Dosis comprometida

La dosis comprometida en protección radiológica es una medida del riesgo estocástico para la salud debido a la ingesta de material radiactivo en el cuerpo humano. En este contexto, estocástico se define como la probabilidad de inducción de cáncer y daño genético debido a bajos niveles de radiación. La unidad de medida del SI es el sievert .

Una dosis comprometida proveniente de una fuente interna representa el mismo riesgo efectivo que la misma cantidad de dosis efectiva aplicada uniformemente a todo el cuerpo desde una fuente externa, o la misma cantidad de dosis equivalente aplicada a una parte del cuerpo. La dosis comprometida no pretende ser una medida de efectos deterministas , como el síndrome de irradiación aguda , que se define como la gravedad de un efecto en la salud que es seguro que ocurrirá.

El riesgo de radiación propuesto por la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP) predice que una dosis efectiva de un sievert conlleva una probabilidad del 5,5 % de desarrollar cáncer. Dicho riesgo es la suma de la dosis de radiación interna y externa. ^{[ 1 ]}

La ICRP afirma: «Los radionúclidos incorporados al cuerpo humano irradian los tejidos durante periodos de tiempo determinados por su vida media física y su retención biológica en el organismo. Por lo tanto, pueden generar dosis en los tejidos corporales durante muchos meses o años después de su ingesta. La necesidad de regular la exposición a los radionúclidos y la acumulación de dosis de radiación durante periodos prolongados ha llevado a la definición de cantidades de dosis comprometidas». ^{[ 2 ]}

La ICRP define dos cantidades de dosis para la dosis individual comprometida.

• La dosis equivalente comprometida es la integral temporal de la tasa de dosis equivalente en un tejido u órgano particular que recibirá un individuo tras la ingesta de material radiactivo por parte de una Persona de Referencia, donde t es el tiempo de integración en años. ^{[ 3 ]} Esto se refiere específicamente a la dosis en un tejido u órgano específico, de forma similar a la dosis equivalente externa.
• La dosis efectiva comprometida es la suma de los productos de las dosis equivalentes en órganos o tejidos comprometidos y los factores de ponderación tisular apropiados W _T , donde t es el tiempo de integración en años después de la ingesta. El período de compromiso se considera de 50 años para adultos y de 70 años para niños. ^{[ 3 ]} Esto se refiere específicamente a la dosis en todo el cuerpo, de manera similar a la dosis efectiva externa. La dosis efectiva comprometida se utiliza para demostrar el cumplimiento de los límites de dosis y se registra en la "dosis de referencia" para exposiciones ocupacionales, utilizada para el registro, la notificación y la demostración retrospectiva del cumplimiento de los límites de dosis reglamentarios. ^{[ 4 ]}

La ICRP afirma además: «Para la exposición interna, las dosis efectivas comprometidas generalmente se determinan a partir de una evaluación de la ingesta de radionúclidos mediante mediciones de bioensayo u otras cantidades (por ejemplo, la actividad retenida en el cuerpo o en las excretas diarias). La dosis de radiación se determina a partir de la ingesta utilizando los coeficientes de dosis recomendados». ^{[ 5 ]}

La ingesta de material radiactivo puede producirse a través de cuatro vías:

• inhalación de contaminantes transportados por el aire, como el radón
• ingestión de alimentos o líquidos contaminados
• absorción de vapores como el óxido de tritio a través de la piel
• inyección de radioisótopos médicos como el tecnecio-99m

Algunos radioisótopos artificiales, como el yodo-131, son químicamente idénticos a los isótopos naturales que el cuerpo necesita y pueden absorberse con mayor facilidad si la persona tiene una deficiencia de dicho elemento. Por ejemplo, el yoduro de potasio (KI), administrado por vía oral inmediatamente después de la exposición, puede utilizarse para proteger la tiroides del yodo radiactivo ingerido en caso de accidente o ataque en una central nuclear, o de la detonación de un explosivo nuclear que liberaría yodo radiactivo.

Otros radioisótopos tienen afinidad por tejidos específicos y pueden retenerse en ellos durante años a pesar de su naturaleza extraña. Dado que el radio y el estroncio son químicamente similares al calcio, tienden a absorberse en el tejido óseo. Estos elementos se conocen como radioisótopos óseos . El plutonio también es un radioisótopo óseo, pero se desconoce su mecanismo de absorción en el hueso.

Dado que la irradiación aumenta con la proximidad a la fuente de radiación, y como es imposible alejar o proteger una fuente interna, los materiales radiactivos dentro del cuerpo pueden administrar dosis mucho mayores a los órganos del huésped que las que normalmente recibirían desde fuera del cuerpo. Esto es particularmente cierto para los emisores alfa y beta , que se protegen fácilmente con la piel y la ropa. Algunos han planteado la hipótesis de que la alta efectividad biológica relativa de la radiación alfa podría atribuirse a la tendencia de las células a absorber metales transuránicos en el núcleo celular, donde estarían muy cerca del genoma, aunque también se puede observar una efectividad elevada para la radiación alfa externa en estudios celulares. Al igual que en los cálculos de dosis equivalente y dosis efectiva , la dosis comprometida debe incluir correcciones para la efectividad biológica relativa del tipo de radiación y ponderaciones para la sensibilidad del tejido.

La tasa de dosis de una sola absorción disminuye con el tiempo debido tanto a la desintegración radiactiva como a la desintegración biológica (es decir, la excreción del cuerpo). La vida media radiactiva y biológica combinada , denominada vida media efectiva del material, puede variar desde horas para los radioisótopos médicos hasta décadas para los desechos transuránicos. La dosis comprometida es la integral de esta tasa de dosis decreciente durante la esperanza de vida restante estimada del organismo. La mayoría de las normativas exigen que esta integral se calcule durante 50 años para las absorciones en la edad adulta o durante 70 años para las absorciones en la infancia. En la contabilidad dosimétrica , la dosis comprometida total se asigna de forma conservadora al año de la absorción, aunque los tejidos pueden tardar muchos años en acumular realmente esta dosis.

No existe una forma directa de medir la dosis comprometida. Se pueden realizar estimaciones analizando los datos de recuento corporal total , muestras de sangre, muestras de orina, muestras fecales, biopsias y medición de la ingesta.

El recuento de cuerpo entero (RCE) es el método más directo, pero tiene algunas limitaciones: no puede detectar emisores beta como el tritio ; no proporciona información química sobre ningún compuesto al que pueda estar unido el radioisótopo; puede resultar inconcluso en cuanto a la naturaleza del radioisótopo detectado; y es una medición compleja sujeta a muchas fuentes de error de medición y calibración.

El análisis de muestras de sangre, orina, heces y biopsias puede proporcionar información más precisa sobre la naturaleza química e isotópica del contaminante, su distribución en el organismo y su tasa de eliminación. Las muestras de orina son el método estándar para medir la ingesta de tritio, mientras que las muestras de heces son el método estándar para medir la ingesta de elementos transuránicos .

Si se conoce la naturaleza y la cantidad de materiales radiactivos que ingresan al organismo, y se dispone de un modelo bioquímico fiable de dicho material, esto puede ser suficiente para determinar la dosis comprometida. En situaciones laborales o de accidentes, se pueden realizar estimaciones aproximadas basadas en mediciones del entorno al que estuvieron expuestas las personas, pero esto no tiene en cuenta factores como la frecuencia respiratoria ni el cumplimiento de las prácticas de higiene. La información precisa sobre la ingesta y su impacto bioquímico generalmente solo está disponible en situaciones médicas donde los radiofármacos se miden en un calibrador de dosis de radioisótopos antes de la inyección.

El límite anual de ingesta (ALI, por sus siglas en inglés) es el límite derivado para la cantidad de material radiactivo que un trabajador adulto puede ingerir o inhalar en un año. El ALI es la ingesta de un radionúclido determinado en un año que resultaría en:

• una dosis efectiva equivalente comprometida de 0,02 Sv (2 rems) para un "cuerpo humano de referencia", o
• una dosis equivalente comprometida de 0,2 Sv (20 rems) a cualquier órgano o tejido individual,

cualquier dosis que sea menor. ^{[ 6 ]}

La ingesta de materiales radiactivos en el cuerpo tiende a aumentar el riesgo de cáncer y posiblemente otros efectos estocásticos. La Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP) ha propuesto un modelo según el cual la incidencia de cánceres aumenta linealmente con la dosis efectiva a una tasa del 5,5 % por sievert. ^{[ 7 ]} Este modelo es ampliamente aceptado para la radiación externa, pero su aplicación a la contaminación interna ha sido cuestionada. Este modelo no explica las bajas tasas de cáncer en los primeros trabajadores del Laboratorio Nacional de Los Alamos que estuvieron expuestos al polvo de plutonio, ni las altas tasas de cáncer de tiroides en niños tras el accidente de Chernóbil . El Comité Europeo sobre Riesgo de Radiación (ICRP) ^{[ 8 ]} informal ha cuestionado el modelo de la ICRP utilizado para la exposición interna. ^{[ 9 ]} Sin embargo, un informe de la Junta Nacional de Protección Radiológica del Reino Unido respalda los enfoques de la ICRP para la estimación de dosis y riesgos de emisores internos y coincide con las conclusiones de CERRIE en que estas deberían ser las mejores estimaciones y que las incertidumbres asociadas deberían recibir mayor atención. ^{[ 10 ]}

La verdadera relación entre la dosis comprometida y el cáncer es casi con certeza no lineal. Por ejemplo, el yodo-131 es notable porque las dosis altas de este isótopo a veces son menos peligrosas que las bajas, ya que tienden a destruir los tejidos tiroideos que de otro modo se volverían cancerosos como resultado de la radiación. La mayoría de los estudios sobre dosis muy altas de I-131 para el tratamiento de la enfermedad de Graves no han encontrado ningún aumento en el cáncer de tiroides, a pesar de que existe un aumento lineal en el riesgo de cáncer de tiroides con la absorción de I-131 a dosis moderadas. ^{[ 11 ]}

La exposición interna de la población está controlada por límites reglamentarios sobre el contenido radiactivo de los alimentos y el agua. Estos límites se expresan normalmente en becquerel /kilogramo, y se establecen límites diferentes para cada contaminante.

La ingesta de cantidades muy grandes de material radiactivo puede causar síndrome de irradiación aguda (SIA) en casos excepcionales. Ejemplos de ello son el envenenamiento de Alexander Litvinenko y el de Leide das Neves Ferreira . Si bien no cabe duda de que la contaminación interna fue la causa del SIA en estos casos, no existen datos suficientes para determinar qué cantidades de dosis comprometida podrían provocar síntomas de SIA. En la mayoría de los casos en los que existe preocupación por el SIA, la dosis de radiación externa efectiva suele ser mucho más peligrosa que la dosis interna. Normalmente, la mayor preocupación con la exposición interna es que el material radiactivo puede permanecer en el cuerpo durante un período prolongado, lo que implica que el sujeto acumule dosis mucho después de que haya cesado la exposición inicial. Más de cien personas, entre ellas Eben Byers y las niñas del radio , recibieron dosis comprometidas superiores a 10 Gy y fallecieron de cáncer o por causas naturales, mientras que la misma cantidad de dosis externa aguda provocaría invariablemente una muerte prematura por SIA. ^{[ 12 ]}

A continuación se presentan una serie de ejemplos de exposición interna.

• Thorotrast
• La exposición causada por el potasio-40 presente en una persona normal .
• La exposición a la ingestión de una sustancia radiactiva soluble, como el ^89Sr en la leche de vaca .
• Una persona que está siendo tratada por cáncer mediante un método de radioterapia con fuente no sellada en el que se utiliza un radioisótopo como fármaco (generalmente líquido o pastilla). Una revisión de este tema se publicó en 1999. ^{[ 13 ]} Debido a que el material radiactivo se mezcla íntimamente con el objeto afectado, a menudo es difícil descontaminar el objeto o a la persona en caso de exposición interna. Si bien algunos materiales muy insolubles, como los productos de fisión dentro de una matriz de dióxido de uranio, podrían no llegar a formar parte de un organismo, es normal considerar dichas partículas en los pulmones y el tracto digestivo como una forma de contaminación interna que resulta en exposición interna.
• La terapia de captura de neutrones de boro (BNCT) consiste en inyectar una sustancia química marcada con boro-10 que se une preferentemente a las células tumorales. Los neutrones de un reactor nuclear se modulan mediante un moderador de neutrones para obtener el espectro de energía neutrónica adecuado para el tratamiento con BNCT. El tumor es bombardeado selectivamente con estos neutrones. Los neutrones se desaceleran rápidamente en el cuerpo hasta convertirse en neutrones térmicos de baja energía . Estos neutrones térmicos son capturados por el boro-10 inyectado, formando boro-11 excitado, que se descompone en litio-7 y una partícula alfa de helio-4. Ambos producen radiación ionizante muy próxima entre sí. Este concepto se describe como un sistema binario que utiliza dos componentes separados para el tratamiento del cáncer. Cada componente por sí solo es relativamente inocuo para las células, pero cuando se combinan para el tratamiento producen un efecto altamente citocida ( citotóxico ) que es letal (dentro de un rango limitado de 5 a 9 micrómetros o aproximadamente el diámetro de una célula). Actualmente se están llevando a cabo ensayos clínicos, con resultados prometedores, en Finlandia y Japón.

La Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU. define algunas magnitudes no pertenecientes al SI para el cálculo de la dosis comprometida, cuyo uso está restringido al sistema regulatorio estadounidense. Estas magnitudes tienen nombres diferentes a los utilizados en el sistema internacional de protección radiológica ICRP, a saber:

• La dosis equivalente comprometida (CDE, por sus siglas en inglés) es la dosis equivalente recibida por un órgano o tejido específico de una fuente interna, sin ponderación por la sensibilidad del tejido. Se trata esencialmente de un resultado de cálculo intermedio que no puede compararse directamente con las cantidades dosimétricas finales.
• La dosis equivalente efectiva comprometida (CEDE, por sus siglas en inglés), tal como se define en el Título 10, Sección 20.1003, del Código de Regulaciones Federales de los EE. UU., es la dosis CEDE (HE,50) que es la suma de los productos de las dosis equivalentes comprometidas para cada uno de los órganos o tejidos del cuerpo que se irradian, multiplicados por los factores de ponderación (WT) aplicables a cada uno de esos órganos o tejidos. ^{[ 14 ]}

La confusión entre los sistemas de cuantificación de dosis de EE. UU. y la ICRP puede surgir porque el término "dosis equivalente" se ha utilizado dentro del sistema de la ICRP desde 1991 solo para cantidades calculadas utilizando el valor de Q (transferencia lineal de energía - LET), que la ICRP denomina "cantidades operacionales". Sin embargo, dentro del sistema de la NRC de EE. UU., "dosis equivalente" todavía se utiliza para nombrar cantidades que se calculan con factores de ponderación de tejido y radiación, que en el sistema de la ICRP ahora se conocen como "cantidades de protección", denominadas "dosis efectiva" y "dosis equivalente". ^{[ 15 ]}

• Dosimetría interna
• Radioactividad
• Radiación ionizante
• Dosis colectiva
• Dosis efectiva total equivalente
• Dosis acumulada
• Equivalente de dosis comprometida

• Glosario de la Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU.
• Glosario del Laboratorio Nacional Argonne
• Limitación de la exposición a la radiación ionizante (Informe n.º 116). Consejo Nacional de Protección Radiológica y Mediciones (NCRP).

• Sitio web de COMARE del gobierno del Reino Unido
• Sitio web del gobierno del Reino Unido sobre CERRIE
• - "El confuso mundo de la dosimetría de radiación" - MA Boyd, 2009, Agencia de Protección Ambiental de EE. UU. Un análisis de las diferencias cronológicas entre los sistemas de dosimetría de EE. UU. y la ICRP.