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Estudio para el desarrollo curricular y adecuaciones pedagógicas de los
materiales y procedimientos existentes en el PERE sobre atención
médica especializada para personas que se vieran expuestas por una
eventual emergencia en la Central Nucleoeléctrica Laguna Verde
Contenido preliminar
Tema 1. Justificación y objetivos de la respuesta médica en una emergencia radiológica
Tema 2.Gestión de la respuesta médica
Tema 3. Organización de la atención médica especializada en el Plan de Emergencia Radiológica
Externo de la Central Laguna Verde
Tema 4. Naturaleza del riesgo: Radiactividad y radiación ionizante
Tema 5. Conceptos básicos sobre los efectos biológicos de la radiación ionizante
Tema 6. Diagnóstico y manejo médico de los síndromes de radiación
Tema 7. Descontaminación de la piel sana y herida
Tema 8. Manejo de personas con contaminación interna (incorporación de material
radiactivo)
Tema 9. Magnitudes y unidades radiológicas. Consideraciones de protección radiológica
para el personal de respuesta.
Tema 10. Clasificación de víctimas (triage)
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Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Tema 1.
Justificación y objetivos de la respuesta médica en una emergencia radiológica
Objetivos del tema:
Establecer la naturaleza del riesgo ante un posible accidente radiológico en una central
nucleoeléctrica, que involucre la liberación de materiales radiactivos al ambiente y que ocasione la
exposición y/o contaminación de personas.
Establecer el papel y destacar la relevancia de la atención médica ante una emergencia radiológica
en una central nucleoeléctrica.
La Central Nucleoeléctrica Laguna Verde (Figura 1.1) posee dos reactores del tipo BWR-5 (del
inglés Boiling Water Reactor, que se traduce al español como reactor de agua ligera en ebullición).
Estos reactores funcionan a partir de la fisión controlada de ensambles de dióxido de uranio que
tienen una abundancia entre 1.87% y 2.71% de uranio-235 (235U).
Créditos: Peter Menzel / Science Photo Library; http://www.sciencephoto.com
Figura 1.1. Central Nucleoeléctrica Laguna Verde.
La fisión nuclear es un proceso en el que los núcleos atómicos pesados se dividen en dos o más
núcleos liberando una gran cantidad de energía en comparación con la energía liberada en la
combustión de hidrocarburos o cualquier otra reacción química (Figura 1.2).
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Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Productos de fisión
Créditos: Claus Lunau / Bonnier Publications / Science Photo Library; http://www.sciencephoto.com
Figura 1.2. Esquema del proceso de fisión nuclear.
Los núcleos resultantes de la fisión se conocen como productos de fisión. La fisión del uranio-235
genera productos de fisión que incluyen isotopos de yodo (131I, 133I), cesio (134Cs y 137Cs), xenón
(133Xe y 135Xe) y bario (140Ba), predominantemente. Adicionalmente existe una gran variedad de
radionúclidos originados por reacciones nucleares que ocurren con los materiales de revestimiento
de las barras del “combustible”, de los componentes de la vasija del reactor y del refrigerante. Así
mismo, los productos de fisión y radionúclidos generados por activación neutrónica generan otros
radionúclidos a partir del decaimiento radiactivo, que se conocen como productos de decaimientos.
De esta manera, el inventario radiactivo en una central nucleoeléctrica es extenso. Algunos de los
radionúclidos adicionales a los mencionados arriba, que puede formar parte de este inventario son:
kriptón (85Kr, 87Kr, 88Kr), estroncio (89Sr, 90Sr, 91Sr), itrio (90Y, 91Y), zirconio (95Zr, 97Zr), niobio
(95Nb), molibdeno (99Mo), tecnecio (99mTc), rutenio (103Ru, 105Ru, 106Ru), antimonio (127Sb, 129Sb),
telurio (127Te, 129Te), por mencionar algunos.
En el caso de un accidente radiológico en una central nucleoeléctrica existe la posibilidad de una
liberación al medio ambiente, principalmente de los productos de fisión y de decaimiento gaseosos
o volátiles. Los elementos o compuestos más pesados serían liberados localmente ya que se
depositarían en una distancia corta. Consecuentemente, el mayor riesgo proviene de los productos
de fisión y de decaimiento gaseosos como gases nobles, yodo, radón, así como elementos y
compuestos volátiles.
Aun cuando la probabilidad de que ocurra una emergencia radiológica que ocasione la liberación de
parte del inventario radiactivo es extremadamente baja, es necesario contar con planes y
procedimientos de emergencia para proteger a los trabajadores y el público ante la posibilidad de
este escenario.
Una emergencia radiológica en una central nucleoeléctrica puede generar una alta exposición a los
trabajadores en el sitio o miembros de la población en las cercanías del reactor. La dispersión de
materiales radiactivos en el ambiente que puede conducir a la exposición y contaminación externa
de la población proveniente del penacho radiactivo o del material radiactivo depositado en el suelo,
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Desarrollo Curricular. Contenido básico.
o bien puede conducir a la exposición interna debida a la inhalación o ingestión de los
radionúclidos liberados al ambiente (Figura 1.3).
Emergencia radiológica en una
central nucleoeléctrica
Liberación de material
radiactivo al ambiente
Proximidad a las fuentes de
radiación
Irradiación externa
Contacto con las fuentes de
radiación
Inhalación, ingestión o absorción a
través de la piel sana o heridas
Contaminación externa
Contaminación interna
(Incorporación)
Irradiación externa
Irradiación interna
Créditos: Elaboración propia.
Figura 1.3. Vías de exposición en una emergencia radiológica en una central nuclear.
De acuerdo con el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), entre los objetivos que se
persiguen con la respuesta a una emergencia radiológica se encuentran:



Prevenir la ocurrencia de efectos a la salud deterministas en los trabajadores y la población;
Prestar primeros auxilios y administrar tratamiento a las lesiones por radiación;
Prevenir, hasta donde sea posible, la ocurrencia de efectos a la salud estocásticos en la
población.
En particular, los objetivos de la respuesta médica a una emergencia radiológica son:



Salvar vidas y efectuar los procedimientos médicos de emergencia requeridos;
Tratar las lesiones por radiación y las lesiones resultantes de la situación de emergencia; y
Implementar acciones de salud pública que incluyan la asesoría a la población y el
seguimiento médico a largo plazo.
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Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Referencias:
Becker D, Brix G, Dalheimer A, Dietze G, Doerfel HR, Eckerman KF, Graffunder H et al.
Radiological Protection. Springer-Verlag Berlin Heidelberg, 2005.
Comisión Federal de Electricidad. Del Fuego a la energía nuclear, México, 1997.
International Atomic Energy Agency. Generic procedures for medical response during a nuclear or
radiological emergency, Emergency Preparedness and Response. Vienna, 2005.
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Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Tema 2.
Organización de la respuesta médica en una emergencia radiológica
Objetivos del tema:
Describir la estructura y organización de la respuesta médica necesaria para la atención de una
emergencia radiológica. Describir las funciones básicas de los grupos integrantes de la organización
de la respuesta médica, de acuerdo con las recomendaciones del Organismo Internacional de
Energía Atómica.
En la Figura 2.1 se presenta la organización y la interacción de los grupos de respuesta médica
necesaria para atender una emergencia radiológica, de acuerdo con el Organismo Internacional de
Energía Atómica (OIEA).
NIVEL PREHOSPITALARIO
Notificación
Iniciador de la
respuesta médica
Primeros
respondientes
Grupo de
transporte médico
Asesor
radiológico
Grupo de
descontaminación
Grupo de triage
NIVEL HOSPITALARIO
Hospital de
referencia
Coordinador de la
respuesta
Grupo de radiopatología*
médica
Grupo de médicos
especialistas
Grupo de bioensayos*
Grupo de respuesta del departamento
de emergencia del hospital
Grupo de biodosimetría*
Grupo de dosimetría*
* Si el hospital no tiene estos servicios necesita pedir asistencia a nivel nacional o a nivel internacional a través
del OIEA o la Organización Mundial de Salud.
Figura 2.1. Estructura de la organización de la respuesta médica en una emergencia radiológica. Diagrama
adaptado de International Atomic Energy Agency. Generic procedures for medical response during a nuclear or
radiological emergency, Emergency Preparedness and Response. Vienna, 2005.
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Desarrollo Curricular. Contenido básico.
A continuación se presenta una breve descripción de los integrantes de la estructura para la
organización de la respuesta médica especializada.
Primer respondiente: es la primera persona o grupo que llega a la escena de una emergencia con el
rol oficial de participar en la respuesta a la emergencia. El primer respondiente es responsable de
tratar con todos los aspectos de la emergencia en la escena. También es el responsable de proveer
los primeros auxilios a personas lesionadas utilizando métodos estándares hasta la llegada del grupo
de respuesta a la emergencia. Un primer respondiente puede ser un grupo interno de primeros
auxilios de la central nuclear para el caso de la atención de un trabajador de la misma.
Iniciador de la respuesta médica: Es la persona que ha iniciado la respuesta médica formal
después de la notificación de una emergencia real o sospechada. Es responsable de obtener la
información básica necesaria para caracterizar la emergencia y notificar a los niveles apropiados de
respuesta.
Grupo de respuesta de emergencias médicas: Es el grupo médico especializado que llega a la
escena de la emergencia dada la notificación. Es responsable de proporcionar los primeros auxilios
a las víctimas. Los integrantes deben poseer conocimiento de medicina de urgencias, los efectos
biológicos básicos de la radiación ionizante y de protección radiológica.
Coordinador de la respuesta: Es un especialista trabajando en el hospital. Inicia la respuesta a
nivel hospitalario dada la notificación del arribo de las víctimas al hospital. Es el responsable de la
administración de las acciones del grupo de respuesta del departamento de emergencias del hospital,
del grupo de especialistas médicos, del físico médico y del grupo de apoyo de protección
radiológica.
Grupo de transporte médico: Es responsable del transporte de las víctimas de la escena de la
emergencia al servicio de emergencias del hospital. Los integrantes del grupo deben saber cómo
tratar con personas lesionadas. Deben estar entrenados en procedimientos de control de
contaminación radiactiva.
Grupo de respuesta del departamento de emergencias del hospital: Es un grupo de especialistas
y personal de asistencia trabajando en el hospital. El grupo es activado dada la notificación de que
las víctimas llegarán al hospital. El grupo es responsable de recibir a las víctimas en un área de
recepción preparada, estimar el estado médico del paciente y proporcionar el tratamiento necesario.
Determinará la decisión acerca de mantener al paciente en el servicio apropiado del hospital o
enviarlo después de su estabilización a un hospital de referencia. Los integrantes del grupo deben
estar familiarizados con los planes de emergencia del hospital.
Grupo de médicos especialistas: Está formado por especialistas, por ejemplo traumatólogos,
cirujanos, hematólogos, en otros. El grupo es responsable de proporcionar el tratamiento necesario
al paciente, tomando en cuenta la posible contaminación interna o externa. Deben seguir los
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Desarrollo Curricular. Contenido básico.
procedimientos del plan de emergencia del hospital para tratar con pacientes lesionados por
emergencias radiológicas.
Hospital de referencia: Es un hospital especializado con personal experimentado en el tratamiento
con pacientes lesionados por radiación ionizante. Puede localizarse dentro o fuera del país. El
hospital de referencia es responsable de proporcionar al paciente con un tratamiento altamente
calificado. El cuidado del paciente en un hospital de referencia puede ser de larga duración,
dependiente de la condición del mismo.
Asesor radiológico: Esta posición será normalmente tomada por el miembro de más alto grado de
los profesionales calificados en protección radiológica enviados a la escena de una emergencia para
estimar el riesgo radiológico, proporcionar protección radiológica a los primeros respondientes, al
grupo de respuesta de emergencias médicas y a otros respondientes en la escena. Es responsable de
entre otras funciones de la monitorización de la radiación, el control de la contaminación y el
arreglo de operaciones de descontaminación de las víctimas.
Físico médico: Es el especialista trabajando en un hospital y participando en el nivel hospitalario
dentro de la respuesta a la emergencia radiológica. Tiene conocimientos y experiencia en la
estimación de dosis, monitorización radiológica, búsqueda rápida de contaminación y
descontaminación de pacientes. Es el asesor radiológico a nivel hospitalario. Supervisará y dirigirá
el monitoreo de la contaminación externa en el área de recepción del hospital, en el servicio donde
haya sido enviado el paciente y puede participar en la descontaminación de contaminación esternal
bajo la supervisión de un especialista médico. El físico médico por lo general es un miembro del
grupo de dosimetría.
Grupo de descontaminación: El grupo de descontaminación se encarga de la monitorización de la
contaminación de personas y equipamiento en la escena de una emergencia. Este grupo asistirá al
personal médico de emergencia con la monitorización de las personas lesionadas para prevenir la
dispersión de la contaminación. Los integrantes necesitan estar entrenados en el uso de monitores
de radiación para estimar la contaminación en piel y ropa, para prevenir la dispersión de la
contaminación y para comprobar la eficiencia de los procedimientos de descontaminación
aplicados.
Grupo de triage: Se encarga de desarrollar el triage en una emergencia con un número grande de
víctimas. Para un número limitado de víctimas, el triage es usualmente hecho por el grupo de
respuesta a la emergencia médica.
Grupo de bioensayo: Es un grupo especializado en bioensayos in-vitro e in-vivo, técnicas de
monitorización de contaminación interna personal, interpretación de bioensayos, modelación
biocinética de incorporación de materiales radiactivos y protección radiológica. Este grupo debe ser
capaz de identificar y determinar los niveles de radionúclidos específicos utilizando técnicas de
bioensayo in-vivo (de cuerpo entero o de órganos específicos como la tiroides); identificar y
determinar los niveles de radionúclidos en excretas y en materiales biológicos como frotis nasales,
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Desarrollo Curricular. Contenido básico.
cabello y sangre; interpretar los datos en términos de la dosis efectiva comprometida utilizando los
modelos apropiados como los propuestos por el OIEA o la Comisión Internacional de Protección
Radiológica; e interpretar los datos durante los tratamiento de desincorporación y evaluar su
eficiencia.
Grupo de radiopatología: Es un grupo especializado con experiencia en radiopatología y
protección radiológica. Debe ser capaz de obtener las muestras apropiadas de tejido a través de
biopsias o autopsias; preparar las muestras para análisis histopatológico; y realizar la evaluación de
las muestras.
Grupo de dosimetría: Se encarga de la monitorización de contaminación de personas y
equipamiento a nivel hospitalario, descontaminación de pacientes y estimación de la eficiencia de
descontaminación en el hospital. Es responsable de la evaluación completa de la dosis recibida por
el paciente, tomando en cuenta los datos aportados por el grupo de bioensayo, el grupo de
radiopatología, el grupo de biodosimetría. También es responsable de proporcionar datos sobre la
estimación de dosis al personal médico con el propósito de hacer correcciones necesarias en el
tratamiento.
Grupo de biodosimetría: Está especializado en dosimetría biológica, protección radiológica y
citogenética. Este grupo asistirá en la estimación de la dosis recibida por el paciente utilizando
procedimientos citogenéticos. Típicamente, este grupo no es un componente de la mayoría de los
hospitales pero puede se puede tener acceso a éste con apoyo nacional o internacional.
Referencias
International Atomic Energy Agency. Generic procedures for medical response during a nuclear or
radiological emergency, Emergency Preparedness and Response. Vienna, 2005.
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Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Tema 3.
Organización de la atención médica especializada en el Plan de Emergencia
Radiológica Externo de la Central Laguna Verde
Objetivos del tema:
Describir la estructura y organización de la respuesta médica establecida en el Plan de Emergencia
Radiológica Externo (PERE) de la Central Nucleoeléctrica Laguna Verde.
En el Plan de Emergencia Radiológica Externo (PERE) la Atención Médica Especializada la ejecuta
la Fuerza de Tarea 85 integrada por la Secretaría de Marina Armada de México a través del
Hospital Naval de Veracruz; y la Fuerza de Tarea 86 integrada por los Servicio de Salud de
Veracruz con el apoyo del Instituto Mexicano del Seguro Social y Hospitales Especializados de los
Sistemas Estatal y Nacional de Salud (Figura 3.1).
Atención Médica Especializada
del PERE
Fuerza de Tarea 85
Fuerza de Tarea 86
Secretaría de Marina
Servicios de Salud de Veracruz
UT 85.4 Hospital Naval de Veracruz
UT 86.4.1 Hospital Regional SESVER, Veracruz
UT 86.4.2 Hospital de Especialidades del CMN
La Raza IMSS, Distrito Federal
UT 86.4.3 Instituto Nacional de Ciencias Médicas
y de la Nutrición “Dr. Salvador Zubirán”
Apoyo del Centro Médico Nacional “Lic. Adolfo
Ruiz Cortines del IMSS en Veracruz
Créditos: Elaboración propia.
Figura 3.1. Organización de la atención médica especializada en el PERE.
Estos grupos de tarea de AME deberán estar integrados por médicos especialistas, médicos
generales, personal de enfermería, personal paramédico, personal de trabajo social, personal
administrativo y técnicos capacitados en cuidados hospitalarios para la atención de pacientes
irradiados y/o contaminados. La activación de estos grupos de tarea se realiza al presentarse una
emergencia Clase Alerta o superior en la Central Laguna Verde.
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Desarrollo Curricular. Contenido básico.
De acuerdo con el Procedimiento PERE-604 revisión 12, los pacientes (población, trabajadores de
la Central Nucleoeléctrica y personal de respuesta que serán atendidos en los hospitales de atención
médica especializada serán:

Los enviados desde los centros de monitoreo de evacuados que presenten contaminación
fija y/o transferible, con un valor de rapidez de conteo por encima del conteo de fondo
mayor que 100 cpm (cuentas por minuto) medida con la sonda HP-260 ó 0.4 cps (cuentas
por segundo) utilizando el equipo 6150 AD17;

Cuando exista la sospecha de contaminación interna debido a la incorporación de
radionúclidos por inhalación o ingestión, estén o no lesionados y;

Cuando exista la sospecha de irradiación externa, presenten o no sintomatología.
Referencias
Secretaría de Marina Armada de México, Fuerza de Tarea 85, Procedimiento de Atención Médica
Especializada, PERE-515 REV. 0, 15 de mayo de 2008.
Servicios de Salud de Veracruz, Fuerza de Tarea 86, Manual Operativo para la Atención Médica
Especializada, MOAME REV.0, 14 de mayo de 2008.
Servicios de Salud de Veracruz, Fuerza de Tarea 86, Procedimiento de Atención Médica
Especializada, PERE-604 REV. 12, 15 de mayo de 2008.
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Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Tema 4.
Naturaleza del riesgo: Radiactividad y radiación ionizante
Objetivo del tema: Describir las bases físicas que definen la radiactividad y la radiación ionizante,
incluyendo los tipos de transformaciones nucleares y los conceptos de decaimiento radiactivo y vida
media. Lo anterior ofrece un mejor entendimiento del riesgo radiológico y la atención médica
asociada.
En la naturaleza existen sustancias compuestas y sustancias elementales, cuyos componentes
mínimos son las moléculas y los átomos respectivamente. A su vez, las moléculas se integran por
dos o más átomos.
El átomo es el mínimo componente de un elemento químico que conservar las características del
elemento. Actualmente, sabemos que el átomo no es el componente fundamental de la materia, pues
se descubrió que tiene una estructura compleja y divisible. Está constituido por un núcleo muy
pequeño con carga eléctrica neta positiva, rodeado de electrones con carga negativa y que están en
movimiento en los alrededores del núcleo (Figura 4.1).
Todos los núcleos atómicos están formados un número determinado de protones (con una unidad
de carga eléctrica positiva) y neutrones (sin carga eléctrica), partículas subatómicas conocidas
como nucleones. Por ejemplo, un núcleo de carbono-12 (12C) está formado por 6 protones y 6
neutrones, por otra parte un núcleo de yodo-131 (131I) está integrado por 53 protones y 78 neutrones.
Electrones orbitales
Núcleo atómico
Créditos: Mehau Kulik / Science Photo Library;
http://www.sciencephoto.com
Figura 4.1. Esquema de un núcleo atómico donde se observen sus componentes. Fuente:
No todos los núcleos atómicos que existen en la naturaleza o creados artificialmente son estables.
Existe una gran cantidad de núcleos inestables que consiguen transformarse a un núcleo más estable
12
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
mediante la emisión de radiaciones ionizantes (rayos X, rayos gamma, rayos beta y rayos alfa). A
estos núcleos inestables se les conoce como radionúclidos.
La radiactividad es la transformación espontánea de los radionúclidos que conlleva la emisión de
radiaciones ionizantes.
Las radiaciones ionizantes emitidas por un material radiactivo poseen la energía suficiente para
liberar electrones orbitales de un átomo produciendo dos iones: uno de carga neta positiva que es el
átomo al que se le ha arrancado el electrón y uno de carga negativa que es el electrón liberado
(Figura 4.2). Debido a que las moléculas se forman a partir de la unión de diversos átomos mediante
enlaces electrónicos, las radiaciones ionizantes tienen la capacidad de destruir éstos enlaces y
romper moléculas, lo que a su vez puede ocasionar un efecto dañino en los seres vivos.
Radiación ionizante
Ionización
Créditos: Elaboración propia.
Figura 4.2. Esquema que ilustre la ionización de la radiación ionizante sobre la materia.
De esta manera, la radiactividad se puede definir como la transformación espontánea de los núcleos,
con emisión de energía, en forma de partículas o radiación electromagnética a través de diversos

procesos. En general, la transformación de un núclido “padre” ( ZAX ) en un núclido “hijo” ( ZAY ) , no
siempre estable, se pueden expresar de la siguiente manera:
A
Z
X  ZAY  W  Q
W representa las partículas y la radiación electromagnética emitidas y Q representa la energía total
liberada. Esta última se distribuye como energía cinética de las emisiones resultantes de la
transformación.
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Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Derivado de las transformaciones nucleares se pueden emitir las partículas y las radiaciones
electromagnéticas que se enlistan en la Tabla 1. A continuación, se presenta una breve revisión de
cada una de las transformaciones nucleares y las emisiones correspondientes a las que se hacen
referencia en esta tabla (Ver Figura 4.3).
Tabla 1. Emisiones derivadas de los procesos de transformación radiactiva.
Masa en
Espectro de
Carga
Emisión
Símbolo
reposo
energías de
Observaciones
eléctrica
(MeV)
emisión
Alfa
α
Beta menos
β
-
+2
3 726
-1
0.511
Discreto
Las partículas α son núcleos de 4He
emitidos en una transformación
radiactiva.
Continuo
Las partículas β- son electrones
generados y emitidos por los núcleos
atómicos.
Las partículas β+ son la antipartícula
del electrón (electrones con carga
positiva) generados y emitidos por
los núcleos atómicos.
Positrones
β+
+1
0.511
Continuo
Neutrinos
electrónicos
Antineutrinos
electrónicos
ν
0
≈0
Continuo
Son producto de la transformación
β+.
ν
0
≈0
Continuo
Son producto de la transformación β.
Gamma

0
0
Discreto
Rayos X
característicos
X
0
0
Discreto
Radiación
electromagnética
generada y emitida por los núcleos
atómicos.
Radiación
electromagnética
generada en las capas electrónicas
de los átomos.
Créditos: Elaboración propia
Créditos: Adaptado de USRNC Technical Training Center.
Figura 4.3. Los átomos radiactivos emiten energía en forma de partículas o radiación electromagnética.
14
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Transformación alfa (α)
Un radionúclido emite una partícula alfa (Figura 4.4) que no es otra cosa más que un núcleo de
helio-4, formado por 2 protones y 2 neutrones, por lo que posee dos unidades de carga positiva. Las
partículas alfa poseen una masa 7, 292 veces la masa de un electrón.
Créditos: Adaptado de USRNC Technical Training Center.
Figura 4.4. Transformación alfa.
La transformación α se describe de la siguiente manera:
A
Z
X  ZA42Y  24  Q
Un ejemplo de transformación α es el radio-226 que se transforma en radón-222:
226
88
4
Ra  222
86 Rn  2 
Como se puede observar en el esquema mostrado en la Figura 4.5, en la transformación del Ra-226
se emiten partículas α con dos energías distintas, en algunas ocasiones el radio decae (emitiendo las
partículas α1) a un estado excitado del radón, y en otras decae (emitiendo las partículas α2)
directamente al estado base del radón. El radón en estado excitado, para alcanzar su estado base,
emite radiación γ.
Créditos: Elaboración propia
Figura 4.5. Esquema de transformación del
15
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
226
88
Ra .
Transformación beta negativa (β-)
En esta transformación un radionúclido emite una partícula beta negativa o positiva (Figura 4.6).
Las partículas beta negativas no son más que electrones (con una unidad de carga eléctrica
negativa) que son creados y emitidos en el núcleo radiactivo.
Créditos: Adaptado de USRNC Technical Training Center.
Figura 4.6. Transformación beta.
En la transformación β- un neutrón en el núcleo de un átomo se convierte en un protón y da lugar a
la emisión de un par electrón-antineutrino ( ). Este electrón se denomina partícula β-:
A
Z
X  Z A1Y       Q
La energía Q es distribuida como energía cinética de la partícula β- y el antineutrino. Se puede decir
que esta distribución de energía es aleatoria de un evento de transformación a otro, por lo que el
espectro de energía de emisión de las partículas β- es continuo y con valores que van desde cero
hasta una energía máxima Emax igual al valor Q. Lo mismo ocurre con las energías de los
antineutrinos. La energía promedio de las partículas β-, E  , es característica de cada radionúclido y
tiene un valor aproximado dado por:
E 
1 max
E
3
Un ejemplo de transformación β- es el yodo-131 que se transforma en xenón-131:
I 131
54 Xe    
131
53
La Figura 4.7 muestra las principales emisiones de la transformación del yodo-131, se puede
observar que éste se transforma a estados excitados del xenon-131, que a su vez alcanzan su estado
energético base mediante la emisión de radiación .
16
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Créditos: Elaboración propia
Figura 4.7. Esquema de transformación del
131
53
I.
Transformación beta positiva (β+)
En términos generales, en la transformación β+ un protón en el núcleo de un átomo se convierte en
un neutrón y da lugar a la emisión de un par positrón-neutrino (). Este positrón se denomina
partícula β+:
A
Z
X Z A1Y       Q
De forma similar al decaimiento β-, los positrones y neutrinos emitidos tienen una distribución de
energías continua, con una Emax
igual a la energía disponible Q. Los positrones tienen una energía

promedio dada por la ecuación siguiente. Un ejemplo de transformación β+ es el oxígeno-15 que se
transforma en nitrógeno-15:
O157N     
15
8
En la Figura 4.8 se muestra el esquema de transformación del oxígeno-15. En éste se observa una
línea vertical que va desde la línea de 2.722 MeV y llega hasta los 1.7 MeV, esto es, representa una
energía de 1.022 MeV, igual a la masa de dos electrones (0.511 MeV), que es la energía umbral o
requerida para que se lleve a cabo la emisión del positrón.
Créditos: Elaboración propia
Figura 4.8. Esquema de transformación del
17
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
15
8
O.
Transformación 
La transformación α y las transformaciones isobáricas, a menudo dejan a los núcleos hijos en
estados energéticos excitados, que para alcanzar el estado base emiten radiación  (Figura 4.9). Sin
embargo, el núcleo emisor mantiene sin cambios su número atómico y su número de masa, esto es,
antes y después de la emisión  el núcleo es idéntico, excepto por su estado energético.
Créditos: Adaptado de USRNC Technical Training Center.
Figura 4.9. Transformación gamma.
En función de los núclidos involucrados, el proceso se describe la siguiente manera:
 X 
A
Z
El símbolo “*” indica que el núclido
A
Z
*
A
Z
X 
X se encuentra en un estado energético excitado. Retomando
el ejemplo de la transformación beta del yodo-131 y recordando que los núcleos del xénon-131
quedan en estados excitados, se tiene:

I 131
54 Xe      
131
53
Ley del decaimiento radiactivo
Las transformaciones radiactivas a nivel atómico son espontáneas, esto es, la transformación de un
radionúclido ocurrirá, pero el momento no puede definir con exactitud. Sin embargo, a nivel
macroscópico, al considerar un conjunto muy grande de núcleos radiactivos, las transformaciones
que ocurren en el conjunto se describen mediante la magnitud conocida como actividad, que se
define como el número de transformaciones que ocurren en una muestra radiactiva por unidad de
tiempo.
La unidad tradicional de la actividad es el curie (Ci), definida como la actividad de 1 g de radio226. 1 Ci = 3.7 x 1010 transformaciones por segundo. La unidad de actividad establecida en el
Sistema Internacional de Medidas es el becquerel (Bq), 1 Bq = 1 transformación por segundo. Por
18
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
lo tanto, 1 Ci = 3.7x1010 Bq. En la práctica, comúnmente se utilizan submúltiplos del curie, como el
mCi (37 MBq), el μCi (37 kBq) y el nCi (37 Bq).
Actividad de la fuente radiactiva (%)
Un concepto de gran utilidad asociado a la actividad de una fuente radiactiva es la vida media
física, que es característica de cada radionúclido y que se define que se define como el tiempo
necesario para que la actividad inicial de la fuente disminuya a la mitad (Figura 4.10). Por ejemplo,
la vida media del yodo -131 es de 8 días, que significa que si se tiene una actividad inicial de 10
mCi, después de 8 días se tendrá una actividad de 5 mCi y a los 16 días 2.5 mCi, y así
sucesivamente; al transcurrir 80 días (10 vidas medias del yodo-131), solamente existirá una
actividad de 0.0098 mCi.
Decaimiento radiactivo
Tiempo (vidas medias)
Créditos: IAEA / www.iaea.org/
Figura 4.10. Grafica ilustrativa de los conceptos de decaimiento radiactivo y vida media de los radionúclidos.
La ecuación general de la gráfica anterior que describe el decaimiento radiactivo de una fuente es la
siguiente:
A(t )  A(0)e t
donde A(t) es la actividad de la fuente para un tiempo t, A(0) es la actividad inicial (al tiempo t=0), λ
se conoce como constante de decaimiento que tiene un valor particular para cada radionúclido y que
se asocia con la vida media (t1/2) de la siguiente manera:
t1/ 2 
ln( 2)

19
Desarrollo Curricular. Contenido básico.

0.693

Transferencia lineal de energía
La interacción de las partículas con carga eléctrica en cualquier medio se lleva a cabo a través de la
fuerza electromagnética atractiva o repulsiva entre las cargas de la radiación y las cargas de los
átomos y moléculas del medio donde incide. En este caso, la transferencia de energía es directa,
gradual y continua, de forma análoga a un proceso de fricción mecánica. Por estas características, a
la radiación ionizante formada por partículas cargadas se le denomina radiación directamente
ionizante.
La radiación electromagnética (fotones), al carecer de carga eléctrica, tienen una interacción con la
materia completamente diferente a la interacción que sufren las partículas cargadas. Los fotones
pueden viajar una cierta distancia dentro de un medio antes de interaccionar con un átomo. Esta
distancia está gobernada estadísticamente por una probabilidad de interacción por unidad de
distancia recorrida, la cual depende de la energía de los fotones y del material donde inciden. Los
principales mecanismos de transferencia de energía son el efecto fotoeléctrico y la dispersión
Compton. En estas interacciones los fotones transfieren de forma total o parcial su energía a
electrones del medio y a su vez, estos electrones transfieren la energía que poseía el fotón al resto
del medio. Por lo anterior, la radiación ionizante de naturaleza electromagnética se le conoce como
radiación indirectamente ionizante.
A medida que las radiaciones ionizantes atraviesan la materia, pierden su energía a través de los
mecanismos mencionados en el párrafo anterior. La cantidad de energía depositada en cualquier
material (por ejemplo el tejido) por unidad de longitud de camino recorrido es llamada
transferencia lineal de energía (LET, por sus siglas en inglés). La LET es una característica de
interés de la radiación ionizante ya que está relacionada con el daño biológico que produce.
Las partículas cargadas como las betas y las alfas por lo general poseen una mayor LET que los
rayos X y las partículas gamma. Las radiaciones de alta LET depositan su energía de forma
concentrada en una región muy pequeña, mientras que las partículas de baja LET la depositan de
forma más espaciada.
Referencias
Bushberg J.T., Seibert J.A., Leiholdt E.M., Boone J.M. The Esencial Physics of Medical Imaging.
2nd Edition. Lippincott, Williams and Wilkins, 2001.
Cherry S. Sorenson J. Phelps M. Physics in Nuclear Medicine. Third Edition. Ed. Saunders, 2003.
Podgorŝak E.B., Radiation Physics for Medical Physicists, Ed. Springer-Verlag, 2006.
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Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Tema 5.
Conceptos básicos sobre los efectos biológicos de la radiación ionizante
Objetivos del tema:
Describir los mecanismos de daño de la radiación ionizante sobre las células. Describir el concepto
de radiosensibilidad que determina cuales son las células y tejidos más susceptibles de ser dañados
por la radiación, lo que explica la manifestación de los síndromes por irradiación aguda.
Como se ha mencionado anteriormente, las partículas alfa, beta y gamma, así como los rayos X
tienen suficiente energía para que al interactuar con la materia produzca en ésta ionizaciones que se
traducen en la ruptura de enlaces electrónicos y moléculas. En otras palabras, la energía que poseen
las radiaciones ionizantes es transferida y depositada en el medio en el que viajan, que puede ser el
aire, el agua, cualquier otro material o inclusive las células que integran el tejido de un ser vivo.
Es necesario tener presente que los seres vivos nos encontramos permanentemente expuestos a
radiaciones ionizantes provenientes de fuentes naturales y artificiales (resultado de diversas
actividades humanas, principalmente las prácticas médicas). De forma global, más del 90% de la
exposición a la radiación ionizante proviene de fuentes naturales como los rayos cósmicos y los
radionúclidos existentes naturalmente en el suelo, el aire, los alimentos y el agua, y hasta en el
cuerpo humano mismo.
La interacción física de las radiaciones ionizantes con cualquier medio conduce a la producción de
ionizaciones y excitaciones de los átomos y moléculas del medio. Particularmente cuando las
interacciones ocurren en el medio acuoso de las células (que constituye el 80% de la masa de las
células) ocasiona ionizaciones de las moléculas de agua, proceso conocido como radiólisis del
agua. En este proceso ocurre la creación de radicales libres que son fragmentos de moléculas con
una alta reactividad (capacidad de reaccionar químicamente y dañar otras moléculas).
Se ha verificado que los radicales libres desempeñan el papel principal en el daño biológico debido
a la interacción de las radiaciones ionizantes con la materia viva. Este mecanismo de daño biológico
se llama de acción indirecta.
Por otra parte, cuando la radiación ionizante impacta y daña directamente una macromolécula
importante como una cadena de ácido desoxirribonucleico (ADN), el daño biológico se conoce
como de acción directa (Figura 5.1).
Cuando la radiación ionizante interactúa con una célula, existen diferentes resultados posibles. La
célula puede ser dañada de tal forma que le ocasione la muerte; o bien, puede repararse y regresar a
su funcionamiento normal. Otra alternativa es que durante su reparación sufra algún tipo de
transformación que la conduzca a un comportamiento alterado de su función o metabolismo. Por
ejemplo, el daño al ADN que es incorrectamente reparado puede conducir a la carcinogénesis
(inducción de cáncer) (Figura 5.2).
21
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Créditos: Science Photo Library; http://www.sciencephoto.com
Figura 5.1. Representación del daño provocado por la radiación ionizante a una molécula de ADN.
Radiación ionizante
Célula
Reparación
celular
Muerte
Daño
celular
celular
celular
Alteración
celular
Daño a nivel
tisular
Carcinogénesis
Créditos: Elaboración propia.
Figura 5.2. Esquema de los posibles efectos de la radiación ionizante sobre las células.
Cada célula, tejido u órgano presenta una radiosensibilidad (sensibilidad a la radiación ionizante)
característica que depende de diversos factores, pero uno de los más importantes es la rapidez de
división celular. Las células son más radiosensibles durante la mitosis (Figura 5.3) durante la cual
el ADN se está dividiendo y es más susceptible al daño. La Tabla 1 presenta algunos ejemplos de
células con una radiosensibilidad muy alta, alta, intermedia y baja.
Debido a que las células poseen mecanismos de reparación, la cantidad de daño debido a la
radiación depende de la rapidez a la cual la radiación es impartida. Por ejemplo, una dosis impartida
de forma gradual durante varios meses permite que los mecanismos actúen efectivamente y las
células recobren su funcionalidad. Sin embargo, si la misma dosis es impartida sólo en unos
22
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
minutos, los mecanismos de reparación no podrán actuar y las células serán dañadas
irreversiblemente.
Créditos: Science Photo Library; http://www.sciencephoto.com
Figura 5.3. Representación de la mitosis celular.
Radiosensibilidad
Muy alta
Alta
Intermedio
Baja
Tipo de célula
Linfocitos, células hematopoyéticas inmaduras,
epitelio intestinal, espermatogónias y células
ováricas foliculares.
Epitelio esofágico, mucosa gástrica, epitelio
epidermal y epitelio del cristalino.
Endotelio, tejido óseo en crecimiento y
cartílago, fibroblastos, células gliales, epitelio
glandular mamario, epitelio de los pulmones,
hígado, páncreas, tiroides, glándulas adrenales y
riñones.
Células hematopoyéticas maduras, células
musculares, tejido conectivo maduro, tejido
óseo y cartílago maduro, células ganglionares.
Tabla 1. Radiosensibilidad de algunos tejidos.
El depósito de energía impartida por la radiación ionizante ocurre en microsegundos, sin embargo,
las manifestaciones clínicas resultantes del daño o la muerte celular se manifiesta desde algunas
horas, meses y hasta años después de la irradiación.
Los efectos de la radiación ionizante sobre la salud pueden clasificar en deterministas y
estocásticos:
23
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Los efectos deterministas son el resultado del daño a un número grande de células. Por ejemplo, si
suficientes células de un órgano son dañadas, éste puede sufrir un daño macroscópico que se
manifiesta en una afectación de su funcionalidad. Sin embargo, el daño a una sola célula o a unas
cuantas, no tendrá manifestaciones evidentes. La severidad del daño aumenta a medida que aumenta
la dosis recibida por los tejidos y presentan un valor umbral de dosis por debajo del cual no hay
manifestaciones clínicas detectables. Estos efectos pueden ser llamados como reacciones tisulares.
Por su parte, los efectos estocásticos son efectos tardíos que se originan en un daño sub-letal de las
células, que induce alteraciones que son el origen de neoplasias malignas después de un tiempo
largo de latencia. La probabilidad de ocurrencia de estos efectos aumenta a medida que aumenta la
dosis recibida. Sin embargo, no presentan un valor umbral de ocurrencia, esto es, la posibilidad de
desarrollo de cáncer existe para cualquier valor de dosis recibida.
Referencias
Gusev IA, Guskova AK, Mettler FA. Medical Management of Radiation Accidents, Second edition,
CRC Press, USA, 2001.
International Atomic Energy Agency. Radiation Biology: A Handbook for Teachers and Students.
Training Course Series 42. Vienna, 2010.
24
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Tema 6.
Diagnóstico y manejo medico de los síndromes de radiación
Objetivos del tema:
Presentar la descripción de los signos y síntomas de los cuatro síndromes inducidos por la radiación
ionizante, sus diagnósticos, clasificación en grados de severidad y sus tratamientos.
Como se ha revisado hasta este momento, las interacciones entre la radiación y los átomos originan
ionización y formación de radicales libres, que dañarán los tejidos al romper los enlaces químicos y
las estructuras moleculares intracelulares, incluido el DNA. Este daño puede culminar en la muerte
de la célula; las que se recuperan pueden mostrar mutación y un posterior riesgo incrementado de
cáncer. La sensibilidad de la célula aumenta conforme lo hace la velocidad de replicación y
disminuye la diferenciación celular. La médula ósea y las superficies mucosas de las vías GI, que
tienen una enorme actividad mitótica, son muchísimo más sensibles a la radiación que los tejidos
que muestran división lenta, como los huesos y músculos. Después de la exposición de todo el
cuerpo humano o gran parte del mismo a la radiación ionizante, puede surgir el síndrome agudo por
radiación. Sus manifestaciones clínicas reflejan la dosis y el tipo de radiación, y también la parte del
cuerpo expuesta.
La dramática experiencia de las muertes y la morbilidad de largo plazo de miles de personas en
Hiroshima y Nagasaki, dieron origen en los años 50´s a programas de investigación a gran escala
sobre la letalidad de irradiación aguda. Los experimentos de irradiación a cuerpo entero de roedores
determinaron nuestro entendimiento de las causas de muerte y de las dosis letales de radiación. La
radiosensibilidad fue definida como la dosis que genera una letalidad del 50% de los sujetos
irradiados (LD50) en un periodo específico después de la exposición a la radiación, comúnmente 30
días (LD50/30). Se hallaron diferencias del valor LD50/30 entre diferentes animales, se observó que
este valor disminuía a medida que se incrementaba la masa corporal. Mientras que en roedores, el
valor de LD50/30 usualmente es cercano a 7 Gy, en algunos animales de mayor tamaño es tan baja
como 3 Gy.
Derivado de las experiencias de accidentes radiológicos y de algunos grupos de víctimas de las
bombas atómicas que no sufrieron quemaduras extensas o heridas pero que recibieron una dosis alta
de radiación, el valor LD50/60 fue estimado entre 3.0 Gy y 4.5 Gy. Sin embargo, gradualmente
quedo claro que la letalidad después de una irradiación a cuerpo entero depende más de factores
como la co-morbilidad y la calidad de la atención médica que simplemente de la dosis recibida. Un
comité del Consejo de Investigación médica del Reino Unido consecuentemente disminuyo la
validez del concepto de LD50 aplicado al ser humano y en contraposición definió tres intervalos de
dosis con diferentes pronósticos:
Dosis estimadas (Gy)
≤2
2-8
Pronóstico
Supervivencia muy probable
Supervivencia posible con cuidados médicos adecuados
25
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
≥8
Supervivencia improbable a pesar de cuidados médicos adecuados
Síndromes de radiación agudo
Los experimentos en roedores demostraron que había una fuente dependencia entre el tiempo de
supervivencia y la dosis de radiación: incrementando la dosis desde 5 hasta 12 Gy, el tiempo de
supervivencia disminuía gradualmente desde 2-3 semanas hasta cerca de 4 días. Un incremento de
la dosis total hasta 30 Gy no conducían a un mayor acortamiento del tiempo de supervivencia en los
roedores, sin embargo dosis mayores causaban la muerte en pocos días y dosis aún mayores
causaban la muerte en pocas horas. Se identificaron tres síndromes de radiación asociados con estas
tres categorías: el síndrome hematopoyético con dosis <12 Gy, el síndrome gastrointestinal con
dosis entre 12 y 30 Gy, y el síndrome cerebrovascular con dosis mayores que 30 Gy. Los diferentes
tiempos de supervivencia de los síndromes hematopoyético y gastrointestinal fueron explicados por
la diferencia de rapidez de recambio celular de los linajes celulares críticos en los tejidos en los
cuales ocurría una hipoplasia (número insuficiente de células) severa que conducía a la muerte de,
esto es, el linaje de células encargadas de la producción de granulocitos en la médula ósea y el
linaje de las células encargadas de la producción de la mucosa epitelial en el intestino delgado. La
muerte en el síndrome hematopoyético estaba asociada con infecciones graves debida a
agranulocitosis (disminución del número de neutrófilos), mientras que la muerte en el síndrome
gastrointestinal estaba asociado con una completa desaparición de la cubierta epitelial del intestino
delgado que conducía a una diarrea profusa y un shock hipovolémico (disminución del volumen
sanguíneo) por pérdida de líquidos.
Sin embargo, el entendimiento actual de la naturaleza y el desarrollo de daño después de una
irradiación a cuerpo entero están menos basada en los viejos experimentos con animales y más
basado en las evaluaciones clínicas cuidadosas de víctimas humanas de accidentes radiológicos. Se
hizo evidente que la simple clasificación de los síndromes de radiación basados en el tiempo de
supervivencia y en los linajes de células críticos no son apropiados para describir la complejidad de
las características clínicas de víctimas humanas de accidentes. En el año 2001, fue publicado por un
consorcio europeo de expertos un manual de protocolos médicos (MEdical TREatment ProtocOLs:
METREPOL), como resultado de una evaluación exhaustiva de todos los datos existentes de las
víctimas de accidentes de radiación.
Manejo médico de los accidentes por radiación
El sistema METREPOL para el manejo de accidentes por radiación define los criterios de respuesta
para cuatro sistemas de órganos cada uno de los cuales está involucrado en el desarrollo de signos y
síntomas después de la exposición a la radiación. Estos son el sistema neurovascular, el sistema
hematopoyético, el sistema cutáneo y el sistema gastrointestinal (N, H, C, G). La idea básica
detrás de este concepto es clarificar la complejidad del síndrome de radiación agudo. El primer
paso es dividirlo en elementos más accesibles, esto es, aquellos signos y síntomas clínicos que
caracterizan la extensión del daño a través de estos cuatro sistemas y definir su severidad en 4
grados:
26
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Leve: recuperación espontánea segura
N: neurovascular
Moderada: recuperación con posible
Severidad
Síndrome de radiación agudo
H: hematopoyético
déficit
Severa: recuperación posible con
atención médica intensiva
C: cutáneo
Fatal
G: gastrointestinal
Créditos: Elaboración propia.
Figura 6.1. Síndromes que conforman el síndrome de radiación aguda y los grados de severidad.
Síndrome neurovascular (N)
La irradiación puede causar tanto desórdenes neurovasculares como daños al tejido nerviosos. A
pesar de que los estudios electrofisiológicos después de una irradiación a cuerpo entero con dosis
superiores a 6 Gy han demostrado cambios significativos a nivel sináptico en el tejido cerebral
consistente con un estado de excitabilidad aumentada del cerebro, los síntomas clínicos están más
probablemente asociados a edema (acumulación de líquido en el espacio tisular intercelular o
intersticial) cerebral con un incremento de una presión intracraneal.
El inicio y duración de las diferentes fases del síndrome neurovascular depende de la dosis de
radiación. En la fase prodrómica los síntomas que lo caracterizan son nauseas, vómito y anorexia. A
pesar de que los síntomas son expresados por el sistema gastrointestinal, el sitio de control está
localizado en el cerebro. Después de una alta dosis de radiación la severidad de los síntomas
gradualmente se incrementa y resultan en un síndrome de fatiga, asociado frecuentemente con
hipotensión y mareos. Con el incremento de la severidad del síndrome neurovascular, los
sobrevivientes tienen un alto riesgo de desarrollar efectos tardíos, en particular discapacidad de
funciones cognitivas y déficits neurológicos.
N1: está definido por la aparición tardía o media de los síntomas prodrómicos y síntomas de fatiga
que pueden persistir durante varias semanas. En este caso es suficiente un tratamiento antiemético.
N2: está definido por episodios de vómito en la fase prodrómica y fatiga moderada perdurable
durante varias semanas. Estos pacientes requieren tratamiento antiemético y vigilancia médica
regular en el hospital.
N3: está caracterizado por nausea severa y vómito dentro de las primeras horas después de la
exposición perdurable por cerca de 2 días. Los síntomas recurren después de un intervalo libre se
27
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
síntomas y persisten por cerca de dos semanas conduciendo a un desbalance electrolítico. Los
pacientes también sufren de dolores de cabeza y síndrome de fatiga severo, hipotensión y fiebre. La
hospitalización de estos pacientes es obligatoria, el manejo médico debe incluir glucocorticoides
intravenosos, electrolitos y analgésicos.
N4: está caracterizado por una rápida incapacitación por nausea severa, vomito, dolor de cabeza,
fiebre, eritema y somnolencia dentro de la primera hora después de la exposición. La recuperación
es improbable y los síntomas continúan intermitentemente. Solamente el reemplazo suficiente de
fluidos y electrolitos, los analgésicos y la aplicación de glucocorticoides e infusión de manitol
intravenosa para reducir la presión intracraneal, incrementara la posibilidad de supervivencia del
paciente.
Síndrome hematopoyético (H)
Los signos y síntomas del síndrome hematopoyético están directamente relacionados con la
reducción de la concentración de células sanguíneas específicas. La inducción de citopenia (número
de células sanguíneas más bajo que el normal) está fuertemente relacionada con la dosis. El impacto
de la exposición aguda a la radiación sobre la fisiología de la hematopoyesis que es el proceso de
formación, desarrollo y maduración de las células que forman la sangre a partir de una célula madre
(Figura 6.2) y el balance de la producción celular en la médula ósea ha sido exhaustivamente
estudiado después de la exposición en humanos y animales.
28
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Figura 6.2. Esquema que ilustra la hematopoyesis.
La radiación no disminuye el periodo de vida o la función de las células sanguíneas pero bloquea la
producción de nuevas células.
Los eritrocitos humanos normales poseen un periodo de vida de cerca de 120 días. Por lo tanto,
incluso después de un cese completo de la eritropoyesis (generación de glóbulos rojos o eritrocitos),
la disminución en la concentración de eritrocitos es menor que el 1% por día y la anemia no
representa un problema un problema clínico al menos que exista un daño adicional que ocasione el
incremento de la pérdida de eritrocitos como una hemorragia debido a heridas, por trombocitopenia
o hemodiálisis que es frecuentemente observado después de quemaduras severas.
El daño al proceso de eritropoyesis puede ser vigilado mediante la medición de la concentración de
reticulocitos (glóbulos rojos que no alcanzado su madurez total) en la sangre.
La granulocitopenia es la principal causa de efectos críticos a la salud después de una irradiación a
cuerpo entero que conduce a un mayor riesgo de infecciones bacterianas sistémicas (sepsis).
La citopenia inducida por la radiación es la consecuencia de la inhibición de la producción de
células por las células precursoras proliferativas. La regeneración, sin embargo, depende de la
sobrevivencia de un número suficiente de células madre en la médula ósea. La severidad del
síndrome hematopoyético está basada en patrones de respuesta de las células sanguíneas.
29
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
H1: está definido como un conteo sanguíneo justo por debajo del límite inferior del intervalo
normal y no es necesario un tratamiento específico debido a la regeneración espontánea que ocurrirá
normalmente.
H2: está definido como un conteo de linfocitos al segundo día entre 500 y 1500 por µl, con una
granulocitosis (aumento de los granulocitos) transitoria dentro de los primeros días. Seguida de una
disminución por debajo del límite inferior normal hasta el día 10, finalmente seguida por un
aumento temporal. Entonces la granulocitopenia clínicamente importante ocurre entre los días 12 y
20 con un valor <1000 granulocitos/ µl que puede resultar en infección generalizada en algunos
pacientes. La regeneración inicia después del día 30. Las plaquetas disminuyen gradualmente
durante las primeras tres semanas a un valor cercano a 50, 000 µl el cual, en algunos pacientes
puede ocasionar hemorragia, particularmente en los intestinos. Sólo aquellos pacientes que
desarrollan infección o hemorragia necesitan ser tratados con antibióticos o transfusión plaquetaria.
H3: está definido como una disminución rápida de linfocitos a valores entre 250 y 500/µl y por una
granulocitosis transitoria durante los días 1 y 3. Estos es seguido después de 5 días por una
disminución sostenida de 500/ µl alrededor de los días 10-15 con un inicio de regeneración
alrededor del día 30. Las opciones de tratamiento son similares para los paciente con grado H2, sin
embargo, puede considerarse la estimulación de la hematopoyesis empleando factores de
crecimiento. La transfusión de plaquetas debe ser administrada para mantener valores estables en la
sangre >20,000 ml. El tratamiento con el factor de estimulación de la colonia de granulocitos (GCSF) es comúnmente implementado en oncología médica para tratar la citopenia inducida por
medicamentos, con una inyección diaria subcutánea de 10 µg/kg durante 2 semanas.
H4: está definido como una disminución acelerada de todas las células sanguíneas a valores muy
bajos: linfocitos < 250/µl en el día 2, granulocitos <500/µl al final de la primera semana después de
la exposición, y plaquetas a un valor de cero en el día 10. La única opción real de intervención
terapéutica es el trasplante de médula ósea que es frecuentemente utilizado en el tratamiento de
leucemias. En la tabla 6.1 se indican parámetros objetivos que pueden clasificar la severidad del
síndrome hematopoyético.
Síntoma
Linfocitos
Granulocitos
H1
≥1.5x109/L
≥2.0x109/L
H2
<1.5-1.0x109/L
<2.0-1.0x109/L
H3
<1.0-0.5x109/L
0.5-1.0x109/L
Trombocitos
Infección
≥100x109/L
Local; no se
requiere
antibióticos
<100-50x109/L
Local; se requiere
terapia con
antibióticos
Hemorragia
Petequias,
Ligera con la
<50-20x109/L
Sistémica; se
requiere
tratamiento oral
con antibióticos
Grave con pérdida
30
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
H4
<0.5x109/L
<0.5x109/L o
granulocitosis
inicial
<20x109/L
Sepsis; se
requieren
antibióticos
intravenosos
Sangrado
moretones
moderados;
hemoglobina
normal
pérdida de <10%
de hemoglobina
entre el 10 y 20%
de hemoglobina
espontáneo,
perdida de >20%
de hemoglobina
Tabla 6.1 Niveles de severidad del síndrome hematopoyético.
Síndrome cutáneo (C)
La experiencia del accidente de Chernóbil mostró por primera vez que el daño producido por la
radiación beta emitido por los radionúclidos depositados en la piel pueden representar un problema
clínico principal, y en caso especial de bomberos cuya causa de muerte fue el síndrome cutáneo
grado 4. Los signos y síntomas del síndrome cutáneo son consecuencia del daño ocasionado a las
células en proliferación y las células madre en la epidermis y una respuesta inflamatoria de la
dermis, que siguen un patrón de tiempo distinto que está determinado por la organización
proliferativa de la epidermis.
C1: está definido por un eritema (enrojecimiento) temprano transitorio de la piel que disminuyen en
36 horas. Una segunda oleada de eritema aparece 5 días después de la exposición, de 3 a 4 semanas
después de la exposición la piel aparecerá seca debido a la pérdida de las glándulas sebáceas. Esto
puede estar asociado con dolor moderado, incomodidad y comezón. El tratamiento es sintomático
con lociones anti-inflamatorias o cremas.
C2: Está definido por la progresión del erita en edema y aparición de ampollas de 5 a 10 días
después de ocurrida la exposición, cubriendo no más del 10% de la superficie corporal. Puede
aparecer pérdida de cabello transitoria alrededor de 14 días después de la exposición. Usualmente es
requerido el tratamiento con glucocorticoides, cremas de ácido linoléico tópicas y antiestamínicos
sistémicos.
C3: está definido por los mismos signos y síntomas pero las lesiones cubren entre el 10 y el 40% de
la superficie corporal. Existe el riesgo de ulceración profunda que es influenciada y complicada por
el síndrome hematopoyético concomitante. Se debe aplicar tratamiento sistémico con
glucocorticoides y analgésicos.
C4: está definido por los mismos síntomas y signos pero las lesiones cubren más del 40% de la
superficie corporal e involucra tejidos subyacentes de la piel. Es esencial un tratamiento intensivo
para tratar la multitud de síntomas como el dolor, las infecciones y necrosis, si la víctima logra
sobrevivir, es posible que persistan daños a la piel de largo término.
Síndrome gastrointestinal
Los síntomas relacionados con el síndrome gastrointestinal son los síntomas prodrómicos que son
secundarios a los cambios neurovasculares descritos anteriormente, como nauseas, vómito y
anorexia. Los síntomas de síndrome gastrointestinal manifestado, que usualmente comienza en la
31
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
segunda semana después de la exposición a la radiación, son principalmente cólicos abdominales y
diarrea. Después de una alta dosis de radiación, la pérdida de la mucosa que recubre los intestinos,
que está asociado con trombocitopenia, puede también conducir a diarrea con sangrado y a la
entrada de bacterias patógenas entéricas y no patógenas. Puesto que el recambio celular es más
rápido en el intestino delgado, los signos y síntomas del daño a la radiación ocurren más temprano
en el intestino delgado que en el intestino grueso. Estudios experimentales han demostrado que en
adición al daño de las células proliferantes de la mucosa, los síntomas del síndrome gastrointestinal
son muy afectados por cambios funcionales en las células neurales e inmunes en la pared de los
intestinos. Esto es particularmente obvio en el estómago en el cual, aún después de dosis bajas de 1
o 2 Gy, se observan cambios funcionales como disminución de la motilidad gástrica, disminución
de la producción de jugo gástrico y gastritis.
G1: está definido por algunos episodios de alteración de la consistencia y frecuencia de las heces
asociados con un dolor abdominal. El tratamiento es usualmente innecesario.
G2: está definido por cambios en la frecuencia y consistencia y sangrado de las heces junto con
dolores abdominales. La recuperación espontánea es segura, sin embargo está indicado el
tratamiento con loperamida.
G3: está caracterizado por la presencia muy frecuencia de los eventos que se presentan en G2, con
episodios severos por día durante varios días y semanas. La recuperación espontánea es probable
pero puede ser incompleta y presentarse episodios de diarrea alternados con constipación intestinal.
Para prevenir el desbalance de electrolitos, el paciente debe ser cuidadosamente monitorizado y
recibir tratamiento de reemplazo de electrolitos y líquidos. Adicionalmente, pueden ser necesarios
antibióticos, anti-inflamatorios y analgésicos de acuerdo con los síntomas clínicos.
G4: está definido por la aparición rápida de diarrea que puede ser explosiva. Los episodios
frecuentes de diarrea grave conducirán a un desbalance severo de fluidos que puede estar
acompañado de dolor abdominal severo. La aparición de septicemia es muy probable debido a la
ocurrencia simultánea de granulocitopenia. El tratamiento es sólo sintomático con principal énfasis
en el reemplazo de fluidos y electrolitos, así como antibióticos y analgésicos sistémicos.
En la tabla 6.2 se indican parámetros objetivos que pueden clasificar la severidad del síndrome
gastrointestinal.
Síntoma
Frecuencia de la
diarrea
Consistencia de
las heces
Pérdida de
mucosa
Sangrado
gastrointestinal
Cólicos o dolor
G1
2-4/día
G2
4-6/día
G3
7-9/día
G4
≥10/día
Sólido
Flojo
Poco sólido
Acuoso
Intermitente
Persistente
Oculto
Intermitente y
abundante
Intermitente
Mínimo
Tolerable
Intenso
Persisten t
abundante
Hemorragia
abundante
Intolerable
32
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Persistente
abdominal
Tabla 6.2 Niveles de severidad del síndrome gastrointestinal.
Examen físico dirigido
Las personas que son atendidas médicamente bajo la sospecha de haber recibido una irradiación
aguda, en su examen físico deben incluirse los siguientes aspectos:
a)



Signos vitales
Temperatura corporal – evaluar la presencia de fiebre
Presión sanguínea – evaluar hipotensión
Pulso – evaluar frecuencia e intensidad
b)




Examen de la piel
Eritema
Abrasión
Edema
Descamación
c)




Examinación neurológica
Nivel de conciencia
Ataxia (coordinación defectuosa del movimiento muscular)
Déficit motriz o sensorial
Presencia o ausencia de reflejos
d) Examinación gastrointestinal
 Sensibilidad abdominal
 Sangrado gastrointestinal
e) Examinación hematológica
 Equimosis (moretones)
 Petequias (pequeñas lesiones de color rojo, formadas por extravasación de un número
pequeño de eritrocitos cuando se daña un capilar. Las anormalidades de las plaquetas o de
los capilares se suelen asociar con petequias).
Referencias
Clark T, Powles R, Sirohi B. UK national guidance for the treatment of patients exposed to high
levels of radiation, septiembre, 2010.
33
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Fliedner TM, Friesecke I, Beyrer K. Medical management of radiation accidents- manual on the
acute radiation syndrome. British Institute of Radiology Supplement (2001).
Gusev IA, Guskova AK, Mettler FA. Medical Management of Radiation Accidents, Second edition,
CRC Press, USA, 2001.
International Atomic Energy Agency. Radiation Biology: A Handbook for Teachers and Students.
Training Course Series 42. Vienna, 2010.
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Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Tema 7.
Descontaminación de la piel sana y herida
Objetivos del tema:
Uno de los riesgos ante una emergencia radiológica es la contaminación radiactiva de la piel, en
esta sección se describe la anatomía de la piel, los objetivos de la descontaminación de la misma y
procedimientos específicos para la descontaminación de la piel sana y herida.
Anatomía de la piel
La piel está constituida por diferentes tejidos integrados para realizar funciones específicas. Su
grosor varía desde 0.5 mm en los párpados hasta 4 mm en los talones. Sin embargo, en gran parte
del cuerpo es de 1 a 2 mm.
Desde el punto de vista estructural, la piel consta de dos partes principales (Figura 7.1). La
superficial y más delgada está compuesto por tejido epitelial y se denomina epidermis. La profunda
y más gruesa, de tejido conectivo es la dermis. Debajo de ésta se encuentra el tejido subcutáneo,
aunque no forma parte de ella, también denominado hipodermis, la cosiste en tejidos areolar y
adiposo. La hipodermis sirve como área de almacenamiento de grasa y contiene vasos sanguíneos
de gran calibre que irrigan la piel.
Epidermis
Dermis
Hipodermis
Créditos: Science Photo Library;
http://www.sciencephoto.com
Figura 7.1 Esquema de las capas que conforman la piel humana.
La epidermis está formada por epitelio escamoso estratificado y queratinizado. Casi el 90% de las
células epidérmicas son queratinocitos que producen queratina. Otro 8% de las células epidérmicas
corresponde a los melanocitos, sus prolongaciones celulares largas y delgadas se extienden entre los
queratinocitos y les transfieren gránulos de melanina, un pigmento que varía de marrón a negro, el
cual contribuye al color de la piel y absorbe la luz ultravioleta dañina.
35
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
La epidermis está formada por distintas capas de células. En muchas partes del cuerpo tiene cuatro
estratos: basal, espinoso, granuloso y córneo. En las áreas donde la fricción es máxima, como las
yemas de los dedos, palmas de las manos y plantas de los pies, la epidermis posee cinco estratos:
basal, espinoso, granuloso, lúdico y córneo.
El estrato basal es el más profundo de la epidermis, también se conoce como estrato germinativo ya
que aloja células madres encargadas de la formación de nuevas células. Las células del estrato
germinativo son las células radiosensibles de la epidermis.
El estrato córneo está constituido por 25 a 30 capas de queratinocitos muertos y planos. Estas
células se desprenden (descaman) constantemente y las sustituyen otras de estratos más profundos.
El estrato córneo sirve como barrera impermeable efectiva y también protege de lesiones y
microorganismos.
Mecanismos de transporte
El detrimento de la salud debido a la contaminación de la piel por sustancias radiactivas, depende
principalmente de los siguientes factores:




Tipo de radionúclido y su composición química
Actividad por área y/o actividad específica
Solubilidad de la sustancia radiactiva
Localización y extensión de la contaminación
En principio la piel sana está protegida contra la incorporación de sustancias radiactivas. Una piel
con grietas, fisuras o heridas puede convertirse en una vía de entrada de sustancias y
consecuentemente de incorporación de radionúclidos.
La piel intacta es una efectiva pero no infalible barrera contra las sustancias radiactivas. Mientras
que las partículas sólidas pueden atravesar la piel de forma mecánica por fricción, los líquidos están
sujetos a fuerzas capilares y procesos de difusión. Todo el tiempo que un líquido humedece la
superficie de la piel, existe un transporte de material a través de la piel. Esto conduce a un depósito
transitorio de radiactividad en la capa córnea y el transporte hacia las capas más profundas, así
como un transporte hacia el torrente sanguíneo resultando en la incorporación del radionúclido y
una exposición interna.
La capacidad de la capa cornea de la piel de absorber un líquido radiactivo se agota dentro de los
primeros minutos. Esta capa es capaz de absorber cerca de un 1 µl por centímetro cuadrado de
superficie. Por lo tanto, de forma ideal el proceso de descontaminación deberá iniciarse
inmediatamente adquirida la contaminación. Sin embargo debe considerarse que la incorporación de
radionúclidos debido a la permeabilidad de la piel puede ser reducida efectivamente por métodos
simples y rápidos de lavado.
36
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
En una emergencia radiológica de una central nuclear, la contaminación externa de la piel puede
ocurrir por deposición directa desde el penacho radiactivo, por el contacto con objetos y superficies
contaminadas o por la resuspensión de sustancias radiactivas depositadas en el suelo. Los objetivos
que persigue la descontaminación de la piel de sustancias radiactivas son:



Reducir la probabilidad de incorporación de materiales radiactivos a través de la
permeabilidad de la piel, y evitar una exposición interna.
Reducir la irradiación de la piel debida a la radiación beta y alfa de los radionúclidos
contaminantes que pueden llegar a ocasionar síndrome de irradiación cutáneo.
Evitar la dispersión de la contaminación radiactiva a otras superficies o personas, así como
reducir el riesgo de incorporación a través de la ingestión o inhalación de los
contaminantes.
El primero y más simple método de descontaminación que debe aplicarse es el lavado con agua
tibia, jabón sólido o líquido y cepillos de cerdas suaves. Una contaminación menor puede
removerse usualmente con el primer intento de descontaminación. El lavado debe durar no más de 2
minutos y al finalizarlo la piel debe secarse con un material absorbente.
Si cualquier método de descontaminación no es exitoso, el mismo método puede ser repetido una
segunda ocasión. Si la efectividad de la descontaminación es menor que el 10% por cada intento,
deberá intentarse otro método. Por el contrario, si la afectividad es mayor que el 10% y el método
no deteriora la salud de la piel se puede seguir aplicando el método de forma repetida hasta lograr la
descontaminación.
Métodos específicos de descontaminación
Descontaminación por remoción de la capa córnea de la piel
La contaminación de pequeñas áreas puede ser removida despegando la capa córnea de la piel con
una cinta adhesiva. Después aplicar y retirar 5 veces en la misma región una cinta adhesiva se puede
remover hasta el 97% de la contaminación de la piel de un brazo. Este método sólo es aplicable a la
piel seca y no se recomienda para las palmas de las manos.
Descontaminación utilizando detergentes
A pesar que el lavado con detergentes es un método natural de descontaminación, se debe
considerar que sin la penetración de un agente de descontaminación dentro de la capa córnea, la
sustancia ahí depositada no podrá ser removida. Por lo tanto cuando se limpia una sustancia situada
dentro de la capa córnea, la sustancia debe ser disuelta por el detergente y enjuagada hacia la
superficie de la piel. Por lo tanto la capa córnea no debe ser descontaminada con agentes de
limpieza alcalinos o con una acidez elevada, debido a que la capacidad de unión de la queratina con
37
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
los iones se incrementa con cada desviación del valor de 4.2 de pH, lo que promueve la fijación de
los contaminantes. Lo anterior ha sido verificado experimentalmente utilizando iones de 22Na y 131I.
Agentes descontaminantes
Algunos de los agentes descontaminantes para piel y cabello son los siguientes:






Pasta de óxido de titanio (descontaminación general de la piel);
Cualquier solución comercial para limpieza;
Soluciones complejantes (EDTA)
Ácido cítrico al 3% (descontaminación de cabello y del canal auditivo externo);
Solución de permanganato de potasio (descontaminación general de la piel), removiendo la
coloración de la piel producida por este agente con una solución de bisulfito de sodio;
Solución fisiológica de cloruro de sodio (descontaminación de los ojos).
A manera de ejemplo, se presenta un procedimiento de descontaminación no específico integrado
por cinco etapas.
Los procedimientos aplicados para la descontaminación deberán ser realizados con cuidado,
especialmente cuando se trata de piel dañada. Los movimientos descontaminantes se realizarán de
afuera hacia adentro, en el área contaminada, evitando contaminar zonas libres de contaminación.
ETAPA 1
a) Lavar la piel con jabón líquido y abundante cantidad de agua tibia.
b) Frotar suavemente utilizando un cepillo suave o esponja, formando espuma, durante 2 minutos.
Poner especial cuidado en la limpieza de uñas, bordes externos de manos y espacios interdigitales.
c) Secar con papel absorbente.
d) Monitorear la superficie contaminada, líquidos de lavado y papel de secado.
Si persistiera un nivel de contaminación residual repetir esta etapa 2 veces más. Si persiste el nivel
de contaminación continuar con la etapa 2.
ETAPA 2
a) Humedecer la superficie contaminada con agua tibia.
b) Frotar suavemente con permanganato de potasio al 5% en solución acuosa recién preparada,
utilizando cepillo de cerdas suaves, durante 2 minutos. Se trata de una solución oxidante que
remueve la capa córnea de la piel, no recomendada para descontaminar la cara ni orificios naturales.
c) Decolorar la piel inmediatamente con hiposulfito de sodio al 5% en solución acuosa recién
preparada, frotando suavemente con esponja o cepillo.
c) Enjuagar con abundante agua tibia.
38
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
d) Secar con papel absorbente.
e) Monitorear el área contaminada, líquido de lavado y el papel de secado.
f) Si persiste un nivel de contaminación residual repetir la operación. La descontaminación con
permanganato de potasio puede ser repetida hasta 3 veces, respetando la integridad de la epidermis.
Si persiste el nivel de contaminación continuar con la etapa 3.
ETAPA 3
a) Humedecer la piel con agua tibia y luego frotar con una esponja embebida con la solución
complejante (solución de EDTA), durante 1 minuto.
b) Enjuagar con agua tibia.
c) Secar con papel absorbente.
d) Monitorear la piel, líquido de lavado y papel de secado.
e) Si el nivel de contaminación persiste repetir esta operación hasta 3 veces.
Si persiste el nivel de contaminación continuar con la etapa 4.
ETAPA 4
a) Humedecer la piel con solución de hipoclorito de sodio al 1% y frotar suavemente con esponja
durante 2 minutos.
b) Enjuagar con abundante agua tibia.
c) Secar con papel absorbente.
d) Monitorear piel, líquido de lavado y papel de secado.
e) Si el nivel de contaminación persiste repetir la operación.
ETAPA 5
a) Si persiste la contaminación, cubrir la zona con lanolina y colocar vendaje oclusivo. En el caso
de contaminación de dedos o manos, aplicar lanolina y cubrir con guante de algodón, colocando por
encima de éste un guante de goma.
b) Dejar durante 24 horas a 48 horas. Se crea de este modo un gradiente osmótico que facilita la
salida del radionúclido desde la piel al exterior.
c) Quitar el vendaje o guante, medir la contaminación residual en piel, y si es necesario repetir la
descontaminación
d) Finalizada la descontaminación tratar la piel con cremas dermoprotectoras, cubrir con gasa
estéril.
Contaminación externa con herida
Se hace referencia a heridas o quemaduras contaminadas. En presencia de una herida contaminada
se deberá considerar la posible contaminación interna, por lo tanto se debe realizar el tratamiento
de la herida contaminada y simultáneamente el de la contaminación interna.
En estos casos se debe realizar una evaluación inicial de:
a) Severidad de la herida
39
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
En primer lugar se debe realizar el tratamiento de emergencia de la injuria:
- Controlar la hemorragia.
- Tratar el shock.
b) Nivel de contaminación
Después del tratamiento de emergencia, el primer paso en la descontaminación de la herida es
determinar el sitio contaminado. Con emisores beta energéticos o gamma, esta determinación es
relativamente sencilla siendo más complicada cuando se trata de un contaminante emisor beta débil
o alfa. Tener en cuenta que en algunos casos la remoción de la contaminación requiere de
tratamiento quirúrgico.
c) Captación y deposición del contaminante
La captación a través de una herida a la circulación general o la deposición en nódulos linfáticos
regionales es de gran importancia.
Los factores que determinan la velocidad de movimiento del radionúclido a través de la herida son:
características físico-químicas, solubilidad, Ph, reactividad del tejido, tamaño de partícula, etc. Si el
contaminante está en un estado altamente ácido o cáustico, puede determinar la coagulación de las
proteínas tisulares y disminuir la difusión del contaminante dentro de los fluidos tisulares.
Radionúclidos de vida larga, como por ejemplo plutonio 239 ó estroncio 90 son de gran
importancia, porque continúan irradiando las células que rodean la herida o en el caso de pasar la
barrera cutánea producen irradiación de órganos internos.
d) Clasificación de heridas en la piel:
Abrasiones
Presentan frecuentemente depilación y sangrado, y la barrera epidérmica no está intacta, por lo que
representa un potencial considerable para la absorción del contaminante desde la superficie. Estas
superficies pueden ser lavadas con un detergente. Si es necesario, aplicar un anestésico tópico
(lidocaína 4%) para permitir un lavado más riguroso. Luego de haber realizado un esfuerzo
razonable, no es necesario continuar para remover toda la contaminación residual de la superficie.
Laceraciones
Una laceración realizada superficialmente con un objeto afilado contaminado, presenta menor
dificultad para detectar la zona contaminada de la herida y luego descontaminarla. Frecuentemente,
gran parte de la contaminación se deposita sobre los bordes de la herida. En el caso de laceraciones
rasgadas y profundas, la contaminación puede depositarse en los planos profundos, con la
consiguiente migración, siendo en este caso más difícil
la detección y su posterior
descontaminación.
Quemaduras
40
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Las quemaduras contaminadas presentan un potencial considerable para la absorción de
radionúclidos desde la superficie. La superficie presenta depilación y sangrado, y la barrera
epidérmica no está intacta.
Tener en cuenta:
- Extensión de la quemadura.
- Gravedad de la contaminación.
Primero se debe tratar la quemadura. El tratamiento de la contaminación se realiza de manera
similar a la indicada para heridas contaminadas. En algunos casos se pueden colocar vendajes en los
primeros días, para dejar que el contaminante sea eliminado con las costras o por el mismo vendaje.
Referencias
Tortora GJ, Grabowski SR. Principios de anatomía y fisiología. Novena edición. Oxford University
Press, 2005.
Gusev IA, Guskova AK, Mettler FA. Medical Management of Radiation Accidents, Second edition,
CRC Press, USA, 2001.
Pérez, M. del R. Di Trano JL, Gisone PA. Guía para el tratamiento de personas accidentalmente
sobreexpuestas a las radiaciones ionizantes -Contaminación externa- Publicado como PI-24/98 de
la Autoridad Regulatoria Nuclear Argentina.
41
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Tema 8.
Manejo de personas con contaminación interna (incorporación de material
radiactivo)
Objetivos del tema:
Presentar aspectos generales sobre la evaluación necesaria para caracterizar y cuantificar la
contaminación radiactiva interna. Describir los modelos biocinéticos del tracto respiratorio y el
tracto gastrointestinal para tener una referencia de la dinámica de los radionúclidos contaminantes.
Presentar una descripción de los tratamientos disponibles para la desincorporación de varios
radionúclidos de interés.
Prioridades iniciales
Durante la atención médica a una víctima de un accidente radiológico se deben considerar las
siguientes prioridades:
1) La primera prioridad es la atención de cualquier condición que amenace la vida de la víctima,
sea radiológica o no. La atención a las funciones vitales y el control de hemorragias son acciones
prioritarias y que se anteponen a la posible presencia de contaminación radiactiva en la vestimenta
o piel de la víctima. Para prevenir un escenario de contaminación radiactiva, el personal de
respuesta debe usar guantes de látex y se debe envolver al paciente en una sábana cuando así sea
posible con la finalidad de evitar la dispersión de la contaminación.
Por lo general los niveles de contaminación del personal de respuesta no representan una amenaza
seria. Niveles altos de contaminación como los ocurridos en el personal de rescate y bomberos que
participaron en el accidente de Chernóbil, no pueden ser encontrados sin el reconocimiento
inmediato de la ocurrencia de un accidente extraordinario. Sin embargo, el personal encargado de
la atención médica especializada debe estar alerta de la ocurrencia de tales accidentes inusuales de
contaminación. Tan pronto como sea posible, debe realizarse una evaluación de la presencia de
contaminación radiactiva en la vestimenta o la piel del paciente.
2) Otra de las prioridades es estimar la potencialidad de una contaminación interna de material
radiactivo. Un primer paso importante es conocer con el mayor detalle posible las circunstancias del
accidente, por ejemplo la ubicación de la persona para saber si estuvo expuesta a la contaminación y
a cuáles radionúclidos, conocer el momento de la exposición permitirá estimar la actividad
incorporada, etc.
A continuación se presentan algunas preguntas que se recomienda que sean incluidas en el historial
clínico de víctimas de una posible irradiación o contaminación de material radiactivo:
a) ¿Cuándo ocurrió el accidente y cuáles fueron las circunstancias del mismo?
42
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
b) ¿Se encuentra involucrada una posible contaminación interna y/o externa?
c) ¿Se encuentra involucrada una posible exposición a radiación penetrante (rayos gamma)?
d) En caso de ser un trabajador. ¿Portaba un dosímetro al momento de la exposición accidental?
e) ¿Cuáles son los radionúclidos involucrado en el accidente?
f) ¿Cuál es la vía de exposición más probable?
g) ¿Existe información disponible sobre la forma química de los compuestos radiactivos
involucrados en el accidente?
h) ¿La víctima ha recibido alguna medida terapéutica como un agente bloqueador o un quelante
antes de su llegada al hospital?
i) ¿Existen muestras de contaminación del sitio del accidente?
j) ¿Se ha hecho una recolección de excretas de la víctima?, ¿Qué tipo de muestras?
Evaluación inicial
Para tomar decisiones sobre el tratamiento que requiere el paciente es necesario disponer con un
mínimo de información sobre el accidente, como los radionúclidos involucrados, sus propiedades
químicas, metabólicas y radiológicas, así como, las cantidades potenciales de material radiactivo
involucrado y la vía potencial de incorporación.
Tomando como referencia las condiciones de la emergencia, pueden hacerse suposiciones sobre los
posibles radionúclidos presentes en una contaminación interna. También pueden utilizarse métodos
indirectos, investigando los contaminantes en el área del accidente o tomando muestras de la
cavidad oral o nasal, para obtener una estimación de la cantidad de material radiactivo ingerido o
inhalado.
Sin embargo, una caracterización precisa de una incorporación de radionúclidos requiere la
utilización de métodos directos (in vivo) o indirectos (in vitro). Los métodos directos consisten en
estimar la actividad retenida del material radiactivo incorporado, mediante la detección y conteo
directo de la radiación emitida por los radionúclidos alojados en el cuerpo, con el uso de sistemas de
detección con cristales de centelleo de yoduro de sodio (NaI), o materiales semiconductores como
el germanio de alta pureza (HPGe). Los sistemas basados en cristales de NaI presentan una baja
resolución energética, por lo que su desempeño es limitado para la identificación de radionúclidos.
Sin embargo, estos cristales proporcionan una buena eficiencia de detección. Los detectores basados
en materiales semiconductores presentan una excelente resolución en energía que permite la
identificación precisa de radionúclidos, sin embargo, tienen la desventaja de que requieren ser
enfriados a la temperatura del nitrógeno líquido y son sistemas con un costo mayor.
Adicionalmente, los semiconductores están disponibles en tamaños muy reducidos que limitan su
sensibilidad y capacidad de resolución espacial, en relación con los sistemas provistos con cristales
de NaI(Tl). Al respecto, es recomendable que los detectores cuenten con la máxima superficie de
detección posible.
43
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Por su parte, los métodos indirectos buscan determinar la actividad eliminada a través de excretas
como orina y heces fecales, o a través de muestras de sangre. Los equipos para el análisis de estas
muestras también pueden utilizar cristales de centelleo o materiales semiconductores.
Los métodos directos son aplicables para emisores de radiación gamma con una energía mínima, de
tal forma que la atenuación producida en los tejidos no sea un impedimento para la detección
externa. En cambio, los métodos indirectos son necesarios en los casos en que están presentes
radionúclidos que emiten radiación gamma de baja energía, partículas beta y alfa, que son
absorbidas de forma importante por los tejidos. Las emisiones de radionúclidos como el 3H, 14C o el
90
Sr/90Y sólo pueden ser medidos por métodos indirectos.
Algunos radionúclidos solubles como los radioyodos y los radiocesios pueden ser detectados en la
orina minutos después de la incorporación. Los cesios radiactivos (134Cs y 137Cs) con emisores de
radiación gamma que puede ser detectada por un contador de cuerpo entero o por excreción
urinaria. Alrededor del 1% de la actividad de cesio en el cuerpo será eliminado a por medio de la
orina cada día durante los primeros tres días después de una incorporación única aguda.
Como un caso particular, se debe tener en cuenta que la máxima captación de yodo por la glándula
tiroides ocurre aproximadamente a las 24 horas después de la exposición. Además, se ha verificado
que las muestras de orina para la cuantificación de la captación en yodo en la tiroides es un método
efectivo dentro de las primeras 12 horas después de la exposición. Adicionalmente, mediante el uso
de un modelo compartamental1 se han calculado los siguientes porcentajes de yodo incorporado que
son excretados a través de la orina, después de una incorporación única aguda: de 0 a 4 horas, 25%
del yodo es excretado; de 4 a 8 horas, 16%; de 8 a 12 horas, 10%; de 12 a 16 horas, 6.1%; de 16 a
20 horas, 3.8%; 20 a 24 h, 2.3%.
La captación de radioyodos puede ser medida tanto en la orina o utilizando un contador de
radiación colocado en la región de la tiroides. En la respuesta a un accidente radiológico en una
central nucleoeléctrica se debe prever la disponibilidad de contadores de radiación de NaI o bien de
una cámara gamma. Estos últimos están disponibles en los servicios de medicina nuclear y son de
gran utilidad para caracterizar la incorporación de los radioyodos, ya que permiten efectuar un
análisis de cuerpo total con una muy buena sensibilidad, o bien se puede utilizar la cuantificar
muestras de orina para investigar el yodo eliminado. Debido a lo anterior, es recomendable la
participación de un servicio de medicina nuclear en la atención médica especializada de víctimas
con una potencial contaminación interna, ya que la disponibilidad de equipo ad hoc para
cuantificaciones de contaminación interna es muy limitada.
Al respecto, existe el interés de aprovechar las cámara gamma para desarrollar métodos alternativos
para cuantificar actividades pequeñas incorporadas por personas en accidentes en instalaciones
nucleares o radiológicas, o bien, para desarrollar programas para vigilancia radiológica ocupacional
(ver referencias: Nishiyama, 1984 y Lucena, 2007).
44
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
___________________
1 Un compartimiento es una unidad anatómica que se asume actúa biocinéticamente como una unidad distinguible y homogénea. Un
modelo compartamental describe la biocinética de un material y cómo es transferido entre diferentes compartimientos que pueden
representar órganos individuales o cavidades corporales. El transporte de un material en un compartimiento, en función del tiempo puede
ser descrito por una ecuación diferencial, y el sistema entero de compartimientos puede ser descrito por una serie de ecuaciones
diferenciales acopladas. De esta manera, los modelos compartamentales son descritos por un conjunto de ecuaciones, así como, por los
parámetros que establecen las dimensiones de los compartimientos y los coeficientes de rapidez de transferencia entre éstos.
Modelo biocinéticos
El éxito de un tratamiento adecuado y efectivo depende de una evaluación inicial certera, que a su
vez depende del conocimiento de los mecanismos de captación, metabolismo, excreción y
dosimetría de los radionúclidos involucrados.
El conocimiento del comportamiento de los radionúclidos en el interior del cuerpo humano es
esencial para la interpretación de las mediciones de actividad obtenidas a partir de los métodos
directos o indirectos y la estimación de la cantidad de material radiactivo ingerido o inhalado. El
propósito general de esta sección es hacer una breve descripción de las vías de ingreso de material
radiactivo, así como los subsecuentes procesos de transferencia interna y excreción.
El comportamiento de los radionúclidos dentro del cuerpo humano se describe por medio de
modelos biocinéticos, los cuales son modelos matemáticos que describen el ingreso, deposición,
absorción y excreción de un radionúclido. A continuación se presenta una reseña sobre los modelos
biocinéticos propuestos por la Comisión Internacional de Protección Radiológica. Estos modelos
han sido utilizados para calcular el contenido de radionúclidos a cuerpo entero o en órganos y la
excreción diaria urinaria o fecal a diferentes tiempos posteriores al ingreso del material radiactivo,
lo que permite las interpretaciones de las mediciones in vivo o in vitro.
Las principales rutas de ingreso de material radiactivo al cuerpo humano en exposiciones
accidentales son el tracto respiratorio, el tracto gastrointestinal y las heridas. Una fracción de la
cantidad de material entrante es absorbida en la sangre desde donde pasa al resto de los fluidos
corporales, que en conjunto suelen denominarse compartimientos de transferencia. En éstos el
material sufre diversas transferencias que dependen de las características químico-biológicas del
mismo y que a su vez determinan su distribución en el cuerpo humano, así como su ruta y rapidez
de excreción. En la Figura 8.1 se muestra un diagrama que representa las principales rutas de
ingreso, transferencia y excreción de material radiactivo en el cuerpo humano.
45
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Figura 8.1. Rutas de ingreso, transferencia y excreción de material radiactivo en el cuerpo humano. Adaptado
de Doerfel H., Andrasi A., Bailey M., Berkovski V., Blanchardon E., et. al. General Guidelines for the Estimation of Committed Effective
Dose from Incorporation Monitoring Data. Project IDEAS. Research Center Karlshuhe, Research Report FZKA 7243, 2006.
La remoción de material radiactivo incorporado en el organismo ocurre principalmente por
excreción urinaria o fecal. En el caso de la urinaria, el material removido proviene del plasma
sanguíneo y los fluidos extracelulares; mientras que la excreción fecal tiene dos componentes: una
que es la excreción sistémica fecal, que representa la remoción del material sistémico por medio del
tracto gastrointestinal y la otra es la excreción directa del material que transita a través del tracto
gastrointestinal sin ser absorbido.
Modelo biocinético del tracto respiratorio humano
De acuerdo al modelo actual, el tracto respiratorio se puede dividir en las vías aéreas extratorácicas
(ET) y las regiones torácicas y bronquiales (Figura 9.2). A su vez, las ET se dividen en ET1 (pasaje
nasal anterior) y ET2 (pasaje oral y nasal posterior, faringe y laringe). Las regiones torácicas y
bronquiales se subdividen en BB (traquea y bronquios), bb (bronquiolos) y Al (región alveolarintersticial, en la que se produce el intercambio gaseoso), finalmente se identifica el tejido linfático
asociado con las vías extratorácicas y torácicas (LNET y LNTH, respectivamente).
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Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Créditos: Adaptada de Doerfel et al. Project IDEAS. Research Center Karlshuhe, Research Report FZKA 7243, 2006.
Figura 8.2. Regiones del tracto respiratorio definidas en el modelo propuesto por la Comisión Internacional
de Protección Radiológica.
La eliminación en el tracto respiratorio es competitiva entre dos procesos:
1)
2)
El transporte de las partículas hacía el tracto gastrointestinal por limpieza mucociliar, y
hacia los nódulos linfáticos, por translocación.
La absorción en la sangre.
Para la mayoría de las regiones, el transporte mecánico se modela considerando que una región está
compuesta por varios compartimientos con diferentes tiempos medios de eliminación. Por ejemplo,
la región Al está dividida en tres compartimientos, que se eliminan en bb con períodos biológicos
medios de aproximadamente 35, 700 y 7 000 días. Igualmente, bb y BB tienen compartimentos de
eliminación rápida y lenta. Para bb, BB y ET, hay compartimentos que representan el material
retenido en el tejido y transportado al tejido linfático.
47
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
La absorción en la sangre depende de la forma fisicoquímica del radionúclido depositado en el
sistema respiratorio, pero se considera que es independiente de la región de depósito, con excepción
de ET1 para la que no se supone ninguna absorción. El modelo permite considerar los cambios en la
disolución y la absorción en la sangre en función del tiempo. Se proporcionan parámetros de
absorción por defecto que se utilizan cuando no se dispone de información específica sobre los
materiales: tipos F (rápido), M (moderado) y S (lento).
Modelo biocinético del tracto gastrointestinal humano (TGH)
Un material entrante al cuerpo humano puede alcanzar el tracto gastrointestinal directamente por la
ingestión, pero también a través de la transferencia desde el tracto respiratorio como se ha descrito
en los párrafos anteriores, o bien, por medio de una trasferencia desde otros órganos. El TGH puede
ser representado por cuatro compartimientos en serie, cada uno con una transferencia al siguiente
con una rapidez constante (Figura 9.3). El material ingerido pasa de la boca hacia el estómago,
luego al intestino delgado, al intestino grueso superior e inferior y finalmente es excretado a través
de las heces. La rapidez de transferencia es considerada independiente del material, así como de la
edad y sexo del sujeto. En el estómago el tiempo de residencia promedio es de 1 hora. Se supone
que la absorción en el estómago es nula y el material pasa completo al intestino delgado. En este
último, el tiempo de residencia promedio es de 4 horas, y es donde la absorción del material se lleva
a cabo. Para cuantificar la absorción se utiliza la fracción f 1 de material que se transfiere a los
fluidos corporales después de la ingestión, y está definida de la siguiente manera:
f1 
B
 B  SI
donde λB es la constante de velocidad de transferencia desde el intestino delgado hacia los fluidos
corporales y λSI es la constante de velocidad de transferencia desde el intestino delgado hacia el
intestino grueso superior.
48
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Créditos: Adaptada de Doerfel et al. Project IDEAS. Research Center Karlshuhe, Research Report FZKA 7243, 2006.
Figura 8.3. Modelo de compartimientos utilizado para describir la cinética de los radionúclidos en el tracto
gastrointestinal.
La captación en el tracto gastrointestinal depende de las características químicas de los elementos.
La absorción de muchos radionúclidos es menor que el 10%. Se ha verificado una pequeña
captación para el cromo, manganeso, hierro, cobalto, zirconio, rutenio, plata, antimonio, cerio,
mercurio, uranio, plutonio, americio, curio y californio. Elementos con una mayor captación en el
TGH son el radio (20%), estroncio (30%) y el fosforo (80%). El tritio (hidrógeno radiactivo), el
yodo y el cesio son absorbidos completamente.
Los modelos anteriores permiten determinar funciones de retención que hacen posible estimar, a
partir de una actividad medida in vivo, la actividad en cuerpo entero o en un órgano específico
como función del tiempo; o bien, permiten determinar funciones de excreción que hacen posible, a
partir de una actividad medida in vitro, estimar la actividad excretada en función del tiempo, por las
vías urinaria y fecal. En ambos casos, esto es posible para diferentes radionúclidos y rutas de
incorporación.
Modelo biocinético sistémico
La fracción de la actividad incorporada que es absorbida en la sangre se conoce como actividad
sistémica. Esta actividad presenta diversas y complejas transferencias que determinan su
distribución y sus rutas y rapidez de eliminación. Su distribución puede ser homogénea y difusa en
todo el cuerpo, o en otros casos, presentar una concentración particular en algunos órganos y
tejidos, e.g. el yodo (tiroides), metales alcalinos (huesos) y plutonio (huesos e hígado). La ICRP ha
publicado modelos que describen el comportamiento de la actividad sistémica de varios
radionúclidos de interés en exposiciones ocupacionales.
49
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Por ejemplo, para el caso del yodo, el modelo sugiere que de la cantidad de yodo que alcanza la
circulación, el 30% se acumula en la glándula tiroides y el 70% restante es excretado directamente a
través de la orina. La vida media biológica del yodo en la sangre se considera de 0.25 días. El yodo
incorporado en las hormonas producidas en la tiroides abandona la glándula con una vida media
cercana a 80 días e ingresa a otros tejidos donde es retenido con una vida media de 12 días.
Posteriormente, el 80% de este yodo es liberado nuevamente a la circulación sanguínea donde está
disponible para ser captado nuevamente por la tiroides o ser eliminado vía urinaria; el 20% restante
es excretado mediante las heces fecales.
Interpretación de mediciones
Los métodos de medición directos e indirectos revisados permiten determinar la actividad retenida o
excretada (Am), en el cuerpo entero, en órganos o tejidos específicos o en muestras biológicas. El
primer paso en la interpretación de estos datos es hacer una reconstrucción de la actividad de
material que el paciente ingirió o inhaló (Ao), la cual es diferente de Am. Los modelos biocinéticos
mencionados pueden describir la actividad a cuerpo entero y en órganos específicos, así como la
actividad en las excretas, como función del tiempo transcurrido desde la incorporación, lo que hace
posible estimar Ao a partir de Am. Posteriormente, es posible realizar una estimación de la dosis
efectiva comprometida E(50), calculada mediante el producto de Ao y el coeficiente de dosis
apropiado e(g)j.
La actividad Ao,j para un radionúclido j, ingerido o inhalado, está determinada por la siguiente
ecuación:
Ao , j 
Am , j
m j (t )
En la que mj(t) es la fracción de incorporación retenida o la fracción excretada al tiempo t
transcurrido desde la incorporación. Los valores de m(t), para diferentes tiempos después de la
incorporación, están disponibles en las publicaciones de la ICRP para diversos radionúclidos en
cuerpo entero y órganos individuales, para incorporaciones por inhalación e ingestión.
Para elegir el valor apropiado de m(t) es necesario conocer la ruta y el momento de la
incorporación. Una de las principales fuentes de incertidumbre en la interpretación de las
mediciones es la estimación de estos parámetros. En el caso de una vigilancia rutinaria, es muy
probable que el momento de incorporación sea desconocido. La aproximación más sencilla en este
caso es suponer que ocurrió una incorporación aguda a la mitad del periodo de vigilancia.
Una vez que se ha estimado Ao,j, es posible estimar la dosis efectiva comprometida E(50) utilizando
la siguiente ecuación:
E (50)   e j ,inh (50)  I j ,inh   e j ,ing (50)  I j ,ing
j
j
50
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
mediante el uso de los coeficientes de dosis apropiados e(g)inh y e(g)ing expresados en unidades de
Sv/Bq. La Figura 8.4 presenta un esquema que resume los pasos descritos para la interpretación de
las mediciones directas e indirectas.
Mediciones directas
Mediciones indirectas
(in vivo)
(in vitro)
Actividad retenida en
cuerpo entero u órgano
(Am)
m(t)
Actividad incorporada
m(t)
Actividad excretada vía
urinaria o fecal (Am)
(Ao)
e(g)j
Dosis efectiva
comprometida E(50)
Créditos: Elaboración propia.
8.4. Procedimiento general para la interpretación de mediciones directas e indirectas de incorporaciones
ocupacionales.
Tratamiento
La eliminación de los radionúclidos depositados internamente puede estar acompañado de los
siguientes procesos generales: (1) la reducción de la absorción y la captación interna y (2) promover
la eliminación o excreción de los radionúclidos absorbidos. Ambos procesos son más efectivamente
alcanzados cuando el tratamiento inicia muy cercanamente al momento de la contaminación interna,
preferiblemente en las tres primeras horas. Como se ha mencionado, la descontaminación de la piel
sana y las heridas también es un proceso importante para reducir la contaminación interna a través
de la piel.
A continuación se presenta un resumen de los principales procedimientos y medicamentos
disponibles para tratar la incorporación de radionúclidos, estos medicamentos se pueden clasificar
en:




Agentes reductores de la absorción gastrointestinal
Agentes bloqueadores y diluyentes
Agentes movilizadores
Agentes quelantes
a) Agentes reductores de la absorción gastrointestinal
La absorción del tracto gastrointestinal puede reducirse mediante:

La remoción del material radiactivo antes de que ocurra la absorción;
51
Desarrollo Curricular. Contenido básico.


La acelerando la evacuación gastrointestinal, o bien;
Modificando la solubilidad del material radiactivo.
Lavado estomacal
Se puede emplear un tubo nasogástrico o gástrico para vaciar el estómago en el caso poco usual
donde una gran cantidad de material radiactivo estuviera presente en el estómago.
Eméticos
El lavado estomacal es comúnmente el procedimiento elegido, pero no siempre es exitoso. Por lo
cual es posible utilizar eméticos (sustancia que induce el vómito) para promover el vaciamiento
gástrico.
Laxante
La elección de utilizar un laxante para acelerar la eliminación del contenido gastrointestinal
depende principalmente de su rapidez de acción. El uso de laxantes es efectivo para una
contaminación interna que implica la ingestión de un radionúclido insoluble que puede permanecer
en el colón y el recto por muchas horas. El uso de un laxante como un enema de bisacodilo puede
vaciar el colon en unos pocos minutos. Un supositorio de bisacodilo toma hasta una hora para
actuar. Los laxantes orales, como el mismo bisacodilo o la fenolftaleína, requiere de varias horas
para surtir efecto. Algunos laxantes pueden poseer ventajas especiales debido a que producen un
compuesto menos soluble de ciertos radionúclidos. Por ejemplo, el sulfato de magnesio produce
compuestos insolubles con algunos radionúclidos como el radio.
Azul de Prusia
El Azul de Prusia se ha demostrado ser efectivo para acelerar la eliminación de cesio, talio y
rubidio a través de las heces. No es absorbido por el tracto gastrointestinal y tiene una baja
toxicidad. La constipación es el efecto más notable secundario de su uso. La administración oral de
1 a 3 g de Azul de Prusia tres veces al día es bien tolerado en adultos. Se ha verificado que reduce la
vida media biológica del 137Cs cerca de un tercio de su valor normal. Fue usado efectivamente en 46
personas que sufrieron contaminación interna con 137Cs en el accidente de Goiana, Brasil. La
reducción promedio de dosis en este grupo fue de 71% debido a la intervención con Azul de Prusia.
Antiácidos que contienen aluminio
Este tipo de agentes reducen la captación intestinal del estroncio. La administración oral de 100 ml
de fosfato de aluminio, inmediatamente después de la ingestión de estroncio radiactivo disminuirá
la absorción de éste en 85%. Una administración de hidróxido de aluminio de 60 a 100 ml,
inmediatamente después de la incorporación reducirá la captación en un 50%. Ambos agentes no
presentan toxicidad y son bien tolerados.
Sulfato de bario
Esta sustancia es utilizada regularmente como medio de contraste en el diagnóstico con rayos X del
tracto gastrointestinal. El único efecto secundario adverso que ha mostrado es la constipación. Se
52
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
recomienda la administración oral de este agente lo más pronto posible después de la ingestión de
metales alcalinos como bario, estroncio y radio.
b) Agentes bloqueadores y diluyentes
Un agente bloqueador es un isotopo estable de un radionúclido, que satura un órgano específico y
reduce la cantidad de radionúclido que podría captar ese tejido.
La dilución isotópica es lograda por la administración de una cantidad grande de un isotopo estable
de un radionúclido, reduciendo la captación debido al efecto diluyente.
La terapia de desplazamiento es una forma especial de la dilución isotópica en la cual un elemento
estable con diferente número atómico compite exitosamente con el radionúclido por captarse en un
órgano.
Yodo
La administración de yodo estable antes y poco después de una contaminación interna con yodo
radiactivo bloquea de forma significativa la incorporación de éste. Una dosis de 300 mg de yoduro
de sodio o yoduro de potasio permite lograr un bloqueo máximo. La administración de una sola
toma de yodo estable en los primeros minutos después de la exposición al yodo radiactivo puede
restringir la incorporación cerca del 1 al 2% comparado con una incorporación normal del 12 al
20%. Si el yodo estable se administra 6 horas después, solamente se logra una reducción de la mitad
de la captación normal esperada. Se debe continuar la administración diaria de 100 mg de yoduro de
potasio durante algunos días para prevenir el reciclamiento del yodo radiactivo en la tiroides. Lo
anterior es recomendado para individuos expuesto y la aplicación debe ser bajo supervisión médica.
En el caso del resto de la población expuesta a una emergencia radiológica se debe administrar una
dosis inicial de 130 mg de yoduro de sodio. El Organismo Internacional de Energía Atómica
recomienda una dosis de 10 a 20 mg para infantes; de 20 a 50 mg para niños de 1 y hasta 10 años;
de 50 a 100 mg para niños de 11 a 18 años, y de 100 a 300 mg para adultos.
Después de la administración prolongada del yodo estable, usualmente por varias semanas, se han
reportado reacciones incluyendo tirotoxicosis, bocio e hipotiroidismo con bocio.
Estroncio
El estroncio estable es útil como un agente diluyente para el estroncio radiactivo. Se encuentra
disponible en forma de tabletas (300 mg de lactato de estroncio) que debe ser administrado de 2 a 5
veces al día o en solución intravenosa (600 mg de gluconato de estroncio) que se debe administrar
en una solución de 500 ml al 5% de glucosa en un periodo de 4 horas.
53
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Calcio
La administración oral de gluconato de calcio o lactato de calcio incrementa la excreción urinaria
del calcio y el estroncio radiactivos.
Fosfato
El fosfato puede ser usado para reducir la absorción intestinal del estroncio radiactivo. Los fosfatos
orales pueden administrarse en su forma inorgánica (fosfato de potasio o fosfato de sodio) o en su
forma orgánica (glicerofosfato de sodio). Si la dosis excede los 2 g al día, el paciente puede
presentar vómito y diarrea. No se recomienda su administración intravenosa porque si se hace con
una rapidez excesiva puede producir hipotensión, falla renal e infarto en el miocardio.
c) Agentes movilizadores
Son compuestos que incrementan un proceso natural de recambio, por lo que inducen la liberación
de algunos radionúclidos incorporados en tejidos corporales. Esto da como resultado una tasa de
eliminación mayor reduciendo la vida media biológica del radionúclido. Estos agentes son más
efectivos si son administrados poco tiempo después de ocurrida la contaminación interna, pero
algunos pueden producir aún algún efecto si son administrados dos semanas después.
Fármacos antitiroideos
El tratamiento común para reducir la dosis absorbida por la tiroides debido a la incorporación de
yodos radiactivos es bloquear la tiroides administrando yodo estable. Si el tiempo desde la
contaminación interna es mayor que 12 horas, el uso de yodo estable tiene una efectividad limitada
debido a que el yodo radiactivo ya se ha fijado a la glándula tiroides. En estos casos es posible
considerar el uso de medicamentos como el propiltiouracilo o el metimazol (utilizados para el
tratamiento del hipertiroidismo). Estos fármacos interfieren con la oxidación de los iones ioduro e
impiden la formación de hormonas tiroideas, lo que favorece la movilización de los radioyodos de
la tiroides favoreciendo su excreción urinaria. La respuesta a estos medicamente es ampliamente
limitada si la tiroides tiene un amplia disponibilidad de yodo estable, como cuando se ha
administrado yodo estable para bloqueo o dilución isotópica. Del 2 al 8% de los pacientes que
reciben estos fármacos presentan rash maculopapular (alteración de la piel). Puede ocurrir con
mucho menos frecuencia daño hepatocelular, vasculitis y agranulocitosis. Estos efectos son
usualmente reversibles si se suspende la administración de los fármacos.
Cloruro de amonio
La administración oral de 1 a 2 g de este agente durante cuatro veces al día favorece la movilización
de los estroncios radiactivos depositados en el cuerpo. Su efectividad puede ser mejorada mediante
la administración simultánea de gluconato de calcio intravenoso (500 mg de calcio en 500 ml al 5%
de glucosa en un periodo de 4 horas durante 3 y hasta 6 días consecutivos). Se estima una
reducción del radioestroncio en una fracción entre 40 y 75% si el tratamiento inicia poco tiempo
54
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
después de la contaminación interna. El cloruro de amonio frecuentemente ocasiona irritación
gástrica, náuseas y vómito, y no debe ser usada en personas con enfermedades hepáticas.
d) Agentes quelantes
Los metales pesados no pueden ser metabolizados por el cuerpo humano y persisten en el
organismo, donde ejercen sus efectos tóxicos cuando se combinan con uno o más grupos reactivos
esenciales para las funciones fisiológicas normales. Los quelantes se diseñan para competir con los
metales por los grupos reactivos fisiológicos, evitando o revertiendo así sus efectos tóxicos e
incrementando su excreción.
Existen diversos compuestos químicos que favorecen la eliminación de metales del cuerpo a través
de la quelación, proceso mediante el cual los metales son adheridos a complejos solubles que son
excretados fácilmente vía urinaria. La excreción de algunos radionúclidos puede incrementarse por
medio de la administración de agentes quelantes seleccionados apropiadamente.
El quelante principal utilizado para el tratamiento de radionúclidos es el DTPA, acrónimo de su
nombre químico: ácido dietilentriaminopentaacético. Se puede encontrar en forma de 2 sales
CaDTPA y ZnDTPA para la quelación de los siguientes elementos transuránicos: plutonio,
berquelio, californio, americio y curio. Adicionalmente, es efectivo como quelante de algunas
tierras raras: cerio, itrio, lantano, prometio y escándio; así como algunos metales de transición:
zirconio y niobio. Es importante mencionar que la FDA (food and drug administration - agencia de
alimentos y medicamentos de los Estados Unidos) únicamente aprueba el uso del DTPA en metales
transuránicos; se requiere un permiso especial para su uso en contaminación interna de tierras raras
radiactivas u otros radionúclidos.
El DTPA es distribuido rápidamente a través del fluido extracelular. No atraviesa las membranas
células, por lo que la quelación no ocurre dentro de las células, sólo en los fluidos extracelulares
como la sangre. La terapia de quelación es más efectiva cuando inicia tan pronto como ha ocurrido
la contaminación debido a que trabaja sólo sobre los iones metálicos que se encuentran en los
fluidos extracelulares y que aún no se han incorporado a las células. La mayoría del DTPA es
excreta en las siguientes 12 horas de su administración.
No se ha reportado una toxicidad seria en humano de un total de 5,500 administraciones de
ZnDTPA o CaDPTA registradas. Se ha observado toxicidad al administrar grandes dosis en
animales, ya que ocasiona la quelación y excreción de metales naturalmente presenten como el zinc
y el manganeso. Los animales que han recibido dosis 200 veces mayores que las utilizadas en
humanos desarrollan un severo daño a los riñones, la mucosa intestinal y al hígado. Como una
precaución, el CaDTPA está contraindicado para personas con enfermedad renal seria o depresión
55
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
de la función mielopoyetica (proceso de generación, desarrollo y maduración de los componentes
mieloides de la sangre. Estos componentes son aquellos cuyo proceso de maduración se inicia y
completa en la médula ósea) por ejemplo leucopenia o trombocitopenia. Se debe interrumpir la
terapia con DTPA si se presenta diarrea.
Estudios realizados con animales indican que el ZnDTPA presenta menor toxicidad que el
CaDTPA. El ZnDTPA es recomendado para tratamientos de largo plazo y para el uso en mujeres
embarazadas, sin embargo el CaDTPA es 10 veces más efectivo que el ZnDTPA para la quelación
inicial de metales transuránicos. Por esta razón, el CaDTPA es preferible para su uso durante los
dos primeros días de tratamiento. Después de un periodo de 24 horas de ocurrida la contaminación
interna el ZnDTPA es tan efectivo como el CaDTPA.
Las dosis recomendadas de ZnDTPA y CaDTPA es una toma única de 1 g por día. La dosis no debe
ser fraccionada por día. Es posible administrarla tanto de forma intravenosa como en aerosol para su
inhalación. El procedimiento convencional para la administración intravenosa es diluir 1 g de
DTPA en 100 y hasta 250 ml de solución fisiológica y aplicarla en un periodo de 30 minutos, pero
siempre menor que 2 horas en cualquier caso. La administración por aerosol se realiza con un
nebulizador utilizando el contenido de 1 g de CaDTPA diluido 1:1 con agua. El aerosol deberá ser
inhalado durante 15 y hasta 20 minutos. Es prudente no utilizar el aerosol en personas que
presenten enfermedad pulmonar.
El DTPA no se encuentra disponible comercialmente, debe solicitarse a un proveedor especializado.
Para su obtención se requiere de un protocolo de administración y el envío de los reportes de
seguimiento.
Si el DTPA no está disponible inmediatamente, se puede utilizar el CaEDTA (sal de calcio ácido
etilendiaminotetraacético). Éste es 10 veces menos efectivo que el DTPA en promover la excreción
de metales transuránicos. Está indicado principalmente para intoxicación por plomo, pero también
funciona como quelante del zinc, cadmio, cromo o níquel.
56
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
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58
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Tema 9.
Magnitudes y unidades radiológicas. Consideraciones de protección radiológica
para el personal de respuesta.
Objetivos del tema:
Describir las magnitudes utilizadas en la dosimetría de la radiación, componente esencial en la
atención médica en una emergencia radiológica. Establecer los lineamientos básicos de protección
radiológica aplicables al personal de respuesta.
Dosis absorbida
Cuando la radiación ionizante incide sobre un material, transfiere a este material su energía
provocando ionizaciones y excitaciones de los átomos. Para medir y expresar la energía que se
imparte a un medio cualquiera se utilizada la dosis absorbida (D) que está definida como la
cantidad de energía impartida por la radiación por unidad de masa. La unidad de dosis absorbida
en el Sistema Internacional de Medidas es el J/kg, denominada gray (Gy). La unidad convención,
pero que ahora se encuentra en desuso, para medir la dosis absorbida es el rad (del inglés radiation
absorbed dose cuya traducción al español es dosis absorbida de radiación). La equivalencia entre
Gy y rad es la siguiente:
1 Gy = 1 J/kg = 100 erg/g = 100 rad
La rapidez o tasa de dosis se define como la energía depositada por unidad de masa y por unidad de
tiempo, en otras palabras, es la dosis absorbida por unidad de tiempo. La tasa de dosis puede ser
medida en Gy/s, mGy/h, rad/s, mrad/s, entre otras.
Dosis equivalente
Con propósitos de protección radiológica, es necesario establecer límites de exposición para
asegurar que los efectos estocásticos se mantengan dentro de niveles aceptables, y que se eviten los
efectos deterministas. La definición de magnitudes útiles para estos propósitos se basa en la dosis
absorbida promedio DT,R, en un volumen de un órgano o tejido específico T, debido a un tipo de
radiación R. La radiación R está determinada por el tipo de partículas y su energía, incidentes en el
cuerpo o emitida por radionúclidos en el interior de éste. De esta manera, se define la dosis
equivalente (HT) en un órgano o tejido como:
H T   wR  DT , R
R
wR es un factor de ponderación por tipo de radiación R (Tabla 9.1). La suma es sobre todos los tipos
de radiación presentes. La unidad de HT es el J·kg-1 y su nombre específico es sievert (Sv).
59
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Dosis efectiva
Para tomar en cuenta las diferencias de sensibilidad a la radiación ionizante de los diversos órganos
y tejidos, se definió la dosis efectiva (E) como la suma ponderada de las dosis equivalentes en los
órganos o tejidos implicados:
E   wT HT   wT   wR  DT , R
T
T
R
wT es el factor de ponderación por tipo de tejido T (Tabla 9.2), con la suma de los factores para
todos los órganos y tejidos igual a 1.0 La unidad de la dosis efectiva es el J·kg-1 y su nombre
específico es sievert (Sv), al igual que la dosis equivalente.
Tabla 9.1. Factores de ponderación recomendados por tipo de radiación.
Tipo de radiación, R
Factor de ponderación recomendado, wR
Fotones
1
Electrones y muones
1
Protones y piones cargados
2
Partículas alfa, fragmentos de fisión, iones pesados
20
Se define una función continua en función de la
energía de los neutrones*
Neutrones
*Por estar fuera del interés del presente trabajo, se omite la presentación de esta función.
Tabla 9.2. Factores de ponderación recomendados por tipo de tejido.
Factor de ponderación
recomendado, wT
w
Médula
ósea,
colon,
pulmones,
estómago, seno, órganos restantes*
0.12
0.72
Gónadas
0.08
0.08
Vejiga, esófago, hígado, tiroides
0.04
0.16
Superficie ósea,
salivales, piel
0.01
0.04
Total
1.00
Tipo de tejido, T
cerebro,
glándulas
T
T
*Órganos restantes: Glándulas suprarenales, región extratorácica, vesícula biliar, corazón, riñones, nódulos linfáticos, músculos, mucosa
bucal, páncreas, próstata, intestino delgado, bazo, timo y región uterina-cervical.
En los conceptos de dosis equivalente y dosis efectiva se reconoce el hecho de que cada tipo de
radiación tienen una efectividad diferente para inducir un daño biológico, de las misma forma se
observa que los tejidos tienen diferentes radiosensibilidades, por lo que la irradiación de los
diferentes tipos de tejido contribuyen de manera diferente al detrimento de la salud de una persona.
60
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Dosis comprometida
Por otra parte, la estimación de dosis originadas en una fuente de radiación interna al individuo,
resultante de la ingestión o inhalación de material radiactivo, se basa en el cálculo de la cantidad de
material entrante, que puede ser considerada como una magnitud operativa relacionada a la
estimación de la dosis originada de exposiciones internas.
La entrada de material radiactivo puede ser estimada a través de mediciones directas (e.g.
mediciones a cuerpo entero o en regiones específicas utilizando detectores de centelleo y estado
sólido) o de mediciones indirectas (e.g. mediciones de muestras de orina y heces fecales; o
mediciones de muestras ambientales como contaminación superficial o filtros muestreadores de
aire) y la aplicación de modelos biocinéticos. Entonces, la dosis efectiva es calculada a partir de la
cuantificación de la entrada de material radiactivo y la aplicación de coeficientes de dosis (dosis por
unidad de actividad incorporada).
Los radionúclidos incorporados en el cuerpo humano irradian los tejidos durante un periodo de
tiempo que depende de la vida media de éstos y de la retención biológica dentro del cuerpo. De esta
manera, la impartición de dosis a los tejidos puede durar meses o años después del ingreso de los
radionúclidos.
En una emergencia radiológica o en incorporaciones ocupacionales, la necesidad de estimar la
exposición interna y la dosis acumulada sobre un periodo extendido de tiempo han demandado la
definición de la dosis comprometida producida por la incorporación de un radionúclido, como la
dosis esperada a ser impartida durante un periodo específico τ. De esta manera, la dosis equivalente
comprometida (HT(τ)), en un órgano o tejido T está definida por:
H T ( ) 
t o 
 H
T
(t )dt
to
H T (t ) es la rapidez de dosis equivalente recibida en un órgano o tejido T y to es el momento de la
incorporación.
Finalmente, la dosis efectiva comprometida (E(τ)), está definida por:
E ( )   wT  HT ( )
T
Para el cumplimiento de los límites de dosis, la ICRP continúa recomendando que la dosis
comprometida sea asignada al año en el cual ocurrió la incorporación. Para trabajadores, la dosis
comprometida es normalmente evaluada en un periodo τ =50 años.
La dosis efectiva comprometida para incorporaciones ocupacionales o accidentales de radionúclidos
es estimada basándose en la actividad (Apéndice A) incorporada en los trabajadores y en los
61
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
coeficientes de dosis (Sv·Bq-1) de referencia, obtenidos a partir de modelos biocinéticos y
dosimétricos.
Consideraciones de protección radiológica para el personal de respuesta de atención médica
especializada
El sistema de protección radiológica
El sistema de protección radiológica propuesto por la ICRP tiene por objetivo principal proteger la
salud humana, mediante el control de la exposición a la radiación ionizante, con la finalidad de
evitar efectos deterministas. Éstos se refieren al daño manifiesto de tejidos que sólo aparece si se
excede un valor umbral de dosis. También busca la reducción del riesgo, hasta donde sea
razonablemente posible, de la ocurrencia de efectos estocásticos, tales como cáncer o efectos
hereditarios, cuya probabilidad de ocurrencia aumenta conforme aumenta la dosis.
La protección radiológica se encuentra fundamentada en tres principios, dos de ellos, relacionados
con las fuentes y uno relacionado con los individuos. Los primeros dos principios son:
•
El principio de justificación: Cualquier decisión que altere un evento de exposición a la
radiación deberá hacer más bien que daño.
Lo anterior significa que, mediante la introducción de una nueva fuente de radiación, la reducción
de la exposición existente, o la reducción del riesgo de una exposición potencial, se deberá alcanzar
suficiente beneficio individual o social para compensar el detrimento que se produzca.
•
El principio de la optimización de la protección: La probabilidad de incurrir en una
exposición, el número de personas expuestas y la magnitud de las dosis individuales, deberán todas
mantenerse tan bajas como razonablemente sea posible, tomando en cuenta factores económicos y
sociales.
Esto es, el nivel de protección debe ser el mejor, bajo las circunstancias prevalecientes,
maximizando el margen de beneficio sobre el daño.
El último principio, que se refiere al individuo es:
•
El principio de la aplicación de límites de dosis: La dosis total de cualquier individuo,
proveniente de fuentes reguladas en situaciones de exposiciones planeadas, distintas a las
exposiciones médicas de pacientes, no deberá exceder los límites recomendados por la ICRP.
En este contexto, los límites de dosis reglamentarios nacionales son determinados por la autoridad
reguladora, tomando en cuenta las recomendaciones internacionales, y aplican a trabajadores y a
miembros del público en situaciones de exposiciones planeadas.
62
Desarrollo Curricular. Contenido básico.
En relación con esto último, la ICRP concluyó que los límites de dosis establecidos en su
publicación No. 60 de 1990 continúan proporcionando un nivel apropiado de protección. De esta
manera, para exposiciones ocupacionales en situaciones planeadas, se sigue recomendando un
límite de dosis efectiva de 20 mSv por año promediados sobre un periodo de 5 años (100 mSv en 5
años), con la condición de que la dosis efectiva no exceda el valor de 50 mSv en un año. En el caso
de las exposiciones del público en general, se sigue recomendando una dosis efectiva de 1 mSv
durante cualquier año. Sin embargo, en circunstancias especiales se puede permitir un valor de dosis
efectiva superior en un único año, con la condición de que el promedio sobre un periodo de 5 años
no exceda 1 mSv.
Es importante destacar el hecho de que estos límites de dosis efectiva son aplicables a la suma de
las dosis debidas a exposiciones externas y a las dosis comprometidas originadas en exposiciones
internas debidas al ingreso de materiales radiactivos en el organismo.
Protección radiológica de los trabajadores participantes en una emergencia
Al participar en la respuesta a una emergencia radiológica deberán realizarse toda clase de esfuerzos
razonables para mantener las dosis a los trabajadores por debajo del doble del límite de dosis
máximo para un solo año, excepto en el caso de acciones para salvar vidas, en que se deberá poner
todo empeño en mantener las dosis por debajo de diez veces el límite de dosis máximo anual a fin
de evitar efectos deterministas en la salud. Además, los trabajadores que participen en acciones en
las que su dosis pueda tener un valor próximo o superior a diez veces el límite de dosis máximo
anual deberán hacerlo únicamente cuando los beneficios a terceros sean claramente mayores que el
riesgo propio.
Los trabajadores que participen en acciones en que la dosis pueda rebasar el límite de dosis máximo
anual deberán ser voluntarios y ser informados clara y detalladamente, por anticipado, del riesgo
para la salud que ello supone y, en la medida posible, deberán ser adiestrados para las acciones que
se necesiten. Cuando intervenga personal militar, en ciertas circunstancias es posible que no sean de
aplicación estos requisitos. Ahora bien, la exposición de dicho personal deberá limitarse a niveles
ad- hoc que habrá de especificar la autoridad reguladora.
Una vez finalizada la fase emergencia de una intervención, los trabajadores que participen en
operaciones de restauración, tales como la reparación de instalaciones y edificios, la evacuación de
desechos o la descontaminación del emplazamiento y la zona circundante, deberán someterse al
sistema completo de requisitos para la exposición ocupacional.
Normalmente, no se deberá impedir a los trabajadores seguir estando sometidos a exposición
ocupacional a causa de las dosis recibidas en una situación de exposición de emergencia. Sin
embargo, se deberá recabar asesoramiento médico cualificado, antes de someter al interesado a
mayor exposición, si un trabajador que ha recibido una exposición de emergencia recibe una dosis
superior a diez veces el límite de dosis máximo anual, o a petición del trabajador.
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Referencias
International Commission of Radiation Protection. Publication No. 103: Recommendations of the
International Commission on Radiological Protection, Annals of the ICRP Volume 37/2-4, 2007.
International Commission of Radiation Protection. Publication No. 60: Recommendations of the
International Commission on Radiological Protection, Annals of the ICRP Volume 20/1, 1990.
Organismo Internacional de Energía atómica. Preparación y respuesta a situaciones de emergencia
nuclear o radiológica. Colección de normas de seguridad No. GS-R-2. Viena, 2004.
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Desarrollo Curricular. Contenido básico.
Tema 10.
Clasificación de víctimas (triage)
Objetivos del tema:
Describir el sistema de clasificación denominado triage. Describir la consideraciones especiales en
la atención de pacientes contaminados o irradiados.
En función de la naturaleza del accidente y del estado radiológico y clínico de las víctimas, la
respuesta médica especializada deberá estar preparada para atender a personas que presenten
contaminación externa, contaminación interna, irradiación aguda o la combinación de dos más de
estas condiciones, aunado a la posibilidad de la presencia de modificadores de la respuesta a la
emergencia radiológica tales como traumatismos y quemaduras.
La presencia de lesiones físicas, térmicas y/o químicas combinadas con la exposición a la radiación
(contaminación y/o irradiación) disminuye la probabilidad de supervivencia de las víctimas. Los
pacientes con lesiones y exposición tienen un peor pronóstico, que los pacientes sólo con lesiones o
exposición.
El procedimiento en las personas contaminadas de modo externo o interno debe ser: identificación,
descontaminación interna y, si es necesario, tratamiento inmediato y específico de la contaminación
interna. En todos los demás casos, la necesidad de tratar lesiones por radiación no constituye una
urgencia médica. Hay que emprender inmediatamente, si se confirma una ARS, medidas tempranas,
como la obtención de muestras de sangre para evaluar la intensidad de la exposición e identificar el
tipo sanguíneo, y para practicar pruebas cruzadas ante la posibilidad de una transfusión.
En la entrada del hospital debe organizarse en seguida una zona de descontaminación. Resulta
esencial separar las zonas limpias de las contaminadas. El personal médico que trabaje en esta zona
deberá utilizar ropas protectoras.
Si las víctimas tienen heridas graves o necesitan operaciones o reemplazo de fluidos, habrá que
dirigirlas directamente a quirófanos o zonas de reanimación "contaminados", donde se les
practicarán las intervenciones necesarias para salvar la vida. Una vez estabilizadas, se las podrá
descontaminar. Es importante obtener detalles de la exposición, buscar los signos prodrómicos de la
enfermedad por radiación y emprender la exploración física. Uno de los métodos mejores para
estimar clínicamente la exposición es medir el tiempo que han tardado en aparecer los pródromos.
Cuanto antes aparezcan los signos y síntomas prodrómicos, mayor será la dosis de radiación a la
que estuvo expuesta la víctima. Se necesitan sistemáticamente pocos métodos de laboratorio, como
la hematimetría y los análisis de orina.
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La estrategia inicial consiste en realizar una primera selección de los heridos y en transportarlos a
salas de urgencias para su tratamiento. Esta selección se lleva a cabo para clasificar a los pacientes
según la gravedad de las lesiones, con el fin de agilizar los cuidados clínicos y de maximizar el uso
de los servicios clínicos e instalaciones disponibles. Para realizar esta selección hay que establecer
cuál es el nivel de atención urgente necesario. Cuanto mayor sea el número de víctimas y su
heterogeneidad, más compleja y difícil será la selección. Las personas con heridas leves y quienes
sólo hayan sufrido contaminación pueden evacuarse o enviarse a los equipos de urgencia para su
registro o a centros de descontaminación y tratamiento. De esta manera, los propios hospitales
pueden evitar colapsarse, pudiendo recibir mejores tratamientos las personas con heridas graves.
Al principio, los tratamientos de urgencia se aplicarán con arreglo a la presencia de lesiones
convencionales, como heridas, traumatismos o quemaduras térmicas o químicas. Es necesario
estabilizar a las víctimas con tales lesiones en la medida de lo posible, y transportarlas
inmediatamente a una instalación médica. Eliminar las ropas personales de la víctima y cubrirla con
mantas limpias o sábanas de nailon disminuye la exposición del individuo y el peligro de
contaminación al personal auxiliador. Sin embargo, hay que valorar la posibilidad de
contaminación. Los individuos con lesiones menos graves deben someterse a una descontaminación
preliminar antes de su evacuación al hospital o durante la misma.
En la atención médica especializada, la prioridad es atender las condiciones que atenten de forma
inmediata la vida del paciente. Ante esta situación y considerando la atención de más de una
víctima es necesario establecer prioridades de asistencia. La herramienta que cumple esta función
en el triage.
El TRIAGE es la clasificación víctimas, basada en la gravedad de sus lesiones o problemas médicos
para identificarla prioridad asistencial en función de los recursos disponibles. Posee escalas creadas
para evaluar las alteraciones fisiológicas, la severidad de las lesiones anatómicas y la probabilidad
de sobrevida de la población víctima de un accidente.
El concepto de triage estructurado hace referencia a la disponibilidad de una escala de clasificación
válida, útil y reproducible, y de una estructura física y una estructuración profesional y tecnológica
en los servicios de urgencias, que permitan realizar la clasificación de los pacientes en base a su
grado de urgencia según un modelo de calidad evaluable y continuamente mejorable. El triage o
clasificación de los pacientes en los servicios de urgencias y emergencias es un proceso sanitario
fundamental de la asistencia.
El proceso de triage lleva implícita la clasificación de los pacientes en diferentes niveles de
urgencia o priorización de la asistencia. La clasificación de los pacientes se ha de hacer en un
tiempo corto, de forma ágil y efectiva, para que el proceso no pierda su razón primaria de ser, que
es garantizar la seguridad de los pacientes que esperan para ser atendidos. Los pacientes más
urgentes serán los primeros en ser asistidos, y el resto serán reevaluados de forma continua hasta
poder ser atendidos por el equipo médico.
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En un modelo de triage estructurado, el grado de urgencia, entendida esta como aquella situación
clínica con capacidad para generar deterioro o peligro para la salud o la vida del paciente, en
función del tiempo transcurrido entre su aparición y la instauración de un tratamiento efectivo, será
el que condicione la respuesta asistencial y la adecuación de recursos necesarios para solucionarla.
En general, serán los procesos clínicos más agudos y más graves, y que se presentan con
características de mayor severidad, los que generen un mayor grado de urgencia.
El triage, como centro de la organización de la asistencia en el servicio, mejora el pronóstico
general de los pacientes, indica cuándo ha de ser tratado un paciente y que es lo que el paciente
necesita, es una de las claves de la eficiencia y efectividad clínica del servicio y ha de tener
capacidad para predecir el destino y las necesidades de recursos de los pacientes.
En resumen, las funciones del triage son:
1.-Identificar rápidamente a los pacientes en situación de riesgo vital, mediante un sistema
estandarizado o normalizado de clasificación;
2.- Asegurar la priorización en función del nivel de clasificación, acorde con la urgencia de la
condición clínica del paciente;
3.- Asegurar la reevaluación periódica de los pacientes que no presentan condiciones de riesgo vital;
4.- Determinar el área más adecuada para tratar un paciente que se presenta en el servicio de
urgencias;
5.- Dar información sobre cuáles son las necesidades de exploraciones diagnósticas preliminares;
6.- Informar a los pacientes y sus familias sobre el tipo de servicio que necesita el paciente y el
tiempo de espera probable;
7.- Disminuir la congestión del servicio, mejorando el flujo de pacientes dentro del servicio;
8.- Dar información que ayude a definir la complejidad del servicio
Las diferentes escalas del triage tienen un número asignado para cada nivel o categoría asociada. El
nivel I (rojo) se vincula a situaciones que requieren resucitación con riesgo vital inmediato.
El nivel II (naranja) se adjudica a las situaciones de emergencia o muy urgentes, de riesgo vital
inmediato y cuya intervención depende radicalmente del tiempo. Son situaciones de alto riesgo, con
inestabilidad fisiológica o dolor intenso.
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El nivel III (amarillo) lo constituyen las situaciones urgentes de riesgo vital potencial, que
generalmente requieren múltiples exploraciones diagnósticas y/o terapéuticas en pacientes con
estabilidad fisiológica (constantes vitales normales).
El nivel IV (verde) son situaciones menos urgentes, potencialmente serias y de complejidadurgencia significativa, constituyéndose en estándares de la atención en los servicios de urgencias.
Generalmente los pacientes con un nivel IV de urgencia necesitan una exploración diagnóstica y/o
terapéutica.
Por último, el nivel V (azul) son las situaciones menos urgentes o no urgentes, son en general
problemas
clínico-administrativos, que no requieren ninguna exploración diagnóstica y/o terapéutica y que nos
pueden permitir una espera de hasta 4 horas para ser atendidas sin riesgo para el paciente.
Se ha establecido que los pacientes de nivel I requieren reevaluación continua, los de nivel II cada
15 minutos, los de nivel III cada 30 minutos, los de nivel IV cada 60 minutos y los de nivel V cada
120 minutos.
Referencias
Gómez J. Clasificación de pacientes en los servicios de urgencias y emergencias: Hacia un modelo
de triage estructurado de urgencias y emergencias. Emergencias, 2003;15:165-174.
Kasper D, Braunwald E, Fauci A, Hauser S, Longo D, Jameson L, et al. Harrison Principios de
Medicina Interna. 16a edición. USA: Mc Graw Hill, 2009.
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