y Nagasaki, a diversos grupos que sufrieron irradiaciones con fines mÈdicos y, m·s recientemente, a las poblaciones m·s afectadas por el accidente de ChernÛbil.

No obstante, se admite que el valor de los factores de riesgo por unidad de dosis absorbida se reduce cuando la dosis se recibe lentamente (ICRP, 1991) emple·ndose un factor reductor en funciÛn del valor de la dosis y de la tasa de dosis, con valor 2 para dosis absorbidas por debajo de 0,2 gray y tasas de dosis inferiores a 0,1 gray/hora. En general, los estudios demuestran que los distintos tipos de c·ncer se manifiestan despuÈs de un perÌodo de latencia de algunos aÒos, a partir del cual la probabilidad condicional de apariciÛn del c·ncer en cada intervalo temporal, por unidad de dosis recibida, puede ser constante, caso de la leucemia y los c·nceres de huesos y tiroides, o proporcional a la tasa natural de apariciÛn del c·ncer en cuestiÛn para los individuos de su misma edad, como se observa para los c·nceres de mama, pulmÛn, aparato digestivo, piel y otros. Para poder estimar factores integrados del riesgo de apariciÛn de c·nceres se hace necesario utilizar datos caracterÌsticos de la poblaciÛn irradiada, tales como su distribuciÛn por edades, tablas de supervivencia en funciÛn de la edad y tasas de apariciÛn de cada tipo de c·ncer, tambiÈn en funciÛn de la edad. Ello hace que, en principio, las probabilidades de muerte por c·ncer despuÈs de una irradiaciÛn dependan de las caracterÌsticas de la poblaciÛn. Para ofrecer estimaciones que puedan ser de aplicaciÛn general, la ComisiÛn Internacional de ProtecciÛn RadiolÛgica (ICRP, 1991) ofrece unos factores de riesgo promediados entre los obtenidos para la poblaciÛn de distintos paÌses y continentes. El valor promedio de dichos valores para la probabilidad de muerte por c·ncer es del orden del 5% por cada sievert de dosis efectiva, para una

El principal problema reside en que los grupos de poblaciÛn de los estudios que han resultado concluyentes recibieron dosis de radiaciÛn significativamente superiores a las habituales en el campo profesional, o en la vida cotidiana. Por ello, no queda m·s alternativa que extrapolar los riesgos conocidos, producidos por dosis altas, al campo de las dosis reducidas. Prudentemente, los organismos internacionales expertos en el tema3 suponen la inexistencia de umbral para la apariciÛn de c·nceres o de efectos hereditarios, y adem·s que existe un incremento lineal constante del riesgo con el aumento de las dosis recibidas. 3.- La ComisiÛn Internacional de ProtecciÛn RadiolÛgica (ICRP), o el UNSCEAR.

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ï El uso de la tecnologÌa nuclear en distintos campos supone, en promedio, un modesto incremento de los niveles naturales de las radiaciones ionizantes. ï Las radiaciones ionizantes pueden producir daÒos a la salud de tipo inmediato (determinista) y diferido (probabilista). Mientras que los primeros necesitan que la dosis supere un cierto valor umbral, para los segundos la probabilidad de apariciÛn aumenta con la dosis recibida.

poblaciÛn de todas las edades, siempre que la exposiciÛn recibida sea pequeÒa. Con relaciÛn a los daÒos hereditarios, hay que empezar por constatar que alrededor del diez por ciento de los reciÈn nacidos sufre alg˙n tipo de defecto hereditario, desde ligeras afecciones, como el daltonismo, hasta graves incapacidades, como el sÌndrome de Down. Los efectos genéticos pueden clasificarse en dos categorÌas: alteraciones en el n˙mero y la estructura de los cromosomas y mutaciones de los genes. Las mutaciones genÈticas se clasifican, a su vez, en dominantes (que aparecen en los hijos de quienes las padecen) y recesivas (que sÛlo aparecen cuando ambos progenitores poseen el mismo gen mutante).

Como conclusiÛn, es oportuno indicar que la protecciÛn radiolÛgica persigue un doble objetivo fundamental, consistente en evitar totalmente la apariciÛn de los efectos deterministas, y limitar la probabilidad de incidencia de los efectos estoc·sticos (c·nceres y defectos hereditarios) hasta valores que se consideran aceptables.

Los estudios indican (NRC 1993 e ICRP 1991) que la probabilidad de apariciÛn de un daÒo hereditario grave, en la primera generaciÛn que sigue a la poblaciÛn que sufra la irradiaciÛn, es del orden de 0,0015 a 0,004 por cada gray recibido en las gÛnadas. Si esta probabilidad se integra para todas las generaciones posteriores a la irradiada, el valor resultante es del orden de un 1 por ciento por gray, que supone un riesgo bastante inferior al de los c·nceres.

Por otra parte, no deberÌan limitarse indebidamente las pr·cticas que, aunque den lugar a exposiciÛn a las radiaciones, suponen un beneficio a la sociedad o sus individuos, quienes, por otra parte, ya est·n expuestos de forma natural a la radiactividad y las radiaciones. Estas y otras cuestiones de tipo Ètico y regulador son abordadas con profundidad en las ponencias del Dr. Arranz y el Prof. Alonso. Agradecimiento

RESUMEN Y CONCLUSIONES

A la Dra. Almudena Real Gallego, del CIEMAT, por parte del material gr·fico empleado en la presentaciÛn.

A modo de resumen de lo presentado, se puede afirmar lo siguiente:

REFERENCIAS

ï El principal efecto causado en la materia por las radiaciones emitidas por las sustancias radiactivas es la ionizaciÛn. ï El entorno humano presenta niveles significativos de radiaciones ionizantes de forma natural.

ICRP, International Commission on Radiological Protection. 1990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection, ICRP Publication 60, Pergamon Press, Oxford (1991) (www.icrp.org). TraducciÛn al

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espaÒol por la Sociedad EspaÒola de ProtecciÛn RadiolÛgica (www.sepr.es). Madrid (1995). MINER, Ministerio de Industria y EnergÌa. Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas, Real Decreto 1836/1999 (BOE 31-diciembre-1999). Madrid (1999). MOPU, Ministerio de Obras P˙blicas y Urbanismo. Real Decreto 1317/1989, de 27 de octubre, por el que se establecen las Unidades Legales de Medida (BOE 3-noviembre-1989). Madrid (1989). NRC U.S. Nuclear Regulatory Commission. Health Effects Models for Nuclear Power Plant Accident Consequence Analysis. Report NUREG/CR-4214. Washington D.C. (1993). UNSCEAR, United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation, Sources, Effects and Risks of Ionising Radiation, Report to the General Assembly with Scientific Annex, United Nations. New York (2000). (www.unscear.org).

LA UTILIZACI”N DE LOS IS”TOPOS RADIACTIVOS Y LAS RADIACIONES EN MEDICINA Prof. Eliseo VaÒÛ Carruana Doctor en Ciencias FÌsicas. Catedr·tico de FÌsica MÈdica Departamento de RadiologÌa. Facultad de Medicina Universidad Complutense

LA UTILIZACIÓN DE LOS ISÓTOPOS RADIACTIVOS Y LAS RADIACIONES EN MEDICINA Prof. Eliseo VaÒÛ Doctor en Ciencias FÌsicas. Catedr·tico de FÌsica MÈdica Departamento de RadiologÌa. Facultad de Medicina Universidad Complutense. 28040 Madrid. eliseov@med.ucm.es LAS RADIACIONES IONIZANTES EN RADIODIAGNÓSTICO

INTRODUCCIÓN Seg˙n datos del Organismo Internacional de la EnergÌa AtÛmica, actualmente se realizan en todo el mundo del orden de 2000 millones de procedimientos mÈdicos anuales con radiaciones ionizantes. La mayorÌa son estudios diagnÛsticos con rayos X (de ellos, 250 millones ño sea un 12%- en pediatrÌa), 32 millones en medicina nuclear (o sea un 1.6%), y unos 5 millones de tratamientos de radioterapia (0.25%) [1].

Los rayos X se utilizan b·sicamente, para el diagnÛstico mÈdico y como guÌa (fluoroscopia) para algunos procedimientos terapÈuticos (radiologÌa intervencionista). La radiaciÛn electromagnÈtica se emite desde una fuente externa al organismo (un tubo de rayos x). Al atravesar el cuerpo humano, el haz de radiaciÛn se absorbe m·s o menos seg˙n los Ûrganos y tejidos atravesados, y al llegar al ìdetectorî (pelÌcula radiogr·fica u otros tipos de detectores de radiaciÛn) se obtiene una imagen en la que los diferentes contrastes indican la mayor o menor absorciÛn de la radiaciÛn. Se obtienen im·genes planas (radiografÌas) o reconstrucciones tridimensionales a partir de varias im·genes de cortes transversales del volumen explorado (tomografÌa computarizada, TC).

Los datos m·s recientes de EspaÒa (enero de 2002) [2] indican que en nuestro paÌs se hacen anualmente 43 millones de exploraciones de rayos X (de ellas, casi 7 millones son radiografÌas dentales), 800.000 procedimientos diagnÛsticos de medicina nuclear y unos 72.000 tratamientos de radioterapia. El uso mÈdico de las radiaciones ionizantes supone un pequeÒo riesgo que est· ampliamente compensado por el beneficio del diagnÛstico o del tratamiento. La aceptabilidad social del uso de las radiaciones en medicina es muy amplia, aunque en los ˙ltimos aÒos la cultura de la calidad y de la seguridad ha impulsado la elaboraciÛn de recomendaciones y normativa especÌfica para la protecciÛn radiolÛgica de los pacientes. 33

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Con ambas tÈcnicas se puede trabajar en ìdiferidoî (se hace el diagnÛstico una vez obtenida la imagen), o en ìtiempo realî con equipos de fluoroscopia (las im·genes se visualizan mientras se administra un medio de contraste al paciente por vÌa digestiva, arterial o venosa).

Estos procedimientos est·n teniendo un aumento espectacular en los ˙ltimos aÒos, a pesar de que en ocasiones suponen dosis de radiaciÛn elevadas para los pacientes y para los especialistas mÈdicos que las realizan. Los procedimientos intervencionistas sustituyen en ocasiones a la cirugÌa abierta y pueden ser, a veces, la ˙nica alternativa para pacientes que no tolerarÌan un proceso quir˙rgico complejo con su correspondiente anestesia.

Radiología intervencionista En las tÈcnicas intervencionistas se utilizan las im·genes de fluoroscopia (o de TC) en tiempo real, como guÌa de un procedimiento terapÈutico, como por ejemplo el avance de un catÈter por una arteria, el inflado de un balÛn para dar m·s luz a una arteria con estenosis, la colocaciÛn de dispositivos (ìstentsî) que eviten que las arterias se cierren de nuevo, la embolizaciÛn de arterias para evitar lesiones por malformaciones arteriovenosas o para hacer que un tumor se necrose por isquemia, etc.

Los especialistas mÈdicos de radiodiagnÛstico son los que tienen la formaciÛn adecuada para responsabilizarse de las instalaciones en las que se obtienen im·genes con rayos x, pero actualmente otras muchas especialidades mÈdicas se benefician tambiÈn de este tipo de im·genes (habitualmente en colaboraciÛn con los especialistas en radiodiagnÛstico). La cardiologÌa invasiva ha sido una de 34

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las tÈcnicas de mayor incremento en los ˙ltimos aÒos. Entre 1999 y 2001 el incremento en procedimientos diagnÛsticos ha sido del 15%, mientras que en procedimientos terapÈuticos (cardiologÌa intervencionista) ha sido del 33%. En el aÒo 2001 se han realizado en EspaÒa 2386 procedimientos diagnÛsticos y 782 procedimientos terapÈuticos por millÛn de habitantes [3].

pelÌcula-cartulina. Son utilizadas de forma convencional, se digitalizan mediante el barrido con un l·ser y se reutilizan (del orden de 10.000 veces). La imagen es procesada y visualizada en estaciones de trabajo. ï RadiografÌa digital (sistema conocido como ìDigital Radiographyî ñ DR), basada en la utilizaciÛn de detectores de semiconductor de gran tamaÒo (conocidos como ìflat-panelî) que convierten la radiaciÛn en seÒales elÈctricas que conforman la imagen digital en estaciones de trabajo sin necesidad de chasis radiogr·fico.

Radiología digital Las tÈcnicas digitales para la obtenciÛn, procesado, transmisiÛn y almacenamiento de im·genes mÈdicas est·n teniendo un gran impacto en el diagnÛstico mÈdico y lo seguir·n teniendo en los prÛximos aÒos. Su introducciÛn est· significando una revoluciÛn en la radiologÌa aumentando la calidad de las im·genes, aunque su repercusiÛn (que en principio deberÌa ser positiva) en las dosis de radiaciÛn a los pacientes es algo que se deber· evaluar en el futuro.

Las placas de fÛsforo fotoestimulable utilizan el principio de la luminiscencia fotoestimulada y en muchos aspectos son similares a las cartulinas reforzadoras usadas en los sistemas que usan cartulinapelÌcula tradicionales. Cuando la placa de PSP recibe la radiaciÛn, almacena parte de la energÌa de los fotones de rayos X en trampas de su estructura cristalina, que son liberadas mediante el barrido de su superficie con un l·ser, lo que provoca una emisiÛn de luz proporcional a la radiaciÛn recibida, que es detectada por un tubo fotomultiplicador y convertida en una seÒal elÈctrica.

Algunas ·reas del radiodiagnÛstico ya manejaban desde sus orÌgenes im·genes digitales, como es el caso de la tomografÌa computarizada; sin embargo, otra gran ·rea como es la radiologÌa simple continuaba usando el cl·sico soporte analÛgico de la pelÌcula radiogr·fica. El cambio m·s espectacular se est· produciendo en esta ·rea, donde la transiciÛn desde la radiologÌa convencional a la digital se est· realizando b·sicamente por dos vÌas [4]: ï RadiografÌa computarizada (sistema conocido como ìComputed Radiographyî ñ CR), basada en la utilizaciÛn de placas de fÛsforo fotoestimulable (PSP) en lugar de los conjuntos 35

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calidad de imagen. En la radiologÌa convencional las dosis a los pacientes que permiten obtener im·genes de calidad razonable quedan restringidas a un margen relativamente estrecho por la sensibilidad de los conjuntos cartulina-pelÌcula, de manera que un aumento de dosis de radiaciÛn supone una sobre exposiciÛn en la imagen (demasiado ìnegraî) y una disminuciÛn de dosis supone una sub-exposiciÛn (demasiado ìclaraî). Los sistemas digitales tienen un rango din·mico mucho m·s amplio, lo que permite obtener buenas im·genes con dosis m·s pequeÒas o bastante mayores que las utilizadas en radiologÌa convencional. Para alcanzar la saturaciÛn del sistema es necesario aumentar las dosis significativamente. Por el contrario, bajos niveles de dosis repercuten en la imagen en forma de un aumento del ìruidoî, lo que puede conducir a que exista una cierta tendencia a incrementar las dosis voluntariamente buscando im·genes de m·s calidad.

La CR permite que se sigan usando los mismos equipos de rayos X que se utilizaban para radiologÌa convencional y el modo de trabajo de los tÈcnicos de radiodiagnÛstico apenas varÌa. En el caso de la DR se trata de equipos especÌficos y el modo de trabajo se ve simplificado al no tener que manipular chasis con lo que puede aumentar sustancialmente el n˙mero de pacientes explorados por jornada de trabajo. Un elemento muy importante de un Servicio de DiagnÛstico por Imagen con tecnologÌa digital es el PACS (ìPicture Archiving and Communication Systemî). El PACS requiere que las im·genes y los datos relacionados de los pacientes sean enviados desde los distintos equipos de diagnÛstico (modalidades) hacia el n˙cleo controlador del sistema y finalmente hacia el archivo. Para ello es necesario que tanto el PACS como las modalidades cumplan con el est·ndar DICOM (ìDigital Imaging and Communication in Medicineî).

Medicina nuclear Los radionucleidos que se utilizan en medicina nuclear suelen ser emisores beta (aunque la radiaciÛn beta no se utiliza para la formaciÛn de las im·genes) y gamma. En las tÈcnicas de tomografÌa de emisiÛn de positrones (PET) se emplean emisores beta positivos utilizando la radiaciÛn de aniquilaciÛn de los positrones para la producciÛn de las im·genes. Los periodos de semidesintegraciÛn efectivos de los radionucleidos que se emplean en medicina nuclear (combinaciÛn del periodo fÌsico y biolÛgico) interesa que sean del orden del tiempo necesario para realizar la exploraciÛn. Un periodo muy corto requerirÌa la administraciÛn de actividades muy altas a los pacientes y perio-

La introducciÛn de la radiologÌa digital aporta innumerables ventajas para el diagnÛstico pero hace que la protecciÛn radiolÛgica del paciente cobre una especial relevancia. Esta tecnologÌa permite que las dosis a los pacientes sean similares e incluso en algunos casos inferiores a las que se imparten con radiologÌa convencional para un nivel comparable de 36

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dos largos supondrÌan una irradiaciÛn innecesaria para el paciente y sus familiares.

Los sistemas de formaciÛn de imagen para SPECT, y especialmente para PET son m·s complejos que los utilizados para las gammagrafÌas y requieren varias gammac·maras que pueden girar alrededor del paciente o anillos de detectores que rodean al paciente.

Los isÛtopos radiactivos se emplean en medicina nuclear para usos diagnÛsticos en especial. Para ello, se ìmarcanî determinados f·rmacos con radionucleidos y se administran a los pacientes (en actividades relativamente bajas, del orden de algunos mCi o centenas de MBq). Una vez metabolizados en el Ûrgano o tejido de interÈs, se mide la radiaciÛn gamma que emiten para formar im·genes planas (gammagrafÌas) con sistemas detectores llamados gammac·maras, o se hacen reconstrucciones tridimensionales con tÈcnicas de SPECT (ìsingle photon emission computed tomographyî) o las m·s modernas tÈcnicas de PET. En este ˙ltimo caso se emplean los dos fotones de 511 keV emitidos en la misma direcciÛn y sentidos opuestos que permiten obtener im·genes con mejor resoluciÛn espacial.

Estos procedimientos de diagnÛstico que utilizan fuentes radiactivas no encapsuladas requieren instalaciones y personal especializado, ya que se puede producir un cierto nivel de contaminaciÛn radiactiva. Los pacientes y sus excretas son, durante un cierto tiempo (hasta que el material radiactivo se haya desintegrado), emisores de radiaciÛn ionizante y deben ser gestionados con determinadas precauciones. Hay procedimientos de medicina nuclear (como el ganglio centinela) en los que tambiÈn pueden participar otros especialistas diferentes de los de medicina nuclear. En estos casos, la coordinaciÛn entre los especialistas implicados es fundamental. La tÈcnica de detecciÛn del ganglio centinela (GC) permite obviar la necesidad de realizar una extirpaciÛn del drenaje linf·tico (linfadenectomÌa) en diversos c·nceres (melanoma maligno y c·ncer de mama). Para la realizaciÛn de la tÈcnica se administra una pequeÒa actividad del radiof·rmaco en las inmediaciones del tumor para la posterior obtenciÛn de gam-

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LAS RADIACIONES IONIZANTES EN RADIOTERAPIA

magrafÌas con objeto de ver si hay captaciÛn en el ganglio. En caso de ser positivo, tras ser identificado el GC y haberse marcado el lugar pertinente en la piel, se puede proceder a la detecciÛn intraoperatoria en quirÛfano del mismo con un detector de radiaciÛn lo que permite dirigir al cirujano hacia el lugar de mayor actividad para facilitar la extirpaciÛn del GC y asÌ evitar linfadenectomÌas innecesarias.

Las radiaciones ionizantes se utilizan en los servicios de radioterapia para tratar tanto procesos de naturaleza benigna (malformaciones vasculares; tumores benignos tales como neurinomas, meningiomas, adenomas, etc; queloides; inhibiciÛn de osteoformaciÛn, etc) y maligna (diferentes tipos de c·ncer).

Imágenes morfológicas y funcionales

Se utilizan tanto radiaciones electromagnÈticas como corpusculares (sobre todo electrones). En algunos programas selectivos se emplean en ocasiones partÌculas pesadas y neutrones.

Las im·genes que se utilizan en diagnÛstico mÈdico pueden ser morfolÛgicas y funcionales. Las primeras proporcionan en general un elevado grado de detalle anatÛmico o estructural y son fundamentalmente las que se obtienen en los servicios de radiodiagnÛstico. Las im·genes funcionales dan informaciÛn sobre el funcionamiento o metabolismo de diferentes Ûrganos, habitualmente con baja resoluciÛn espacial. Los estudios funcionales presentan un aspecto visualmente m·s ìpobreî que los morfolÛgicos [5].

Las instalaciones de radioterapia utilizan fuentes radiactivas de gran actividad o aceleradores de partÌculas para producir haces de radiaciÛn para irradiar los llamados vol˙menes ìblancoî habitualmente desde el exterior del paciente (radioterapia externa). Cuando las fuentes radiactivas encapsuladas se introducen en el interior del organismo para irradiar tumores a distancias muy pequeÒas se habla de tratamientos de braquiterapia.

Algunas tÈcnicas de imagen como la resonancia magnÈtica (que no tratamos en este artÌculo dado que no utilizan radiaciones ionizantes) pueden producir tanto im·genes morfolÛgicas como funcionales. En medicina nuclear se obtienen im·genes b·sicamente funcionales y con poca resoluciÛn espacial. Actualmente ya existen tÈcnicas de fusiÛn de imagen (e incluso equipos que permiten obtener de forma simult·nea ambos tipos de im·genes) que permiten combinar las im·genes morfolÛgicas (con gran resoluciÛn espacial) con las funcionales. 38

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Por lo general, en los tratamientos convencionales, la pauta que se sigue es la de administrar 2 Gy por sesiÛn durante 5 dÌas a la semana hasta alcanzar una dosis total de 60 Gy dependiendo de la radiosensibilidad del proceso a tratar asÌ como de la intenciÛn del tratamiento (profil·ctico, radical, paliativo, etc). Una vez localizado el volumen a irradiar y los Ûrganos crÌticos que se deben proteger (todo ello en base a im·genes del paciente previamente obtenidas habitualmente con un TC), se procede a la planificaciÛn del tratamiento radioter·pico utilizando ordenadores y programas de c·lculo que permiten evaluar las diferentes opciones en cuanto a direcciÛn, tamaÒo, y energÌa de los campos de radiaciÛn, duraciÛn de las diferentes sesiones, etc.

En ocasiones, la radioterapia se hace con fuentes radiactivas no encapsuladas que se administran a los pacientes para que sigan la misma vÌa metabÛlica que el elemento estable. AsÌ por ejemplo se utiliza yodo radiactivo para el tratamiento de determinados c·nceres de tiroides ya que son capaces de metabolizar activamente este elemento produciendo la destrucciÛn selectiva de las cÈlulas que lo incorporan. Este tipo de tratamientos radioter·picos con fuentes no encapsuladas se suele hacer en las instalaciones de medicina nuclear. El gran reto en radioterapia consiste en administrar la dosis suficiente al tumor maligno para destruirlo (una dosis menor supone en general un tratamiento inadecuado) con dosis de radiaciÛn lo m·s pequeÒas posible a los tejidos sanos que est·n en las proximidades del tumor y protegiendo especialmente los Ûrganos crÌticos m·s radiosensibles que, si se irradiasen, podrÌan causar efectos especialmente nocivos en el paciente (por ejemplo, dosis altas en recto y vejiga en los tratamientos del c·ncer de prÛstata, etc). Estos efectos son los responsables de la tolerancia al tratamiento.

Una vez optimado el tratamiento, se procede a la simulaciÛn del mismo (simulaciÛn llamada ìvirtualî en las instalaciones modernas) con un TC. En esta etapa se ponen unas marcas indelebles en la superficie del paciente (que permitir·n posteriormente posicionarlo adecuadamente en la unidad de tratamiento) y se comprueba si el tratamiento planificado responde a la realidad anatÛmica del paciente, impartiendo las dosis programadas en los Ûrganos adecuados.

Este reto se resuelve con instalaciones cada vez m·s sofisticadas, con personal muy bien formado y con procedimientos de control de calidad muy estrictos.

Posteriormente se procede al tratamiento radioter·pico propiamente dicho seg˙n la planificaciÛn establecida una vez 39

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realizada la oportuna verificaciÛn con la imagen portal e inmovilizando al paciente cuando proceda.

Braquiterapia intravascular Una tÈcnica multidisciplinar de radioterapia que se ha desarrollado durante los ˙ltimos aÒos es la braquiterapia intravascular (sobre todo en el terreno coronario, en donde se habla de braquiterapia intracoronaria). Se ha comprobado que se pueden evitar muchos casos de reestenosis (disminuciÛn del di·metro de las arterias una vez que se han dilatado con balones u otros dispositivos) irradiando las paredes de las arterias con dosis de radiaciÛn entre 20 y 25 Gy. Para ello se utilizan fuentes radiactivas (emisores beta o incluso gamma) de pequeÒo di·metro que se hacen llegar con catÈteres introducidos percut·neamente por vÌa femoral retrÛgrada, hasta la posiciÛn de la lesiÛn donde permanecen unos pocos minutos hasta administrar la dosis prescrita. En estas tÈcnicas tÌpicamente multidisciplinares, deben participar especialistas en cardiologÌa, en oncologÌa radioter·pica y en radiofÌsica para conseguir resultados adecuados.

En braquiterapia actualmente se utilizan las tÈcnicas llamadas de alta tasa de dosis. Una vez hecha la oportuna planificaciÛn, se introduce en el paciente (ayud·ndose en ocasiones de anestesia) una guÌa o posicionador que permitir· posteriormente, una vez que el operador haya salido de la sala de tratamiento (si se utilizan fuentes gamma), que la fuente radiactiva se traslade de forma autom·tica desde su posiciÛn de almacenamiento en un contenedor debidamente blindado, hasta la posiciÛn de tratamiento (en esÛfago, ˙tero, pulmÛn, etc) donde permanecer· el tiempo adecuado para depositar la dosis requerida, regresando despuÈs de nuevo a su posiciÛn de almacenamiento. Hay actualmente una serie de tÈcnicas de vanguardia en radioterapia unas bien consolidadas (radiocirugÌa, radioterapia intraoperatoria, etc) y otras en ensayos de investigaciÛn (radioterapia con partÌculas pesadas) que podr·n suponer avances sustanciales en esta especialidad. Sin embargo, su coste en equipamiento y en tiempo es significativo. Dadas las altas dosis de radiaciÛn que su utilizan en radioterapia, los aspectos de seguridad son de crucial importancia. Un error en radioterapia supone efectos irreversibles y a veces la muerte de los pacientes. Los operadores de las instalaciones de radioterapia tienen una responsabilidad similar a los pilotos de los aviones. No se pueden cometer errores ya que cualquier error puede suponer un accidente de fatales consecuencias. Habitualmente no existe la opciÛn de una ìsegunda oportunidadî.

Este tipo de procedimientos est·n teniendo un gran impacto en cardiologÌa. En el aÒo 2001, de los aproximadamente 7 millones de casos de enfermedad coronaria, se han tratado mÈdicamente 4,5 millones (65%); se han intervenido 690.000 pacientes (10%) y se han sometido a intervenciÛn coronaria percut·nea (ICP) 1,7 millones (25%). Para el aÒo 2005 se estima que los tratamientos mÈdi40

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a todos los paÌses del mundo y entre ellos a EspaÒa. El Ministerio de Sanidad y Consumo creÛ en el aÒo 1999 un grupo de trabajo con representantes de las diferentes Comunidades AutÛnomas para actualizar los datos que aporta EspaÒa. Se reflejan tanto el n˙mero de instalaciones como el de procedimientos y las dosis de radiaciÛn implicadas. Los informes que se elaboran para UNSCEAR, aunque siempre mejorables, representan los mejores datos que EspaÒa (y sus Comunidades AutÛnomas) tienen sobre las exposiciones mÈdicas.

cos disminuir·n, y aumentar·n en un 90% las ICP [6]. En el aÒo 2000, las endoprÛtesis (ìstentsî) se han utilizado en un 90% de los casos de ICP. El principal problema es la reestenosis intraprÛtesis. La braquiterapia intracoronaria est· siendo una soluciÛn que compite con las endoprÛtesis impregnadas de f·rmacos que eviten las reestenosis. En el aÒo 2001, en Estados Unidos se constataron 150.000 nuevos casos de reestenosis intraprotÈsicas. Los primeros estudios con endoprÛtesis recubiertas de f·rmacos muestran resultados muy prometedores: a los 6 meses, la tasa de reestenosis en los casos control son del 26% frente a casi el 0% cuando se utilizan las prÛtesis con f·rmacos [6].

Comisión Europea La ComisiÛn Europea (CE) ha realizado durante los ˙ltimos aÒos un considerable esfuerzo para promover la protecciÛn radiolÛgica de los pacientes a travÈs de la aplicaciÛn de la Directiva sobre exposiciones mÈdicas [7]. Se han promovido programas de investigaciÛn especÌficos, se han elaborado guÌas y protocolos, se han organizado reuniones cientÌficas y foros de discusiÛn y se ha creado un grupo de trabajo permanente (llamado ìgrupo de exposiciones mÈdicasî) dependiente del Grupo de Expertos del artÌculo 31 del tratado EURATOM, que realiza un seguimiento de las necesidades de nuevos documentos o de la actualizaciÛn de los existentes. Algunas de las publicaciones realizadas por la CE se han traducido (o se est·n traduciendo) o varias lenguas comunitarias y est·n teniendo un indudable impacto en la correcta aplicaciÛn de la normativa vigente (por ejemplo los documentos sobre criterios de calidad en radiodiagnÛstico de adultos y pediatrÌa, en TC, en cribado de c·ncer de mama, sobre formaciÛn en protecciÛn radiolÛgica, en indicaciones para la correcta solicitud de pruebas de diagnÛstico por imagen, entre otros).

En EspaÒa, seg˙n los valores publicados por la SecciÛn de Hemodin·mica y CardiologÌa Intervencionista (e incluidos en los datos aportados a UNSCEAR [2]), los incrementos entre 1999 y 2001 han sido del 22% en el n˙mero de salas dedicadas a intervencionismo, 18% en el n˙mero de especialistas, 19% en el personal de enfermerÌa y personal tÈcnico, 15% en los procedimientos diagnÛsticos y 33% en los procedimientos terapÈuticos (lo que representa cifras de hasta 2386 procedimientos diagnÛsticos y 782 procedimientos terapÈuticos por millÛn de habitantes en el 2001). ORGANISMOS INTERNACIONALES Comité UNSCEAR El ComitÈ de las Naciones Unidas sobre efectos de las radiaciones solicita periÛdicamente los datos m·s relevantes de las exposiciones mÈdicas (entre otras) 41

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ï FormaciÛn y acreditaciÛn en protecciÛn radiolÛgica para los usuarios de radiaciones ionizantes en Medicina. ï Alta de pacientes despuÈs de tratarlos con radiof·rmacos o con fuentes de braquiterapia. ï GestiÛn de dosis en radiologÌa digital (coordinado desde Madrid). ï ProtecciÛn radiolÛgica en braquiterapia de alta tasa de dosis.

Una prioridad de la CE en sus Programas Marco de investigaciÛn ha sido la radiologÌa digital y la radiologÌa intervencionista. Durante los ˙ltimos tres aÒos, un consorcio europeo formado por 13 grupos (universidades y centros sanitarios) de 11 paÌses de la UniÛn Europea est·n trabajando para sentar las bases de los criterios de calidad y seguridad de los pacientes en radiologÌa digital, asÌ como sobre los procedimientos intervencionistas (programa DIMOND) [8].

Plan de acción del Organismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA) sobre la protección de los pacientes

Recomendaciones de la Comisión Internacional de Protección Radiológica (CIPR)

En marzo de 2001, M·laga fue la sede de una conferencia internacional que ha dado lugar a un Plan de Acción para la protecciÛn radiolÛgica de los pacientes, patrocinado por el OIEA, que ha sido aprobado en septiembre 2002 [1]. En dicho Plan participan, adem·s del OIEA y la OrganizaciÛn Mundial de la Salud, la mayor parte de organizaciones y sociedades cientÌficas internacionales relacionadas con el radiodiagnÛstico, la radioterapia y la medicina nuclear.

La CIPR juega un papel fundamental no sÛlo en lo que a recomendaciones generales de protecciÛn radiolÛgica se refiere. A travÈs de su ComitÈ 3, que trata los temas de ProtecciÛn en Medicina, seÒala prioridades en lo que a elaboraciÛn de documentos y guÌas se refiere. En su ˙ltima reuniÛn plenaria en La Haya, en septiembre de 2001, se acordÛ potenciar un ·rea educativa (que ofrece textos y diapositivas de libre acceso) en su servidor WEB (www.icrp.org) con material sobre:

El Plan de AcciÛn declara que los sistemas de garantÌa de calidad son esenciales y se marcan prioridades en los siguientes temas:

ï Riesgos de la irradiaciÛn durante el embarazo. ï GestiÛn de dosis en tomografÌa computarizada. ï PrevenciÛn de accidentes en radioterapia. ï PrevenciÛn de efectos deterministas en radiologÌa intervencionista.

ï FormaciÛn, ï Intercambio de informaciÛn (incluyendo el Agencyís International Reporting System for Unusual Radiation Events (RADEV), ï Facilitar la transiciÛn de la radiologÌa convencional a la digital, ï Optimar el uso de la tomografÌa computarizada, ï Promover el uso de los niveles de referencia,

Se acordÛ tambiÈn continuar o iniciar la elaboraciÛn de los siguientes documentos: ï Dosis a los pacientes, derivadas de la administraciÛn de radiof·rmacos. 42

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ï Promover los contactos con la industria, ï Desarrollar procedimientos de control de calidad (CC) en medicina nuclear con especial incidencia en tomografÌa de emisiÛn de positrones y ï Llevar a cabo intercomparaciones y desarrllar tÈcnicas dosimÈtricas en radioterapia (RT) y procedimientos de CC en RT (incluyendo planificaciÛn).

nables de seguridad para los trabajadores y miembros del p˙blico. Con respecto a los pacientes y al resultado clÌnico de los procedimientos con radiaciones ionizantes, la normativa espaÒola exige que se implanten programas de garantÌa de calidad y que los mismos sean auditados por la Autoridad Sanitaria [10-12]. Con ello deberÌa estar tambiÈn razonablemente asegurada la seguridad de los pacientes y la calidad de los procedimientos.

LA SEGURIDAD DE LAS INSTALACIONES MÉDICAS EN LAS QUE SE UTILIZAN RADIACIONES IONIZANTES

Para los trabajadores y para los miembros del p˙blico existen lÌmites de dosis[13], que se discuten en la ponencia del Prof. E. Gallego. Para los pacientes no se establecen lÌmites de dosis. Se supone que el especialista mÈdico tiene formaciÛn suficiente como para establecer el balance riesgo/ beneficio y decidir la procedencia de una exposiciÛn mÈdica sin ning˙n tipo de limitaciÛn.

La seguridad de las instalaciones mÈdicas en las que se utilizan radiaciones ionizantes est· supervisada en EspaÒa por el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) en lo que se refiere a la protecciÛn de los trabajadores y de los miembros del p˙blico, y por la AdministraciÛn Sanitaria en lo que se refiere a la protecciÛn radiolÛgica de los pacientes.

No obstante, la CIPR propuso en 1990 [14] el uso de niveles de referencia en procedimientos de diagnÛstico que posteriormente fueron recogidos en otros documentos de la misma ComisiÛn [15] y en la Directiva Europea 97/43/Euratom [7] y por la norma espaÒola [12]. Los niveles de referencia no son lÌmites de dosis pero son un excelente instrumento para la optimaciÛn de los procedimientos diagnÛsticos en medicina. Si en cualquier instalaciÛn espaÒola de radiodiagnÛstico se midieran dosis en los pacientes que de forma consistente fueran mayores que los niveles de referencia, serÌa obligatorio introducir medidas correctoras para reducir el nivel de riesgo radiolÛgico a los pacientes.

Para la autorizaciÛn de las instalaciones (especialmente las de radioterapia y medicina nuclear) se precisa de un informe tÈcnico favorable del CSN. El personal que dirige u opera las fuentes de radiaciÛn necesita una licencia (o acreditaciÛn) personal del CSN que se emite una vez que se verifica que el candidato tiene conocimientos suficientes. Las instalaciones se inspeccionan periÛdicamente por tÈcnicos del CSN y deben presentar informes anuales a dicho Organismo [9]. Se dispone por tanto de garantÌas suficientes como para suponer que las instalaciones funcionan con niveles razo43

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computarizada y consentimiento informadoî, plantea la conveniencia de dar la opciÛn a los propios pacientes para que puedan escoger tÈcnicas de diagnÛstico que supongan dosis de radiaciÛn relativamente elevadas y que sean desaconsejadas por las Sociedades CientÌficas competentes, si se les ofrece la informaciÛn adecuada en un consentimiento informado previo. Los autores defienden que hay tÈcnicas de tomografÌa computarizada de baja dosis de radiaciÛn que se pueden utilizar para el cribado sanitario del c·ncer de pulmÛn. Los autores citan como TC de baja dosis un estudio equivalente a 10 estudios convencionales de tÛrax con proyecciÛn posteroanterior y lateral con una dosis en mama equivalente a una mamografÌa, aunque reconocen que las dosis pueden ser tambiÈn 10 veces superiores si se utilizan otros protocolos.

INFORMACIÓN A LOS PACIENTES Y A SUS FAMILIARES Y ACOMPAÑANTES SOBRE LOS RIESGOS RADIOLÓGICOS Los pacientes y sus familiares o acompaÒantes, piden cada vez m·s informaciÛn sobre los riesgos de las radiaciones ionizantes cuando conocen que los procedimientos diagnÛsticos o terapÈuticos utilizan este tipo de agente fÌsico. Esa lÛgica peticiÛn de informaciÛn va acompaÒada en ocasiones por la obligaciÛn que tiene el centro sanitario de ofrecer este tipo de detalles. La Directiva Europea de Exposiciones MÈdicas [7] se aplica tambiÈn a la exposiciÛn de personas que, habiendo sido informadas y habiendo dado su consentimiento, colaboran (de manera independiente de su profesiÛn) en la ayuda y bienestar de personas que est·n sometidas a exposiciones mÈdicas (recogido tambiÈn en la normativa espaÒola [16]). Ello es relativamente novedoso y requerir· la elaboraciÛn de material de informaciÛn sobre los efectos de las radiaciones ionizantes y sobre las recomendaciones b·sicas de protecciÛn radiolÛgica para los familiares y acompaÒantes de los pacientes.

REFERENCIAS 1.- International Action Plan for the Radiological Protection of Patients. 31 July 2002. Disponible en (˙ltimo acceso 26/03/03): http://www.iaea.org/worldatom/About/Policy/ GC/GC46/Documents/gc46-12.pdf 2.- Datos aportados por EspaÒa a UNSCEAR. 24 enero 2002. Ministerio de Sanidad y ; Consumo. <mbezares@msc.es> eliseov@med.ucm.es.

Este tipo de informaciÛn (especialmente para los pacientes) est· tomando una gran relevancia cuando se plantean polÈmicas que pueden suponer conflictos de intereses y que tienen incluso aspectos Èticos que necesitar·n ser estudiados con m·s detalle.

3.- Datos de la SecciÛn de Hemodin·mica y CardiologÌa Intervencionista de la Sociedad EspaÒola de CardiologÌa. http://www.hemodinamica.com/ (˙ltimo acceso 31 junio 2002).

Muy recientemente, la prestigiosa revista americana Radiology, ha publicado un Editorial [17] que bajo el tÌtulo ìRespetando la autonomÌa de los pacientes: cribado sanitario con tomografÌa

4.- VaÒÛ E, Fern·ndez JM, Ten JI, Pedrosa C. La radiologÌa digital y las dosis de radiaciÛn a los pacientes. Revista del Consejo de Seguridad Nuclear: Seguridad Nuclear 2002; 22:15-23.

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5.- RelaciÛn riesgo ñ beneficio del empleo de las radiaciones en oncologÌa. Editado por la FundaciÛn CientÌfica de la AsociaciÛn EspaÒola contra en c·ncer y ENRESA. 2001.

13.- Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el que se aprueba el Reglamento sobre ProtecciÛn sanitaria contra radiaciones ionizantes. BOE 26 julio 2001.

6.- Leon MB. Las endoprÛtesis impregnadas de rapamicina: øel avance m·s importante de la dÈcada?. En ìGrandes temas de la cardiologÌaî, 34th ACC New York Cardiovascular Simposium. American College of Cardiology Foundation. Medical Trends, Barcelona, 2003: 41-50.

14.- ICRP 60. 1990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. Annals of the ICRP, Vol. 21, No. 1 3. Pergamon. UK. 15.- ICRP 73, Radiological Protection and Safety in Medicine. Annals of the ICRP, Vol. 26, Num. 2, 1996. Pergamon. U.K.

7.- Directiva 97/43/Euratom del Consejo de 30 de junio de 1997 relativa a la protecciÛn de la salud frente a los riesgos derivados de las radiaciones ionizantes en exposiciones mÈdicas, por la que se deroga la Directiva 84/466/Euratom. Diario Oficial L 180 de 09/07/1997: 0022-27.

16.- Real Decreto 815/2001, de 13 de julio, sobre JustificaciÛn del uso de las radiaciones ionizantes para la protecciÛn radiolÛgica de las personas con ocasiÛn de exposiciones mÈdicas. BOE 14/07/2001 17.- Earnest IV F, Swensen SJ, Zink FE. Respecting patient autonomy: Screening at CT and informed consent (Editorial). Radiology 2003; 226:633-4.

8.- DIMOND. Measures for optimising radiological information and dose in digital imaging and interventional radiology. European Commission. Fifth Framework Programme. 1998-2002. Project Acronym: DIMOND III. http://www.cordis.lu/en/src/r_001_en.htm 9.- Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas. BOE 31/12/1999 10.- Real Decreto 1841/1997, de 5 de diciembre, por el que se establecen los Criterios de calidad en medicina nuclear. BOE de 19/12/1997. 11.- Real Decreto 1566/1998, de 17 de julio, por el que se establecen los Criterios de calidad en radioterapia. Ministerio de Sanidad y Consumo. BOE 28/08/1998. 12.- Real Decreto 1976/1999, de 23 de diciembre, por el que se establecen los Criterios de calidad en radiodiagnÛstico. BOE de 29/12/1999.

LOS CRITERIOS FUNDAMENTALES DE LA PROTECCI”N RADIOL”GICA Y SU MARCO LEGAL NACIONAL E INTERNACIONAL Dr. Leopoldo Arranz y Carrillo de Albornoz Jefe del Servicio de RadiofÌsica y ProtecciÛn RadiolÛgica Hospital RamÛn y Cajal Madrid

LOS CRITERIOS FUNDAMENTALES DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Y SU MARCO LEGAL NACIONAL E INTERNACIONAL Dr. Leopoldo Arranz y Carrillo de Albornoz Jefe del Servicio de RadiofÌsica y ProtecciÛn RadiolÛgica Hospital RamÛn y Cajal 28034 Madrid LAS BASES DE LA REGULACIÓN DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

Aunque no existe unanimidad sobre el modelo que represente de forma rigurosa la relaciÛn que existe entre la exposiciÛn a las radiaciones ionizantes y sus efectos en todo el rango de dosis, la mayorÌa de las instituciones cientÌficas y reguladoras aceptan que la relaciÛn lineal y sin umbral, en la zona de bajas dosis, es el mejor punto de partida para establecer las bases de la regulaciÛn de la protecciÛn radiolÛgica.

Las bases cientÌficas de las normas de protecciÛn radiolÛgica se encuentran en el conocimiento de los efectos de las radiaciones ionizantes sobre los seres vivos y, singularmente, sobre la especie humana. Los avances en este conocimiento son el fruto de numerosos estudios desarrollados en centros de investigaciÛn de todo el mundo, y sus resultados han sido recopilados y sistematizados por organismos nacionales e internacionales competentes, entre las que destacan el ComitÈ CientÌfico de Naciones Unidas sobre los Efectos BiolÛgicos de las Radiaciones Ionizantes (UNSCEAR) (1) y el ComitÈ sobre los Efectos BiolÛgicos de las Radiaciones Ionizantes (BEIR) (2) de la Academia de Ciencias de los Estados Unidos.

A finales del siglo pasado, se dieron tres circunstancias bien diferentes que influyeron notablemente en el conocimiento cientÌfico de las bases de la protecciÛn radiolÛgica: (a). Los avances cientÌficos en la evaluaciÛn epidemiolÛgica de las dosis y sus efectos, sobre todo tardÌos, sobre la poblaciÛn japonesa como consecuencia de su exposiciÛn a las radiaciones producidas por las bombas de Hiroshima y Nagasaki (4).

Los trabajos realizados por dichos organismos sirven de base para que la ComisiÛn Internacional de ProtecciÛn RadiolÛgica (ICRP) (3) elabore sus recomendaciones, que suelen ser el punto de partida efectivo para la revisiÛn de las normas. Si las primeras recomendaciones se basaban en evitar los efectos nocivos de forma cualitativa, actualmente se trata de saber cu·l es el nivel de riesgo implÌcito que se puede considerar aceptable o, lo que es m·s importante, inaceptable.

(b). Los nuevos estudios sobre la exposiciÛn a las radiaciones ionizantes procedentes de fuentes naturales (5), como la exposiciÛn de las tripulaciones aÈreas y espaciales, la proveniente de la desintegraciÛn del radÛn en viviendas y la causada por las radiaciones emitidas por determinados materiales de construcciÛn. (c). El accidente de la central nuclear de Chernobyl, que ha sido el punto de partida de numerosas iniciativas en el campo 49

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de la investigaciÛn y de la normativa sobre protecciÛn radiolÛgica, especialmente en la regulaciÛn de la planificaciÛn y respuesta a emergencias (6).

los individuos expuestos un beneficio suficiente para compensar el detrimento radioinducido. Principio de la optimación. Para una fuente dada, las dosis deber·n ser lo m·s bajas posibles, teniendo en cuenta consideraciones sociales y econÛmicas.

Todo ello produjo un consenso internacional sobre la evidencia de los efectos de las radiaciones ionizantes. En 1990 la ICRP resumiÛ las bases cientÌficas de dicho consenso en un valioso documento (ICRP-60) (7), que supondrÌa la base de todas las reglamentaciones internacionales y nacionales actuales. El sistema de protección radiológica

Principio de la limitación de la dosis y el riesgo. En cualquier caso, se deben establecer lÌmites de la dosis o del riesgo resultante entre lo que supone una situaciÛn ìtolerableî y una situaciÛn ìinaceptableî para la sociedad.

En el documento ICRP-60 se presenta el sistema de protecciÛn radiolÛgica basado en la prevenciÛn de los efectos deterministas (manteniendo las dosis por debajo de un umbral determinado), asÌ como en la exigencia de que se apliquen todas las medidas razonables para reducir la incidencia de los efectos biolÛgicos estoc·sticos (c·ncer y efectos genÈticos) a niveles aceptables. Se fundamenta en los tres principios siguientes:

La ICRP distingue tres categorÌas de exposiciÛn: la exposiciÛn profesional, la exposiciÛn mÈdica y la exposiciÛn del p˙blico, que engloba el resto de exposiciones por fuentes controladas. Los lÌmites de dosis sÛlo se recomiendan para las exposiciones profesionales y del p˙blico, ya que, en las exposiciones mÈdicas, el objetivo fundamental es la irradiaciÛn del paciente para obtener un eficaz diagnÛstico o un adecuado tratamiento.

Principio de la justificación. Las actividades con radiaciones ionizantes, denominadas pr·cticas, deben aportar a

Los lÌmites de dosis recomendados por la ICRP (Tabla 1) se han incorporado a la normativa europea.

Tabla 1 LÌmites de dosis Dosis efectiva Dosis equivalente en el cristalino Dosis equivalente en la piel y extremidades

Trabajadores expuestos

Miembros del público

100 mSv/5 aÒos (m·ximo 50 mSv/aÒo)

1 mSv/aÒo

150 mSv/aÒo

15 mSv/aÒo

500 mSv/aÒo

50 mSv/aÒo

Límites especiales Dosis equivalente en el caso de una trabajadora expuesta embarazada Dosis efectiva en el caso de personas en formaciÛn y estudiantes

1 mSv/embarazo (*) 6 mSv/aÒo

* Dosis al feto desde la comunicaciÛn de su estado hasta el final del embarazo

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Las nuevas directivas europeas

mendaciones, de la misma forma que las nuevas Normas b·sicas de seguridad del OIEA que se publican dos aÒos antes, en 1994 (versiÛn en espaÒol en 1997).

Aunque cada paÌs establece su propia regulaciÛn, de acuerdo con su estructura polÌtica y jurÌdica, las referencias m·s utilizadas son las emanadas de aquellos organismos competentes e instituciones internacionales que incluyen, entre sus funciones estatutarias, la emisiÛn de normativas o recomendaciones, como el Organismo Internacional de EnergÌa AtÛmica (OIEA), la OrganizaciÛn Mundial de la Salud (OMS) y la propia ComisiÛn Europea (CE), o que gozan de gran prestigio cientÌfico y tÈcnico, como la Agencia para la EnergÌa Nuclear (NEA) de la OCDE.

En relaciÛn con los pacientes, tambiÈn se derogÛ la antigua Directiva de 1984, public·ndose la nueva Directiva 97/43/EURATOM relativa a la ProtecciÛn radiolÛgica en exposiciones mÈdicas (10). La normativa española Una vez publicadas estas directivas, se puso en marcha en EspaÒa el proceso de transposiciÛn, que involucrÛ a los Ministerios de Industria y EnergÌa, Sanidad y Consumo, Trabajo e Interior, asÌ como al Consejo de Seguridad Nuclear.

Los principales instrumentos del ordenamiento jurÌdico de la UniÛn Europea (UE) son los reglamentos y las directivas. Mientras los primeros son de obligado cumplimiento para los ciudadanos de la UE, las segundas son de obligado cumplimiento para los Estados Miembros.

A causa del amplio alcance de estas directivas, hubo que revisar especialmente el Reglaments sobre Instalaciones nucleares y radiactivas (1972), el relativo a la ProtecciÛn sanitaria contra radiaciones ionizantes (1992), y el concerniente a las Personas sometidas a ex·menes y tratamientos mÈdicos (1990), asÌ como el Plan b·sico de emergencia nuclear.

El CapÌtulo III del Tratado EURATOM encomienda a la UE que se establezcan las bases para la protecciÛn radiolÛgica de sus ciudadanos. Por ello, en 1959 se publicÛ la primera directiva sobre las normas b·sicas para la protecciÛn sanitaria de los trabajadores y del p˙blico en general contra los riesgos de las radiaciones ionizantes, a la que siguieron seis revisiones.

De este modo, se publican las siguientes disposiciones (fig. 1): Reglamento sobre Instalaciones nucleares y radiactivas (1999) (11). Reglamento sobre justificaciÛn del uso de las radiaciones para la protecciÛn radiolÛgica de las personas con ocasiÛn de exposiciones mÈdicas (2001) (12).

La publicaciÛn de las Recomendaciones de la ICRP de 1990 desencadenÛ un largo proceso en la UE que concluyÛ con la publicaciÛn, en 1996, de la Directiva 96/29/EURATOM (8), en la que se establecen las nuevas Normas b·sicas de protecciÛn radiolÛgica basadas en dichas reco-

Reglamento de protecciÛn sanitaria contra radiaciones ionizantes (2001) (13) 51

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Fig 1.-Desarrollo legislativo a partir de las recomendaciones de ICRP 60.

No obstante, el trabajo sustancial de la transposiciÛn se centrÛ en la revisiÛn del Reglamento sobre protecciÛn sanitaria contra las radiaciones ionizantes, cuyo objetivo b·sico es proteger al individuo, ya sea trabajador expuesto a las radiaciones o p˙blico en general, contra los riesgos de la exposiciÛn a las radiaciones ionizantes. En Èl se establecen tambiÈn las normas de protecciÛn radiolÛgica en la gestiÛn de los residuos radiactivos.

El Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), creado en 1980 (Ley 15/1980) y ˙nico organismo competente en materia de seguridad nuclear y protecciÛn radiolÛgica en EspaÒa, garantiza la aplicaciÛn de la normativa, ya que vigila y controla todas las instalaciones nucleares y radiactivas, asÌ como los niveles de radiaciÛn en el medio ambiente. Entre sus funciones destacan: - Examinar y conceder licencias a los trabajadores expuestos. - Estudiar e informar los proyectos de las instalaciones nucleares y radiactivas. - Inspeccionar y controlar el funcionamiento de dichas instalaciones. - Apoyar tÈcnicamente en caso de emergencia nuclear o radiactiva. - Controlar las dosis de radiaciÛn de los trabajadores expuestos y p˙blico. Proponer al Gobierno las reglamentaciones necesarias en materia de seguridad nuclear y protecciÛn radiolÛgica. - Informar a la opiniÛn p˙blica y a las Cortes.

Las medidas concretas de protecciÛn radiolÛgica de los trabajadores expuestos se basan en: (a) La vigilancia dosimÈtrica y mÈdica. (b) La clasificaciÛn de las zonas de trabajo. (c) La clasificaciÛn de los trabajadores en funciÛn del riesgo. (d) La formaciÛn especÌfica. La protecciÛn de los miembros del p˙blico se basa, en cambio, en la evaluaciÛn y registro de las dosis que pudieran recibirse en rÈgimen de funcionamiento normal de las instalaciones nucleares y radiactivas y en caso de accidente.

Un caso particular: El paciente El paciente merece una consideraciÛn 52

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especial, ya que la exposiciÛn mÈdica (que es la aplicaciÛn m·s extendida de las radiaciones) le proporciona un gran beneficio diagnÛstico o terapÈutico frente al pequeÒo riesgo al que puede estar sometido. Por ello, de acuerdo con el RD 1132/1990 sobre ProtecciÛn radiolÛgica en ex·menes y tratamientos mÈdicos (14), esta exposiciÛn debe:

posible a los Ûrganos sanos. En cualquier caso deben realizarse a partir de los protocolos establecidos que garanticen su calidad. - Llevarse a cabo siempre bajo la responsabilidad de un especialista médico A partir de la publicaciÛn en 1996 del documento ICRP 73 sobre ProtecciÛn radiolÛgica en medicina (15) y de la publicaciÛn en 1997 de la nueva Directiva 97/43/EURATOM relativa a las exposiciones mÈdicas, para completar la transposiciÛn de su contenido a nuestra legislaciÛn, se han desarrollado varios Reales Decretos para el establecimiento de los criterios de calidad (fig. 2) en:

- Estar siempre justificada por el mÈdico prescriptor y el mÈdico responsable de la exploraciÛn o tratamiento. - Realizarse al nivel más bajo posible de dosis. Los procedimientos diagnÛsticos deben estar siempre optimados a fin de obtener una imagen diagnÛstica adecuada con la menor dosis posible; en el caso de los tratamientos terapÈuticos se deber· impartir la dosis prescrita en el Ûrgano a tratar procurando irradiar lo menos

- RadiodiagnÛstico (1999) (16). - Medicina nuclear (1997) (17). - Radioterapia (1998) (18).

Fig. 2.- EvoluciÛn de la legislaciÛn sobre control de calidad en el uso de las radiaciones ionizantes a partir de la Directiva 97/43 EURATOM.

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En relaciÛn con el principio de la justificación, las exposiciones mÈdicas no sÛlo deben proporcionar un beneficio neto suficiente, sino que habr· que considerar su eficacia y su eficiencia, asÌ como los beneficios y los riesgos de otras tÈcnicas alternativas disponibles que no requieran exposiciÛn a dichas radiaciones.

asistenciales de RadiodiagnÛstico, RadiologÌa intervencionista, Radioterapia y Medicina nuclear, estando a disposiciÛn y en conocimiento de la Autoridad sanitaria competente. Los procedimientos diagnÛsticos deben seguir el principio de la optimación a fin de reducir las dosis sin afectar la calidad de la informaciÛn diagnÛstica, ya que Èstas pueden variar en dos Ûrdenes de magnitud seg˙n las instalaciones. Asimismo, tanto los procedimientos terapÈuticos como los diagnÛsticos deben elaborarse a partir de protocolos establecidos que garanticen su calidad.

Existe una responsabilidad directa, tanto del mÈdico responsable de la exploraciÛn o tratamiento, como del mÈdico prescriptor. Por ello, Èstos deber·n poseer una formaciÛn adecuada, no sÛlo acreditada inicialmente, sino basada en programas de formaciÛn continuada en el ·rea de la protecciÛn radiolÛgica. Es necesario que los mÈdicos puedan fundamentar sus decisiones contando con el mejor conocimiento cientÌfico posible. La exposiciÛn mÈdica que no pueda justificarse deber· prohibirse.

Si bien a los pacientes no se les puede aplicar el principio de la limitación de dosis, se deben reglamentar unos niveles de dosis de referencia para el RadiodiagnÛstico (tabla 2) y unos niveles de actividad de referencia en el caso de radionucleidos para ex·menes de medicina nuclear. Estos niveles no se deberÌan sobrepasar cuando se aplica una buena pr·ctica.

Los criterios de justificaciÛn de las exposiciones mÈdicas deber·n constar en los correspondientes Programas de garantÌa de la calidad de las Unidades

Tabla 2.-Valores de referencia en radiografÌa para adultos (RD 1976/1999) Tipo de exploraciÛn

Dosis superficie a la entrada (DSE) en mGy 10.0 10.0 30.0 40.0 5.0 3.0 5.0 10.0 10.0 1.5 0.3 7.0

Abdomen AP Columna lumbar AP/PA Columna lumbar L Columna lumbo-sacra L Cr·neo AP Cr·neo L Cr·neo PA MamografÌa Pelvis AP TÛrax L TÛrax PA Dental 54

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de nuestros compromisos internacionales.

En relaciÛn con el equipamiento, se deber·n establecer medidas rigurosas para evitar su proliferaciÛn innecesaria, asÌ como para su control (inventario nacional, criterios mÌnimos de aceptabilidad y vigilancia periÛdica, entre otros aspectos). Asimismo, se deber· exigir que todos los nuevos equipos de radiodiagnÛstico posean un dispositivo que informe sobre la dosis administrada al paciente en cada exploraciÛn o intervenciÛn.

Esta normativa, garantiza la seguridad y protecciÛn radiolÛgica del ciudadano, tanto como trabajador expuesto, como paciente o como persona ajena a la utilizaciÛn de fuentes radiactivas en sus diversas aplicaciones. REFERENCIAS 1.- UNSCEAR. United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation. Sources: Effects and Risks of Ionizing Radiation. UNSCEAR 1988 and 1993 Reports. Naciones Unidas. New York.

Aparte de ello, se debe prestar una atenciÛn particular a tres categorÌas de exposiciÛn, que la legislaciÛn europea denomina ìpr·cticas especialesî:

2.- U.S. National Academy of Sciences. Report by the Committee on Biological Effects of Ionizing Radiation (BEIR V). Health Effects of Exposure to Low Level of Ionizing Radiation. National Research Council. National Academy Press, Washington, 1989.

- La exposiciÛn del niÒo, debido a su mayor sensibilidad a la radiaciÛn. - Los programas de ìcribado sanitarioî porque afectan a un elevado n˙mero de personas.

3.- ICRP. 1977 Recommendations of the International Commission of Radiological Protection. ICRP Publications n 26. Annals of the ICRP. Pergamon Press. Oxford. 1977.

- Los procedimientos que implican altas dosis de radiaciÛn, sobre todo, si pueden producir efectos deterministas, como es el caso de la radiologÌa y cardiologÌa intervencionista.

4.- Fujita S., Kato H. and Schull W.J. The LD50 Associated with Exposure to Atomic Bombing in Hiroshima and Nagasaki: A Review Reassessment. Radiation Effects Research Foundation. 1990.

Asimismo, se deber·n tomar medidas particulares para asegurar la protecciÛn radiolÛgica del feto y del lactante especialmente en relaciÛn con la justificaciÛn (urgencia) y la optimaciÛn del procedimiento.

5.- NRPB. Radon Reference Manual. US EPA 520/1 87-20. 1987. Radon Affected Areas: England and Wales. Vol.7, n2. 1996. 6.- IAEA. The International Chernobyl Project. Technical Report. Assessment of Radiological Consequences and Evaluation of Protective Measures. Report by an International Advisory Committee. Vienna 1991.

CONCLUSIONES EspaÒa posee una normativa de ProtecciÛn RadiolÛgica actualizada ante los ˙ltimos avances en el conocimiento cientÌfico de los efectos biolÛgicos de las radiaciones, basada en el estricto cumplimiento

7.- ICRP. 1990 Recommendations of the International Commission of Radiological

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Protection. Publication n 60. VersiÛn espaÒola publicada por la Sociedad EspaÒola de ProtecciÛn RadiolÛgica. SEPR. Publ. N.1. 1995.

ICRP. Vol. 26, Num. 2, 1996. Pergamon Press. U.K. 16.- Real Decreto 1976/1999. Establecimiento de los criterios de calidad en radiodiagnÛstico. BOE, 29 de diciembre de 1999.

8.ComisiÛn Europea. Directiva 96/29/EURATOM. Normas B·sicas para la protecciÛn sanitaria de los trabajadores y de la poblaciÛn contra los riesgos que resultan de las radiaciones ionizantes. DOCE L 159 del 29 de Junio de 1996.

17.- Real Decreto 1841/1997. Establecimiento de los criterios de calidad en medicina nuclear. BOE, 19 de diciembre de 1997. 18.- Real Decreto 1566/1998. Establecimiento de los criterios de calidad en radioterapia. BOE, 28 de Agosto de 1998.

9.- IAEA. Normas b·sicas internacionales de seguridad para la protecciÛn contra la radiaciÛn ionizante y para la seguridad de las fuentes de radiaciÛn. ColecciÛn Seguridad n 115. Viena. 1997. 10.- ComisiÛn Europea. Directiva 97/43/EURATOM relativa a la protecciÛn de la salud frente a los riesgos derivados de las radiaciones ionizantes en exposiciones mÈdicas, por la que se deroga la Directiva 84/466/EURATOM. DOCE L 180 del 9 de Julio de 1997. 11.- Real Decreto 1836/1999. Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas. BOE, 31 de Diciembre de 1999. 12.- Real Decreto 815/2001 sobre JustificaciÛn del uso de las radiaciones para la protecciÛn radiolÛgica de las personas con ocasiÛn de exposiciones mÈdicas. BOE, 14 de Julio 2001. 13.- Real Decreto 783/2001. Reglamento de protecciÛn sanitaria contra radiaciones ionizantes. BOE, 26 de Julio de 2001. 14.- Real Decreto 1132/1990. ProtecciÛn radiolÛgica de las personas sometidas a ex·menes y tratamientos mÈdicos. BOE, 18 de Septiembre 1990. 15.- ICRP. Radiological Protection and Safety in Medicine. PublicaciÛn n. 73 . Annals of the

LA RADIACTIVIDAD AMBIENTAL Y LA VIGILANCIA DE LA RADIACTIVIDAD EN EL TERRITORIO NACIONAL Rafael N˙Òez-Lagos Rogl· Catedr·tico de FÌsica AtÛmica, Molecular y Nuclear Departamento de FÌsica TeÛrica (¡rea Nuclear) ñ Facultad de Ciencias Universidad de Zaragoza

LA RADIACTIVIDAD AMBIENTAL Y LA VIGILANCIA DE LA RADIACTIVIDAD EN EL TERRITORIO NACIONAL

Rafael N˙Òez-Lagos Rogl· Catedr·tico de FÌsica AtÛmica, Molecular y Nuclear Departamento de FÌsica TeÛrica (¡rea Nuclear) ñ Facultad de Ciencias Universidad de Zaragoza

radiactividad de la tierra primitiva era muy superior a la actual y puede haber jugado un papel crucial en la sÌntesis de molÈculas org·nicas, origen de la vida en nuestro planeta. M·s adelante se describe un ejemplo posible.

INTRODUCCIÓN La radiactividad est· presente de forma natural en todos los lugares de nuestro planeta y del universo y forma parte esencial de nuestro entorno. El ambiente en que vivimos y nos movemos es radiactivo, todos los materiales que nos rodean, el aire, el agua, los seres vivos, el propio cuerpo humano son en mayor o menor grado radiactivos. Este hecho no significa que estemos inmersos en un ambiente peligroso o nocivo, pero sÌ indica que debe ser vigilado y controlado porque la radiactividad ambiental no sÛlo es de origen natural, posee tambiÈn una contribuciÛn debida a la acciÛn humana. Incluso ciertos fenÛmenos naturales pueden producir concentraciones de isÛtopos radiactivos que pueden ser nocivos para el hombre si permaneciese junto a esas concentraciones.

øCu·l es el origen de la radiactividad ambiental actual?. Tres son las fuentes que se pueden considerar como productoras de la radiactividad actual en la tierra: a.- Los radionucleidos naturales. b.-La radiaciÛn cÛsmica y los radionucleidos que ella origina. c.- Los radionucleidos llamados artificiales que no son m·s que los recreados por el hombre. Se analiza seguidamente cada uno de estos tres componentes. LOS RADIONUCLEIDOS NATURALES

En esta conferencia se explica brevemente cuales son las fuentes de la radiactividad ambiental, sus orÌgenes, su influencia e importancia y cÛmo se lleva a cabo la vigilancia radiactiva en el territorio nacional.

La mayor parte de la dosis radiactiva que recibe la poblaciÛn humana en la actualidad se debe a radioisÛtopos naturales, es decir existentes en la naturaleza sin la intervenciÛn humana.

ORIGEN DE LA RADIACTIVIDAD AMBIENTAL

øDe dÛnde proceden los radionucleidos naturales?. Son los restos del origen de nuestro planeta. Hace unos 4500 millones de aÒos el lugar que hoy ocupa el sol estaba ocupado por una estrella que cul-

La radiactividad actual no es un fenÛmeno reciente ni creado por el hombre. La 59

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minÛ su ciclo vital despuÈs de haber obtenido energÌa, mediante fusiÛn, de todos los elementos ligeros posibles hasta llegar al hierro. M·s all· del hierro, la fusiÛn nuclear no es exoenergÈtica. Cuando cesÛ la producciÛn de energÌa nuclear, la fuerza gravitacional produjo, en escasos segundos, una formidable implosiÛn, que se conoce como una nova, generando en el proceso ingentes cantidades de neutrones que dieron origen a todos los elementos quÌmicos de la tabla periÛdica de los elementos posteriores al hierro y a miles de isÛtopos. La mayorÌa de estos radionucleidos han desaparecido debido a su corto periodo comparado con la edad de la tierra, su descendencia ha terminado en los isÛtopos estables actuales, pero todavÌa subsisten algunos isÛtopos radiactivos de periodo muy largo. Algunos de estos isÛtopos dan origen a las familias radiactivas naturales. Estas familias contienen descendientes de vida corta, de forma que existen en nuestro entorno isÛtopos naturales de vida corta que son precisamente los que m·s contribuyen a la actividad radiactiva natural que nos rodea.

aÒos) y U238, con un periodo algo m·s corto 4,47x109 aÒos. Esta diferencia de periodos implica, por ejemplo, que el orio-232 sea tres veces m·s abundante que el uranio-238. La tercera familia natural est· generada por el U235, con un periodo de tan sÛlo 7,04x108 aÒos (setecientos cuatro millones de aÒos), por lo que se ha quedado reducido hoy dÌa al 7 por mil del U natural. Si se calculara cuanto tiempo ha tenido que transcurrir para llegar a la proporciÛn actual de los isÛtopos U238 y U235, suponiendo que inicialmente tenÌan la misma abundancia, se encontrarÌan como resultado con la edad de la tierra, alrededor de 4.500 millones de aÒos. En la tierra primitiva la concentraciÛn de U235 era muy superior a la actual y se han descubierto los restos de reactores nucleares naturales que funcionaron con U235 y fueron moderados por el agua, como sucede en los reactores actuales. La energÌa nuclear no es pues un invento humano ni antinatural, la naturaleza ya lo realizÛ hace 2000 millones de aÒos y los reactores encontrados en Oklo, (GabÛn) estuvieron funcionando alrededor de 800.000 aÒos.

En la figura 1 se pueden ver los elementos generadores de las familias radiactivas actuales, junto con sus respectivos periodos. Las familias radiactivas naturales est·n encabezadas hoy dÌa por los isÛtopos Th232, con un periodo de 1,4x1010 aÒos (catorce mil millones de

Figura 1.- Elementos generadores de familias radiactivas.

Figura 2.- Familia del U238

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A estas tres cadenas radiactivas naturales presentes se aÒade una cuarta recreada por el hombre, conocida como cadena del Np237, que tiene un periodo de 2,14x106 aÒos. Esta cadena comienza hoy dÌa en el abuelo del Np237, que es el Pu241 que tiene un periodo de tan sÛlo 14,4 aÒos. Su hijo, el Am241 tiene algo m·s, 432 aÒos, ambos son periodos demasiado cortos y por eso se denomina la familia del Np237, ya que se considera el verdadero generador de la familia. En la tierra primitiva existiÛ, pero se habÌa extinguido hasta que la antigua familia haya sido recreada por el hombre. Estas familias son complejas, a titulo ilustrativo en la Figura 2 se representa la del U238, y contiene muchos descendientes formando ramas que terminan confluyendo en un isÛtopo del plomo, elemento particularmente estable de la naturaleza por tener un n˙mero de 82 protones que es un número mágico. El isÛtopo del plomo con 126 neutrones es doblemente m·gico y es uno de los elementos m·s estables de la naturaleza. Recibieron el nombre de m·gicos aquellos n˙meros de protones o neutrones de un n˙cleo atÛmico que lo hacÌan particularmente estable. DespuÈs se supo que esos n˙meros correspondÌan a capas cerradas en la estructura nuclear, al igual que sucede con las capas electrÛnicas de los gases nobles en la estructura atÛmica que los hace quÌmicamente inertes. Observen que hay n˙cleos, como el Po218, que presentan dos formas distintas de desintegraciÛn, la m·s abundante se denomina la rama principal, en este caso la desintegraciÛn en Pb214. La rama secundaria, menos frecuente, conduce al At218. Ambas ramas confluyen de nuevo en el Bi214.

Figura 3.- Tipos de desintegraciÛn y periodos de los componentes de la familia radiactiva del U238

de miles de aÒos, como el cÈlebre Ra226; de decenas de aÒos, como el Pb210; de dÌas, e incluso de tan sÛlo 163 microsegundos, como el Po214. El hijo del radio, el famoso Rn222, juega un papel especial entre todos los n˙cleos de la cadena, es un gas noble, m·s pesado que el aire, que al ser inhalado en la respiraciÛn puede llegar a ser nocivo, puesto que se trata de un emisor alfa, si la concentraciÛn es particularmente alta o la exposiciÛn muy prolongada. Los isÛtopos de largo periodo que han subsistido hasta nuestros dÌas, no son sÛlo los pertenecientes a las familias radiactivas naturales. En la Figura 4 se incluyen algunos de los m·s importantes, entre los

Si se observan en la figura 3 los distintos periodos de desintegraciÛn de los elementos que componen la familia se puede notar como hay descendientes con periodos

Figura 4.- Radionucleidos naturales de largo periodo que no originan familias radiactivas

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que destaca el K40, con una abundancia actual del 0,0117 % del potasio natural, presente por tanto en la sal com˙n, en los mares y en nuestro organismo, donde contribuye con unos 4400 Bq a la actividad que poseemos. El K40 puede servir como ilustraciÛn del papel que pudo jugar la radiactividad en la sÌntesis de molÈculas org·nicas en la tierra primitiva. Se ha probado experimentalmente que la radiactividad induce la sÌntesis de molÈculas org·nicas a partir de molÈculas inorg·nicas m·s simples. Hace 4100 millones de aÒos la concentraciÛn de K40 en el potasio natural era 10 veces mayor que la actual. El ocÈano primitivo, con una concentraciÛn de 380 g/Tm de K, an·loga a la actual, contenÌa por lo tanto 0,44 g de K40/Tm. Estimando el volumen de agua marina en unas 1,7 x 1018 Tm conduce a una cantidad de 7,5x1014 kg de K40 en los mares primitivos. La energÌa liberada en cada proceso de desintegraciÛn beta del K40 es de 0,5 MeV/desintegraciÛn En 1000 aÒos la energÌa liberada por este K40 habrÌa sido de unos 2,5x1039 eV. Para sintetizar una molÈcula org·nica de un peso molecular de unas 100 uma se necesitan unos 1000 eV. La energÌa liberada por el K40 en los mares podrÌa haber sintetizado en un periodo de 1000 aÒos unos mil millones de toneladas de materia org·nica. Esta cifra no es baladÌ, los seis mil millones de personas que habitamos actualmente el planeta suponen tan sÛlo una tercera parte, unos 360 millones de toneladas.

Figura 5.- Origen de los radioisÛtopos existentes en la radiactividad ambiental

Como se ha dicho, adem·s de los isÛtopos pertenecientes a una familia radiactiva existen otros que no tienen tal origen, entre estos destacan fundamentalmente los generados por la radiaciÛn cÛsmica y los generados por el hombre. Los primeros son completamente naturales, los segundos proceden en su mayorÌa de su uso con fines pacÌficos en investigaciÛn, medicina, tanto curativa como de diagnÛstico, y en la industria. Hay tambiÈn algunos radionucleidos en el ambiente procedentes de ensayos nucleares en la atmÛsfera y a causa de accidentes. En menor proporciÛn existen en el ambiente radionucleidos procedentes de volcanes y emisiones naturales de gases a la atmÛsfera y las aguas. LA RADIACIÓN CÓSMICA Y LOS RADIONUCLEIDOS DE ORIGEN COSMOGÉNICO De forma tambiÈn natural la tierra est· sometida a la radiaciÛn cÛsmica, que produce de forma constante isÛtopos radiactivos La radiaciÛn cÛsmica est· constituida en la alta atmÛsfera fundamentalmente por protones que interaccionan con los componentes del aire originando, por una parte, n˙cleos radiactivos y, por otra, una

En la figura 5 pueden verse los orÌgenes de los isÛtopos de corto periodo existentes hoy dÌa en la radiactividad ambiental. 62

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LOS RADIONUCLEIDOS CREADOS POR EL HOMBRE

cascada de partÌculas: piones, muones, electrones y fotones. Estas cascadas son particularmente espectaculares en las auroras boreales. En superficie, el flujo de estas partÌculas alcanza el valor de unas 200 partÌculas por metro cuadrado y segundo.

Entre los radionucleidos de corto periodo producidos por el hombre que forman parte del ambiente que nos rodea a causa de los vertidos de sustancias radiactivas al medio natural, figura 7, se pueden distinguir los que est·n perfectamente controlados desde el momento de su producciÛn, como son los vertidos al ambiente de las instalaciones radiactivas, y de las instalaciones nucleares, particularmente de las centrales nucleares. Por tanto existen en el ambiente cantidades muy pequeÒas, bien conocidas y perfectamente controladas de nucleidos radiactivos. Existen otros que no fueron sometidos a tal control inicial, como son los producidos por las explosiones nucleares en la atmÛsfera y los vertidos al ambiente por los accidentes nucleares. Estos dos casos contribuyen hoy dÌa con cantidades realmente pequeÒas a la dosis que de forma natural reciben los seres humanos.

La radiaciÛn cÛsmica tiene un flujo que puede considerarse constante, salvo fluctuaciones de corto periodo y lugar, y produce, tambiÈn a ritmo constante, unos 22 radionucleidos. Los principales radionucleidos cosmogÈnicos pueden verse en la figura 6 y entre ellos destacan el H3, el C14 y el Ar39. Destaca particularmente el C14 que los seres vivos incorporan a su organismo y mientras viven lo contienen en una proporciÛn constante. En el cuerpo humano su contribuciÛn a nuestra actividad radiactiva es comparable a la del K40 con unos 4500Bq. El mÈtodo de determinaciÛn de edades del C14 se basa en que cuando un ser vivo muere la incorporaciÛn de C14 cesa y su desintegraciÛn hace que su concentraciÛn disminuya con el tiempo. Una medida de esta concentraciÛn permite determinar por tanto la fecha de su muerte.

Figura 7.- Procedencia de radionucleidos vertidos al ambiente

CabrÌa aquÌ aÒadir los vertidos al ambiente provocados por los volcanes y seÌsmos, que tambiÈn contribuyen al incremento de la radiactividad ambiental,

Figura 6.- Radionucleidos m·s importantes generados por la radiaciÛn cÛsmica

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mes, mientras que los que alcanzan la estratosfera, a unos 10-15 Km, tienen permanencias de aÒos y van deposit·ndose lentamente con el tiempo sobre el suelo en todo el planeta aunque con algo mas de abundancia en el hemisferio en que ha tenido lugar la explosiÛn.

de forma totalmente imprevisible y en cantidades tambiÈn muy variables, pero afortunadamente pequeÒas a escala global. Las pruebas nucleares en la atmÛsfera han sido una de las mayores contribuciones al incremento de la radiactividad ambiental. La radiactividad fue increment·ndose con el n˙mero de pruebas hasta 1962, aÒo en el que los Estados Unidos, en el PacÌfico, y los soviÈticos, en el ¡rtico, realizaron pruebas que liberaron 217 Megatones, m·s que todas las pruebas anteriores juntas. El incremento de la radiactividad era tan patente que comenzaba a preocupar a los gobiernos y fue el motivo de la firma entre los dos grandes del tratado de prohibiciÛn de tales pruebas, que tuvo lugar en Mosc˙ el 5 de Agosto de 1963. Desde entonces la radiactividad ha ido en disminuciÛn a pesar de las pruebas realizadas por otros paÌses hasta 1985, aÒo en el que cesaron por completo. La evoluciÛn de la actividad ambiental atmosfÈrica debida a estas explosiones alcanzÛ un incremento preocupante hasta el cese de las pruebas por parte de Estados Unidos y la UniÛn SoviÈtica, a la que siguiÛ una clara disminuciÛn, con ligeros incrementos debidos a otras explosiones de terceros paÌses, hasta llegar hoy dÌa a niveles similares a los de la era pre-nuclear. TambiÈn se puede observar claramente el accidente de Chernobyl, cuya contribuciÛn tambiÈn casi ha desaparecido hoy dÌa.

Los principales radionucleidos liberados en una explosiÛn nuclear son de periodo muy corto, sin embargo hay algunos peligrosos por su posible incorporaciÛn al organismo, como el I131, con un periodo de 8 dÌas, que se fija en el tiroides, el Cs137 con un periodo de 30,17 aÒos, y el Sr90 con 29 aÒos que se fija en los huesos.

Figura 8.- Consecuencias de las pruebas nucleares en la atmÛsfera

Afortunadamente las consecuencias de estas pruebas, Figura 8, no son en absoluto alarmantes puesto que su contribuciÛn total a la dosis recibida por las personas ha sido tan sÛlo de 1,5 mSv (150 mRem) para los habitantes del hemisferio norte y 1,0 mSv para el conjunto mundial, es decir aproximadamente la dosis permitida para los trabajadores profesionalmente expuestos en una semana.

El n˙mero de pruebas realizadas en la atmÛsfera ha sido de 1570 hasta 1985. La mayor parte de los radionucleidos liberados en una explosiÛn nuclear se depositan en las cercanÌas del lugar de la explosiÛn. Los que se difunden por la troposfera tienen un periodo de residencia del orden del

Por lo que respecta a las fuentes artificiales, Figura 9, se utilizan hoy dÌa en multitud de aplicaciones mÈdicas, tanto para diagnÛstico como para terapia, seg˙n 64

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hemos tenido ocasiÛn de ver en la presentaciÛn del Prof. VaÒÛ en esta jornada. Su empleo para usos industriales y para investigaciÛn se incrementa constantemente. Muchas de estas fuentes son encapsuladas y, salvo incidentes, se encuentran controladas y deben ser utilizadas por personal con la formaciÛn y titulaciÛn adecuada.

ciÛn de elementos radiactivos y de los niveles de radiaciÛn en el medio ambiente. ii.- Determinar y analizar las causas de las posibles variaciones. iii.- Estimar el riesgo radiolÛgico potencial para la poblaciÛn. iv.- Determinar, en su caso, la necesidad de tomar precauciones o establecer medidas correctoras. La Red de Vigilancia Radiactiva Ambiental, REVIRA, implantada en EspaÒa, est· integrada por diversas redes que se esquematizan en la Figura 10:

Figura 9.- Usos de las fuentes artificiales de radiaciÛn.

Sus aplicaciones van desde la radiografÌa industrial y la esterilizaciÛn de materiales y alimentos hasta el control de niveles y grosores. Figura 10.- Redes de vigilancia radiactiva ambiental en EspaÒa

LA VIGILANCIA DE LA RADIACTIVIDAD EN EL TERRITORIO NACIONAL

Una Red de Vigilancia implantada en la zona de influencia de cada central nuclear y otras instalaciones nucleares y radiactivas del ciclo del combustible.

Se presenta seguidamente cÛmo se efect˙a la vigilancia radiolÛgica ambiental en EspaÒa.

Una Red de Vigilancia Nacional no asociada a instalaciones que gestiona el CSN, que a su vez est· constituida por una Red de Estaciones de Muestreo, REM, y por una Red de Estaciones Autom·ticas REA.

El Organismo responsable de la seguridad nuclear y la protecciÛn radiolÛgica en nuestro paÌs es el Consejo de Seguridad Nuclear, patrocinador de esta jornada. Los objetivos b·sicos de la vigilancia radiolÛgica ambiental son los siguientes:

Una red de vigilancia de las aguas superficiales y costas que gestiona el CEDEX, Centro de ExperimentaciÛn del

i.- Detectar la presencia y vigilar la evolu65

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Ministerio de Fomento, y que, en colaboraciÛn con el CSN, determina diversos par·metros radiactivos de estas aguas.

tado de Euratom. Para el desarrollo de estos programas se realiza la recogida y el an·lisis sistem·tico de muestras en las principales vÌas de transferencia de radionucleidos que pudieran contribuir a la exposiciÛn de las personas a la radiaciÛn.

Por ˙ltimo, algunas comunidades autÛnomas, CataluÒa, Valencia, Extremadura y el PaÌs Vasco, han establecido, en colaboraciÛn con el CSN, redes propias autonÛmicas para el control y medida de la radiactividad ambiental.

El conjunto de las instalaciones con PVRA en su entorno puede verse en la Figura 12 que comprende todas las centrales nucleares, las fabricas de elementos combustibles, explotaciones mineras y la instalaciÛn de El Cabril. Todos los resultados de la medida de todas las muestras se remiten al CSN. nacional.

Sobre las muestras que se toman en las distintas redes se realizan determinaciones que cubren no solamente todos los radionucleidos relevantes ambientales sino tambiÈn todos aquellos que pudieran ser originados por escapes radiactivos de centrales, instalaciones, pruebas nucleares o accidentes. La Figura 11 resume este tipo de controles.

Figura 11.- Determinaciones que se realizan en las medidas de radiactividad ambiental

Figura 12. Instalaciones con Plan de Vigilancia Radiactiva Ambiental

Los titulares de las centrales e instalaciones nucleares desarrollan programas de Vigilancia RadiolÛgica Ambiental, PVRA, a los que el CSN superpone sus programas de control independiente, bien de forma propia bien encomend·ndoselos a comunidades autÛnomas. Estos programas son especÌficos de cada instalaciÛn atendiendo a sus peculiaridades propias y a las de su entorno, de acuerdo con el tra-

El CSN posee adem·s unas Redes propias, Figura 13, que son explotadas mediante acuerdos con organismos y centros universitarios, que constituyen la Red de Estaciones de Muestreo, REM. A su vez, esta red tiene dos subredes: una densa y otra espaciada. El CSN tambiÈn posee y explota una red de estaciones autom·ticas, REA, repartidas por todo el 66

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territorio nacional, que trabaja en colaboraciÛn con la red autom·tica que poseen algunas Comunidades AutÛnomas.

determinaciÛn de algunos par·metros. La mayorÌa de laboratorios constituyen la Red Densa y sÛlo 4 laboratorios constituyen la Red Espaciada con muestras de alto volumen. La Red Densa est· formada por 18 laboratorios pertenecientes a distintas universidades repartidos por todo el territorio nacional. Su distribuciÛn geogr·fica se puede ver en la Figura 15. En ellos se toma en continuo muestras de aerosoles y radioyodos con medida semanal, muestras de agua potable y muestras de suelo. A Èstos hay que aÒadir los de la Red espaciada que est· constituida por cuatro Laboratorios en Bilbao, Barcelona, Sevilla y Madrid en los que se trata un gran volumen de muestra con objeto de alcanzar una extraordinaria sensibilidad y r·pida respuesta en caso necesario.

Figura 13.- Red de Estaciones del Consejo de Seguridad Nuclear. Red de Estaciones de Muestreo y red de Estaciones Autom·ticas

La Figura 14 es una relaciÛn de laboratorios de instituciones que colaboran en la red, que es muy amplia. El ·rea que cubre el conjunto de todas es pr·cticamente todo el territorio.

Figura 14.- RelaciÛn de Laboratorios e Instituciones que forman parte de la Red de Estaciones de Muestreo del Consejo de Seguridad Nuclear.

Figura 15.- Red Densa de Estaciones de Muestreo de la REM La Red de estaciones Autom·ticas REA, Figura 16, est· formada por 29 estaciones gestionadas directamente por el CSN a las que hay que aÒadir las redes

Dentro de la REM existen dos tipos de laboratorios que se diferencian por el volumen de la muestra que toman para la 67

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Figura 17.- Red de Estaciones de Muestreo de Aguas Superficiales del CEDEX.

Figura 16.- Red de Estaciones Autom·ticas REA del CSN.

autom·ticas autonÛmicas pertenecientes adistintas comunidades autÛnomas y gestionadas por ellas. Estas incluyen la red de CataluÒa, con 14 estaciones; Extremadura, con 13 estaciones; Valencia, con 5 estaciones, y PaÌs Vasco con dos estaciones. Cada una posee una estaciÛn meteorolÛgica, una estaciÛn radiolÛgica y un sistema de comunicaciones. Todos los datos se transmiten al CSN. En total 63 estaciones est·n tomando en continuo par·metros radiactivos y meteorolÛgicos.

Figura 18.- Red de Estaciones de Muestreo de Agua de Mar del CEDEX

En las Figuras 19 y 20 se pueden ver los radioisÛtopos que se miden en cada red y quÈ resultados promedios se obtienen para cada uno de ellos.

El CEDEX gestiona dos redes. La de aguas superficiales, cuya distribuciÛn geogr·fica puede verse en la Figura 17, cubre todas las cuencas de los grandes rÌos espaÒoles, con 89 puntos de muestreo situados en las grandes ciudades, las instalaciones y centrales nucleares y puntos de referencia. El agua de mar se controla en 11 puntos de muestreo que cubren el Cant·brico, el Atl·ntico y el Mediterr·neo. Su distribuciÛn en las costas puede verse en el mapa de la Figura 18.

Las variaciones que se reflejan en el intervalo de los valores medios obtenidos en cada una de las muestras son totalmente normales, dependiendo de la regiÛn geogr·fica, la estaciÛn del aÒo y de factores meteorolÛgicos, entre otros. La espectrometrÌa gamma comprende el an·lisis de todos los radionucleidos emisores gamma presentes en la muestra y en especial los 68

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que se especifican en la Figura 21, que pudieran indicar la presencia de escapes no controlados y de accidentes nucleares. Como se explica en la ponencia del Prof. Gallego, la radiactividad produce en el organismo humano efectos que se pueden cuantificar estimando la dosis debida a estas radiaciones. Las dosis que recibimos los espaÒoles, en promedio, a causa de la radiactividad ambiental y nuestra actividad ordinaria, son an·logas a las del resto de los ciudadanos de nuestro entorno. Sus valores se pueden ver en la Figura 22. Se observa que el 87% de la dosis que recibimos se debe a fuentes naturales, principalmente al gas radÛn, isÛtopo de la cadena del U238 como ya se ha visto. El U238 se encuentra muy repartido en la naturaleza y es raro el material que no contiene algo de Èl.

Figuras 19 y 20.-An·lisis que se realizan en las muestras por las distintas redes y valores medios obtenidos

Figura 22.- Dosis equivalente media procedente de fuentes ambientales naturales

El gas se desprende de los materiales y la superficie terrestre y se acumula en lugares poco ventilados, ya que es m·s pesado que el aire. Las mejora en las tÈcnicas de aislamiento propiciada por el ahorro energÈtico ha provocado una menor ventilaciÛn de los locales y viviendas, sobre todo en lugares frÌos y un consecuente aumento de la concentraciÛn de radÛn.

Figura 21.- RadioisÛtopos emisores gamma especialmente buscados en las medidas de espectrometrÌa.

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L.M. Ramos Salvador y R. Salas Collantes. La vigilancia radiolÛgica ambiental en la UniÛn Europea y EspaÒa. Seguridad Nuclear 14, 8, 2000 Informes anuales del CSN al Congreso de los Diputados y al Senado. Y.G. Draganic, Z.D. Draganic, J-P.Adloff , Radiation and Radioactivity on Earth and beyond. CRC Press. Ann Arbor, Michigan, 1993 The Oklo Phenomenon. International Atomic Energy Agency, 1975

Figura 23.- Dosis equivalente media debida a fuentes ambientales de origen no natural.

The Natural Fission Reactors. International Atomic Energy Agency, 1978

Entre las fuentes artificiales que pueden verse en la Figura 23 la mayor contribuciÛn a la dosis que recibimos es la debida a los tratamientos mÈdicos. La influencia de las fuentes industriales y de las instalaciones y centrales nucleares es como se ve casi despreciable.

M. Oizima, The Earth, its Birth and Growth. Cambridge University Press, New York, 1981 Particle Data Group. Review of Particle Physics. Physical Review D54, 150, 1996.

Se concluye que el territorio nacional est· bien vigilado desde el punto de vista radiolÛgico y que la poblaciÛn puede estar tranquila, ya que la radiactividad ambiental es afortunadamente baja y la dosis que recibimos por su existencia es por consiguiente muy pequeÒa. AGRADECIMIENTOS Deseo expresar mi agradecimiento al Consejo de Seguridad Nuclear por permitirme el uso y publicaciÛn de todos los mapas que figuran en este artÌculo y por su patrocinio en esta jornada. REFERENCIAS I. Marug·n Tovar. La vigilancia radiolÛgica ambiental y sus resultados en EspaÒa. ColecciÛn de informes tÈcnicos. 4. 1999, CSN

ASPECTOS …TICOS EN EL USO DE LAS RADIACIONES, LA GESTI”N DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS Y LA ENERGÕA NUCLEAR AgustÌn Alonso Santos Catedr·tico de TecnologÌa Nuclear (ExConsejero del Consejo de Seguridad Nuclear)

ASPECTOS ÉTICOS EN EL USO DE LAS RADIACIONES, LA GESTIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS Y LA ENERGÍA NUCLEAR AgustÌn Alonso Santos Catedr·tico de TecnologÌa Nuclear (ExConsejero del Consejo de Seguridad Nuclear)

por aquel deseo intrÌnseco en el ser humano de encontrar la fuente de la eterna juventud. Pero otras aplicaciones industriales de la radiaciÛn y, sobre todo, la energÌa nuclear, igualmente beneficiosas, se ven con gran recelo, que ha engendrado una fobia a la radiaciÛn que no est· justificada. La sociedad es un conjunto muy complejo de intereses y deseos cuyas reacciones no siguen modelos predecibles. Las decisiones de los gobernantes se basan tambiÈn sobre un conjunto complejo, y a menudo contradictorio, de los ideales y de los niveles de bienestar que desean para la sociedad a la que pretender servir. En estas circunstancias, la discusiÛn Ètica puede ser el elemento clarificador.

INTRODUCCION El uso de las radiaciones ionizantes con fines mÈdicos, industriales, agrÌcolas y de investigaciÛn y la conversiÛn de la energÌa de la fisiÛn en energÌa elÈctrica, la llamada energÌa nuclear, constituyen bienes de valor significativo desde el punto de vista de la salud y el bienestar, y contribuyen, de forma notable, al desarrollo cientÌfico, tÈcnico y econÛmico de muchos paÌses. La toxicidad propia de las radiaciones obliga a que su uso deba ser regulado. En este sentido es preciso contemplar, de forma integrada y sobre principios Èticos, los derechos del individuo y de la sociedad, las obligaciones y responsabilidades de los titulares o propietarios de las instalaciones y las funciones del personal responsable de la protecciÛn sanitaria contra los efectos de las radiaciones ionizantes, asÌ como las funciones y valores de los organismos de control, el Consejo de Seguridad Nuclear en el caso espaÒol.

La fobia a las radiaciones ionizantes debe ser discutida por la sociedad, los propietarios y responsables de las instalaciones y por el organismo regulador dentro de un marco mÌnimo de consideraciones Èticas. No es posible descartar completamente a los medios de comunicaciÛn, como transmisores de hechos e ideas entre todas las otras partes, pero este aspecto es demasiado complejo para ser introducido en esta breve presentaciÛn.

EL PAPEL DE LA ÉTICA En las sociedades democr·ticas, las aplicaciones cientÌficas, en especial si son intrÌnsecamente peligrosas para la salud y la seguridad, requieren ser aceptadas por los individuos y la sociedad y reguladas por los gobiernos. Los usos de la radiaciÛn con fines mÈdicos son por lo general bien aceptadas por los individuos y la sociedad,

Los derechos de la sociedad Los principios Èticos sobre los que se soportan los derechos de la sociedad fueron bien establecidos por la revoluciÛn 73

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ficio que el uso de la radiaciÛn puede traer para la salud y el bienestar del individuo y el riesgo que ese mismo uso presenta para la salud y el bienestar. Esta confrontaciÛn entre beneficio y riesgo es propia de casi todo lo que hacemos y de casi todo lo que usamos en nuestras vidas. Corresponde a la libertad de cada individuo tomar una decisiÛn bien informada y objetiva.

francesa y su definiciÛn ha sido introducida con precisiÛn en la declaraciÛn sobre los derechos humanos que formulase la OrganizaciÛn de las Naciones Unidas en 1948. Los llamados derechos de la primera generación se basan sobre la palabra libertad y constituyen la piedra angular de la democracia. Los derechos de la segunda generación est·n representados por la palabra igualdad, con el significado que cada individuo debe tener igual derecho sobre los bienes culturales, econÛmicos y sociales. La tercera generación, que todavÌa no ha sido reconocida de manera formal, se resume en la palabra solidaridad, con el significado de que cada persona tiene el derecho a nacer y vivir en un medio sano, libre de contaminantes y de guerras injustas.

Se admite sin reservas que los derechos del individuo y de la sociedad se ven afectados por la ciencia y la tecnologÌa, la nuclear no puede ser una excepciÛn, pero aquellos derechos est·n garantizados por la democracia. La información veraz y a tiempo tiene una relevancia muy especial. Pero la informaciÛn veraz ha de ser contrastada y esto puede retrasar la informaciÛn. Por su lado, la informaciÛn especulativa puede aparecer con prontitud, pero puede no ser veraz y engendrar alarma social y desasosiego entre los individuos. La sociedad debe exigir, al mismo tiempo, veracidad y prontitud, pero tambiÈn debe comprender que con frecuencia la comprobaciÛn de los hechos puede requerir esfuerzos adicionales, sobre todo trat·ndose de la radiaciÛn que no es detectada directamente por nuestros sentidos, como es generalmente el caso con otros agentes nocivos. El Organismo Internacional de la EnergÌa AtÛmica ha comprendido esta situaciÛn y ha establecido una escala de gravedad de incidentes y accidentes nucleares a fines de informaciÛn al p˙blico, como se hace, por ejemplo, con los terremotos. De hecho, informar con veracidad es una obligaciÛn legal impuesta al Consejo de Seguridad Nuclear.

Dentro del marco anterior, cualquier discusiÛn Ètica sobre la fobia a la radiaciÛn y sobre el uso de la energÌa nuclear debe contemplar cÛmo quedan afectados valores tales como: A) los derechos individuales: la libertad de elección, la salud y el bienestar y la satisfacción personal; B) los derechos sociales: la justicia, la información veraz, el desarrollo económico; C) las aspiraciones medioambientales: la protección del medio ambiente, la sostenibilidad de los recursos, la disponibilidad de aire y agua limpios, la ausencia de conflictos armados. La salud y el bienestar son probablemente los bienes m·s preciados por el individuo. La radiaciÛn y los isÛtopos radiactivos sirven muy bien para diagnosticar una enfermedad difÌcil y tambiÈn para tratar y eliminar un tumor; pero, al mismo tiempo, esa misma radiaciÛn es intrÌnsecamente tÛxica y tiene la potencialidad de engendrar el mismo tipo de enfermedades que cura y de alterar nuestros genes. Se crea asÌ un dilema entre el bene-

La protección del medio ambiente es una de las aspiraciones universales a la vista de la situaciÛn creada por el desarrollo industrial y urbano del siglo pasado. El 74

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El código ético del propietario y del personal responsable.

ambiente, y con Èl la calidad del agua y del aire se est·n degradando y se pueden encontrar residuos indeseados en los lugares m·s limpios en otros tiempos. Es importante reconocer que la radiaciÛn electromagnÈtica no produce residuos radiactivos. Los isÛtopos radiactivos que se utilizan en el diagnÛstico se eligen a propÛsito entre los que tienen una vida m·s corta y las fuentes intensas que se utilizan en radioterapia se reciclan por reactivaciÛn o, finalizada su vida, se almacenan de forma segura en las instalaciones de Enresa en El Cabril. Adem·s, siguiendo directivas de Euratom, el Consejo de Seguridad Nuclear ha establecido redes de vigilancia de la radiactividad ambiental, como antes ha expuesto el Prof. N˙ÒezLagos.

Todo propietario o titular de una instalaciÛn radiactiva o nuclear, ya sea con fines mÈdicos o industriales tiene dos responsabilidades bien definidas. Por un lado debe utilizar la radiaciÛn para los fines previstos. Por otro lado, ha de hacerlo sin perjuicio para la salud y seguridad de los individuos y sin afectar al medio ambiente. En el caso de las aplicaciones mÈdicas, por ejemplo, el propietario de la instalaciÛn, ya sea privado ya estatal, tiene la responsabilidad de: a) mejorar la salud y aumentar el bienestar de los individuos; b) incrementar el nivel sanitario de la sociedad introduciendo nuevos protocolos, y c) investigar e introducir nuevos métodos de diagnÛstico y terapia. Al hacer esto debe, al mismo tiempo, a) utilizar técnicas seguras que protejan al paciente y al profesional contra los riesgos de las radiaciones; b) introducir en la clÌnica el concepto de cultura de la seguridad, es decir, considerar que la seguridad est· por encima de cualquier otra consideraciÛn econÛmica o personal, y c) gestionar de forma segura los residuos radiactivos que se produzcan.

El individuo y la sociedad tienen la obligaciÛn de exigir sus derechos reconocidos, pero esta exigencia debe ser racional y tener en cuenta los beneficios que se derivan para la propia sociedad y el individuo del uso de las ciencias y tÈcnicas nucleares, y cÛmo la propia ciencia y tecnologÌa pueden reducir los riesgos asociados hasta limites aceptables. El individuo y la sociedad han de considerar adem·s que toda actividad peligrosa est· regulada para proteger la salud y la vida. En este sentido, debe exigir el cumplimiento de la normativa por todas las partes implicadas, pero la complejidad tÈcnica de esta normativa ha llevado a la creaciÛn de organismos especializados, como el Consejo de Seguridad Nuclear, en el que la sociedad y los individuos deben depositar su confianza como garante de la seguridad. No obstante, procede establecer una ética del diálogo entre las partes implicadas donde el raciocinio y la objetividad predominen sobre la demagogia, la irracionalidad y la subjetividad.

La legislaciÛn vigente cubre muy bien el principio de la responsabilidad del propietario, como se expone en la ponencia del Dr. Arranz. El artÌculo 7 del Reglamento sobre protecciÛn sanitaria contra radiaciones ionizantes (RD 783/2001 de 6 de Julio) declara: ìEl titular de la pr·ctica ( es decir el propietario de la instalaciÛn) ser· responsable de que los principios que aquÌ se establecen (es decir los contenidos en el Reglamento) sean aplicados en el ·mbito de su actividad y competenciaî. Esta declaraciÛn 75

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Se han establecido diversas asociaciones nacionales e internacionales de tales profesionales, entre las que ha comenzado a surgir la idea de disponer de una cÛdigo Ètico, o cÛdigo de buena conducta, entre cuyos principios destacan: a) el refuerzo de la responsabilidad individual, procurando la autoformaciÛn continuada y la renuncia a realizar trabajos por encima de la capacitaciÛn disponible, b) el cultivo de la seguridad y el cumplimiento de las normas, aunque ello vaya en contra de los intereses del propietario, c) la pr·ctica de la información veraz y bien fundada tanto a la sociedad como a los individuos sobre los riesgos inherentes a las radiaciones ionizantes y d) el mantenimiento de la confidencialidad de datos que afecten a los pacientes.

explicita de responsabilidad exige del propietario la adherencia a los principios antes mencionados; es decir: la utilización de técnicas seguras, la adhesión a la cultura de la seguridad y la gestión idónea de los residuos radiactivos. Corresponde, por tanto, al propietario establecer los mecanismos administrativos necesarios para satisfacer tal responsabilidad. Aunque el propietario es libre de organizar su actividad, el Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas (RD 1836/1999, de 3 de Diciembre) establece obligaciones adicionales sobre el personal responsable de la instalaciÛn, que han de disponer de una licencia especÌfica otorgada por el Consejo de Seguridad Nuclear. Adem·s, el Reglamento sobre ProtecciÛn sanitaria contra radiaciones ionizantes establece que los titulares han de contar con Servicios y Unidades tÈcnicas de protecciÛn radiolÛgica, cuyo Jefe ha de poseer una licencia especÌfica, tambiÈn otorgada por el Consejo de Seguridad Nuclear.

La ética de los organismos reguladores Los organismos reguladores se han creado para que cumplan tres funciones b·sicas: (1) deben desarrollar y proponer la proclamaciÛn de un conjunto satisfactorio y completo de leyes, decretos, Ûrdenes ministeriales, instrucciones tÈcnicas y guÌas, es decir deben satisfacer la responsabilidad in legislatum; (2) deben establecer procedimientos y mantener expertos capacitados para verificar que se cumplen y satisfacen todos y cada uno de los documentos legales, es decir, deben cumplir con la responsabilidad in vigilatum, y finalmente(3) deben poseer la autoridad para forzar el cumplimiento de la legislaciÛn vigente y para imponer correcciones en caso de desviaciones de las normas, malas pr·cticas y la comisiÛn de faltas malintencionadas por parte de los titulares, es decir, deben enfrentarse con la responsabilidad in corrigendum.

Las recomendaciones emanadas del Organismo Internacional de EnergÌa AtÛmica, por ejemplo en la GuÌa RS-G1.4 sobre CapacitaciÛn en protecciÛn radiolÛgica y en el uso seguro de fuentes de radiaciÛn, sugieren que deben definirse cinco categorÌas profesionales en el ·mbito de la protecciÛn radiolÛgica: a) Especialistas cualificados, b) expertos autorizados en protecciÛn radiolÛgica, c) trabajadores, d)operadores cualificados y e) profesionales de la salud. Las directivas emanadas de la ComisiÛn europea son an·logas. En todo caso, se reconoce que en torno a toda instalaciÛn radiactiva debe trabajar personas expertas y responsables. 76

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medios legales y los procedimientos administrativos para garantizar tal competencia, equidad e independencia y asegurar que las decisiones tomadas por los inspectores son justas. En este caso es necesario establecer un Código de buena conducta que evite el engaÒo por un lado y el abuso de autoridad por el otro.

En nuestro paÌs, la ley 15/80 de 22 de Abril crea el Consejo de Seguridad Nuclear como ˙nico organismo competente en materia de seguridad nuclear y protecciÛn radiolÛgica desde el punto de vista legal y administrativo. Pero el Consejo, por si sÛlo, no puede satisfacer todas las responsabilidades antes descritas. El poder de promulgar leyes corresponde al poder legislativo, mientras que el poder para emitir sentencias es patrimonio del poder judicial. En estos dos casos, la responsabilidad del Consejo se encuentra en servir como agente tÈcnico especializado, con la responsabilidad de sugerir, tanto a los poderes legislativos como judiciales, a travÈs de caminos bien especificados, las acciones que procedan. El Consejo tiene tambiÈn la capacidad de emitir directamente instrucciones complementarias de obligado cumplimiento y de proponer guÌas de car·cter orientativo. En ciertos casos muy limitados, tiene tambiÈn la capacidad de imponer sanciones administrativas a los infractores de los requisitos legales.

Al llegar a este punto conviene discutir cu·l debe ser el papel de la sociedad en estas responsabilidades. En el momento actual la sociedad, en general, y los individuos en particular tienen una influencia muy escasa en las decisiones. La ley sÛlo establece que para grandes instalaciones, tales como las centrales nucleares, y sÛlo en las fases preliminares, se ha de abrir un periodo de informaciÛn p˙blica, de un mes de duraciÛn, durante el cual puedan los individuos y las corporaciones presentar formalmente objeciones al proyecto. La ley establece tambiÈn que el Consejo de Seguridad Nuclear ha de informar anualmente al Parlamento acerca de sus actividades, adem·s de tener la obligaciÛn de informar al publico siempre que aparezca alg˙n suceso de especial relevancia o cuando el Consejo lo estime conveniente. Es muy posible que estas decisiones no sean satisfactorias ni completas en las circunstancias actuales y que sea conveniente y necesaria una mayor participaciÛn del p˙blico, como ya se hace en otros paÌses en mayor grado.

Una responsabilidad casi exclusiva del Consejo es la de verificar el cumplimiento de las normas generales y de los requisitos especÌficos de cada instalaciÛn. Esta misiÛn se lleva a cabo a travÈs de un cuerpo de inspectores cualificados que han de ser considerados como ìagentes de la autoridadî en todo lo relativo al ejercicio de su cargo, est·n incluso investidos con la autoridad suficiente para exigir el cese de cualquier actividad en marcha que el inspector entienda no se realiza de acuerdo con la normativa aplicable. Esta autoridad y responsabilidad exige del inspector los principio Èticos de la competencia, la equidad y la independencia de juicio, de modo que es necesario establecer los

La participaciÛn razonable de la sociedad en las decisiones concernientes al uso de la radiaciÛn y de la energÌa nuclear se ha de basar en el establecimiento de un dialogo fundamentalmente Ètico, aunque sin olvidar la naturaleza cientÌfica y tecnolÛgica del tema. Este dialogo debe incluir a todas las partes interesadas, 77

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TOM, e internacionales como el OIEA. A travÈs de los tiempos, en dichas normas se han introducido principios b·sicos, ya expuestos con precisiÛn en la ponencia del Dr. L. Arranz, que se basan sobre sÛlidos fundamentos Èticos, que se discuten seguidamente desde el punto de vista de la Ètica.

incluyendo las autoridades, los titulares de las instalaciones, las asociaciones cÌvicas y polÌticas y los individuos interesados. En este dialogo se deben respetar principios fundamentales tales como la independencia de juicio de las autoridades, la información veraz en el caso de los titulares, y la percepción objetiva de los temas en discusiÛn por parte de las asociaciones cÌvicas y polÌticas y por los individuos. Una Ètica dialÛgica serÌa siempre positiva, mientras que la dependencia de intereses partidistas y particulares, por parte de las autoridades; la información sesgada por parte de los titulares y la polémica subjetiva , dogmática e interesada, por parte de las asociaciones y de los individuos impedirÌa toda discusiÛn razonable.

Los principios b·sicos de la protecciÛn contra las radiaciones ionizantes han surgido del mundo occidental bajo la influencia anglosajona. Se basan en la llamada ética utilitaria que introdujese el pensador inglÈs Jeremy Bentham (17481832) bajo el lema ìel mayor bien para el mayor n˙meroî, aunque no para todos. La renuncia a una ética de la igualdad, o reparto equitativo de bienes y detrimentos, m·s utÛpica pero menos pr·ctica, constituyen la base de algunas crÌticas de los principios actuales de protecciÛn radiolÛgica.

LOS PRINCIPIOS ETICOS DE LA LEGISLACIÓN Es de interÈs observar que poco despuÈs del descubrimiento de los rayos x y de la radiactividad natural en el quicio entre los siglos XIX y XX, tanto unos como otros descubrimientos se emplearon con profusiÛn en todo tipo de tratamientos mÈdicos, para poco despuÈs descubrir los daÒos causados por el abuso de la radiaciÛn. Esta circunstancia llevÛ en 1928 a la creaciÛn de la ComisiÛn Internacional para la ProtecciÛn contra los Rayos x y el Radio, que m·s tarde se convirtiÛ en la prestigiosa ComisiÛn Internacional de ProtecciÛn RadiolÛgica, cuya vitalidad y buen hacer se ha mantenido a lo largo de los aÒos. Esta ComisiÛn, a travÈs de sus estudios e investigaciones ha sido capaz de sugerir recomendaciones que han sido convertidas en normas legales por los paÌses m·s adelantados, asÌ como por las instituciones supranacionales, como EURA78

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sean tan pequeÒas como sea posible, aunque siempre por debajo de los lÌmites establecidos; por otro lado, permite que se tengan en cuenta los factores econÛmicos y sociales del caso. La primera parte parece loable, pero deja en manos del titular interpretar quÈ significa para Èl ìtan bajo como sea posibleî, lo que puede originar dificultades con el organismo regulador, que puede usar otros par·metros. La segunda parte del criterio tiende a fomentar las desigualdades y permite que el dinero pueda comprar m·s salud. Por otro lado, el principio puede corregir requisitos excesivamente estrictos y costosos por parte de las autoridades, lo que, de nuevo exige un dialogo Ètico entre el titular y la autoridad.

El principio de la justificación enfrenta la equidad con la eficacia al exigir que cualquier actividad que incremente la exposiciÛn de los individuos a la radiaciÛn se justifique por los beneficios sociales que tal incremento supone. A travÈs de este principio es posible intercambiar los beneficios para la sociedad por las exposiciones a los individuos. En este sentido pretende llevar el beneficio m·ximo al mayor n˙mero de personas, de acuerdo con el principio Ètico del utilitarismo, aunque algunas personas sean expuestas a la radiaciÛn. Este principio tiene entre sus detractores a los proponentes de las teorÌas Èticas de la igualdad, quienes entienden que los beneficios colectivos nunca pueden ser compensados con perjuicios potenciales para unos pocos.

El principio tiene algunos aspectos pr·cticos que conviene recordar. Los paÌses cientÌfica y tecnolÛgicamente m·s avanzados, a travÈs de la investigaciÛn y el desarrollo, mejoran constantemente las tÈcnicas, los procedimientos y los equipos con el objetivo de reducir los riesgos, aumentar la seguridad, mejorar la protecciÛn radiolÛgica y disminuir las exposiciones y las dosis de radiaciÛn. En el ·rea del diagnÛstico mÈdico, por ejemplo, para la misma aplicaciÛn, se utilizan isÛtopos de vida m·s corta y de menos energÌa radiante; la incipiente utilizaciÛn de la tomografÌa por emisiÛn de positrones constituye en este campo un avance considerable. En el campo de la radiologÌa se han desarrollado mÈtodos digitales que permiten mayor definiciÛn de las im·genes con menor intensidad del haz. En el campo de la terapia, por ejemplo, la utilizaciÛn selectiva de partÌculas cargadas aumenta la eficacia del tratamiento y reduce los efectos secundarios, como ocurre con la terapia cerebral por captura de

En la pr·ctica este principio se ve tambiÈn de otra manera, en especial cuando la justificaciÛn se utiliza para decidir el uso de la radiaciÛn frente a otras tÈcnicas, se introduce asÌ la variante de la justificación diferencial o comparada, basada en el criterio: ìsi el uso de la radiaciÛn compite con tecnologÌas no nucleares de eficacia comparable, debe entonces elegirse la menos peligrosaî. La aplicaciÛn de este criterio ha llegado, por ejemplo, a descartar los pararrayos radiactivos, al comprobar que el poder de las puntas es comparable a la ionizaciÛn para captar los rayos y no tiene el riesgo de que el pararrayos radiactivo termine en manos inocentes. En este sentido, esta vertiente del criterio es igualitaria. El principio de la optimación de las dosis de radiaciÛn enfrenta la salud con la economÌa; por un lado, exige que las dosis de radiaciÛn recibidas por las personas 79

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El principio de la responsabilidad civil garantiza la recepciÛn de compensaciones econÛmicas por daÒos nucleares ciertos a las personas, ñ es decir, causados por la radiaciÛn de forma inequÌvoca como por ejemplo, a causa de un accidente. Pero no garantiza los daÒos nucleares de naturaleza estoc·stica; es decir, aquellos que pueden estar causados por la radiaciÛn o por otros agentes. Al llegar a este punto conviene recordar algunas de las caracterÌsticas especÌficas de los daÒos por radiaciÛn. Los expertos han podido establecer una relaciÛn formal entre la causa y el efecto hasta dosis superiores a unos 200 mSv, por debajo de este valor no hay evidencia cientÌfica firme de tal relaciÛn, ya que los estudios epidemiolÛgicos realizados quedan enmascarados por los carcinomas que aparecen en la poblaciÛn por otras causas. Algunos investigadores opinan, y la citada ComisiÛn Internacional de ProtecciÛn RadiolÛgica asÌ lo admite, que tal relaciÛn debe ser, en todo caso, positiva, de modo que cualquier dosis de radiaciÛn, por pequeÒa que sea, tiene la potencialidad de producir un carcinoma, mientras que otros expertos, extrapolando las relaciones homeop·ticas, consideran que pequeÒas dosis de radiaciÛn pueden ser positivas porque estimulan las defensas y protegen de los carcinomas naturales, circunstancia que ha recibido el nombre de hormesis. Esta dificultad cientÌfica, junto con los largos periodos de latencia entre irradiaciÛn y apariciÛn de la enfermedad, impiden el establecimiento de formulas y criterios sÛlidos de responsabilidad civil en aquellas circunstancias donde aparezcan daÒos nucleares, que no puedan ser referidos a circunstancias concretas de irradiaciÛn anormal.

neutrones en el boro. En el campo industrial las mejoras son cada dÌa evidentes. Pero estas tÈcnicas no siempre pueden ser usadas por paÌses en vÌas de desarrollo y a˙n menos por paÌses pobres. El principio salvaguarda esta consideraciÛn y permite no dejar de usar las tÈcnicas antiguas al menos hasta que se pueda disponer de las nuevas. El principio de la limitación de la dosis, en el sentido de que los individuos no deben recibir dosis superiores a los establecidos en los lÌmites aceptados, parece basarse en una Ètica justa e igualitaria, hasta que se descubre que tales lÌmites no son los mismos para todos los individuos; se permite, por ejemplo, que los trabajadores expuestos por razÛn de su profesiÛn puedan recibir dosis hasta veinte veces mayores que otros miembros del p˙blico. Este consentimiento se basa en los principios de la Ètica utilitaria y puede, por tanto, parecer injusto. Se argumenta que los trabajadores expuestos a la radiaciÛn por razÛn de su profesiÛn constituyen un grupo de edad determinado -de 18 a 65 aÒos- cuyas dosis de radiaciÛn son medidas con frecuencia y han de someterse, por ley, a reconocimientos mÈdicos frecuentes y especÌficos, que incluso han de seguir durante diez aÒos despuÈs de haber trabajado en una actividad nuclear o radiactiva. Se presta adem·s especial atenciÛn y cuidado a la protecciÛn de los posibles fetos. Mientras que los miembros del p˙blico incluyen un espectro m·s variado de personas y de edades, que no est·n sometidos a los reconocimientos mÈdicos preventivos, ni a la protecciÛn de los fetos que se han descrito antes. Parece, por tanto, utilitario introducir un factor de seguridad de veinte para comparar dichas situaciones. 80

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EPILOGO

El principio de la protección de las generaciones futuras no se ha reflejado todavÌa en documentos formales, pero existe de forma latente y se discute en las sociedades m·s avanzadas, en especial en los paÌses nÛrdicos europeos. En tÈrminos genÈricos, el dilema es admitir si las generaciones futuras tienen o no derechos que puedan exigir a las generaciones precedentes. En el caso del uso de las radiaciones y de la energÌa nuclear, el problema reside en la constataciÛn de que la radiactividad no puede ser eliminada f·cilmente y de forma total por procedimientos fÌsicos, excepto por la propia desintegraciÛn natural, (la transmutaciÛn es un procedimiento que se est· ya investigando). Por ello, desde el punto de vista tÈcnico, la discusiÛn se ha centrado en la gestiÛn de los residuos radiactivos, en especial los de vida larga.

En las sociedades democr·ticas, la utilizaciÛn de las radiaciones, el uso de la energÌa nuclear y la gestiÛn de los residuos radiactivos deben ser considerados como temas estratÈgicos del paÌs y, por ello, deben ser discutidos racionalmente desde todos los puntos de vista, incluyendo los aspectos morales. Las potencialidades de dichas tecnologÌas para mejorar la salud y seguridad de las personas, asÌ como el bienestar y el desarrollo econÛmico del paÌs, respetando los derechos b·sicos de las personas, de la sociedad y del medio ambiente deben ser evaluadas de forma muy amplia, racional y objetiva. Una condiciÛn primaria deber ser la aceptaciÛn de las m·s modernas tecnologÌas en el uso de las radiaciones ionizantes en la medicina, la industria, la agricultura y la investigaciÛn, y disponer de energÌa elÈctrica de origen nuclear abundante y barata.

El pensamiento utilitario reconoce que cada generaciÛn recibe beneficios y cargas de las generaciones precedentes, por ejemplo, los beneficios de la radiaciÛn y de la energÌa nuclear y los residuos radiactivos que se producen. El pensamiento absolutista exige que no procede transmitir a las generaciones siguientes los residuos radiactivos que se generan en los beneficios ya disfrutados por las generaciones anteriores y exigen la soluciÛn definitiva para la gestiÛn de tales residuos. Aunque este pensamiento predomina, otros pensadores advierten que podrÌa ser m·s pr·ctico y conveniente guardar dichos residuos de forma segura, en espera de que la ciencia y la tecnologÌa de las generaciones futuras encuentre una mejor soluciÛn. Algunos aÒaden que serÌa muy presuntuoso por parte de la generaciÛn actual suponer que los que vengan no puedan ser m·s capaces que los actuales.

Los riesgos asociados a tales aplicaciones tecnolÛgicas deben ser evaluados objetivamente y de forma racional. La infraestructura legal y administrativa del paÌs debe tambiÈn ser discutida y mejorada para que cada parte cumpla con sus responsabilidades de forma efectiva y certera. Para ello es necesario establecer un conjunto sÛlido de principios Èticos que permitan la participaciÛn de cada parte con lo mejor de sus intenciones. Los derechos humanos de la tercera generaciÛn, es decir los relativos a la protecciÛn del medio ambiente deben tener una consideraciÛn especial, con el objetivo de impedir que las vanguardias de la necesaria revoluciÛn ecologista no produzcan vÌctimas innecesarias entre la poblaciÛn de instalaciones que utilizan las radiaciones y la energÌa nuclear. 81

GLOSARIO

A actividad Para una cantidad de un radionucleido en un estado de energÌa determinado y en un momento dado, magnitud A(t) definida por la expresiÛn A (t) = dN dt donde dN es el valor esperado del n˙mero de transformaciones nucleares espont·neas desde el estado de energÌa dado, en el intervalo de tiempo dt. Esta magnitud es la tasa a la que ocurren las transformaciones nucleares en un material radiactivo. La unidad SI de actividad, llamada becquerel (Bq) es el recÌproco del segundo (s-1). La actividad se expresaba anteriormente en curios (Ci).

adenoma Tumor benigno derivado de cÈlulas glandulares o secretoras.

ALARA AcrÛnimo en inglÈs de tan bajo como sea razonablemente factible (v. principio de la optimaciÛn).

atenuación ReducciÛn de la intensidad de una radiaciÛn que pasa a travÈs de la materia, a causa de procesos tales como la absorciÛn y la dispersiÛn.

autoridad competente Organismo oficial al que corresponde, en el ejercicio de las funciones que tenga atribuidas, conceder autorizaciones, dictar disposiciones o resoluciones y obligar a su cumplimiento.

autorización Permiso concedido por la autoridad competente de forma documental, previa solicitud, o establecido por la legislaciÛn espaÒola, para ejercer una pr·ctica o cualquier otra actuaciÛn dentro del ·mbito de su aplicaciÛn.

B becquerel (Bq) Nombre de la unidad de actividad en el sistema SI, igual a una transformaciÛn por segundo (s-1). Sustituye al curio (Ci) con la equivalencia aproximada: 1Bq=2,7E-11Ci. Los términos y expresiones en cursivas indican que su definición se encuentra en el propio glosario.

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bequerelio (Bq) SinÛnimo de becquerel.

braquiterapia TÈcnica radioter·pica en la que las fuentes de radiaciÛn se sit˙an a corta distancia del volumen a irradiar.

C cardiología intervencionista DenominaciÛn que se suele referir a la realizaciÛn de procedimientos terapÈuticos en las arterias coronarias, p. e. abrir una arteria ocluida con tÈcnicas percut·neas.

cardiología invasiva UtilizaciÛn de tÈcnicas contundentes, p. e. introducciÛn de guÌas, catÈteres u otros dispositivos en el sistema cardiovascular, con fines de diagnÛstico o terapia.

coerción AplicaciÛn de sanciones por un organismo regulador a un titular para corregir y, en su caso, penalizar el incumplimiento de las condiciones de una autorizaciÛn.

Consejo de Seguridad Nuclear Organismo regulador espaÒol creado por la ley 15/80.

constante de desintegración, λ Para una cantidad de un radionucleido en un estado dado de energÌa definido, probabilidad por unidad de tiempo de que un n˙cleo realice una transiciÛn nuclear espont·nea desde ese estado de energÌa, es decir λ=A N donde N es el n˙mero de n˙cleos existentes en el tiempo t y A la actividad. La unidad de λ es el recÌproco del segundo (s-1). La constante de desintegraciÛn es una caracterÌstica propia del radionucleido y est· relacionada con el periodo de semidesintegraciÛn radiactivo T1/2 del radionucleido seg˙n la expresiÛn T1/2 = ln2 λ

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CSN AcrÛnimo de Consejo de Seguridad Nuclear.

cultura de la seguridad Conjunto de caracterÌsticas y actitudes de organizaciones y personas que conducen a que, como una prioridad esencial, los temas de protecciÛn radiolÛgica y seguridad nuclear reciben la atenciÛn que por su importancia requieren.

D daño nuclear Deterioro causado por efecto de la radiaciÛn. 2. En terminologÌa forense, pÈrdida de la vida, detrimento de la salud, destrucciÛn o deterioro de los bienes causados por los materiales radiactivos o por la combinaciÛn de las propiedades radiactivas con las propiedades tÛxicas, explosivas u otro tipo de propiedades de dichos materiales. 3. Ibid. cuando asÌ lo declara un tribunal competente.

declaración En terminologÌa forense, deposiciÛn de un documento ante el organismo regulador a fin de notificar la intenciÛn de llevar a cabo una pr·ctica o cualquier otra actuaciÛn dentro del ·mbito de aplicaciÛn de las disposiciones legales.

deterioro por la radiación DaÒo que podrÌa experimentar un individuo o un grupo expuesto y sus descendientes como consecuencia de la exposiciÛn a la radiaciÛn procedente de una fuente.

dosímetro Dispositivo, instrumento o sistema para medir cualquier magnitud fÌsica que pueda estar relacionada con la dosis, que puede ser asÌ cuantificada.

dosis de radiación Medida de la energÌa depositada por la radiaciÛn en un blanco. dosis absorbida, D: Magnitud dosimÈtrica fundamental que se define mediante la relaciÛn D = dε dm en la que dε es la energÌa media impartida por la radiaciÛn ionizante a la materia contenida en un elemento de volumen cuya masa es dm. La unidad, que recibe el nombre de gray, es 1J/kg. Antes se empleaba el rad. 87

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dosis comprometida: Dosis de por vida que se espera como consecuencia de una incorporaciÛn. dosis efectiva, E: Con referencia a los efectos de la radiaciÛn sobre todo el cuerpo, magnitud definida por el sumatorio de las dosis equivalentes recibidas por los distintos tejidos multiplicadas por el correspondiente factor de ponderaciÛn del tejido, es decir E = ∑ WT H T T

donde HT es la dosis equivalente recibida por el tejido T y WT el factor de ponderaciÛn del tejido. De la definiciÛn de dosis equivalente se sigue que E = ∑ WTï∑ WRïDT,R T

donde WR es el factor de ponderaciÛn de la radiaciÛn y DT,R la dosis absorbida media en el tejido T a causa de la radiaciÛn R. dosis equivalente, HT,R: Con referencia a los efectos de la radiaciÛn sobre un Ûrgano determinado, magnitud definida por el producto HT,R = WRïDT,R donde DT,R es la dosis absorbida causada por la radiaciÛn R, promediada en el Ûrgano o tejido T, y WR el factor de ponderaciÛn de la radiaciÛn. Cuando el campo de radiaciÛn est· formado por varios tipos de radiaciones, la dosis equivalente viene dada por el sumatorio HT = ∑WRïDT,R T

La unidad de dosis equivalente es el J/kg y recibe el nombre de sievert (Sv). Antes se utilizaba el rem, que es equivalente a 0,01 Sv.

E efecto de Compton DispersiÛn de un fotÛn por interacciÛn con un electrÛn libre o dÈbilmente ligado, en la que parte de la energÌa del fotÛn se comunica al electrÛn. Gran parte de la energÌa del electrÛn se utiliza para ionizar la materia irradiada.

efectos de la radiación sobre la salud efecto determinista: El que resulta de dosis superiores al umbral de dosis, por encima del cual la severidad de dicho efecto aumenta directamente con la dosis. Ejemplos tÌpicos de efectos deterministas son el eritema y el sÌndrome de irradiaciÛn aguda. 88

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efecto estocástico: Deterioro de la salud, inducido por la radiaciÛn, cuya probabilidad de apariciÛn aumenta con el valor de la dosis recibida, y cuya severidad, en su caso, es independiente de la dosis. Los efectos estoc·sticos pueden ser som·ticos o hereditarios y ocurren generalmente sin umbral de dosis. efecto hereditario: Deterioro de la salud, inducido por la radiaciÛn, que aparece en alg˙n descendiente de la persona expuesta. efecto somático: Deterioro de la salud, inducido por la radiaciÛn, que se produce en la persona expuesta.

efecto fotoeléctrico LiberaciÛn de electrones ligados por la acciÛn de fotones incidentes. Una parte de la energÌa de cada fotÛn sirve para vencer la energÌa de ligadura del electrÛn y el resto aparece como energÌa cinÈtica de Èste. Gran parte de la energÌa del electrÛn se utiliza en ionizar la materia irradiada.

electronvoltio EnergÌa cinÈtica que adquiere un electrÛn al atravesar en el vacÌo una diferencia de potencial de un voltio. Equivale a 1,602E-19 julios. Es una unidad muy pequeÒa de energÌa que se utiliza sÛlo en fÌsica corpuscular con el sÌmbolo eV. La energÌa de las radiaciones emitidas por los nucleidos radiactivos se mide en kilo electronvoltios, KeV, o en mega electronvoltios, MeV.

endoprótesis Dispositivo, generalmente met·lico en forma de muelle o tubo, que se coloca en el interior de las arterias para evitar que se ocluyan. TambiÈn se utiliza el tÈrmino inglÈs stent .

exposición Efecto de someter, o someterse, a las radiaciones ionizantes. Es sinÛnimo de irradiaciÛn.

F factor de ponderación de la radiación, WR N˙mero por el que hay que multiplicar la dosis absorbida en un Ûrgano o tejido para obtener la dosis equivalente en dicho Ûrgano o tejido. Para fotones, electrones y muones de cualquier energÌa, el factor de ponderaciÛn es la unidad, mientras que es 20 para las partÌculas alfa, los fragmentos de fisiÛn y los n˙cleos pesados. El factor de ponderaciÛn para los neutrones es funciÛn de su energÌa y varia entre 5 y 20.

factor de ponderación de un tejido, WT N˙mero por el que hay que multiplicar la dosis equivalente en un Ûrgano o tejido para obtener la dosis efectiva en el conjunto de Ûrganos y tejidos afectados o en el cuerpo entero, tenien89

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do asÌ en cuenta las distintas sensibilidades de los diferentes Ûrganos y tejidos a los efectos estoc·sticos de la radiaciÛn. Las gÛnadas resultan ser el Ûrgano m·s sensibles, 0,20; seguido de la mÈdula Ûsea, el colon, pulmÛn y estÛmago, 0,12; vejiga, mama, hÌgado, esÛfago y tiroides tienen valores intermedios, 0,05; mientras que la piel y la superficie Ûsea son los menos sensibles, 0,01. A los Ûrganos y tejidos no mencionados se les asigna el valor 0,05.

fluoroscopia TÈcnica de visualizaciÛn de im·genes en tiempo real obtenidas mediante rayos x. En muchas ocasiones la visualizaciÛn se realiza mientras se suministra un medio de contraste al paciente por vÌa digestiva, arterial o venosa.

fotón Cuanto elemental de energÌa electromagnÈtica, por tanto sin masa ni carga. Su sÌmbolo es γ.

fuente de radiación Cualquier material, dispositivo o sistema que emita radiaciones ionizantes o libere materiales o sustancias radiactivas. 2. Material radiactivo utilizado para llevar a cabo irradiaciones. fuente natural: La que existe en la naturaleza, tal como el sol o las estrellas, conocidas como fuentes de radiaciÛn cÛsmica, y las rocas y el suelo, llamadas fuentes de radiaciÛn terrestre. fuente no sellada: La que no cumple los requisitos que han de tener las fuentes selladas. fuente sellada: Material radiactivo que est·: (a) encerrado de forma permanente en una c·psula hermÈtica, o (b) agregado en forma sÛlida, de modo que en condiciones normales de utilizaciÛn se evite toda dispersiÛn del material radiactivo.

G ganglio ”rgano del sistema linf·tico por el que se diseminan muchos tumores malignos.

ganglio centinela El primero al que llega el lÌquido linf·tico en una regiÛn ganglionar determinada. Por tanto, el primero que recibe cÈlulas tumorales procedentes de la met·stasis de un tumor primario. (V. tÈcnica del ganglio centinela).

gray Nombre de la unidad de dosis absorbida en el sistema internacional(SI); es igual a 1J/kg. 90

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H hombre de referencia Persona ideal de la raza humana cauc·sica, adulto y varÛn definido por la ICRP a efectos de evaluaciÛn de la protecciÛn radiolÛgica.

I ICRP Sigla de la ComisiÛn Internacional de ProtecciÛn RadiolÛgica.

ICP AcrÛnimo de intervenciÛn coronaria percut·nea.

imagen portal La que se obtiene a la salida del paciente de un acelerador de radioterapia para verificar si la geometrÌa del tratamiento es correcta.

incorporación Actividad de un radionucleido que se ha introducido en el cuerpo por inhalaciÛn, ingestiÛn o a travÈs de la piel en un intervalo de tiempo dado o como resultado de un suceso dado.

instalación radiactiva De acuerdo con la legislaciÛn vigente, y con fines legales, se entiende por instalaciones radiactivas: a) Las instalaciones de cualquier clase que contengan una fuente de radiaciÛn ionizante. b) Los aparatos productores de radiaciones ionizantes que funcionen a una diferencia de potencial superior a 5 kV. c) Los locales, laboratorios, f·bricas e instalaciones donde se produzcan, utilicen, posean, traten, manipulen o almacenen materiales radiactivos, excepto el almacenamiento incidental durante su transporte.

intervención ActuaciÛn encaminada a reducir o eliminar la exposiciÛn o la probabilidad de exposiciÛn a fuentes que no forman parte de un pr·ctica controlada, o que est·n descontroladas como consecuencia de un accidente. Dicha actuaciÛn puede tener lugar sobre las fuentes, las vÌas de transferencia y las propias personas. 91

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ión ¡tomo o grupo de ·tomos que, por pÈrdida o ganancia de uno o m·s electrones, ha adquirido una carga elÈctrica neta. El efecto m·s importante de las radiaciones ionizantes es la de producir iones en la materia irradiada.

ionización ConversiÛn de ·tomos y molÈculas en iones por efecto de la radiaciÛn.

isótopo Cada uno de los distintos nucleidos que tienen el mismo n˙mero atÛmico y, por tanto, pertenecen al mismo elemento quÌmico, pero que difieren entre sÌ en el n˙mero m·sico. isótopo artificial: El que es producido por la mano del hombre a travÈs de manipulaciones nucleares. isótopo estable: El que no experimenta la desintegraciÛn radiactiva. isótopo natural: El que aparece en la naturaleza. isótopo radiactivo: IsÛtopo natural o artificial que se desintegra emitiendo radiaciones ionizantes.

isquemia Falta de aporte de sangre.

J Jefe de Servicio de Protección Radiológica Persona autorizada por el Consejo de Seguridad Nuclear como responsable de velar en una instalaciÛn radiactiva, o en una mancomunidad de instalaciones radiactivas, por el cumplimiento de las normas generales de protecciÛn radiolÛgica y por las especÌficas de la instalaciÛn o instalaciones en las que ejerce. Por el Consejo de Seguridad Nuclear se definen quÈ instalaciones radiactivas, o mancomunidad de instalaciones radiactivas, deben disponer de un Jefe de Servicio de ProtecciÛn RadiolÛgica.

justificación Proceso por el que se determina si una pr·ctica es globalmente beneficiosa, seg˙n requiere el Sistema de ProtecciÛn RadiolÛgica de la ICRP; es decir, si los beneficios recibidos por las personas o por la sociedad como consecuencia de la iniciaciÛn o continuaciÛn de la pr·ctica superan los perjuicios, incluido el deterioro por radiaciÛn, que resultan de dicha pr·ctica. 2. Proceso por el que se determina si es probable que una intervenciÛn sea globalmente beneficiosa, seg˙n requiere el Sistema de ProtecciÛn RadiolÛgica de la ICRP; es decir, si los beneficios recibidos por las personas y la sociedad, incluida la reducciÛn del deterioro por radiaciÛn, como consecuencia de la iniciaciÛn o continuaciÛn de la intervenciÛn, superan el coste de la intervenciÛn y cualquier perjuicio causado por tal intervenciÛn. 92

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L límite de dosis Valor que no deber· excederse de la dosis efectiva o de la dosis equivalente recibida por un persona como consecuencia de una pr·ctica autorizada. En EspaÒa tales lÌmites est·n fijados en el reglamento sobre ìProtecciÛn sanitaria contra radiaciones ionizantesî para trabajadores expuestos, miembros del p˙blico y grupos especÌficos.

límite de incorporación anual Actividad m·xima de un radionucleido que puede ser incorporada por inhalaciÛn, ingestiÛn o a travÈs de la piel, a lo largo de un aÒo de un hombre de referencia de modo que la dosis comprometida resultante no supere el lÌmite de dosis que aplique al caso.

linfadenectomía ExterminaciÛn de los ganglios y vasos linf·ticos de un territorio determinado.

M malformaciones arteriovenosas AlteraciÛn morfolÛgica de las arterias y venas habitualmente de origen congÈnito.

material radiactivo El que contiene nucleidos radiactivos por encima de lo especificado en la legislaciÛn nacional y que, por ello, est· sometido a control por la autoridad reguladora a causa de su radiactividad.

melanoma maligno Tumor cut·neo de Ìndole perniciosa.

meningiomas Tumor, generalmente benigno, derivado de las envolturas o meninges del sistema nervioso.

miembros del público En lo que se refiere a la aplicaciÛn de la reglamentaciÛn sobre protecciÛn radiolÛgica, individuos de la poblaciÛn con excepciÛn de los trabajadores expuestos, las personas en formaciÛn y los estudiantes en su jornada laboral, asÌ como las personas expuestas por razones mÈdicas o excepcionales.

muón PartÌcula elemental inestable, cuya masa en reposo es 206,8 veces la del electrÛn y su carga la de Èste. Su sÌmbolo es µ. Es uno de los componentes de la radiaciÛn cÛsmica. 93

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N neurinoma Tumor benigno originado en nervios.

neutrón PartÌcula de carga nula constituyente del n˙cleo atÛmico. Su masa en reposo es algo mayor que la del protÛn. En estado libre, fuera del n˙cleo atÛmico, es inestable y se descompone en un protÛn, un electrÛn y un antineutrino con una vida media de 1010 segundos. Su sÌmbolo es n. Cuando la materia se irradia con neutrones, se engendran reacciones nucleares muy variadas que incluyen la transmutaciÛn de los ·tomos y la producciÛn de isÛtopos radiactivos.

nivel de exención Valor establecido por el organismo regulador, expresado en forma de concentraciÛn radiactiva o actividad total, que cuando no lo sobrepasa una fuente de radiaciÛn, puede eximirse a Èsta del control por la autoridad reguladora.

nivel de intervención Nivel de referencia cuya superaciÛn o previsiÛn de superaciÛn condiciona la realizaciÛn de una actuaciÛn protectora o una actuaciÛn remediadora especÌficas en caso de una exposiciÛn de emergencia o de una exposiciÛn crÛnica.

nivel de investigación Nivel de referencia de una magnitud tal como la dosis efectiva, la incorporaciÛn o la contaminaciÛn por unidad de ·rea, p. e. de un terreno contaminado, o de volumen, p. e. de una masa de agua o aire, que si sobrepasa obliga a realizar una investigaciÛn.

nivel de referencia Valor de alguna magnitud fÌsica, o de un conjunto de magnitudes fÌsicas, tales como exposiciones, dosis, incorporaciones, contaminaciones u otras, a partir de las cuales se toman medidas de actuaciÛn, intervenciÛn, investigaciÛn o registro, seg˙n proceda.

nivel de registro Nivel de referencia de la dosis o incorporaciÛn, especificado por el organismo regulador, que si se sobrepasa obliga a anotar los valores correspondientes en los registros oficiales de los trabajadores afectados.

nucleido Especie atÛmica. Se caracteriza por sus n˙meros atÛmico y m·sico. Se representa simbÛli94

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camente por AZ M, donde M es el sÌmbolo del elemento, Z el n˙mero atÛmico y A el n˙mero m·sico del nucleido.

número atómico Para un elemento quÌmico dado, n˙mero de protones contenidos en su n˙cleo. Coincide con la carga elÈctrica positiva del n˙cleo y con el n˙mero de orden del elemento en la tabla periÛdica. Su sÌmbolo es Z.

número mágico Cada uno de los n˙meros 2, 8, 20, 28, 50, 82 y 126. Los nucleidos que poseen un n˙mero de protones o neutrones que coincide con uno de estos n˙meros presenta una estabilidad nuclear excepcional.

número másico Para un nucleido dado, n˙mero de nucleones ñprotones y neutronesñ que constituyen su n˙cleo. Su sÌmbolo es N.

O OIEA AcrÛnimo de Organismo Internacional de EnergÌa AtÛmica.

optimación Proceso mediante el cual se determina quÈ nivel de protecciÛn y seguridad hace que las exposiciones, asÌ como la probabilidad y magnitud de las exposiciones potenciales, se mantengan ìtan bajas como sea razonablemente factibles, cuando se toman en cuenta los factores econÛmicos y socialesî (ALARA), tal como requiere el sistema de protecciÛn radiolÛgica de la ICPR.

organismo regulador Autoridad o sistema de autoridades designado por un Estado, que tiene atribuciones legales para dirigir el proceso reglamentador, incluyendo la concesiÛn de autorizaciones y en consecuencia la regulaciÛn de las radiaciones. En EspaÒa, en lo que se refiere a las instalaciones radiactivas, la concesiÛn de autorizaciones y la regulaciÛn de las radiaciones corresponde al Consejo de Seguridad Nuclear o a las Comunidades AutÛnomas que hayan recibido encomiendas especÌficas del primero.

órgano-blanco ”rgano al que se dirige la radiaciÛn. 95

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órgano crítico Para un radionucleido incorporado, Ûrgano que sufre el daÒo m·s perjudicial para el buen funcionamiento del organismo. 2.Estructura especialmente radiosensible cuya irradiaciÛn se debe evitar durante los tratamientos de radioterapia.

osteoformación FormaciÛn de hueso.

P partícula alfa N˙cleo de 4He emitido en una desintegraciÛn nuclear. Se representa por el sÌmbolo α.

partícula beta ElectrÛn, positivo o negativo, emitido en la desintegraciÛn de un n˙cleo atÛmico. Se representa por el sÌmbolo β.

partícula cargada PartÌcula dotada de carga elÈctrica.

periodo de semidesintegración, T1/2

Para un radionucleido, tiempo necesario para que su actividad se reduzca a la mitad por desintegraciÛn. Est· relacionado con la constante de desintegraciÛn λ mediante la expresiÛn

PET

T1/2 = ln2 λ

AcrÛnimo de tomografia por emisiÛn de positrones.

planificación del tratamiento radioterápico Estudio de la distribuciÛn de la dosis en el volumen-blanco.

población en su conjunto En terminologÌa forense, relacionada con la protecciÛn radiolÛgica, toda la poblaciÛn incluyendo los miembros del p˙blico, los trabajadores expuestos, las personas en formaciÛn y los estudiantes.

positrón ElectrÛn positivo y, por tanto, antipartÌcula del electrÛn. Cuando ambas partÌculas se 96

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encuentran se aniquilan mutuamente y sus masas se convierten en energÌa que aparece en forma de dos fotones que caminan en direcciones opuestas. Este hecho fÌsico constituye la base de la tomografÌa por emisiÛn de positrones.

poso radiactivo Polvo radiactivo que, procedente de la atmÛsfera, se deposita sobre la superficie de la tierra despuÈs de una explosiÛn nuclear o de una descarga radiactiva.

práctica Cualquier actividad humana que introduce fuentes de radiaciÛn o vÌas de exposiciÛn adicionales o amplia la exposiciÛn a m·s personas o modifica las vÌas de exposiciÛn a fuentes ya existentes, de modo que aumente la exposiciÛn, o la probabilidad de exposiciÛn del p˙blico o aumente el n˙mero de personas expuestas. práctica autorizada: la que est· autorizada por la autoridad reguladora.

principio de la justificación V. justificaciÛn.

principio de la optimación V. optimaciÛn.

protón PartÌcula de carga elÈctrica positiva e igual a la del electrÛn. Interviene en la constituciÛn de todos los n˙cleos atÛmicos. Su sÌmbolo es p. En los n˙cleos inestables se convierten en neutrones y partÌculas beta. Los primeros permanecen en el n˙cleo aumentando su estabilidad y los segundos constituyen la radiaciÛn beta de los n˙cleos radiactivos.

protección radiológica Conjunto de normas legales, criterios especÌficos, procedimientos y medios materiales que se utilizan para proteger a las personas contra los efectos nocivos de la exposiciÛn a la radiaciÛn ionizante.

PSP AcrÛnimo de placas de fÛsforo autoestimulable.

Q queloides Cicatriz hipertrÛfica. 97

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R radiación EnergÌa o partÌculas materiales que se propagan a travÈs del espacio. 2. Forma de propagarse la energÌa o las partÌculas. radiación cósmica: RadiaciÛn formada por partÌculas de origen extraterrestre dotadas de gran energÌa y por las partÌculas creadas por ellas al interaccionar con la atmÛsfera. radiación electromagnética: RadiaciÛn caracterizada por la variaciÛn de los campos elÈctrico y magnÈtico en forma de ondas. El espectro de frecuencia de Èstas es muy amplio, por lo que se emplean denominaciones especiales para las ondas comprendidas en los diferentes intervalos de frecuencia. AsÌ se dice, de mayor a menor frecuencia, ondas tercianas, microondas, radiaciones luminosas, rayos x y rayos gamma. radiación directamente ionizante: RadiaciÛn formada por partÌculas cargadas capaces de producir pares de iones en el material por el que pasan. Las partÌculas alfa y las partÌculas beta procedentes de la desintegraciÛn de los ·tomos radiactivos son radiaciones directamente ionizantes. Generalmente se usa en plural. radiación indirectamente ionizante: RadiaciÛn formada por partÌculas desprovistas de carga que al interaccionar con la materia pueden liberar partÌculas cargadas capaces de ionizarla. Los fotones y los neutrones son radiaciones indirectamente ionizantes. Los primeros pueden liberar electrones y positrones, mientras que los segundos pueden iniciar multitud de transformaciones nucleares con generaciÛn de fotones, partÌculas cargadas o ·tomos radiactivos. Generalmente se usa en plural, radiación ionizante: Nombre genÈrico empleado para designar las radiaciones de naturaleza corpuscular o electromagnÈtica que en su interacciÛn con la materia producen iones, bien directa o indirectamente. Generalmente se usa en plural. radiación de frenado: RadiaciÛn electromagnÈtica que se emite cuando un electrÛn es frenado por la acciÛn del campo elÈctrico de un n˙cleo. La energÌa cinÈtica perdida por el electrÛn se transforma asÌ en energÌa electromagnÈtica. radiación gamma: RadiaciÛn electromagnÈtica emitida durante una desexcitaciÛn nuclear o un proceso de aniquilaciÛn de partÌculas. Su longitud de onda es, por lo general, menor que la de los rayos x, por lo que es muy penetrante. radiación x: RadiaciÛn electromagnÈtica producida en la desexcitaciÛn de los niveles electrÛnicos m·s profundos de los ·tomos cuyo n˙mero es mayor que 10. ConstituyÛ la primera aplicaciÛn de la radiaciÛn en el diagnÛstico.

radiactividad Propiedad que presentan algunos nucleidos de desintegrarse espont·neamente. 2. En una cantidad dada de un cuerpo, n˙mero medio de desintegraciones nucleares que se producen por unidad de tiempo. 98

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radiactivo, va Que est· dotado de radiactividad o se refiere a ella.

radiocirugía TÈcnica que consiste en la utilizaciÛn de haces finos de radiaciÛn, con una gran precisiÛn, en ·reas muy localizadas para destruir tejidos actuando de forma similar a una tÈcnica quir˙rgica con un bisturÌ.

radiología médica Rama de la medicina en la que se aplican las radiaciones ionizantes como mÈtodo de terapia y de diagnÛstico.

radiología intervensionista DenominaciÛn que se aplica habitualmente a las tÈcnicas en las que se utilizan im·genes de fluoroscopia, o de tomografia computarizada, en tiempo real, como guÌa de procedimientos terapÈuticos; p. e. , el avance de un catÈter por una arteria, el inflado de un balÛn para dar m·s luz a una arteria estenosada, la colocaciÛn de dispositivos para evitar que las arterias se cierren de nuevo, la embolizaciÛn de arterias para evitar lesiones por malformaciones arteriovenosas o para hacer que un tumor se necrose por isquemia.

radionucleido Nucleido, natural o artificial, que emita radiaciones ionizantes.

radiosensibilidad Sensibilidad de las cÈlulas, tejidos, Ûrganos u organismos a los efectos de las radiaciones ionizantes.

radioterapia intraoperatoria. IrradiaciÛn de determinados tejidos a cielo abierto, habitualmente restos de tejidos que no han tenido una extirpaciÛn quir˙rgica completa, en una ˙nica sesiÛn aprovechando el acto quir˙rgico.

radiotoxicidad Calidad de un radionucleido que produce lesiones en un organismo cuando se incorpora a Èl. La radiotoxicidad no sÛlo se debe a las caracterÌsticas radiactivas del radionucleido, sino que depende tambiÈn de su estado fÌsico y quÌmico y del metabolismo de ese elemento o compuesto en el organismo.

radioyodo Cualquiera de los nucleidos radiactivos del elemento yodo. Usado en plural significa el conjunto de todos o una parte de tales isÛtopos. 99

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rayos gamma SinÛnimo de radiaciÛn γ.

rayos x SinÛnimo de radiaciÛn x.

reestenosis DisminuciÛn de la luz de las arterias despuÈs de haberlas dilatado con balones u otros dispositivos.

residuo radiactivo A efectos legales y reguladores, cualquier material o producto de desecho para el que no se prevÈ un uso posterior, que contiene o est· contaminado con radionucleidos en concentraciones o niveles de actividad superiores a los niveles de desclasificaciÛn establecidos por el organismo regulador. Debe reconocerse que esta definiciÛn sÛlo tiene finalidad reguladora y legal, y que el material con concentraciones o niveles de actividad inferiores a los niveles de desclasificaciÛn es radiactivo desde el punto de vista fÌsico, si bien se considera despreciable el riesgo radiolÛgico asociado.

restricción de la dosis ReducciÛn anticipada de la dosis individual atribuible a una fuente, con objeto de fijar una cota superior de la dosis en la optimaciÛn de las medidas de protecciÛn y seguridad de la fuente.

RM AcrÛnimo de resonancia magnÈtica.

S Servicio de Dosimetría Personal Entidad responsable de la lectura o interpretaciÛn de los dosÌmetros o aparatos de vigilancia radiolÛgica individual, o de la mediciÛn de la radiactividad en el cuerpo humano o en muestras biolÛgicas, o de la evaluaciÛn de la dosis, cuya capacidad para actuar al respecto sea reconocida por el Consejo de Seguridad Nuclear.

Servicio de Protección Radiológica En una instalaciÛn determinada, o conjunto de instalaciones afines, entidad responsable, expresamente autorizada por el Consejo de Seguridad Nuclear, de velar por el cumplimiento de los reglamentos, instrucciones y normas de car·cter general, asÌ como de las especifi100

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cas que se hayan incluido en la autorizaciÛn correspondiente. En funciÛn de las caracterÌsticas de la instalaciÛn o instalaciones que formen un conjunto, el Consejo de Seguridad Nuclear podr· establecer la necesidad de disponer de un Servicio especÌfico de ProtecciÛn RadiolÛgica.

sievert Nombre de la unidad de dosis efectiva y de dosis equivalente en el sistema SI. Es equivalente a 1J/kg.

simulación del tratamiento Fase del proceso radioter·pico que consiste en realizar un estudio, utilizando equipos de imagen, a fin de reproducir la geometrÌa y el plan de tratamiento.

Sistema de Protección Radiológica de la ICRP Cada uno de los conjuntos de principios y normas de protecciÛn radiolÛgica recomendados por la ICRP para las pr·cticas y las intervenciones.

solicitante Persona natural o jurÌdica que pide a un organismo regulador la autorizaciÛn para realizar determinadas tareas o pr·cticas, que involucren el uso de la radiaciÛn.

stent V. endoprÛtesis.

T TC AcrÛnimo de tomografia computarizada.

técnica del ganglio centinela ExtracciÛn y an·lisis de la actividad gamma, previamente inyectada al paciente, acumulada en el ganglio centinela a fin de evitar la disecciÛn completa de los ganglios linf·ticos locales.

tejido-blanco Tejido al que se dirige la radiaciÛn.

titular Persona natural o jurÌdica que posee una autorizaciÛn para llevar a cabo una pr·ctica. 101

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trabajador Persona que trabaja para un empleador, bien a tiempo completo, a tiempo parcial o temporalmente, y que tiene reconocidos derechos y deberes en relaciÛn con la protecciÛn radiolÛgica ocupacional. trabajador expuesto: persona sometida a exposiciÛn a causa de su trabajo en pr·cticas autorizadas, que pudiera entraÒar dosis superiores a los lÌmites establecidos para los miembros del p˙blico. trabajador externo: trabajador expuesto que efect˙a actividades de cualquier tipo en la zona controlada de una instalaciÛn nuclear o radiactiva y que estÈ empleado de forma temporal o permanente por una empresa externa. Se incluyen tambiÈn los trabajadores en pr·cticas profesionales, personas en formaciÛn y estudiantes, o que presten sus servicios en calidad de trabajador por cuenta propia.

transferencia lineal de energía, TLE Para partÌculas cargadas que atraviesan un medio material, y para un valor prefijado de la energÌa, la parte de Èsta cedida al medio por unidad de camino recorrido, a causa de las interacciones que experimenta la partÌcula con el medio. Suele designarse de forma abreviada mediante la sigla TLE.

tratamiento MÈtodo que se utiliza para curar enfermedades. tratamiento paliativo: Proceso sin intenciÛn curativa con la finalidad de aliviar la sintomatologÌa del paciente. tratamiento profiláctico: Acto terapÈutico preventivo. tratamiento radical: Acto terapÈutico con intenciÛn curativa que suele conllevar acciones dr·sticas.

tomografía por emisión de positrones TÈcnica que se utiliza en oncologÌa para diagnosticar la existencia de tumores, determinar la naturaleza maligna o benigna de los mismos, detectar y localizar recurrencias sospechadas y pronosticar y valorar la respuesta a la terapia. Se basa en la administraciÛn de un f·rmaco marcado con un nucleido emisor de positrones, generalmente la fluordesoxiglucosa marcada con 18F y detectando los fotones de aniquilaciÛn emitidos.

ton Unidad especial empleada para expresar la potencia de una explosiÛn nuclear. Equivale a la potencia producida por la explosiÛn de una tonelada de trilita. Con frecuencia se emplean sus m˙ltiplos el kilotÛn y el megatÛn.

tumor maligno Crecimiento incontrolado de cÈlulas indiferenciadas que invade tejidos adyacentes y que produce met·stasis. 102

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U umbral de dosis Valor mÌnimo que debe alcanzar una dosis para provocar un efecto especificado. Por ejemplo, por debajo de 200 mSv no aparecen efectos deterministas, siendo tal valor el umbral de la dosis efectiva para efectos deterministas. Aunque no se sabe bien, por razones de protecciÛn radiolÛgica, se supone que los efectos estoc·sticos no tienen umbral de dosis.

unidad de masa atómica Dozava parte de la masa de un ·tomo del nucleido

C. Su sÌmbolo es u y tambiÈn uma.

Unidad Técnica de Protección Radiológica Entidad expresamente autorizada por el Consejo de Seguridad Nuclear responsable de velar por el cumplimiento de las disposiciones reglamentarias e instrucciones y normas del Consejo de Seguridad Nuclear, asÌ como las condiciones especÌficas impuestas a las instalaciones a las que sirve mediante contrato.

V verificación Proceso que determina si la calidad o el funcionamiento de un producto, aparato o servicio coincide con lo que se requiere o anuncia. En particular, comprobaciÛn de la estabilidad de la respuesta de un equipo a una exposiciÛn determinada, aunque no necesariamente conocida.

volumen-blanco Territorio que se debe irradiar en un tratamiento de radioterapia.

Z zona En una instalaciÛn radiactiva, ·rea de la misma cuyos lÌmites est·n determinados por razones administrativas. zona controlada: ¡rea delimitada en la que exista la posibilidad de recibir dosis efectivas superiores a 6 mSv por aÒo o dosis equivalentes superiores a 3/10 de los limites de dosis establecidos reglamentariamente para el cristalino, la piel o las extremidades. 2. Se requieran, o podrÌan requerirse, medidas especÌficas de protecciÛn con objeto de restringir las exposiciones normales, impedir la diseminaciÛn de la contaminaciÛn durante las condiciones normales de trabajo, e impedir o limitar la probabilidad de accidentes radiolÛgicos y sus consecuencias. zona vigilada: ¡rea en la que, no siendo zona controlada, exista la posibilidad de recibir dosis efectivas superiores a un mSv por aÒo o una dosis equivalente superior a 1/10 de los lÌmites de dosis establecidos reglamentariamente para el cristalino la piel y las extremidades. 103

REPORTAJE FOTOGRยกFICO

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Monumento a Cajal, en el Paraninfo de la Universidad de Zaragoza

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El Profesor Gallego DÌaz durante su exposiciÛn.

El Profesor VaÒÛ Carruana exponiendo su conferencia. 108

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El Dr. Arranz durante su conferencia.

El Profesor N˙Òez-Lagos durante su exposiciÛn. 109

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El Profesor Alonso Santos durante su exposiciÛn.

Ofrenda ante el monumento a Cajal, por la Prof. Dra. Dolores Serrat, Decana de la Facultad de Medicina y Moderadora de la Jornada 110

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Autoridades, Moderadores y Ponentes de la Jornada ante el monumento a Cajal, tras la ofrenda.

El Presidente de la FundaciÛn ìGenes y Gentesî, Prof. Zarazaga Burillo, durante su intervenciÛn. 111