La dosis comprometida en la protección radiológica es una medida del riesgo estocástico para la salud debido a la ingestión de material radiactivo en el cuerpo humano. En este contexto, la dosis estocástica se define como la probabilidad de inducción de cáncer y daño genético debido a niveles bajos de radiación. La unidad de medida del SI es el sievert .
Una dosis comprometida 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 está pensada como una medida de efectos deterministas , como la enfermedad por radiación , que se define como la gravedad de un efecto sobre la salud que es seguro que ocurrirá.
El riesgo de radiación propuesto por la Comisión Internacional de Protección Radiológica (CIPR) predice que una dosis efectiva de un sievert conlleva una probabilidad del 5,5% de desarrollar cáncer. Este riesgo es la suma de la dosis de radiación interna y externa. [1]
La CIPR afirma que "los radionucleidos incorporados al cuerpo humano irradian los tejidos durante períodos de tiempo determinados por su semivida física y su retención biológica dentro del cuerpo. Por lo tanto, pueden dar lugar a dosis en los tejidos corporales durante muchos meses o años después de la ingestión. La necesidad de regular las exposiciones a los radionucleidos y la acumulación de dosis de radiación durante períodos prolongados de tiempo ha llevado a la definición de cantidades de dosis comprometidas". [2]
La CIPR define dos cantidades de dosis para la dosis individual comprometida.
La CIPR afirma además que "en el caso de la exposición interna, las dosis efectivas comprometidas se determinan generalmente a partir de una evaluación de la ingesta de radionucleidos a partir de mediciones de bioensayos u otras cantidades (por ejemplo, la actividad retenida en el cuerpo o en los excrementos diarios). La dosis de radiación se determina a partir de la ingesta utilizando coeficientes de dosis recomendados". [5]
La entrada de material radiactivo puede producirse a través de cuatro vías:
Algunos radioisótopos artificiales, como el yodo-131, son químicamente idénticos a los isótopos naturales que necesita el organismo y pueden absorberse más fácilmente si el individuo tiene un déficit de ese 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 determinados tejidos, como el plutonio en los huesos, y pueden permanecer allí durante años a pesar de su naturaleza extraña. En resumen, no toda la radiación es dañina. La radiación puede absorberse a través de múltiples vías, que varían según las circunstancias de la situación. Si el material radiactivo es necesario, puede ingerirse por vía oral a través de isótopos estables de elementos específicos. Sin embargo, esto solo se recomienda para quienes tienen una carencia de estos elementos, ya que el material radiactivo puede pasar de saludable a dañino con cantidades muy pequeñas. La forma más dañina de absorber la radiación es la absorción porque es casi imposible controlar la cantidad que ingresa al cuerpo. [6]
Dado que la irradiación aumenta con la proximidad a la fuente de radiación, y como es imposible distanciar o proteger una fuente interna, los materiales radiactivos dentro del cuerpo pueden entregar dosis mucho más altas a los órganos del huésped de lo que normalmente lo harían 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 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 decae con el tiempo debido tanto a la desintegración radiactiva como a la desintegración biológica (es decir, la excreción del cuerpo). La semivida radiactiva y biológica combinada , llamada semivida efectiva del material, puede variar desde horas para radioisótopos médicos hasta décadas para desechos transuránicos. La dosis comprometida es la integral de esta tasa de dosis de descomposición a lo largo de la vida restante presunta del organismo. La mayoría de las regulaciones requieren que esta integral se tome a lo largo de 50 años para las absorciones durante la edad adulta o a lo largo de 70 años para las absorciones durante la infancia. En la contabilidad dosimétrica , la dosis comprometida completa se asigna de manera conservadora al año de absorción, aunque pueden pasar muchos años hasta que los tejidos realmente acumulen esta dosis.
No existe una forma directa de medir la dosis comprometida. Se pueden hacer estimaciones analizando los datos del recuento corporal total , muestras de sangre, muestras de orina, muestras fecales, biopsias y medición de la ingesta.
El recuento corporal completo (WBC) 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 no ser concluyente respecto de 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 la velocidad de eliminación. Las muestras de orina son la forma estándar de medir la ingesta de tritio, mientras que las muestras fecales son la forma estándar de medir la ingesta de transuránicos .
Si se conoce la naturaleza y la cantidad de material radiactivo que ingresa al cuerpo y se dispone de un modelo bioquímico confiable de dicho material, esto puede ser suficiente para determinar la dosis comprometida. En escenarios laborales o de accidentes, las estimaciones aproximadas pueden basarse en mediciones del entorno al que las personas estuvieron expuestas, pero esto no puede tener en cuenta factores como la frecuencia respiratoria y el cumplimiento de las prácticas de higiene. La información exacta sobre la ingesta y su impacto bioquímico generalmente solo está disponible en situaciones médicas en las que los radiofármacos se miden en un calibrador de dosis de radioisótopos antes de la inyección.
El límite anual de ingestión (ALI) es el límite derivado de la cantidad de material radiactivo que un trabajador adulto ingiere o inhala en un año. El ALI es la ingestión de un radionúclido determinado en un año que daría como resultado:
cualquier dosis que sea menor. [7]
La ingestión de materiales radiactivos en el cuerpo tiende a aumentar el riesgo de cáncer y posiblemente otros efectos aleatorios. La Comisión Internacional de Protección Radiológica 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. [8] Este modelo es ampliamente aceptado para la radiación externa, pero su aplicación a la contaminación interna ha sido cuestionada. Este modelo no tiene en cuenta las bajas tasas de cáncer en los primeros trabajadores del Laboratorio Nacional de Los Álamos que estuvieron expuestos al polvo de plutonio, ni las altas tasas de cáncer de tiroides en los niños tras el accidente de Chernóbil [ cita requerida ] . El Comité Europeo informal [9] sobre Riesgo de Radiación ha cuestionado el modelo de la ICRP utilizado para la exposición interna. [10] [ ¿ fuente poco fiable? ] Sin embargo, un informe de la Junta Nacional de Protección Radiológica del Reino Unido respalda los enfoques de la ICRP para la estimación de las dosis y los riesgos de los emisores internos y está de acuerdo con las conclusiones del CERRIE de que estas deberían ser las mejores estimaciones y que las incertidumbres asociadas deberían recibir más atención. [11]
La verdadera relación entre la dosis comprometida y el cáncer es casi con certeza no lineal. [ cita requerida ] Por ejemplo, el yodo-131 es notable porque las dosis altas del isótopo a veces son menos peligrosas que las dosis bajas, ya que tienden a matar tejidos tiroideos que de otro modo se volverían cancerosos como resultado de la radiación. La mayoría de los estudios de I-131 en dosis muy altas para el tratamiento de la enfermedad de Graves no han logrado encontrar 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 en dosis moderadas. [12]
La exposición interna del público está controlada por límites reglamentarios sobre el contenido radiactivo de los alimentos y el agua. Estos límites se expresan normalmente en becquerelios /kilogramo, con límites diferentes establecidos para cada contaminante.
La ingestión de cantidades muy grandes de material radiactivo puede causar el síndrome de radiación aguda (SRA) en casos raros. Algunos ejemplos incluyen el envenenamiento de Alexander Litvinenko y Leide das Neves Ferreira . Si bien no hay duda de que la contaminación interna fue la causa del SRA en estos casos, no hay suficientes datos para establecer qué cantidades de dosis comprometida podrían causar síntomas de SRA. En la mayoría de los escenarios en los que el SRA es una preocupación, 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 de tiempo, "comprometiendo" al sujeto a acumular dosis mucho después de que haya cesado la exposición inicial. Más de cien personas, incluidos Eben Byers y las chicas del radio , han recibido dosis comprometidas superiores a 10 Gy y han muerto de cáncer o causas naturales, mientras que la misma cantidad de dosis externa aguda invariablemente causaría una muerte más temprana por SRA. [13]
A continuación se muestran una serie de ejemplos de exposición interna.
La Comisión Reguladora Nuclear de los Estados Unidos define algunas magnitudes no pertenecientes al SI para el cálculo de la dosis comprometida, que se utilizan únicamente dentro del sistema regulador de los Estados Unidos. Tienen nombres diferentes a los utilizados dentro del sistema de protección radiológica de la ICRP internacional, por ejemplo:
Puede surgir confusión entre los sistemas de cantidades de dosis de los Estados Unidos y de la ICRP porque el uso del término "dosis equivalente" se ha utilizado dentro del sistema de la ICRP desde 1991 sólo para cantidades calculadas utilizando el valor de Q (transferencia de energía lineal - LET), que la ICRP llama "cantidades operacionales". Sin embargo, dentro del sistema de la NRC de los Estados Unidos, "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" que se denominan "dosis efectiva" y "dosis equivalente". [16]
{{cite web}}: CS1 maint: copia archivada como título ( enlace ){{cite book}}: |journal=ignorado ( ayuda )El ECRR no es un comité asesor científico formal de la Comisión Europea ni del Parlamento Europeo .