INTRODUCCIÓN A LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
«Publicado por primera vez en el World Wide Web de INTERNET el 15 de Julio de 1999.»
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Profesores:

Rafael Martín (Ph. D. en Física, Massachusetts Institute of Technology, USA, y Magister Scientarum, Mención Física, Instituto Venezolano de Investigaciones Científicas), Departamento de Física, Laboratorio de Física Estadística y Fenómenos Colectivos y Centro de Resonancia Magnética, Escuela de Física, Facultad de Ciencias, Universidad Central de Venezuela.

rmartin@fisica.ciens.ucv.ve
rmartinland@hotmail.com


DAVILA, Jesús (M. Sc. en Física Médica, Universidad Central de Venezuela, 2003) Radioterapia de intensidad modulada, radioterapia de alta tasa de dosis, dosimetría en tres dimensiones, sistemas de planificación de tratamientos y control de calidad en radioterapia. (Laboratorio de Física Estadística y Fenómenos Colectivos, Departamento y Escuela de Física, Facultad de Ciencias, Universidad Central de Venezuela) y Unidad de Radioterapia Oncológica GURVE, Instituto Médico La Floresta.

gurve@cantv.net


Lydia Marciales (Doctor en Ciencias, Universidad de Marburg, Alemania), Laboratorio de Aguas, Escuela de Ingeniería Sanitaria, Facultad de Ingeniería, Universidad Central de Venezuela.


Iván Trujillo (M. Sc. en Protección Radiológica, Universidad de Michigan, USA), Laboratorio de Ensayos no Destructivos, Escuela Básica, Facultad de Ingeniería, Universidad Central de Venezuela.


Profesores Invitados:

David Lea (Licenciado en Biología, Universidad Central de Venezuela), Servicio de Radiofísica Sanitaria, Centro Tecnológico, Instituto Venezolano de Investigaciones Científicas. Nota: El Centro Estudios Avanzados del Instituto Venezolano de Investigaciones Científicas, en base a reglamentación vigente, le otorgó al Lic. David Lea la capacidad de participar en las actividades docentes del postgrado por sus méritos, larga experiencia y trayectoria en el área.


Juan Díaz (Licenciado en Química, Universidad de Santiago de Chile, Santiago de Chile, Chile), Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica, Centro Tecnológico, Instituto Venezolano de Investigaciones Científicas. Nota: El Centro Estudios Avanzados del Instituto Venezolano de Investigaciones Científicas, en base a reglamentación vigente, le otorgó al Lic. Juan Díaz la capacidad de participar en las actividades docentes del postgrado por sus méritos, larga experiencia y trayectoria en el área.


Duración: 16 semanas a razón aproximada de 6 horas semanales, cuarenta y dos (48) horas de teoría y veinte y cinco (25) horas de trabajos prácticos.

Frecuencia: Anual.

Tipo de Curso: Teórico-práctico.

Número de Créditos: Cuatro (4) créditos.

Objetivos del curso: Los objetivos fundamentales del curso pueden resumirse como: (1) Poner en contacto al estudiante con los conceptos fundamentales de radioprotección. (2) Proveer criterios que le permitan evaluar la situaciones de riesgo tanto en condiciones normales de funcionamiento como en emergencias. (3) Dar pautas para el cálculo de los blindajes en la práctica diaria. (4) Introducir al estudiante al manejo de los detectores y electrónica de uso corriente en evaluaciones de radioprotección.

Al finalizar el curso el estudiante será capaz de: (i) Hacer una evaluación de riesgo en el ambiente de trabajo donde se desempeña. (ii) Tomar decisiones asociadas a situaciones prácticas. (iii) Manejar la literatura relevante del área.

Método de Evaluación: Dos exámenes de 25% de peso cada uno e informes de los trabajos prácticos semanales con un peso total de 50%. El primer examen se tomará a mitad de semestre y el segundo será un final, donde se revisará toda la materia. Ambos constarán de una parte escrita y otra oral. La parte escrita se dará para que se resuelva con anterioridad fuera del horario de clase y será diferente para cada estudiante. Para proceder con la parte oral (la cual no debe ocurrir después de que hayan transcurrido 48 horas de haberse dado el material de la escrita al estudiante) se debe haber entregado la parte escrita al jurado examinador y este haber estudiado el contenido de la misma. Al comenzar la prueba oral el estudiante defenderá lo desarrollado por él en la parte escrita ante el jurado, el cual podrá en cualquier momento con sus preguntas salir completamente del tema de la prueba escrita y pasar a otro u otros tópicos relevantes al curso. El jurado estará formado por tres profesores, que pueden ser miembros del programa de postgrado o invitados. Para dar un fallo la opinión de los miembros del jurado no tiene que ser unánime y se decidirá por mayoría. Toda esta actividad se realizará fuera del horario regular de clase y será pública.

CONTENIDO PROGRAMÁTICO

1. Aspectos generales:

Objetivo básico de la protección radiológica. Radiación de fondo. fuentes naturales y artificiales. Antecedentes históricos de las magnitudes y unidades utilizadas en protección radiológica desde el TED hasta (2 horas).

2. La protección radiológica y el sistema de limitación de dosis:

ICRP no. 26 y no. 60: Justificación de la práctica, con especial énfasis en el análisis costo-beneficio en los usos médicos. Optimización de la protección. (para ). Límites de dosis individuales (2 horas).

3. Magnitudes y unidades en la medida de radiación:

Concepto de exposición. Tasa . Roentgen y . Kerma y dosis absorbida: Tasa . Rad y gray. Equivalente de la dosis: Tasa . y . Dosis efectiva, comprometida, colectiva, etc. (3 horas)

4. Normativa nacional en materia de protección radiológica:

COVENIN. Ministerio del Trabajo. Ministerio de Sanidad. Ministerio del Ambiente (1 hora).

5. Métodos de protección contra la radiación externa:

Tiempo. distancia: Atenuación con el cuadrado de la distancia. Blindaje: Energía máxima y concepto de alcance para electrones. Cálculo del alcance mediante ecuaciones empíricas. Elementos básicos del cálculo de blindajes para rayos-X ó gamma. Conceptos de , , y el cálculo de blindajes asociado a estos conceptos. Cálculos de blindaje utilizando el NCRP no. 49. Comparación con cálculos teóricos elementales.

6. Protección radiológica o control en el trabajo con fuentes abiertas:

Radiotoxicidad: Concepto y escala. Radiotoxicidad y el equivalente de la dosis comprometida. Diseño de la instalación. Superficies de trabajo. Pisos. Paredes. Iluminación. Drenajes. Sistemas de ventilación. Campanas. Protección personal. Inspección y control de contaminación (2 horas).

7. Desechos radiactivos:

Desechos producidos por el uso médico de los radionúclidos. Fuentes selladas. Criterios para su control, manejo y deposición final. Fuentes abiertas. Desechos sólidos y líquidos. Desechos de materiales biológicos. Acondicionamiento de los desechos en su lugar de origen ó producción. Transporte, almacenamiento temporal y deposición final (2 horas).

8. Sistemas de medida o cuantificación de radiación:

Sistemas de detección por ionización de gases, características de cámaras de ionización, contadores proporcionales, Geiger-Mueller. Sistemas de detección en base al principio de centelleo. Características principales, usos, ventajas y desventajas. Centelleadores sólidos: Compuestos órganicos e inórganicos. Centelleadores en fase líquida. Detectores semiconductores. Sistemas de detección por termoluminiscencia. Sistemas de detección por medio de reacciones químicas y dosimetría de películas. Películas de uso diagnóstico (6 horas).

9. Detectores portátiles usados en protección radiológica:

Características. Ventajas, desventajas, usos, limitaciones, etc. de cada uno de los tipos utilizados. Detectores para medir exposición ó el equivalente de la dosis ambiental. Detectores de ventana terminal diseñados para la medida y control de la contaminación superficial. Costo de los diferentes tipos de detectores (2 horas).

10. Protección radiológica en la práctica médica. Situaciones normales y emergencias:

Protección en radiodiagnóstico. Rayos-X convencional. Tomografía. Simuladores. Protección en teleterapia,. Aceleradores. Braquiterapia y baja tasa de dosis. Alta tasa de dosis (3 horas).

Trabajos prácticos que complementan el curso de protección radiológica

Práctica (1) (6 horas) Blindaje para radiación beta ó electrones. Ilustración de la influencia del material blindante en la producción de radiación de frenado (rayos-X). Observación del tipo de espectro y la intensidad de la radiación según se utilice plomo, acero, aluminio o acrílico, a los espesores correspondientes al alcance de las partículas medidas.

Práctica (2) (8 horas) Determinación del espesor hemireductor de plomo, acero (o hierro) y concreto para radiación gamma de dos emisores y .

Práctica (3) (8 horas) Calibración de un detector portátil de radiación de uso en protección radiológica para una sola energía, y .

Práctica (4) (8 horas) Detección de la contaminación radiactiva en superficies de trabajo. Cuantificación de la contaminación utilizando detectores portátiles de ventana terminal y la técnica de frotis analizados por centelleo líquido. Procedimientos de decontaminación, factor de decontaminación para el mismo solvente y radionúclido en distintas superficies de trabajo.

Práctica (5) (8 horas) Evaluación desde el punto de vista de la protección radiológica de una instalación de radiodiagnóstico en un gran hospital.

Práctica (6) (8 horas) Evaluación desde el punto de vista de la protección radiológica de una instalación de teleterapia. Liberación de una fuente de atascada. Procedimientos de emergencia.

Práctica (7) (dos sesiones de 3 horas cada una) Evaluación desde el punto de vista de protección radiológica de un implante de cáncer de cuello uterino desde la fase de colocación de las fuentes hasta su extracción. Evaluación del cuarto de hospitalización, actividades y tipo de ocupación en las zonas anexas al cuarto. Tipo de actividades y tiempo de permanencia del personal hospitalario junto a la paciente. Procedimientos en caso de emergencia con la paciente (hemorragias). Estimación de las dosis al personal y/o público que permanece en los alrededores, cerca o junto a la paciente.

Práctica (8) (8 horas) Evaluación desde el punto de vista de la protección radiológica de un servicio de medicina nuclear. Actividades que se manejan, instalaciones de las que se dispone, compatibilidad entre las instalaciones y las actividades. Procedimientos de control utilizados para la contaminación interna y la radiación externa. Procedimientos administrativos de control de los radionúclidos desde su momento de llegada hasta la disposición final de los desechos.

BIBLIOGRAFÍA

Aparte de una lista de artículos que los profesores suministrarán durante el curso, se debe considerar adicionalmente la consulta de la lista de libros que se cita a continuación:

Bibliografía general:

  1. Attix,F., W. Roesch and E. Tochilin, (editors), Radiation Dosimetry, Vols. I, II and III, Academic Press, New York, New York, USA, 1986.

  2. Attix, F., Introduction to Radiological Physics and Radiation Dosimetry, John Wiley and Sons, New York, New York, USA, 1986.

  3. Cunningham, J., The Physics of Radiology, fourth edition, Charles Thomas, Springfield, Philadelphia, Pennsylvania, USA, 1983.

  4. Cember, H., Introduction to Health Physics, second edition, Pergamon Press, London, UK, 1983.

  5. Knoll, G. F., Radiation Detection and Measurement, third edition, John Wiley and Sons, New York, New York, USA, 2000.

    Prof. Glenn F. Knoll, profesor de la Universidad de Michigan, individuo de número de la American Nuclear Society, miembro del Institute of Electrical and Electronics Engineers, asesor del Los Alamos National Laboratory y del Argonne National Laboratory. Obtuvo su B.S. en Ingeniería Química en el Case Institute of Technology en 1957, su M.Sc. en Ingeniería Química en la Universidad de Stanford en 1959 y su Ph.D. en Ingeniería Nuclear en la Universidad de Michigan en 1963. Su trabajo de investigación está orientado hacia el desarrollo de nuevos métodos para la detección y medición de radiación ionizante. Esto último incluye el desarrollo de instrumentació,n y técnicas asociadas a la espectroscopía con radiaciones ionizantes e imágenes con rayos gamma. Su página en INTERNET está en la dirección URL: http://www-ners.engin.umich.edu/people/faculty/knoll.html

  6. Ley de Metrología (Venezuela).

  7. Morgan, K. and J. Turner (editors), Principles of Radiation Protection, Krieger, Huntington, New York, USA, 1973.

  8. Normas Venezolanas Aplicables al Manejo de Materiales Radioactivos, Impuestas por la Vía de Decretos.

  9. Normas Venezolanas COVENIN.

  10. Normas Venezolanas COVENIN Relacionadas con Acreditación y Certificación de Laboratorios, sus Sistemas de Calidad y Productos..

  11. Normas Venezolanas COVENIN Relacionadas con Radiaciones Ionizantes.

  12. Normas Venezolanas COVENIN Relacionadas con Radiaciones No Ionizantes.

  13. Patterson and Thomas, Accelerator Health Physics, Academic Press, New York, New York, USA, 1973.

  14. Radiological Health Handbook, Bureau of Radiological Health and Training Institute, Washington D.C., USA, 1970.

  15. Reglamento de las Normas Venezolanas COVENIN.

  16. Shapiro, J., Radiological Protection: A Guide for Scientists and Physicians, second edition, Harvard University Press, Cambridge, Massachusetts, USA, 1981.

  17. Simmons, J. A., and D. E. Watt, Radiation Protection Dosimetry, A Radical Reappraisal, Medical Physics Publishing, Madison, Wisconsin, USA, 1999.

  18. Webb, S., The Physics of Medical Imaging, Adam Hilger, Philadelphia, Pennsylvania, USA, 1988.

Bibliografía en instrumentación:

  1. Becker, K., Solid State Dosimetry, Chemical Rubber Company, 1972.

  2. Cameron and Lein, Thermoluminiscent Dosimetry, Health Physics {\bf 14} (1968) 495.

  3. Cameron, J. and N. Suntharlingam, Thermoluminiscent Dosimetry, University of Wisconsin, Madison, Wisconsin, USA, 1968.

  4. Hine, G. (editor), Instrumentation in nuclear medicine, volume I, Academic Press, New York, New York, USA, 1967.

  5. Hine, G. and J. Sorenson (editors), Instrumentation in nuclear medicine, volume II, Academic Press, New York, New York, USA, 1974.

  6. ICRU Report no. 20, Radiation Protection Instrumentation and its Applications, International Commission on Radiation Units and Measurements, Washington D.C., USA, 1971.

  7. ICRU Report no. 22, Measurement of Low level Radioactivity, International Commission on Radiation Units and Measurements, Washington D.C., USA, 1971.

  8. ICRP Report no. 60, Recomendaciones 1990, International Commission on Radiological Protection, Sociedad Española de Protección Radiológica, 1990.

  9. Knoll, G. F., Radiation Detection and Measurement, third edition, John Wiley and Sons, New York, New York, USA, 2000.

  10. McKinlay, A., Thermoluminescent Dosimetry, Adam Hilger, Bristol, UK, 1981.

  11. NCRP Report no. 50, Environmental Radiation Measurements, National Council on Radiation Protection and Measurements, Washington D.C., USA, 1977.

  12. Price, W., Nuclear Radiation Detection, McGraw-Hill, New York, New York, USA, 1964.

Bibliografía en blindaje:

  1. Berger, M., Proceedings of Shielding Symposium, USNRDL, 1956.

  2. Chilton, A., J. K. Shultis, R. E. Faw, Principles of Radiation Shielding, Prentice--Hall, Englewood Cliffs, New Jersey, USA, 1984.

  3. Jager, R., Engineering Compendium on Radiation Shielding, Springer-Verlag, Berlin, Germany, 1975.

  4. McGinley, P. H., Shielding Techniques for Radiation Oncology Facilities, Medical Physics Publishing, Madison, Wisconsin, USA, 1998.

  5. NCRP Report no. 38, Protection Against Neutron Radiation, National Council on Radiation Protection and Measurements, Washington D.C., USA, 1971.

  6. NCRP Report no. 49, Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X-rays and Gamma rays of Energies Up to 10 MeV, National Council on Radiation Protection and Measurements, Washington D.C., USA, 1976.

  7. NCRP Report no. 51, Radiation Protection Guidelines for 0.1 to 100 MeV Particle Accelerator Facilities, National Council on Radiation Protection and Measurements, Washington D.C., USA, 1977.

[Página mantenida por el Prof. Rafael Martín Landrove, revisada el 14 de julio de 2004]


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