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175-344-1-SM.pdf | Rayonnement ionisant | Physique médicale
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Hugo Martin Atomica Cordoba ICRP-103
RADIOPROTECCION Y SALUD OCUPACIONAL.pdf
NOM-002-SSA2-1993
Curso Fuente Radiactiva .pdf
Proteccin radiolgica en Braquiterapia.
Informe del grupo de trabajo de
Braquiterapia de la SEFM
Radiation Protection in Brachytherapy. Report of the SEFM Task Group on
Jos Perez-Calatayud1,8,*, Eva Corredoira Silva2, Vicente Crispn Contreras3,*, Teresa Eudaldo Puell4,*,
Jess de Frutos Baraja5,*, Francisco Pino Sorroche6,*, Mari Carmen Pujades Claumarchirant7,
Jos Richart Sancho8
Servicio Oncologa Radioterpica. Hospital Universitario y Politcnico La Fe. Valencia.
Servicio de Radiofsica-Radioproteccin. Hospital Universitario La Paz. Madrid.
3	Fundacin Instituto Valenciano de Oncologa. Valencia.
4	Servei de Radiofsica i Radioprotecci. Hospital de la Santa Creu i Sant Pau. Barcelona.
5	Servicio de Oncologa Radioterpica. Hospital Clinico. Valladolid.
6	Servicio de Radiofsica. Institut Catal d'Oncologia Bellvitge. Barcelona.
7	Centro Nacional de Dosimetria. Valencia.
8	Servicio de Oncologa Radioterpica. Clinica Benidorm. Benidorm (Alicante).
** Miembros del Grupo Braquiterapia de la SEFM
Este documento presenta el Informe del Grupo de Braquiterapia de la Sociedad Espaola de Fsica Mdica relativo a los
aspectos de Proteccin Radiolgica involucrados en Braquiterapia. Este trabajo intenta recoger los principales aspectos de
proteccin radiolgica asociados a la prctica clnica, teniendo en cuenta el equipamiento actual en Espaa.
Fundamentalmente, este informe se centra en los contenidos tpicos asociados a tratamientos con Alta Tasa de Dosis,
mediante 192Ir y 60Co, e implantes permanentes con semillas 125I, 103Pd y 131Cs, que son las modalidades ms actuales y
extendidas. Tambin se incluye la Braquiterapia oftlmica (COMS con 125I, 106Ru, 90Sr) dada su disponibilidad en un notable
nmero de hospitales espaoles.
La intencin de este informe es el servir de ayuda a los radiofsicos en el establecimiento del programa de Proteccin
radiolgica en la tcnica de Braquiterapia, intentando resolver algunas ambigedades en la aplicacin de la legislacin as
como incluyendo recomendaciones a aplicar en la prctica.
Palabras clave: braquiterapia, proteccin radiolgica, clculo de barreras, planes de emergencia.
This document presents the report of the Brachytherapy Task Group of the Spanish Society of Medical Physics. It is
dedicated to the radiation protection aspects involved in brachytherapy. The aim of this work is to include the more relevant aspects related to radiation protection issues that appear in clinical practice, and for the current equipment in Spain.
Basically this report focuses on the typical contents associated with high dose rate brachytherapy with 192Ir and 60Co sources,
and permanent seed implants with 125I, 103Pd and 131Cs, which are the most current and widespread modalities. Ophthalmic
brachytherapy (COMS with 125I, 106Ru, 90Sr) is also included due to its availability in a significant number of spanish hospitals.
The purpose of this report is to assist to the medical physicist community in establishing a radiation protection program for
brachytherapy procedures, trying to solve some ambiguities in the application of legal requirements and recommendations in
Key words: brachytherapy, radiation protection, shielding, emergency procedures.
J. Perez-Calatayud, coordinador Grupo BT SEFM; perez_jos@gva.es
Rev Fis Med 2015;16(2):11-47
J Prez-Calatayud et al.
1.Introduccin y propsito...............................................................................................................................13
2.Aspectos de Proteccin radiolgica en Braquiterapia con fuentes de LDR de
137Cs.........................................15
3.Aspectos de Proteccin radiolgica en Braquiterapia con fuentes de HDR-PDR de
60Co........................16
3.1.Clculo de barreras en HDR-PDR.........................................................................................................16
3.1.1.Formulacin y consideraciones prcticas en la aplicacin de las recomendaciones actuales.......16
3.1.2.Recomendaciones sobre la bibliografa a utilizar.........................................................................22
3.2.Plan de emergencia en HDR-PDR........................................................................................................23
3.2.1.Recomendaciones de los fabricantes de equipos HDR-PDR........................................................23
3.2.2.Consideraciones prcticas y modelo propuesto...........................................................................25
4.Aspectos de Proteccin radiolgica en Braquiterapia oftlmica......................................................................27
4.1.Descripcin de la tcnica y aplicadores utilizados.................................................................................27
4.2.Adquisicin y almacenamiento de las fuentes.......................................................................................28
4.3.Manipulacin, preparacin y gestin de las fuentes durante el implante................................................28
4.4.Aspectos a considerar en la hospitalizacin durante el implante............................................................30
4.5.Plan de emergencia..............................................................................................................................31
5.Aspectos de Proteccin radiolgica en la Braquiterapia permanente con fuentes de LDR de 125I, 103Pd y 131Cs.. 31
5.1.Descripcin de la tcnica y equipos utilizados.......................................................................................32
5.2.Adquisicin y almacenamiento de las fuentes.......................................................................................33
5.3.Manipulacin, preparacin y gestin de las fuentes durante el implante................................................33
5.4.Aspectos a considerar en la etapa postimplante....................................................................................34
5.5.Recomendaciones en situaciones especiales........................................................................................35
5.5.1.Expulsin de fuentes...................................................................................................................35
5.5.2.Cremacin..................................................................................................................................36
5.5.3.Ciruga plvica o abdominal........................................................................................................36
5.6.Plan de emergencia..............................................................................................................................36
6.Estanqueidad de las fuentes..........................................................................................................................36
6.1.Legislacin..........................................................................................................................................36
6.2.Realizacin del control de hermeticidad..............................................................................................38
6.3.Reutilizacin de fuentes......................................................................................................................38
7.Gestin de residuos......................................................................................................................................39
8.Personal gestante profesionalmente expuesto en Braquiterapia......................................................................40
9.Conclusiones................................................................................................................................................40
10.Agradecimientos...........................................................................................................................................41
11.Listado de abreviaciones..............................................................................................................................41
Referencias........................................................................................................................................................43
Anexo I. Informacin a incluir en el alta del paciente sometido a un implante de prstata en Braquiterapia
permanente........................................................................................................................................................46
A.I.1.Recomendaciones para el paciente..........................................................................................................46
A.I.2.Informacin para el personal sanitario.......................................................................................................47
Proteccin radiolgica en Braquiterapia. Informe del grupo de trabajo de Braquiterapia de la SEFM
1.Introduccin y propsito
Desde principios del siglo XX, diversas organizaciones internacionales se han preocupado por los efectos
de las radiaciones ionizantes sobre los seres vivos y
han elaborado recomendaciones para la prevencin
de sus posibles consecuencias dainas.
De entre ellos, la ICRP (International Commission
on Radiological Protection), fundada en 1928, ha tenido como finalidad primordial desde sus inicios, el desarrollar, mantener, y elaborar el Sistema Internacional
de Proteccin Radiolgica, que ha sido usado como
base comn de las normas de radioproteccin para
elaborar legislacin, guas y recomendaciones, programas y prctica de la Proteccin radiolgica, en todo el
mundo. La ICRP ha marcado las pautas y la filosofa
del sistema de Proteccin radiolgica mundial, y sigue
siendo as, an en nuestros das. El documento ICRP
n 26,1 publicado en 1977, marca el punto de partida
del sistema de Proteccin radiolgica moderno, basado en tres principios fundamentales: Justificacin,
Optimizacin y aplicacin de Lmites de dosis. De
entre las recomendaciones ms recientes, destacan
las de 1990, publicadas en el documento ICRP n 60,2
(que sustituy al documento ICRP n 26), y que han
sido ya sustituidas a su vez por las recomendaciones
de 2007, publicadas en el documento ICRP n 103.3
Ambas publicaciones, dada la relevancia de sus
contenidos, han sido traducidas al espaol y publicadas por la SEPR (Sociedad Espaola de Proteccin
Radiolgica), y divulgadas entre sus socios.
De igual modo, en Estados Unidos, se crea en 1964
la NCRP (National Council on Radiation Protection
and Measurements), con los objetivos de elaborar
recomendaciones sobre Proteccin radiolgica, y definir y desarrollar magnitudes y unidades radiolgicas,
sobre todo las referidas a la Proteccin radiolgica, en
colaboracin con otros organismos internacionales,
particularmente, con la ICRP.
La IAEA (International Atomic Energy Agency),
recogiendo las recomendaciones de estas organizaciones, publica los BSS (Basic Safety Standards),
que son un sistema de principios fundamentales de
seguridad, que establecen los requisitos que se deben
cumplir para asegurar la proteccin de las personas
y del medio ambiente contra los riesgos derivados de
las radiaciones ionizantes. Se redactan de modo que
puedan ser de utilidad para ser incluidas en la legislacin de cada pas. Son la base para establecer un
programa de seguridad y proteccin contra los efectos
de las radiaciones en el organismo humano, en cualquier actividad que implique el manejo de radiaciones
Los BSS de 1996,4 tienen como objetivo establecer
los requerimientos bsicos para la proteccin contra
los riesgos asociados a la exposicin a las radiacio-
nes ionizantes y para la seguridad de las fuentes de
radiacin que producen tales exposiciones. Siguen las
recomendaciones de la ICRP, y no son de obligado
cumplimiento, sino que son guas de prctica para las
autoridades pblicas, organismos reguladores, empresas y trabajadores. Definen los principios bsicos e
indican los diferentes aspectos que debe cubrir un
programa efectivo de Proteccin radiolgica, incluyendo las exposiciones mdicas.
En 2014, la IAEA ha publicado una versin revisada
de los BSS.5 Como novedades, estos nuevos BSS recogen las recomendaciones del documento ICRP n103
y definen: situacin de exposicin planificada, situacin
de exposicin de emergencia y situacin de exposicin
existente. Las exposiciones mdicas se incluyen dentro
de las situaciones de exposicin planificada. Para cada
una de estas situaciones de exposicin, los requerimientos se agrupan en los dedicados a la exposicin
ocupacional, a la exposicin del pblico y a exposiciones mdicas.
La IAEA tiene tambin otras publicaciones tcnicas
referidas a la implementacin de programas, en particular, el TECDOC-1040,6 referente a la Radioterapia,
que incluye todos los aspectos relativos a la seguridad
y a la Proteccin radiolgica.
La Unin Europea, ha implementado las recomendaciones de estas organizaciones internacionales en
su legislacin, a travs de varias directivas. La llamada
BSS Directive (Directiva 96/29 EURATOM),7 para la
proteccin de la salud de los trabajadores y del pblico
en general contra los peligros provenientes de las radiaciones ionizantes, y la llamada MED, explcitamente
dedicada a la proteccin del paciente en las exposiciones mdicas (Directiva 97/43/EURATOM).8
La ms reciente es la Directiva 2013/59/Euratom
del Consejo de 5 de diciembre de 20139 (tambin llamada the new BSS), que deroga la Directiva 96/29/
EURATOM y las Directivas complementarias 89/618/
EURATOM, 90/641/EURATOM, 97/43/EURATOM y
2003/122/EURATOM. Esta nueva directiva establece
las normas bsicas de seguridad aplicables a la proteccin sanitaria de los trabajadores, la poblacin, los
pacientes y otras personas sometidas a exposicin
mdica frente a los riesgos derivados de las radiaciones
ionizantes para su aplicacin uniforme en todos los
Estados miembros. Se aplicar a cualquier situacin de
exposicin planificada, existente o de emergencia que
implique un riesgo de exposicin a radiaciones ionizantes que no pueda considerarse despreciable desde el
punto de vista de la Proteccin radiolgica en relacin
con la salud de los trabajadores, los ciudadanos, los
pacientes y otras personas sujetas a exposicin mdica,
o bien en relacin con el medio ambiente.
La legislacin espaola, ha implementado las directivas europeas, mediante la publicacin de Reales
Decretos. La transposicin de la Directiva 96/29/
EURATOM, se realiza mediante la publicacin del
Real Decreto 783/2001,10 de 6 de julio, por el que
se aprueba el Reglamento sobre proteccin sanitaria
contra las radiaciones ionizantes, y que posteriormente ha quedado modificado por el Real Decreto
1439/2010.11 Por su parte, la Directiva MED 97/43/
EURATOM, se ha traspuesto mediante cuatro Reales
Decretos,12-15 relativos al establecimiento de los criterios de calidad en Radiodiagnstico, en Medicina
nuclear, y en Radioterapia, y el ltimo de ellos referente
a la justificacin de las exposiciones mdicas. La nueva
Directiva 2013/59/EURATOM est todava pendiente
de implementacin, y es de obligada transposicin a la
legislacin nacional en 2018.
El organismo regulador en Espaa en materia
de Seguridad nuclear y Proteccin radiolgica, es el
CSN (Consejo de Seguridad Nuclear). Este organismo
publica las Guas de Seguridad16 que contienen los
mtodos recomendados por el CSN, desde el punto de
vista de la Seguridad nuclear y Proteccin radiolgica,
y su finalidad es orientar y facilitar a los usuarios la aplicacin de la reglamentacin nuclear espaola vigente.
Adems, el CSN legisla tambin mediante las llamadas
Instrucciones, que se publican en el BOE, algunas de
ellas referentes a la Proteccin radiolgica en el mbito
Aparte de todas estas publicaciones citadas hasta
ahora, y que constituyen un marco general para la
Proteccin radiolgica, las organizaciones internacionales de Proteccin radiolgica han publicado tambin
sobre temas muy especficos de diversos mbitos. As
cabe resaltar las publicaciones de la ICRP sobre seguridad del paciente y prevencin de accidentes en el
uso de diversas tcnicas o procedimientos de terapia
con radiaciones,17-19 o las de la NCRP sobre diseo de
instalaciones y clculo de blindajes.20-23
Ms especficamente, en el campo de la Braquiterapia, organizaciones cientficas de reconocido prestigio internacional, como por ejemplo la AAPM (the
American Association of Physicists in Medicine), tambin han publicado informes sobre diseo de instalaciones y clculo de blindajes,24-25 y sobre controles
de calidad y recomendaciones de seguridad en el
manejo de tcnicas y procedimientos especficos de
Braquiterapia.26-30
As pues, la Proteccin radiolgica, en general y en
particular en el tratamiento oncolgico radioterpico
con Braquiterapia, se basa en los tres principios anteriormente citados: justificacin, optimizacin y limitacin. Mientras los dos primeros claramente afectan a
todas las personas expuestas, incluido el paciente, el
tercero afecta exclusivamente a los trabajadores profesionalmente expuestos y al pblico en general.
Por tratarse de un uso mdico de la radiacin ionizante esta prctica se puede considerar justificada,
siempre y cuando se contemplen dos niveles, uno
genrico para toda la prctica y otro individual para
cada paciente. Asimismo, con el fin de limitar el riesgo
radiolgico asociado se deben tener en cuenta tanto las
exposiciones normales como las debidas a situaciones
anormales de fallo o de emergencia.
La Braquiterapia probablemente sea, si no la mayor,
una de las prcticas mdicas con radiaciones ionizantes que entraa mayor riesgo radiolgico asociado.
La optimizacin en Braquiterapia, una vez justificado
su uso, consiste en administrarle la dosis absorbida
prescrita al tumor y disminuyendo en lo posible la dosis
absorbida en los tejidos sanos. Aunque ello no supone
que las dosis a los profesionales sanitarios y al pblico
sea menor, debe realizarse el esfuerzo para que este
balance nos lleve a minimizar las dosis no deseadas al
paciente, a los profesionales y al pblico.
Definitivamente la manera de disminuir este riesgo
es mediante la aplicacin de rigurosos programas de
control de calidad en el proceso braquiterpico. Un
correcto diseo de la instalacin, un correcto diseo del
flujo de trabajo y una adecuada gestin de las fuentes y
equipos dan lugar a que, si el proceso de justificacin y
optimizacin se aplican correctamente, el principio de
limitacin de dosis pueda hacerse efectivo.
En este documento nos centraremos exclusivamente en el diseo de instalaciones y en una adecuada
gestin de las fuentes y equipos en situacin normal y
Dentro de las actividades previstas por el Grupo
de Braquiterapia de la Sociedad Espaola de Fsica
Mdica, se ha credo interesante la realizacin de este
informe relativo a los aspectos de Proteccin radiolgica
involucrados en Braquiterapia. Se intenta recoger en el
informe los principales aspectos de Proteccin radiolgica asociados a la prctica clnica teniendo en cuenta
el equipamiento actual en Espaa. No se incluye en el
Informe la carga diferida manual con 137Cs dado que,
por lo que conocemos, no existe esta modalidad en
Espaa. Tampoco se incluyen las fuentes de 192Ir de
Baja Tasa de Dosis (LDR) dado el cese de su produccin.
Fundamentalmente este trabajo se centra en los
contenidos tpicos asociados a tratamientos con Alta
Tasa de Dosis (HDR), mediante 192Ir y 60Co, Tasa de
Dosis Pulsada (PDR) con 192Ir e implantes permanentes con semillas de 125I, 103Pd y 131Cs, que son las
modalidades ms actuales y extendidas. Tambin se
ha credo conveniente incluir la Braquiterapia oftlmica,
por tratarse de una modalidad existente, aunque en
menor medida, en hospitales espaoles. Lgicamente,
nos vamos a referir solamente al caso de fuentes
encapsuladas que son las utilizadas en Braquiterapia.
La intencin de este informe es disponer de un
documento que sirva de ayuda a los radiofisicos en
el establecimiento del manual de procedimientos de
Proteccin radiolgica en la tcnica de Braquiterapia,
intentando resolver algunas ambigedades en la aplicacin de la legislacin y recomendaciones en la prctica.
2.Aspectos de Proteccin radiolgica en
Braquiterapia con fuentes de LDR de 137Cs
Los implantes LDR con 137Cs son siempre implantes temporales mediante sistemas de carga diferida
automtica. La irradiacin se realiza de manera continua y, por tanto, el paciente est hospitalizado mientras se le administra la dosis absorbida prevista. El
tratamiento puede durar desde varias horas hasta 6 o 7
das, dependiendo de la dosis absorbida administrada,
el nmero de fuentes, y de su TKRA (Tasa de Kerma de
Referencia en Aire) y disposicin geomtrica.
En cuanto a las fuentes, se comercializan con distintas formas y distintos valores de TKRA. Una amplia
descripcin de todas las fuentes comercializadas, y
que incluye todos los datos de consenso para la dosimetra, puede encontrarse en el documento de consenso AAPM-ESTRO (European Society of Therapeutic
Radiation and Oncology).31 Para cualquier fuente en
Braquiterapia, antes de ser utilizada en la prctica
clnica, debe medirse su TKRA y verificar que coincide
(dentro de las tolerancias) con el valor del certificado
de calibracin. Para la medida de la TKRA ha de
emplearse el instrumental adecuado y recomendado.32
En el caso del 137Cs, puesto que su perodo de semidesintegracin (T1/2) es alto (30.07 aos), no es preciso
renovar las fuentes con frecuencia. Sin embargo, ser
imprescindible en este caso, hacer pruebas de estanqueidad, como se recoge en la seccin 6.
Los proyectores automticos de fuentes han supuesto una de las grandes revoluciones en la historia de la
Braquiterapia, desde su aparicin hacia la dcada de
los 90, sobre todo por la innegable mejora que ofrecen
desde el punto de vista de proteccin al personal y al
pblico. Se evita toda manipulacin del material radiactivo y permiten la atencin al paciente sin irradiacin
Los equipos de carga diferida automtica LDR se
utilizan fundamentalmente para implantes ginecolgicos, con fuentes de 137Cs. Las fuentes de 137Cs
se almacenan directamente en un contenedor perfectamente blindado, dentro del propio aparato de
carga diferida automtica, situado en el interior de la
habitacin del paciente. El sistema se programa para
que las fuentes se coloquen de manera automtica
en las diferentes guas o aplicadores que lleva colocados el paciente, en nmero y disposicin de acuerdo
con lo que se ha calculado previamente para que la
distribucin de dosis absorbida en el paciente sea
la planificada.
Los dos sistemas ms utilizados son:
1.	El Selectron (Nucletron-Elekta), diseado para
Braquiterapia ginecolgica, utiliza un conjunto de fuentes esfricas (pellets) de 137Cs, de
2.5 mm de dimetro, de igual actividad (fuentes
indistinguibles) juntamente con un conjunto de
esferas de igual tamao, inactivas, de acero
inoxidable. Tiene 3 o 6 canales y puede almacenar hasta un total de 48 pellets (20 activos y 28
inactivos). Se componen trenes de fuentes con
fuentes activas e inactivas para simular fuentes
lineales de distintas longitudes, que se introducen de manera automtica en los dos aplicadores vaginales y sonda uterina de la paciente,
previamente insertados en el quirfano. Aunque
el 137Cs tiene un T1/2 largo, y no sera necesario
cambiar la fuente con frecuencia, la recomendacin de la empresa suministradora era de
cambiarlas cada 10 aos, por problemas de
desgaste mecnico de las fuentes, que podran
producir problemas de obstruccin en las guas.
Actualmente ya no se comercializa.
2.	El Curietron (Bebig), utiliza fuentes de 137Cs
del tipo CSM 3, CSM 40 o CSM 11. El equipo
dispone de cuatro canales. No admite composicin de trenes de fuentes, en contraste con el
equipo Selectron. Las fuentes son distinguibles
y se elige de entre todas las disponibles cul se
va a cargar en cada canal. El sistema cuenta
con una manivela para la retraccin manual
en caso de emergencia. Actualmente ya no se
Ambos sistemas tienen en comn que las fuentes
se introducen y se sacan de los aplicadores de forma
automtica, y que tienen un mando situado en el exterior de la habitacin, que permite controlar a voluntad
la entrada y salida de las fuentes desde el contenedor
hasta el paciente. Adems, es obligatorio que incorporen un mecanismo de seguridad que retire las fuentes
de manera automtica hacia el contenedor, si se abre
la puerta durante el tratamiento.
La habitacin del paciente portador de material
radioactivo, ha de contar con protecciones estructurales diseadas en funcin de las caractersticas de los
implantes: tcnica, tipo de radionucleido, TKRA, factor
de ocupacin, utilizacin de las zonas contiguas, etc.
La metodologa y los datos necesarios para el clculo de
los blindajes adecuados estn desarrollados en numerosas publicaciones.20,33 Valores actualizados de transmisin para diferentes materiales se presentan ms
adelante, en la seccin 3, tabla 5. En algunos casos se
dispone de pantallas plomadas a colocar alrededor del
implante con el fin de disminuir el grosor del absorbente de la pared que estn protegiendo.34
La sala de hospitalizacin con habitaciones para
Braquiterapia ha de disponer de un monitor de radiacin porttil. Puesto que el paciente ha de estar confinado en la habitacin mientras dura el tratamiento,
habitualmente las habitaciones disponen de comunicacin audiovisual con el control de enfermera.
En todas las instalaciones de Braquiterapia debe
existir un plan de emergencia de la instalacin que
contemple los procedimientos de actuacin en caso
de alguna incidencia. El plan de emergencia debe
contemplar aspectos tales como: actuacin en caso
de incendio, de inundacin, de catstrofes naturales,
etc. Tambin ha de contemplar actuaciones en caso de
indisposicin repentina grave del paciente (hemorragia,
infarto, parada respiratoria, etc.) o incluso fallecimiento
En cuanto a los planes de actuacin especficos con
los equipos de carga diferida automtica, generalmente
el fabricante da sus recomendaciones de actuacin en
caso de que el equipo presente anomalas, y sobre todo
en caso de atasco de alguna fuente, que es el incidente ms relevante que puede darse con estos equipos.
Todas estas recomendaciones han de incorporarse al
plan de emergencia propio de la instalacin.
En caso de incidencias graves, el usuario de la
instalacin debe hacer el correspondiente informe
y comunicarlo a la autoridad siguiendo la normativa
vigente.35
3.Aspectos de Proteccin radiolgica en
Braquiterapia con fuentes HDR-PDR de
192Ir y 60Co
Los equipos de HDR y PDR son los ms extendidos
y habituales en los hospitales; la mayora de centros
disponen de equipos de HDR ya sea con 192Ir o,
incorporado recientemente, 60Co. En esta seccin, se
recogen los aspectos fundamentales para el establecimiento de los requerimientos de Proteccin radiolgica
asociados a estos equipos, que fundamentalmente son
el clculo de blindajes y el establecimiento del plan
de emergencia. Aunque toda la seccin se centra en
equipos de HDR, los contenidos son aplicables al caso
de PDR con las adaptaciones necesarias teniendo en
cuenta su carga de trabajo y TKRA.
3.1.Clculo de barreras en HDR-PDR
A continuacin se recoge el procedimiento de clculo de barreras para estas salas de HDR teniendo en
cuenta tanto valores actualizados de los elementos y
procedimientos de clculo, as como consideraciones
3.1.1.Formulacin y consideraciones prcticas en
la aplicacin de las recomendaciones actuales
En el diseo y en el clculo de las barreras de
una sala de tratamiento para albergar un equipo de
Braquiterapia de HDR (bnker) debe considerarse
la utilizacin que se le va a dar a la sala teniendo en
cuenta la tcnica, el radionucleido, su TKRA, tipo de
tratamientos, nmero de pacientes tratados y ocupacin de las salas colindantes. Sin embargo, hasta la
aparicin de los documentos NCRP Report No.15522
e IAEA Safety Reports Series No.4736 no exista una
publicacin que recogiera explcitamente el diseo
de este tipo de instalacin. As en la Seccin 1 de los
documentos NCRP Report No.14721 y NCRP Report
No.15122 se discuten las magnitudes y unidades,
as como los objetivos del diseo de los blindajes y la
dosis efectiva, sin dedicar ningn tema especfico al
diseo de instalaciones de Braquiterapia. La aparicin
de los documentos NCRP Report No.155 e IAEA SRS
47 contribuye a orientar y facilitar el diseo de este
tipo de instalaciones.
El diseo del blindaje para instalaciones de
Radioterapia est basado en ecuaciones empricas
sencillas. El concepto bsico es que una barrera
estructural caracterizada por su factor de transmisin
(B) protege una ubicacin de una fuente de radiacin
que se encuentra a una determinada distancia (d),
con un nivel de proteccin dado por un objetivo de
proteccin (P). En Braquiterapia, todas las paredes,
el suelo y el techo son barreras primarias. Para este
tipo de barreras, el factor de transmisin que reduce
el campo de radiacin a un nivel aceptable viene dado
donde W es la carga de trabajo, U es el factor de uso
y T es el factor de ocupacin, que se describen a continuacin.
Lmites de dosis y objetivos de proteccin (P)
La intencin al disear el blindaje de la sala de tratamiento es reducir el nivel de radiacin en las zonas
adyacentes, asegurando que la dosis que recibira
cualquier trabajador o miembro del pblico no exceda el correspondiente lmite de dosis establecido. El
Reglamento de proteccin sanitaria contra radiaciones
ionizantes, RD 783/2001,10 establece los lmites de
dosis efectiva recogidos en la tabla 1.
Los objetivos de proteccin son lmites de dosis de
utilidad prctica que sirven para evaluar la proteccin
de las barreras, de modo que se asegure que no se
Tabla1.Lmites de dosis establecidos en el Reglamento de proteccin sanitaria contra radiaciones ionizantes, RD 783/2001.
Lmite anual
Profesional expuesto
Miembro del pblico
100 mSv/5 aos
(mx. 50 mSv/ao oficial)
6 mSv/ao oficial
1 mSv/ao oficial
sobrepasan los lmites anuales de dosis efectiva. El
NCRP23 recomienda que el objetivo de proteccin para
trabajadores expuestos sea una fraccin del lmite de
dosis permisible anual. Se expresan como un equivalente de dosis, H, y, en general, en un intervalo de
tiempo de una semana.
Los valores establecidos como objetivo en el diseo
de blindajes recomendados por el NCRP21,23 se recogen en la tabla 2.
Tabla2.Lmites de dosis efectiva, E, y los objetivos de dosis
correspondientes, P, recomendados por el NCRP.23
E, mSv/ao
P, Sv/sem
Los valores objetivo se suelen expresar como valores
semanales debido a que la carga de trabajo de las instalaciones, tradicionalmente, se da en formato semanal.
Sin embargo, algunas normas de seguridad especifican
un lmite de equivalente de dosis por hora, en donde se
contempla el nmero mximo de pacientes que podran
tratarse en una hora teniendo en cuenta el tiempo dedicado al posicionamiento. Por ejemplo, el NRC (Nuclear
Regulatory Commission) establece un lmite de dosis
efectiva para las zonas no controladas de 20Sv en
cualquier hora37 y el IPEM (Institute of Physics and
Engineering in Medicine) designa el tipo de rea en
funcin de si la tasa de dosis equivalente instantnea
supera los 7.5Sv/h.38 El lmite de 20Sv en cualquier
hora asegura una proteccin adecuada cuando la carga
de trabajo es excesivamente baja.
En el NCRP 151 se recomienda que en el clculo
del blindaje se utilice el objetivo de dosis semanal y si
con ste no se llega a cumplir el lmite de dosis por hora
que se desee, se incremente el espesor de blindaje
Para el caso de mujer embarazada profesionalmente expuesta, el NCRP recomienda23 que no se exponga
a niveles que resulten ser ms grandes que el lmite de
dosis equivalente mensual, HT, de 0.5mSv al embrin
o feto de la trabajadora. Para alcanzar esa recomendacin, el NCRP recomienda una dosis efectiva anual de
5 mSv (la mitad del valor de 10 mSv/ao) y una dosis
equivalente semanal objetivo de diseo de 0.1mSv.
Para reas controladas, este objetivo de diseo de blindaje permitira que las trabajadoras profesionalmente
embarazadas pudieran acceder a sus reas de trabajo.
La distancia de la fuente al punto de inters a proteger se calcula a partir de la ubicacin esperada de la
fuente ms cercana a la barrera, a un punto 30 cm ms
all de la superficie exterior de la barrera. Se suele utilizar la ubicacin de la mesa de tratamiento para determinar la posicin esperada de la fuente. Puesto que la
posicin de la fuente en la sala puede ser variable, se
recomienda estudiar la influencia de la posicin de la
fuente en la eficacia del blindaje y si fuera necesario
delimitar una zona que restrinja la posicin la fuente
Carga de trabajo (W)
La carga de trabajo es la dosis absorbida en agua
en el seno de aire a 1m de la fuente por unidad de
tiempo, y en general se obtiene para un intervalo de
una semana. Para la evaluacin de la carga de trabajo
en instalaciones de Braquiterapia de HDR en el NCRP
15523 se recomienda aplicar un concepto similar al
que se propone en el NCRP 151,22 estimando valores
tpicos de la tasa de kerma en aire a 1m de distancia
de la fuente o de forma conservadora usando el valor
mximo, junto con el nmero medio de pacientes tratados por semana y el tiempo promedio de duracin del
tratamiento por paciente, pudindose estimar como:
W = SK n t
el Air Kerma Strength dado en unidades U,
donde 1U=1Gym2h1, y descrito en las recomendaciones del TG-43 de la AAPM39 que coincide
numricamente con la Tasa de Kerma de Referencia
en Aire (TKRA)32 aunque en sta ltima sus unidades son Gy h1 ya que 1 m est incluido en su
el nmero medio de tratamientos por semana.
la duracin promedio de los tratamientos.
Tabla3.Valores de la cargas de trabajo segn diferentes autores para instalaciones de HDR
Pujades (Ref. 44)
NCRP 155 (Ref. 23)
Glasgow (Ref. 43)
Glasgow (Ref. 45)
(Gy/semana a 1 m)
(mx. 0.14)
Adems, la carga de trabajo tambin debe considerar exposiciones previstas para control de calidad,
calibracin de la fuente y otras mediciones.
La carga de trabajo est directamente relacionada
con la TKRA de la fuente. En la actualidad las unidades equipadas con fuentes de 192Ir albergan fuentes
entre 41000U y 49000U, aunque varios fabricantes
esperan disponer de fuentes de 62000U. En el caso
de los equipos recientes con fuentes de 60Co, la TKRA
tpica es 22900U.40 Varios autores41-42 han explorado
el uso de fuentes de 169Yb y 170Tm con posibilidad de
alta actividad especfica y emisin de fotones de baja
energa. En general y para las fuentes tradicionales
podemos encontrarnos con tasas de dosis absorbidas
en agua de 5Gy/h, por tanto el espesor de blindaje
primario requerido es bastante superior a una unidad
de Braquiterapia de LDR. Esto hace que sea poco
probable que una habitacin diseada para LDR sea
adecuada para HDR.
Existen pocas publicaciones que citen valores tpicos para la carga de trabajo a considerar en el diseo
de una instalacin de Braquiterapia de HDR. En el
NCRP 15523 para una instalacin con 192Ir se estima en
0.3Gy/semana a 1m, considerando una tasa de kerma
en aire tpica de 39000Gyh1 a 1m (tasa de dosis
absorbida en agua en el seno de aire a 1m de
43000Gyh1, donde la conversin de kerma en aire
a dosis absorbida en agua se realiza a travs de la razn
de coeficientes de absorcin de energa msicos promediados sobre los espectros existentes en agua y aire
192Ir.
), cuatro pacientes/da con un tiempo promedio de tratamiento de 20 minutos por paciente
y un programa de tratamiento de 5 das/semana. En los
estudios llevados a cabo por Glasgow et al.43 y Pujades
et al.44 se ha evaluado la carga de trabajo real en centros de trabajo donde se emplea 192Ir con un elevado
nmero de aplicaciones, obteniendo valores inferiores
Una estimacin realista y precisa de la carga de trabajo es de vital importancia para un diseo adecuado
de la proteccin. La carga de trabajo empleada influye
en el espesor de blindaje requerido. As, por ejemplo,
una variacin en la carga de trabajo de 0.02 a 0.3 Gy/
semana a 1 m, se puede traducir en una diferencia de
espesor de hormign de 16 cm.44
Realizando los tratamientos habituales en una instalacin de 192Ir HDR, es suficiente considerar cargas
de trabajo del orden de 0.1 Gy/semana a 1 m para el
diseo de la instalacin, pero teniendo en cuenta criterios tanto conservadores como previsores, as como su
impacto en el blindaje resultante, se puede considerar
adecuado el valor de la carga de trabajo que aparece
en las recomendaciones del NCRP 15523 de 0.3 Gy/
semana a 1 m.
En la actualidad no existen publicaciones en las que
se haya realizado una evaluacin realista de la carga de
trabajo en instalaciones con equipos de HDR con 60Co.
Para 60Co, el TKRA de las fuentes comercializadas es
aproximadamente la mitad que para el 192Ir, por lo que
resulta un tiempo de tratamiento proporcionalmente
mayor;46 sin embargo, para las mismas dosis de prescripcin y nmero de pacientes tratados la carga de
trabajo ser equivalente.
El factor de uso es la fraccin de la carga de trabajo
para la cual el haz til est dirigido hacia el lugar considerado a proteger. En Braquiterapia, como las fuentes
no estn colimadas, se pueden considerar que el factor
de uso es igual a la unidad para cualquier orientacin.
Factor de ocupacin (T)
El factor de ocupacin tiene en cuenta el grado de
ocupacin relativo de la zona considerada proteger. Se
define como la fraccin promedio de tiempo en que la
persona potencialmente ms expuesta est presente en
esa rea mientras la fuente est en uso. En la tabla 4
se presentan los factores de ocupacin que sugiere el
NCRP 151.22
Factor de transmisin (B)
El espesor requerido de un determinado material
para obtener la transmisin B se determina a partir
de las curvas de transmisin caractersticas de cada
energa de radiacin y del material atenuador. Es habitual encontrar las curvas de transmisin tabuladas en
funcin de los valores de la capa hemirreductora (HVL)
y dcimorreductora (TVL). En la literatura, existen
diferentes publicaciones que contienen informacin
sobre las caractersticas de los materiales de proteccin ms utilizados para los radionucleidos de inters
en Braquiterapia: NCRP 49,20 NCRP 155,23 IAEA
Tabla4.Valores del factor de ocupacin sugeridos en NCRP 151.22
Zonas controladas, zonas de ocupacin completa como oficinas, recepcin,
salas de espera con personal, salas de planificacin de tratamientos, enfermera.
Salas de tratamiento adyacentes, salas de exploracin de pacientes.
Pasillos, reas de descanso del personal.
Puerta de la sala de tratamiento.
Lavabos pblicos, almacenes, reas al aire libre con asientos, salas de espera sin
personal, zonas de espera del paciente, ticos, conserjeras.
Escaleras, reas al aire libre peatonales, ascensores sin personal, reas de
circulacin de vehculos, parking sin personal.
Report 47,36 Papagiannis et al.,47 Granero et al.41 Los
datos de transmisin de las diferentes publicaciones
presentan notables diferencias entre ellos, atribuibles
a las diferentes hiptesis empleadas en el clculo. En
general, stos deben combinar el efecto de atenuacin
y el efecto de acumulacin para un cierto material en
condiciones de haz ancho.
Siempre que estn disponibles, se recomienda la
utilizacin de las curvas de transmisin, pero si no,
se recomienda el uso de las capas dcimorreductoras
considerando por separado la primera capa dcimorreductora (TVL1) de las restantes, consideradas de
equilibrio (TVLe), para tener en cuenta los cambios que
se producen en el espectro de radiacin a medida que
la radiacin penetra en la barrera.22-23
El nmero de TVLs (nTVL) que producen un factor de
transmisin B se puede expresar como:
nTV L = log10
Finalmente, el espesor (e) de la barrera requerido
e = TV L1 + (nTV L 1) TV Le
En la tabla 5 se presentan los valores de HVL y TVL
para la primera capa y en el equilibrio de Papaggianis et
al.,47 que son los recomendados por la ESTRO y resuelven indefiniciones/desacuerdos de publicaciones anteriores. El conjunto completo de datos de las curvas de
transmisin que la ESTRO recomienda utilizar se pueden encontrar en: http://www.uv.es/fballest/RadProt/.
Como continuacin al trabajo de Papaggianis et al. y
ante la posible utilizacin de futuros radionucleidos,
tambin existen mtodos basados en resultados de clculos Monte Carlo para obtener la curva de transmisin
para cualquier haz de fotones de espectro conocido
basados en la superposicin de los correspondientes
datos de haces monoenergticos.48
Techos y aberturas
El techo y suelo tendrn siempre consideracin de
barreras primarias y se tratarn como tales. Las aberturas para instalaciones y aire acondicionado debern
hacerse siguiendo las recomendaciones similares al
diseo de bnkeres en teleterapia.
Radiacin dispersa y laberintos. Clculo del blindaje de
La proteccin requerida para la puerta depender
de si se ha construido un diseo con laberinto o no, y
en caso de que lo haya, de la longitud y complejidad
del mismo. El espesor requerido de la puerta de una
sala de Braquiterapia se puede calcular una vez que se
ha estimado el valor de la dosis absorbida en agua en
la puerta y de ah la reduccin con blindaje necesaria.
Si no se utiliza un laberinto, entonces el blindaje de la
puerta debe ajustarse para satisfacer los requerimientos de una barrera primaria. Si se utiliza un laberinto,
a menos que ste sea muy largo o que tenga mltiples
giros, hay que evaluar la cantidad de radiacin que
llega a la puerta.
En las recomendaciones de NCRP 15523 se consideran algunos de los aspectos del diseo de una instalacin de BT. Sin embargo, no existen recomendaciones directas sobre cmo estimar la dosis absorbida en
la entrada de una sala de Braquiterapia con laberinto.
As, la metodologa empleada en la prctica para este
propsito ha sido diversa: (a) teniendo en cuenta slo la
componente directa de la radiacin en la puerta a travs del laberinto; o (b) teniendo en cuenta la radiacin
dispersa que alcanza la puerta adaptando, con distintas
interpretaciones, el mtodo de clculo aplicado en instalaciones de Radioterapia externa.
Tabla5.Valores de HVL y TVL para el equilibro y la primera capa extrados de Papagiannis et al.47 Los datos de los radionucleidos de LDR, no aparecen directamente en la publicacin de Papaggianis et al., pero pueden encontrarse en la web
http://www.uv.es/fballest/RadProt. Todos los valores estn expresados en mm. El dato del HVL del 125I en oro se ha obtenido
de Astrahan.49
(HVL1) mm
(TVL1) mm
Hormign baritado
139 (180)
161 (214)
210 (276)
151 (191)
0.01 ()
0.309 (0.330)
0.0441 (0.0559)
0.0181 (0.0237)
1.03 (1.12)
0.147 (0.158)
0.0602 (0.0657)
0.138 (0.138)
0.0393 (0.0393)
0.0203 (0.0254)
0.00853 (0.0108)
0.457 (0.461)
0.131 (0.131)
0.0674 (0.0727)
0.0283 (0.0307)
0.404 (0.409)
0.119 (0.119)
0.0518 (0.0666)
0.0216 (0.0282)
12.1 (12.4)
1.34 (1.36)
0.394 (0.394)
0.172 (0.187)
0.0716 (0.0783)
Las tcnicas de clculo en Radioterapia avanzan
hacia clculos de dosis absorbida cada vez ms precisos basados principalmente en simulaciones de Monte
Carlo (MC). En el futuro, las recomendaciones para
diseo del blindaje probablemente se basen en este
tipo de simulaciones, en particular para estimar de
forma ms precisa la dosis absorbida en la puerta en
salas con formas no convencionales. De hecho, existen
estudios que emplean simulaciones de Monte Carlo en
evaluaciones de blindaje de salas de Braquiterapia,50-52
en los que se observa que, dependiendo del bnker en
cuestin, la adaptacin de las recomendaciones para
Radioterapia externa en comparacin con el resultado
de simulaciones MC, puede conducir a una infraestimacin de la dosis absorbida en la puerta.
De los estudios mediante simulacin, se observa
que los espectros reales en la puerta de salas con
laberinto se encuentran degradados en energa respecto a los espectros primarios emitidos por las fuentes. Para la obtencin del espesor de plomo necesario
en la puerta, el uso de datos de transmisin para los
espectros reales en la puerta en lugar de los primarios,
reduce el espesor de plomo aproximadamente en un
factor cinco para 192Ir y diez para 60Co.50 Esto reduce
significativamente el espesor de la puerta y por lo
tanto, simplifica los requisitos de construccin y operacin del bnker.
Como solucin prctica para la estimacin de la
dosis absorbida en la entrada del laberinto en instalaciones de HDR con 192Ir y 60Co se propone la adap-
tacin del formalismo de NCRP 15122 siguiendo la
solucin realizada en el trabajo de Pujades et al.50-51
que se incluye a continuacin.
Al igual que en el formalismo de Radioterapia externa, se consideran las contribuciones de la radiacin primaria que atraviesa la pared del laberinto y varias fuentes de radiacin secundaria, realizando aproximaciones
sobre la trayectoria media del haz, los coeficientes de
dispersin y la energa media del espectro de la radiacin dispersa. Por simplicidad, se representa el plano
medio a una altura tpica de la fuente sobre el suelo
de 1m y no se considera la contribucin del techo ni
la del suelo de la sala, aunque sta puede llegar a ser
no despreciable.50 La aproximacin para la trayectoria
media del haz viene descrita en NCRP 15122 y se basa
en la divisin de la pared del fondo del laberinto en dos
secciones: el rea que se ve desde la puerta y el resto
de la pared, aunque tambin se pueden considerar otro
tipo de divisiones en sectores ms pequeos.51-53
La radiacin que alcanza la puerta al final del laberinto se descompone en: transmisin directa a travs
de la pared del laberinto (5), radiacin dispersa por la
pared del fondo del laberinto vista desde la puerta (6) y
radiacin dispersa por el resto de dicha pared (7):
representa cada una de las secciones en las que las
paredes de inters se pueden dividir.
es el rea de la pared del fondo del laberinto que
no es vista directamente desde la puerta.
es vista directamente desde la puerta.
es el rea de la proyeccin de A0 sobre la pared
exterior del laberinto.
es la distancia de la posicin de la fuente al punto
es la distancia de la posicin de la fuente al centro de la seccin del laberinto en la pared A1.
es la distancia desde la posicin de la fuente en
perpendicular a la pared del fondo del laberinto A0. La
proyeccin de la interseccin de dh en A0 a travs de
la esquina interna del laberinto y en el punto medio
del laberinto define el punto b.
4 dsec
es el factor de transmisin por el espesor de la
pared del laberinto considerando incidencia perpendicular a la barrera.
es el Air Kerma Strength, equivalente al TKRA.
es la distancia desde la posicin centro de la seccin del laberinto en la pared A1 al punto b.
a0 (A0 )i az (Az )i
K puerta
(dz )2i
i (dh )i (dr )i
es la tasa de kerma que alcanza la entrada del
laberinto en el punto de inters, que normalmente
estar situado en el plano de la puerta en la mitad
de la anchura del laberinto y a la altura a la que est
colocada la fuente.
a1 (A1 )i
i (dsec )i (dzz )i
= SK 2
donde (vase la fig. 1):
Fig.1.(a) Ejemplo de bnker con forma convencional (extrado de los trabajos Ref. 50-52 (b) Ejemplo de un bnker con
forma no convencional (extrado del trabajo de Pujades et al. Ref. 50).
Tabla6.Coeficientes de albedo (a) para el hormign ordinario. Datos para 60Co tomados de las tablas 8a y 8b del Apndice B
del NCRP 151(Ref. 22). Datos para 192Ir obtenidos por interpolacin de los datos de las tablas mencionadas.
Coeficiente de albedo (a) 103
380 keV
ngulo de dispersin
Comprobaciones peridicas
es la distancia desde el punto b al punto de inters.
ai es el coeficiente de reflexin o coeficiente de albedo en la superficie Ai. Para fotones monoenergticos
con energas entre 0.25 MeV y 60Co, estos coeficientes pueden encontrarse en el NCRP 151.22 A
destacar que estos valores estn dados con una gran
incertidumbre (del orden del 50%). Para fuentes
con otras energas como el 192Ir se pueden obtener
por interpolacin (vase la tabla 6).
Se recomienda que un experto cualificado realice inspecciones fsicas de las instalaciones durante
la construccin, as como que, posteriormente, se
realicen comprobaciones peridicas de la integridad
del blindaje, o siempre que se produzcan cambios
importantes en la posicin del equipo de carga diferida,
variaciones significativas de la carga de trabajo u otras
modificaciones en el blindaje estructural que pudieran
tener repercusin en la proteccin.
En el caso de bnkeres con forma no convencional
(vase la fig.1b), puede haber ambigedad en la definicin de las distancias propuestas.
Para simplificar el clculo, los ngulos de incidencia
y de reflexin en las paredes, se pueden aproximar, ya
sea como 0 (incidencia normal) o 45 segn el caso.
En la tabla 6 se presentan los coeficientes de reflexin
de inters que pueden encontrarse en el NCRP 151.22
Por ngulo de incidencia se entiende el ngulo que
forma el eje del haz incidente con la normal a la superficie, y el de dispersin el del eje del haz reflejado con
la normal a la superficie.
Los resultados de esta adaptacin dependen de la
complejidad del laberinto: proporciona buenos resultados para bnkeres con un laberinto convencional
(vase la fig.1a, es decir, similar a los utilizados para
aceleradores lineales para los que se desarroll la
metodologa NCRP 151), con diferencias respecto a MC
inferiores al 15%, pero falla para diseos menos convencionales, (vase la fig.1b), con diferencias respecto
a MC que pueden alcanzar el 70%.
Obtenido el kerma en la puerta, se puede evaluar el
espesor de blindaje que requiere la misma aplicando la
formulacin del clculo de blindajes. Si no se conoce
el espectro de los fotones que alcanzan la puerta, se
puede considerar la energa media del radionucleido.
Se trata de una aproximacin conservadora, ya que la
degradacin en energa al alcanzar la puerta puede dar
como resultado valores medios del espectro de 110 keV
para 192Ir y de 130 keV para 60Co.50
3.1.2.Recomendaciones sobre la bibliografa a
es la distancia desde la pared del fondo del laberinto al punto b.
La bibliografa ms relevante y reciente en la que
se basan las recomendaciones propuestas es:
NCRP 15122 para la descripcin del formalismo del
clculo de barreras, adaptando el formalismo de
Radioterapia externa a Braquiterapia.
NCRP 155,23 que contempla los aspectos propios
del blindaje en instalaciones de Braquiterapia de los
que carece el NCRP 151.
Otra referencia importante que tambin contiene
documentacin sobre el clculo de barreras, e incluso
dedica una parte a las instalaciones de Braquiterapia es
IAEA SRS N 47.36
En cuanto a bibliografa sobre curvas de transmisin, se recomiendan los trabajos de:
Papagiannis et al.,47 Radiation transmission data for
radionuclides and materials relevant to brachytherapy facility shielding. El conjunto completo de datos
de las curvas de transmisin se pueden encontrar
en: http://www.uv.es/fballest/RadProt/
Zourari et al.,48 Brachytherapy structural shielding calculations using Monte Carlo generated,
monoenergetic data.
Tabla7.Valores de espesor tpico de blindaje en Braquiterapia (MDR significa Tasa de Dosis Media).
Espesor requerido (cm)
Nucletron (Ref. 54)
IAEA SRS N 47 (Ref. 36)
A modo de ejemplo, y sin que sirva para evitar un
clculo individualizado de una instalacin, en la tabla 7
se presentan algunos valores de espesor tpico de blindaje en las distintas modalidades de Braquiterapia que
aparecen en algunos documentos de referencia.
3.2.Plan de emergencia en HDR-PDR
El plan de emergencia es un documento general
que debe estar adaptado a las condiciones particulares de cada instalacin radiactiva, teniendo en cuenta
los procedimientos y tratamientos de cada hospital,
los aplicadores utilizados, el personal implicado, etc.
Debe detallar el modo de actuar en cada caso concreto. Asimismo debe contemplar el caso de emergencias por acontecimientos como incendio, inundacin
catstrofes naturales, etc., que si bien, a priori, no
suponen emergencia radiolgica, pueden conducir
a ella en caso de afectar a la zona de Braquiterapia.
Adems debe estar aprobado por el CSN, constituyendo un documento de licenciamiento de toda instalacin radiactiva. Este documento se ha de presentar
en todos los casos cuando se solicita la Autorizacin
reglamentaria de la instalacin.56 El plan de emergencia de la instalacin debe estar incluido en el plan de
emergencia general del edificio y compatible con el
Plan Especial ante el Riesgo Radiolgico, (PERR), de
cada Comunidad Autnoma segn vayan aprobndose en las diferentes Comunidades Autnomas).
En todo plan de emergencia debe quedar claramente establecida la lnea de autoridad y responsabilidad.
El plan debe someterse a los simulacros correspondientes que aseguran el entrenamiento y conocimiento
adecuados del personal involucrado, que lgicamente
requiere la formacin adecuada, anotando los datos
relevantes de los mismos en el Diario de Operacin.35
En relacin con la notificacin de sucesos e incidentes radiolgicos, se seguir lo establecido en la
Booklet ESTRO (Ref. 55)
Instruccin Tcnica del CSN IS-18,35 sobre los criterios
para la notificacin de sucesos e incidentes radiolgicos
en instalaciones radiactivas.
En este apartado, y en general los apartados de
planes de emergencia en este informe, no se pretende
que sirva como plan de emergencia como tal, sino que
el propsito es proporcionar unas pautas generales
que sirvan de ayuda para su elaboracin, siendo cada
servicio quien deber particularizar el plan para su
En HDR-PDR, para disminuir la exposicin del personal a la radiacin en las operaciones de emergencia,
es conveniente contar en la instalacin con una mampara plomada mvil, que debe estar identificada en el
estudio de seguridad.35 A su vez es indispensable la
disponibilidad de un monitor de radiacin porttil.
3.2.1.Recomendaciones de los fabricantes de
equipos HDR-PDR
Los equipos de Braquiterapia de HDR-PDR disponen de varios pulsadores o botones de emergencia
sobre los que hay que actuar en el caso de la misma.
stos, se suelen localizar a) en el exterior de la sala,
uno en la consola y otro al lado de la puerta de acceso,
y b) en el interior de la misma, uno en la entrada del
bnker en la pared del laberinto y otro en la unidad
donde est alojada la fuente en su posicin de seguridad. Adems, todos los equipos incorporan una manivela o palanca sobre la que actuar en el caso en que
haya que hacer una retraccin manual de la fuente
(vase la fig.2).
Los tres fabricantes actuales de equipos de HDRPDR (Elekta, Varian y Bebig) incluyen en su documentacin al usuario unos procedimientos recomendados
para el caso de las diferentes emergencias.57-59 Todos
ellos son semejantes, con las particularidades de dnde
se encuentran en cada equipo los diferentes pulsadores
Fig.2.Localizacin de la manivela de retraccin manual: (a) microSelectron (Nucletron), (b) Varisource (Varian), cortesa de
R. Tortosa y (c) Multisource (Bebig), cortesa de R. Colmenares.
de emergencia, as como las manivelas de retraccin
manual. En el caso de que hubiera una obstruccin a
la hora de la retraccin de la fuente a su posicin de
seguridad, hay algunas diferencias entre las recomen-
daciones de los distintos fabricantes que se comentan
Como en general en todas las situaciones de emergencia en Radioterapia, la prioridad principal es el pa-
ciente. En este caso hay que liberar al paciente de su
conexin al equipo, sacarlo de la sala lo antes posible
y colocar la fuente o aplicador en el contenedor de
Se consideran dos situaciones de emergencia posibles en las cuales la fuente no pueda retornar a su posicin de seguridad. Por un lado, un fallo en el suministro
elctrico, y por otro, una obstruccin en el camino de
regreso de la fuente.
En el primer caso, entrara a funcionar el sistema
elctrico de emergencia independiente, grupo electrgeno o bateras (dependiendo de cada configuracin en
particular), con lo que la fuente retornara a su posicin
y la emergencia quedara resuelta sin mayor incidencia.
El problema mayor vendra en el caso en que la
fuente quedara retenida, no regresando a su lugar
de almacenamiento. En este caso, los distintos fabricantes sugieren actuar sobre los distintos botones de
emergencia y sobre la palanca de retirada manual. En
el caso en que estas medidas fallaran, lo primordial
es poder retirar el implante o la fuente del paciente
lo antes posible para poder sacarlo de la sala de tratamiento e introducir el aplicador o la fuente dentro
del contenedor de seguridad. En esta situacin hay
diferencias entre distintos fabricantes. Por ejemplo,
Elekta57 propone que un operador abra el indexador,
sujete firmemente el conector del circuito donde se
encuentra la fuente, y desconecte el resto de los tubos
del tratamiento. Una vez hecho esto, se cerrar el
indexador de nuevo, dejando nicamente conectado
el tubo de transferencia donde se encuentre la fuente.
Este fabricante, en su descripcin, supone la entrada de un segundo operador quien se encargar de
extraer, del paciente, nicamente el aplicador o aguja
de tratamiento, en el que est la fuente. Seguidamente
introducir dicho aplicador o aguja en el contenedor
de emergencia y cerrar la tapa. Por otro lado Varian58
recomienda para sus equipos que se desconecten
todos los conectores del cabezal de posicionamiento
y se tire del equipo de carga diferida para alejarlo del
paciente hasta que el cable quede visible en el cabezal de posicionamiento. Posteriormente y con ayuda
de unas pinzas o alicates, se agarre el cable y se tire
del mismo hasta extraerlo por completo del aplicador
o catter y finalmente se coloque el extremo activo del
cable en el contenedor de emergencia.
3.2.2.Consideraciones prcticas y modelo
La forma de actuar ante cada situacin de emergencia debe ser diferente y adaptada en cada caso particular, dependiendo de cada tipo de implante o aplicador
utilizado, de su facilidad y rapidez de retirada y del
personal involucrado. Hay situaciones donde es quizs
ms rpido retirar del paciente el aplicador y colocarlo
en el contenedor de emergencia, que empezar a actuar
sobre las manivelas de emergencia o retirada manual.
Este es el caso por ejemplo de los tratamientos superficiales como moldes o aplicadores Leipzig o Valencia.
Incluso hay casos no superficiales en los que la desinsercin del implante es ms sencilla como ocurre con
los cilindros vaginales tipo dome en tratamientos de
pacientes de endometrio operado. Muy diferente es
para el resto de casos con implantes intersticiales o
endocavitarios complejos.
Un aspecto importante a considerar en el plan de
emergencia, es si debe entrar una persona o debe ir
acompaado de una segunda. En nuestra opinin,
lgicamente debe decidirse en funcin del tipo de
emergencia, tipo de implante y estado del paciente.
Hay casos donde la actuacin del operador es suficiente y otros casos donde se requiere de personal de
enfermera, mdico o incluso la intervencin quirrgica
para retirar el implante.
Otro aspecto que debe fijarse en el plan de emergencia es el personal autorizado a actuar en caso de
emergencia, siendo de designacin especfica en cada
hospital en funcin de sus circunstancias. Teniendo
en cuenta la diversidad de situaciones potenciales de
emergencia, en nuestra opinin, el personal asignado
debe tener conocimiento y competencia para la retirada
total o parcial del implante.
Todo profesional que participe en una situacin
de emergencia debe estar entrenado y autorizado. El
entrenamiento se garantiza mediante la realizacin de
simulacros regularmente as como la comprensin y
discusin de las diferentes posibilidades a la vista del
plan de emergencia establecido. Lgicamente el/los
intervinientes deben ser portadores de los sistemas de
medida de dosis adecuados y reglamentarios, as como
incluir referencias temporales y espaciales que permitan una evaluacin realista de la magnitud a medir.
Este grupo de trabajo ha estudiado los procedimientos de los distintos fabricantes as como los adoptados
en diferentes hospitales. La discusin de los mismos
ha resultado en el modelo fundamental propuesto a
continuacin con el nimo de servir de gua para que,
una vez modificado con las particularidades funcionales de cada servicio, pueda servir en el establecimiento
del plan de emergencia en instalaciones HDR-PDR en
Como estrategia general, en nuestra opinin, el procedimiento debiera ser segn la secuencia: 1) actuacin sobre los pulsadores de emergencia; 2) uso de la
manivela de emergencia y 3) retirada del aplicador.
En la actuacin sobre los pulsadores de emergencia,
el primero lgicamente es el de la consola, el segundo
el de la puerta y a continuacin se procedera a abrir la
puerta; ya dentro de la sala se presionara el pulsador
del laberinto y tras ste el del equipo. Los equipos de
Pulse botn de emergencia en consola
Fuente no retrada
retrada
Fuente retrada a su posicin de seguridad
Entre en la sala con monitor de radiacin
Pulse botn de emergencia de dentro de la
Accione la manivela de retraccin manual
Puede retirarse el aplicador con facilidad?
Verifique el canal
desconectndolo del
Personal cualificado debe
implante/catter hasta
retirarlo del paciente
Retire el aplicador del paciente y colquelo
en el contenedor de emergencia
Colquelo en el
Traslade al paciente a la entrada de la sala y monitorcelo
Tasa de dosis del paciente similar al fondo?
Cierre la puerta de la sala de tratamiento
sealizndola convenientemente
Avise al fabricante del equipo, al supervisor de
la instalacin y a P.R.
Introduzca de nuevo al
paciente en la sala de
Localice la situacin de la
fuente en el paciente
mediante monitoreo
Retire fuente y/o catter
y colquelo en el
Fig.3.Esquema de actuacin ante situacin de emergencia.
HDR-PDR disponen de un motor de emergencia que
acta ante una resistencia en la retraccin de la fuente,
motor de notable mayor intensidad que el normal en
tratamientos. Estos motores tambin se activan con
los pulsadores de emergencia y apertura de puerta.
En la fig.3 se presenta el diagrama con el modelo de
esquema de actuacin en situacin de emergencia en
opinin de este grupo de trabajo.
Este modelo se aplicara en el caso de que la fuente no regrese a su posicin segura, ya sea por fallo
elctrico y de las bateras o por otro motivo.
La constatacin de que la fuente est fuera del
lugar seguro se observa por los indicadores de la
consola y semforos, y por la sealizacin del monitor
ambiental fijo de la sala. Debe existir un detector porttil de radiacin apropiado en la consola de esta sala
para su uso en situaciones de emergencia, detector
que debe comprobarse regularmente. Mediante ese
detector se verifica independientemente tras la apertura de la puerta que el nivel de radiacin es consecuencia de que la fuente no ha regresado a su lugar
seguro de almacenamiento. Tambin se utiliza para
estimar la ubicacin de la fuente en los casos que se
crea necesario, as como para monitorizar al paciente
4.Aspectos de Proteccin radiolgica en
Braquiterapia oftlmica
En esta seccin vamos a recoger los aspectos
relativos a la tcnica especial de Braquiterapia ocular.
Esta tcnica est incorporada en diferentes hospitales y requiere consideraciones especficas para su
correcta implementacin. Tras una breve introduccin
y descripcin de sus elementos, se intenta recoger
todas aquellas medidas de Proteccin radiolgica que
debieran asociarse e incluirse en la documentacin
pertinente y en la prctica clnica.
En Braquiterapia oftlmica, al igual que en toda
tcnica en la que se emplean radiaciones ionizantes
con manipulacin de fuentes, se debe realizar una
estimacin de las dosis equivalentes, HT, recibidas,
sobre todo en manos,60-61 por los distintos profesionales implicados en su realizacin, aunque en este caso
que nos ocupa, as como en los implantes prostticos
de la seccin 5, no plantea demasiados problemas
dada las caractersticas de las fuentes y las TKRA
empleadas.62 Existen relativamente pocas publicaciones que hacen referencia a aspectos concretos de la
Proteccin radiolgica en los implantes o las tcnicas
de Braquiterapia en la esfera ocular. Sin embargo, son
de aplicacin la mayor parte de las recomendaciones
sobre Braquiterapia con carga diferida manual.
Como es bien sabido, es necesaria la consideracin
del criterio ALARA, tanto para los profesionales y el
pblico en general, como para la familia. Con este fin
se pueden tener en cuenta los factores que afectan a la
irradiacin externa como son la distancia, el tiempo y el
blindaje. La distancia se tiene en cuenta manteniendo
sta lo mxima posible entre las fuentes y aplicadores
con el empleo de pinzas largas. La reduccin del tiempo de manipulacin se logra cuando los profesionales
estn suficientemente entrenados o son expertos. El
blindaje se obtiene con el empleo de mamparas de
proteccin, gafas plomadas, mandiles, etc., con espesores tpicos de 0.25 mm equivalentes de plomo.
En la tabla 5 de la seccin 3 se indican valores
actualizados de transmisin para diferentes materiales que incluyen las fuentes de uso en Braquiterapia
oftlmica.
4.1.Descripcin de la tcnica y aplicadores
La Braquiterapia se emplea en Oftalmologa para
tratar una serie de patologas que pueden ser de naturaleza tumoral sea benigna o cancerosa. Las patologas
cancerosas propias de la Oftalmologa susceptibles de
tratarse con Braquiterapia son el melanoma (de coroides, de cuerpo ciliar) y otras localizaciones, como
el retinoblastoma, tumores epidermoides o algunas
metstasis coroideas. En cuanto a las enfermedades
de curso benigno se encuentran el angioma de coroides y otros tumores vasoproliferativos, la degeneracin
macular asociada a la edad, el pterigium, adems de
usarse para consolidar las trabeculectomas en el tratamiento quirrgico del glaucoma y del hipema.
Los aplicadores para Braquiterapia epiescleral
pueden englobarse en dos categoras generales segn
el T1/2 del radionucleido empleado:
T1/2 largo, por ejemplo 60Co, 106Ru o 90Sr, en cuyo
caso el radionucleido est embebido permanentemente en el propio aplicador. Lgicamente en este
caso no es posible optimizar la distribucin del
radionucleido.
T1/2 corto, por ejemplo 103Pd, 131Cs, y sobre todo
125I, en cuyo caso las fuentes se pueden colocar
cada vez que sea necesario con una configuracin
previamente definida en el aplicador,63 por lo que es
posible cierto grado de optimizacin.
Aplicadores no optimizables
Dentro de los aplicadores con distribucin fija (no
optimizable), aunque cronolgicamente se emplearon primero los de 60Co, y a pesar de que se siguen
empleando todava en algunos centros, en este trabajo
se van a considerar fundamentalmente los de 106Ru y
90Sr, dado que son los ms utilizados en la actualidad.
Estos aplicadores tienen forma completamente
redonda o modificada para aplicaciones en lesiones
cerca del nervio ptico o cerca de la crnea, con dime-
tros que van desde los 12 a los 20 mm. El suministrador proporciona un certificado de calibracin trazable
al National Institute of Standards and Technology
(NIST) a partir de detectores de centelleo.64 Las actividades nominales dependen, generalmente, del dimetro de los aplicadores y van desde 7.4 MBq hasta
18.9 MBq.
En los aplicadores de 106Ru, el radionucleido est
encapsulado dentro de una hoja de plata pura con
varias formas y tamaos, por lo que no es necesaria la
manipulacin de fuentes para preparar el implante.64-6.
El 106Ru, se transforma en 106Rh con un T1/2 de
368.2 das. El 106Rh decae con un T1/2 de 2.2 horas en
109Pd. El 106Rh emite partculas b con energa mxima
de 3.54 MeV.67
Otro tipo de aplicadores, ms antiguos, pero todava
en uso para algunos tipos de lesiones son los de 90Sr.66
El 90Sr es un emisor b de energa mxima 546keV.
Decae a 90Y con un T1/2 de 29.12 aos, quien a su vez
decae con un T1/2 de 64.1 horas emitiendo partculas b
con energa mxima de 2.28 MeV.67
Como en el caso anterior, el radionucleido est
rodeado por plata u oro. El encapsulamiento absorbe
virtualmente toda la radiacin b de 0.54MeV emitida
por el 90Sr y por lo tanto, acta como barrera protectora.
El 90Sr est en equilibrio con el 90Y, y es su emisin b
de 2.28 MeV, la que se emplea teraputicamente. Se
ha propuesto que el 90Sr sea substituido por 32P, por su
menor T1/2 y de obtencin ms sencilla.68
Aplicadores optimizables
Por lo que se refiere a los aplicadores con distribucin de radionucleido personalizable, los ms empleados en la actualidad son los que adopt como propios
el grupo COMS (Collaborative Ocular Melanoma Study)
que consisten en una placa redonda de aleacin de oro
y un inserto de silicona donde van situadas las fuentes
de 125I, 106Pd o 131Cs, con dimetros de 12, 14, 16, 18
y 20 mm.63 Estas placas se fabrican por la tcnica de
la cera perdida y los alojamientos de silicona incluyen
una plantilla embebida en la superficie cncava de la
placa que es usada como alojamiento para las fuentes
radiactivas.69 El oro se eligi por ser biolgicamente
inerte y por presentar ventajas desde el punto de vista
de la atenuacin de la radiacin.
El radionucleido ms empleado en este tipo de
aplicadores sigue siendo el 125I, con los mismos tipos
de fuentes que en los implantes de prstata pero con
una TKRA significativamente mayor, de hasta 10 veces,
alrededor de 7-8 Gym2h1.70
Existe otro tipo de aplicadores comerciales, aunque
de uso mucho menos extendido, son los que emplean
un acrlico para soporte de las fuentes y acero inoxidable como blindaje.71
4.2.Adquisicin y almacenamiento de las
Los aplicadores ms utilizados son los COMS con
fuentes de 125I. Estas fuentes llegan a la instalacin
dentro de viales de cristal o plstico que, a su vez estn
alojados dentro de contenedores plomados.70
Como toda fuente en Braquiterapia, debe realizarse
la medida de la TKRA y la comparacin con el valor del
suministrador antes de su uso clnico. En el caso de
Braquiterapia oftlmica, el nmero de semillas suele
estar en el rango 5-22 dependiendo del tamao del aplicador a utilizar. La medida de la TKRA debe realizarse
para cada una de las semillas, a diferencia de la inferencia estadstica aplicada a los lotes en prstata, estriles
y con un nmero significativamente mayor de semillas.
Para el radiofsico el procedimiento de medida de la
TKRA de todas las fuentes, puede incrementar la dosis
recibida, pero estrategias basadas en el blindaje, como
el uso de mamparas y guantes plomados, en la distancia, empleando pinzas largas y el tiempo, realizando
un entrenamiento previo al inicio del procedimiento,
permite un control suficiente.72
Como medios de proteccin suelen utilizarse guantes, mandil y protector tiroideo plomados (0.5mm equivalente de Pb). En la mayora de instalaciones existe
una mampara protectora, bien vertical o bien en L, con
espesor equivalente tpico de 4 mm de Pb.
Respecto a los aplicadores no optimizables, el ms
frecuente como hemos comentado es el de 106Ru.73
Para desembalar el aplicador deben seguirse las instrucciones del suministrador, buscar posibles daos
en el embalaje y aplicador, comprobando que toda la
documentacin es consistente. Todo el proceso debe
realizarse colocando el aplicador con la zona convexa
hacia el profesional, y por tanto con menos tasa de
dosis, con el aplicador lo ms alejado posible.
El aplicador debe guardarse en un contenedor adecuado. Lo ms apropiado es almacenar el aplicador
junto al resto de fuentes de la instalacin, bajo llave
controlada y en una habitacin habilitada como gammateca. El contenedor comercial debe tener espesor
suficiente para absorber la radiacin de frenado
producida o bien estar construido de forma que se
minimice su produccin.
4.3.Manipulacin, preparacin y gestin de
las fuentes durante el implante
Distinguiremos entre aplicadores con implantacin
quirrgica, optimizables (COMS) y no optimizables
(106Ru) y el caso de aplicadores de 90Sr en los que
el tratamiento se realiza por contacto durante unos
Aplicadores implantables
Durante todo este proceso, las personas implicadas
deben portar, al menos, dosimetra de solapa y de
mueca o de anillo. Debe estar accesible un monitor
de radiacin adecuado que permita localizar las fuentes
rpidamente, en caso de prdida temporal.
En el caso de los aplicadores optimizables, deben
establecerse procedimientos adecuados para minimizar la exposicin durante la preparacin de las fuentes
y su colocacin en los aplicadores. Por ejemplo, una
prctica que facilita su manipulacin y proporciona
algn tipo de identificacin de las mismas, es el colocar
las fuentes en pequeas piezas de styrofoam que a su
vez se colocan en varios contenedores de plomo. Para
minimizar la dosis en el montaje de las fuentes en el
aplicador, es conveniente que slo est descubierta la
fuente que se vaya a colocar en su alojamiento, permaneciendo el resto protegidas por un blindaje. Para
el montaje es conveniente seguir las instrucciones
dictadas por los suministradores, empleando los mismos dispositivos protectores que en el desembalaje y
Una vez montado, el aplicador se deposita en un
contenedor apropiado que es el que va a servir para su
transporte al quirfano, conservando las condiciones de
esterilidad requeridas.
En cuanto a las fuentes embebidas en los propios
aplicadores (aplicadores con carga fija, 106Ru), el proceso es similar para todos los aplicadores y se refiere
sobre todo al proceso de esterilizacin y transporte
hasta el quirfano. El transporte se realiza en contenedores adecuados. La esterilizacin tambin se puede
hacer en contenedores apropiados y en cualquier caso
teniendo en cuenta las indicaciones del suministrador
y los procedimientos del centro. Los suministradores
suelen indicar la necesidad de esterilizar las fuentes
antes de su primer uso. En cualquier caso, la preparacin para la esterilizacin y la recogida, deben realizarlas profesionales debidamente preparados. Hay que
tener en cuenta que si la tasa de dosis alrededor de la
unidad esterilizadora es elevada, debe advertirse a los
profesionales relacionados para que guarden la debida
distancia a la misma.
Despus de preparado el conjunto aplicadoresfuentes y ser trasladado al quirfano, llega el momento
de la insercin. En este caso, el procedimiento es
similar tanto para los aplicadores fijos como los personalizables, excluyendo el caso particular de 90Sr. La
tcnica quirrgica ms extendida juega a favor de la
Proteccin radiolgica, puesto que es usual realizar
todas las operaciones de colocacin y centrado con
un aplicador simulado (localizador) pero con los puntos de sutura idnticos a los del aplicador real. Para
la colocacin quirrgica del aplicador se realiza una
diseccin de la conjuntiva perilmbica en los cuadrantes
necesarios, se capturan los msculos rectos que limitan
el cuadrante donde se encuentra el tumor, se expone
el rea de la esclera subyacente al mismo y en este
momento con una fuente de luz fra se transilumina el
globo proyectando la sombra del tumor, que se marca
para delimitarlo. Una vez marcado se procede a la colocacin de la placa localizadora, verificndose con una
nueva transiluminacin.73 Despus, se reemplaza de la
forma ms rpida posible el aplicador simulado por el
radiactivo, suturando ste en las posiciones prefijadas.
Las pinzas utilizadas son lo ms largas posibles pero
teniendo en cuenta la rapidez y seguridad en la ejecucin del procedimiento. Los guantes de plomo son altamente recomendados pero, en ocasiones, el cirujano
no los emplea por restar sensibilidad al tacto. Despus
del tratamiento se realiza la desinsercin, tambin en
el quirfano.
El cirujano principal y el ayudante llevan el mismo
sistema de dosimetra personal que ya se ha comentado anteriormente. Tambin, al menos, en los primeros
implantes, es recomendable la monitorizacin de la
intervencin con un detector de radiacin externa adecuado, registrando la tasa de dosis en los momentos
ms relevantes desde el punto de vista de la irradiacin
de los profesionales. Lgicamente el detector debe ser
adecuado a la energa en cuestin, debiendo considerarse la potencial correccin frente a la energa de calibracin. Segn los procedimientos particulares de cada
hospital, esta monitorizacin puede hacerse en todos
los implantes. Adems permite calcular las dosis de
los profesionales que no son portadores de dosimetra
personal, aunque es importante la medida de la dosis
real ms que clculos tericos basados en tiempos de
exposicin y distancia al paciente.
En el transcurso de las primeras aplicaciones y tras
monitorizar el implante, debe fijarse la distancia a partir
de la cual el riesgo es mnimo para los profesionales
involucrados en el implante. Dicha distancia puede
depender del procedimiento de cada instalacin. Estas
distancias van desde 1 a 8cm en las manos del oftalmlogo que realiza la intervencin, hasta los 10cm de
los ayudantes o 20cm para la localizacin del dosmetro de solapa. El resto de trabajadores expuestos
pueden colocarse a 1m o ms del implante.60
Respecto a la dosis recibida por el cirujano,60 las
estimaciones permitiran, con la legislacin actual, para
irradiacin superficial y de las manos, alrededor de 140
aplicaciones al ao con 106Ru y 67 con 125I. El efecto en
la glndula tiroides es menor. Se recomienda un factor
de seguridad de 2 por lo que se aconseja limitar las
intervenciones que se pueden llevar a cabo cada ao a
70 con 106Ruy 33 con 125I. Si el nmero de interven-
ciones es superior por ao, se puede conseguir una
reduccin de la exposicin en manos mediante guantes
plomados y un collarn para proteger la glndula tiroidea. Tambin se puede conseguir reducir la irradiacin
alternando los profesionales que intervienen como cirujano principal y cirujano ayudante. Para 106Ru hay que
tener en cuenta que, si bien se elimina la componente
beta de la radiacin, an permanece del 20 al 40% de
componente de fotones.
Dado el nuevo lmite anual para cristalino de
20mSv, ste ser el rgano limitante y el nmero de
intervenciones debe evaluarse en consecuencia con
deber incluir las recomendaciones e instrucciones
para minimizar los riesgos de irradiacin, y se debern
adaptar a las caractersticas culturales de cada paciente.
Si por alguna incidencia clnica, el paciente hubiera
de ser atendido por especialistas distintos del servicio
de Oncologa radioterapica, se debern disponer los
procedimientos adecuados de informacin y actuacin.
Vamos a distinguir entre implantes COMS y placa
implantada de 106Ru. En el caso de los aplicadores
superficiales de 90Sr el tratamiento se realiza por apoyo
en la zona de inters con una duracin de minutos no
necesitando, lgicamente, hospitalizacin.
Aplicadores no implantables
Aplicadores COMS con
Como hemos comentado, la terapia mediante aplicadores oculares de 90Sr presenta un procedimiento
muy diferente al caso de los aplicadores implantables.
Este tipo de terapia se aplica a patologas especficas
como el caso del tratamiento del pterigium74 o las trabeculotomas.75
Durante los tratamientos, un profesional sujeta el
aplicador que est en contacto con la lesin durante
unos pocos minutos. Suelen incorporar un disco de
plstico para apantallar parte de la radiacin que se
recibe en la mano.68,76 La energa mxima beta del
90Sr es de 2.27 MeV que tambin produce radiacin de
frenado al frenarse con los materiales. La cantidad de
radiacin de frenado producida depende del material
del que est construido el aplicador. Cuanto menor
sea el nmero atmico efectivo, menos radiacin de
frenado produce y el plstico como no tiene un nmero
atmico alto aparece como un material adecuado. Para
la limpieza, esterilizacin y preparacin del aplicador se
puede construir una proteccin con plexigls (lucita),
siguiendo las recomendaciones del fabricante.
La tasa de dosis al paciente depende del tipo de
placa utilizada y de la localizacin de la lesin. Si se
utilizan las placas tipo COMS, stas disponen de una
placa de oro de 0.5mm de espesor, la capa hemirreductora para el 125I en oro es de 0.01mm (vase
la tabla 5). En contacto con la placa, la tasa de dosis
puede llegar a ser del orden de mSv/h.
La dosis tpica en estos tipos de implante es de
85 Gy segn el protocolo COMS;77 este protocolo recomienda una tasa de dosis en el punto de prescripcin
entre 0.6 y 1.06Gy/h, lo que implica un tiempo de hospitalizacin de 3.3 a 5.9 das.77 Con el paciente en la
habitacin debe realizarse una dosimetra de rea, que
quedar documentada en el registro correspondiente.
El paciente deber ingresar en una habitacin individual. El personal asistencial debe quedar informado del
tipo de tratamiento, material radiactivo y riesgos asociados, as como de las medidas bsicas de Proteccin
Se dejarn al paciente unas gafas con cristales plomados, con proteccin frontal y lateral, similares a las
utilizadas por mdicos intervencionistas que trabajen
con rayos X, que debe utilizarlas cuando entre personal
sanitario en la habitacin o cuando reciba visitas. El
cristal plomado tiene un espesor entre 0.5 y 0.75 mm
de plomo, la capa hemirreductora para 125I en plomo es
de 0.0181 mm (vase la tabla 5).
En general, y salvo que existan medidas individualizadas que justifiquen otras condiciones, se recomienda
que las visitas permanezcan a una distancia superior
a dos metros, ya que a esa distancia las dosis de
radiacin son equivalentes al fondo radiactivo natural.
A no ser que fuese absolutamente imprescindible, no
tendrn acceso a la habitacin mujeres embarazadas ni
nios menores de 16 aos. En el caso de ser imprescindible la entrada de una mujer embarazada, esta se
situar detrs de una mampara plomada y estar el
menor tiempo posible. Siempre se dejar en la habitacin un recipiente plomado por si hubiese que retirar la
placa antes de lo previsto.
4.4.Aspectos a considerar en la
hospitalizacin durante el implante
Las habitaciones donde se realice la hospitalizacin
del paciente estarn autorizadas y sern adecuadamente clasificadas y sealizadas. Las habitaciones de
hospitalizacin debern tener los blindajes estructurales necesarios para que no se superen los lmites de
dosis legalmente establecidos para los trabajadores
expuestos de la instalacin o personas del pblico que
puedan situarse en las diferentes zonas anexas. Es conveniente que las habitaciones dispongan de mamparas
Es importante que antes del tratamiento se d
informacin general sobre el mismo al paciente, a sus
familiares o acompaantes que se vayan a encargar de
su cuidado y al personal asistencial. Esta informacin
Tabla8.Valores de espesor tpico de blindaje en Braquiterapia (MDR significa Tasa de Dosis Media).
Hp (0.07) en Sv h1 MBq1
Lado cncavo (anterior)
Lado convexo (posterior)
Como se ha mencionado anteriormente, las fuentes
de 106Ru estn encapsuladas en plata, con un espesor
total de 1mm, y la ventana de la parte cncava, en
contacto con la lesin tiene una ventana de 0.1mm.
La superficie de la parte convexa absorbe aproximadamente un 95% de la radiacin beta. En el manual de
uso78 se indican unos valores de tasa de equivalente de
dosis personal, Hp (0.07), por MBq a dos distancias de
la placa (vase la tabla 8).
La actividad de las fuentes dependen del modelo,
pero como mximo es de 64.5 MBq, variando la actividad nominal entre 4 y 40 MBq. Por tanto, a 30 cm de
distancia del lado convexo para una fuente de 40 MBq
se recibira una tasa de equivalente de dosis personal
de 0.52 mSv/h.
Los aplicadores de 106Ru se utilizan para el tratamiento de melanomas oculares y retinoblastomas, stos
ltimos fundamentalmente peditricos. Generalmente
de espesor o profundidad de tratamiento inferior a
5 mm. El tiempo de tratamiento vara en funcin de la
dosis absorbida prescrita y la actividad del aplicador,
variando entre unas horas y cuatro das. El paciente debe permanecer en una habitacin individual,
donde se haya informado y se hayan dado normas
de Proteccin radiolgica escritas tanto al personal de
enfermera como a los familiares.
El personal de enfermera conocer que el tiempo de permanencia en la habitacin ser el mnimo
necesario para la correcta atencin del paciente. A los
familiares, que deben permanecer en la habitacin el
menor nmero posible, se les indicar que se han de
situar a una distancia de ms de un metro, aunque,
en el caso de pacientes peditricos, pueden acercarse
al nio para atenderlo cuando sea necesario. Se ha de
restringir al mximo el acceso a la habitacin de mujeres embarazadas y no debern acceder a las mismas
nios menores de 16 aos.
4.5.Plan de emergencia
El plan de emergencia debe seguir la estructura y
condiciones que sean de aplicacin recogidas en el
Los incidentes que pueden ocurrir, y deben considerarse en el plan de emergencia, son los relativos a la
prdida accidental del material radioactivo.
Si durante la intervencin cae una fuente radiactiva al suelo se proceder a localizarla con un detector
adecuado, recogindose siempre con pinzas. Se debe
rastrear a todo el personal presente en el quirfano
antes de abandonarlo, y se debe bloquear el acceso al
quirfano hasta que se encuentre la fuente. Esta misma
actuacin aplica a la fase de hospitalizacin si existe
una retirada no esperada del aplicador.
El paciente puede sufrir una indisposicin que
haga necesario avisar al personal mdico del hospital,
e incluso su traslado a la UCI. En el primer caso, se
proceder a informar al personal mdico de que el
paciente tiene material radiactivo que hace que no se
deba permanecer junto a l ms que el tiempo imprescindible y estimndose la dosis recibida. En el caso
de traslado a la UCI, se deber retirar, lgicamente, la
placa radiactiva.
Si se pierde una fuente u ocurre cualquier incidente con trascendencia radiolgica, ser notificado al
Consejo de Seguridad Nuclear segn se establece en
la IS-18.35 Igualmente se comunicar a la autoridad
competente de la comunidad autnoma en un plazo
mximo de 24 horas. La forma de notificacin podr
ser mediante un primer contacto telefnico, y posteriormente dentro del plazo de 10 das por escrito.35,79
5.Aspectos de Proteccin radiolgica en
la Braquiterapia permanente con fuentes
LDR de 125I, 103Pd y 131Cs
En esta seccin van a considerarse los aspectos de
Proteccin radiolgica de los implantes permanentes
de prstata; esta tcnica ha experimentado un incremento notable en la ltima dcada y est implementada en numerosos hospitales espaoles. Las fuentes
habituales son de 125I aunque algunos hospitales
tambin realizan implantes con el radionucleido alternativo, 103Pd. En la actualidad, se estn introduciendo
tcnicas utilizando el radionucleido 131Cs. La comunidad mdica mantiene activa la discusin respecto a los
tres radionucleidos con estudios clnicos en progreso,
siendo el criterio predominante el radiobiolgico debido a la diferente distribucin de la dosis absorbida con
En la tabla 5 se presentan los datos actualizados de
transmisin en diferentes materiales para los tres tipos
5.1.Descripcin de la tcnica y equipos
El tratamiento de prstata con semillas consiste
en la implantacin, en todo el volumen de tejido de la
prstata, de un nmero variable de fuentes de pequeo
tamao (semillas) en una distribucin tridimensional.
Como hemos comentado anteriormente, actualmente
se utilizan en Espaa semillas de 125I y 103Pd, y se prev
que en un futuro tambin se utilizarn las semillas, ya
disponibles, de 131Cs. Este tipo de Braquiterapia se
indica en los casos de estadios iniciales de carcinoma
prosttico en los que la enfermedad es incipiente y
confinada a la glndula.
La dosis absorbida prescrita tpica en la Braquiterapia
de prstata es de 145-160Gy en monoterapia y 110Gy
en sobreimpresin utilizando semillas de 125I, y 125Gy
en monoterapia utilizando semillas de 103Pd. Los valores de prescripcin en monoterapia utilizando semillas
de 131Cs actualmente se estn estudiando y se sugieren
unos valores comprendidos entre 100-125Gy.30 Los
clculos de la dosis absorbida se realizan utilizando en
el clculo el formalismo TG43.80
El nmero de semillas utilizadas en cada implante
depender del volumen de la prstata y de la TKRA de
las semillas. En un implante se utilizan habitualmente
semillas de la misma TKRA. Como en todas las fuentes utilizadas en Braquiterapia, el usuario debe medir
previamente su TKRA, que en el caso de las semillas
de prstata se realiza para una muestra de las fuentes
por inferencia estadstica.81 Cada fabricante oferta un
rango de TKRA de semillas a escoger por el usuario.
Por ejemplo, para semillas de 125I el rango est dentro
de 0.4-1.0Gy/h de TKRA por semilla. El T1/2 del 125I,
103Pd y 131Cs es 59.4 y 16.97 y 9.7 das respectivamente y el noventa por ciento de la dosis de tratamiento se
suministra durante el tratamiento en 197, 56 y 32 das
Como norma general de Proteccin radiolgica,
las personas que estn presentes en el radioquirfano
durante el implante sern las mnimas imprescindibles.
La tasa de dosis a la que estar expuesto el facultativo
que realiza el implante es relativamente baja, teniendo
en cuenta la baja energa de las fuentes adems de la
propia atenuacin del paciente una vez implantadas.
El implante es realizado por el onclogo radioterpico (supervisor de IR), mediante unas agujas vectoras
paralelas. Estas agujas se insertan en el tejido en posiciones fijas predeterminadas previamente y utilizando
una plantilla metlica con orificios distribuidos en forma
de rejilla de 0.5cm de paso. La posicin de las agujas
se controla por ecografa y opcionalmente con RX (fluoroscopia). La insercin de las semillas en las agujas,
previamente esterilizadas, se puede realizar de forma
manual o con equipos de carga diferida.
Sistemas de carga manual
Existen diferentes sistemas de carga manual, que se
diferencian por la forma en que el proveedor suministra
las semillas. La insercin de las semillas en las agujas
se realiza con semillas sueltas (e.g. Bebig IsoSeed,
Theragenics AgX100), o en trenes de semillas, unidas
entre ellas por un material orgnico reabsorbible. Estos
trenes de semillas son suministrados por los diferentes
fabricantes en diferentes modalidades:
1.	El fabricante suministra trenes de 10 semillas separadas 1cm de centro a centro de semilla, o
tambin puede suministrar trenes de semillas de
longitud predefinida por el usuario igualmente
separadas 1cm de centro a centro de semilla (e.g.
Bebig IsoStrand, Oncura RAPIDStrand).
2.	El fabricante suministra un cartucho blindado con
un tren de 75 semillas separadas 1 cm de centro a
centro de semilla (e.g. Bebig IsoCord).
3.	El fabricante suministra semillas sueltas y separadores que permiten al usuario montar los trenes
que mejor se adaptan al implante utilizando un
mecanismo blindado (e.g. Bard SOURCELINK).
Sistemas de carga diferida
Los sistemas de carga diferida (e.g. SeedSelectron
de Elekta) disponen de un contenedor o cartucho autoblindado donde vienen las fuentes preparadas para su
uso. Eso significa que los cartuchos estn adecuadamente blindados y que no es necesaria una especial
precaucin para manipularlos. En cualquier caso,
suelen venir esterilizados con lo que no son necesarias
medidas adicionales en este sentido. Para comprobar
el nmero de fuentes que tiene el cartucho se puede
realizar una placa radiogrfica, o un escanograma en el
TC o una adquisicin con el sistema de imagen con el
acelerador lineal si tiene la suficiente resolucin.
Algunos sistemas adjuntan al lote de fuentes en
el cartucho otra serie de fuentes del mismo lote, para
la medida de la TKRA por el mtodo de inferencia
estadstica. El nivel de radiacin existente durante las
medidas de la TKRA es lo bastante pequeo para que
una distancia razonable de trabajo sea una medida
de proteccin suficiente, y se adoptarn las medidas
habituales de Proteccin radiolgica similares a las
descritas en la seccin 4.
Otro dispositivo que tienen los sistemas de carga
diferida es el encargado de transportar las fuentes
desde su posicin en el cartucho hasta la posicin de
tratamiento. Estos dispositivos disponen, en la zona
del sistema donde se conforman los trenes de fuentesespaciadores, de material adicional de blindaje, de
acero inoxidable, que con una distancia de trabajo
razonable puede considerarse como proteccin suficiente para esta fase del proceso.
La conformacin del tren de semillas se realiza
impulsando las fuentes al interior de un alojamiento
plomado, que se adapta al tubo gua. El sistema empuja
las fuentes hasta su posicin en el paciente sin que sea
necesaria la manipulacin manual de las agujas cargadas. Mediante el mismo mecanismo tambin es posible
medir una fuente del cartucho antes de empezar el
implante para reverificar el lote. En ambos casos, el
factor que proporciona una proteccin adecuada es el
mantenimiento de una distancia de trabajo razonable.
Si es necesario, y en funcin de las caractersticas del
personal que asista al implante, pueden emplearse protectores individuales, como seran delantales plomados,
protectores de tiroides y gafas plomadas.
Finalmente, estos dispositivos de carga diferida tienen sistemas adicionales para completar el implante de
forma manual en el caso de que no funcione el sistema
automatizado. Estos sistemas suelen ser plomados
para hacer mnima la exposicin de la persona que
conforme los trenes. En este caso se emplean fuentes
sueltas y su proceso de manipulacin se detalla en el
apartado 5.3.
5.2.Adquisicin y almacenamiento de las
El nmero de fuentes y su TKRA aproximada solicitado al proveedor, se determina en funcin de la
volumetra (estimacin del volumen de tratamiento)
que se le suele realizar al paciente con anterioridad al
tratamiento. La peticin de semillas se realiza una vez
previsto el da de tratamiento y con antelacin suficiente a la realizacin del mismo.
Las fuentes se reciben en un contenedor de transporte, y al recibirlas, es necesario comprobar que el
nmero de fuentes y la TKRA de cada una que se indica en la documentacin del proveedor coinciden con
la solicitud realizada. La recepcin de las fuentes la ha
de realizar personal capacitado en un rea controlada
y segura. Al abrir el embalaje que contiene las fuentes,
es recomendable26 examinar el contenido y determinar
que no haya contaminacin con un monitor de sensibilidad adecuada, sin necesidad de hacer un frotis, para
verificar que el paquete no se ha daado durante el
Para cada contenedor de fuentes se suele elaborar
una hoja de inventario donde constar el tipo de radionucleido, la fecha de calibracin, la fecha de recepcin,
nmero de historia del paciente, nmero de fuentes
usadas en el implante y nmero de fuentes residuales.
Las semillas han de permanecer en su contenedor de
transporte hasta su utilizacin y controladas en una zona
de almacenamiento segura debidamente sealizada.
5.3.Manipulacin, preparacin y gestin de
Los sistemas de carga diferida no presentan problemas de Proteccin radiolgica en el momento de la
preparacin de las fuentes radiactivas, ya que se realiza
de forma automtica en un recipiente blindado, como
se ha comentado anteriormente.
En el caso de los sistemas de carga manual, la
preparacin de las fuentes radiactivas se realiza en el
momento del implante y consiste en la preparacin de
los trenes con la longitud prevista en la planificacin y
su introduccin en las agujas vectoras. Los trenes de
semillas antes y despus de su preparacin se han de
almacenar en recipientes blindados, minimizando el
nmero de fuentes que el operador est manipulando.
La manipulacin de las semillas se realizar con pinzas, emplendose mamparas y delantales adecuados.
Habitualmente, slo son necesarias medidas de proteccin si se utiliza RX para apoyar la realizacin del
implante. En este caso para protegerse es suficiente
un delantal y protector tiroideo estndar equivalente a
0.5 mm de plomo, valorndose el uso de gafas plomadas. En las operaciones de preparacin de las fuentes y
en la realizacin del implante es conveniente el uso de
dosmetros de mueca, o de anillo.
Durante el implante, se debe realizar un control de
las semillas que han entrado en la sala de operaciones
y las semillas insertadas en el paciente. Despus de
implantar cada fuente, o trenes de fuentes, se verificar que no se ha quedado ninguna fuente en la aguja.
Como medida redundante o en caso de duda se puede
monitorizar la aguja despus de implantada y retirada.
Al concluir el procedimiento, se realizar un recuento de las semillas que han sobrado, teniendo en cuenta
tambin las posibles semillas evacuadas en la cistoscopia postimplante, si se realiza, y las fuentes que
hayan podido ser desechadas por cualquier motivo
durante el implante. Todas estas fuentes se retirarn
en un recipiente plomado que asegure la proteccin
de la persona encargada de su traslado hasta una zona
controlada. En caso de prdida de una de las fuentes,
se proceder a su bsqueda utilizando un monitor de
sensibilidad adecuada.
Tambin es necesario monitorizar el agua sobrante
de la cistoscopia, pues en ocasiones, sobre todo si ha
sido algo agresiva, puede arrastrar alguna fuente. Si
los valores medidos son significativamente distintos
del fondo debe sospecharse que puede haber alguna
fuente en dicho material. Si no se encuentra la fuente,
todo el material debe considerarse residuo radiactivo.
Se deben evaluar los niveles de dosis alrededor del
paciente cerca de la pelvis y en diferentes puntos a
una distancia de 1m alrededor de la zona del implante, as como en todas las dependencias involucradas
en la preparacin y realizacin del implante desde la
recepcin de material, medida, preparacin, implante,
hasta su ubicacin en residuos, orina y habitacin del
paciente, que suele quedar hospitalizado un da tras el
implante. Para ello es necesario un monitor de sensibilidad adecuada.
En el caso de sistemas de carga diferida, el cartucho
puede opcionalmente ser radiografiado, o alternativamente con escanograma en TC, para contrastar las
fuentes restantes con las que hemos contabilizado y
el cartucho queda clasificado como residuo radiactivo.
Las semillas que no han sido utilizadas se guardan
en el contenedor de origen y se consideran residuo
radiactivo.10,82 Tambin se considera residuo radiactivo
el resto de fuentes como las que se han utilizado para la
medida de la TKRA o las encontradas en la cistoscopia.
5.4.Aspectos a considerar en la etapa
Medidas de Proteccin radiolgica durante la
hospitalizacin del paciente
Una vez realizado el implante, por motivos clnicos
puede ser necesario mantener hospitalizado al paciente una noche. La habitacin de hospitalizacin ha de
estar sealizada adecuadamente. Mientras el paciente
est hospitalizado, se deben medir las bolsas de la
sonda urinaria por si se elimina alguna semilla, con
un monitor de sensibilidad adecuada. No es necesario
adoptar medidas especiales de proteccin por parte del
Medidas de Proteccin radiolgica para familiares y
miembros del pblico cercanos al paciente, despus
del alta hospitalaria
Los pacientes tratados con implantes permanentes
no representan riesgo de radiacin para el pblico.
Existen trabajos83 que muestran, para un gran nmero
de casos, los niveles de equivalente de dosis alrededor
de pacientes con implantes permanentes tpicos. La
tasa de equivalente de dosis media en la superficie
anterior del paciente es de 37Sv/h para 125I y de
8Sv/h para 103Pd. A 30cm se reducen a 6Sv/h y
3Sv/h respectivamente, disminuyendo a menos de
1Sv/h a 1 metro. Un estudio reciente84 obtiene unos
valores de equivalente de dosis en la superficie anterior
del paciente de 85.4Sv/h y 44.3Sv/h si est en
posicin supina o de pie para 125I. A 30cm se reducen
a 12Sv/h y 7.2Sv/h respectivamente. Las diferencias con el estudio de Dauer et al. se pueden justificar
por las diferencias en el peso medio de los pacientes
seleccionados.84
Los datos disponibles, derivados de medidas directas o de clculos,4 indican que la dosis efectiva anual
que recibe la familia o los miembros del hogar es claramente inferior a 1mSv, y en ningn caso se superan
los 5mSv en el caso del personal cuidador que atiende
a dichos pacientes. En general, es improbable que una
misma persona (no profesionalmente expuesta) est en
contacto con un paciente de estas caractersticas ms
de una vez en un ao, por lo que, la dosis efectiva sera
inferior a la mxima en un ao para los miembros del
pblico.3,10
Aunque existen prendas de ropa interior plomada
para el paciente (e.g. Ref. 85), su uso no es estrictamente necesario ya que se considera que el paciente
puede hacer una vida normal siempre que se mantengan unas mnimas normas, ms por tranquilidad
que por razones estrictas de Proteccin radiolgica. Se
recomienda que los nios no deberan estar sentados
en el regazo de un paciente y el paciente debe evitar el
contacto cercano con las mujeres embarazadas durante periodos significativos de tiempo (entendemos que
ms de 10 minutos, aunque no se especifica valor en el
ICRP 97) dentro de los 2 primeros meses del implante
cuando se utiliza 125I y un tiempo menor para 103Pd,18
que aplicando proporcionalidad seran unos 20 das.
Un estudio86-87 posterior a estas recomendaciones
de la ICRP permite obtener unos periodos de tiempo
personalizados para cada paciente, y que son menos
restrictivos. La tabla 9 muestra un algoritmo adaptado
de Dauer et al.87 que puede aplicarse para el clculo de
estos periodos de tiempo. En ste se relaciona la tasa
de equivalente de dosis calculada a 30 cm de la superficie de piel anterior de un paciente con un implante
de prstata (entendemos que a una profundidad tpica
del perin) y el tiempo en el que han de mantener precauciones los compaeros y familiares para no superar
el 50% de los lmites de dosis mencionados anteriormente. Esta tabla se ha adaptado para la entrada con
valores de equivalente de dosis, maginitud calculada,
frente a los valores de exposicin incluidos en el trabajo
original; se ha utilizado el factor 0.00876 para obtener
tasa de kerma (Gy/h) a partir de la tasa de exposicin
(R/h) y supuesta la tasa kerma igual a la tasa equivalente de dosis.
Utilizando los valores de tasa equivalente de dosis
tpicos a 30cm del paciente83 de 6Sv/h y 3Sv/h
Tabla9.Algoritmo para determinar el tiempo de precaucin en das, t(d), necesario para cada escenario de exposicin para
mantener las dosis efectivas por debajo de un 50% de los lmites, basado en la medida de la tasa de equivalente de dosis
H 30 cm (Sv/h) a 30 cm de los pacientes con implante de prstata (Ref. 87). Si el resultado de t(d) 0, no es necesario
adoptar ningn tiempo de precaucin.
Tiempo de precaucin para 125I, t(d)
Tiempo de precaucin para 103Pd, t(d)
Adulto que no duerme con el
Adulto que duerme con el paciente
85.54 ln(H 30 cm) 181
24.47 ln(H 30 cm) 106
Embarazada que duerme con el
85.54 ln(H 30 cm) 43
24.47 ln(H 30 cm) 67
Nios que conviven con el
paciente y se sientan en el regazo
85.54 ln(H 30 cm) 85
24.47 ln(H 30 cm) 79
Escenario de exposicin
para 125I y 103Pd respectivamente, todos los tiempos
para los casos contemplados en la tabla 9 se reducen
a 0 con excepcin de, en el caso 125I, de embarazada
que duerme con el paciente y nios que se sientan en
el regazo peridicamente que resultan 110 das y 68
das respectivamente. Estos resultados son muy prximos a los obtenidos por Dauer et al.87
5.5.Recomendaciones en situaciones
En esta modalidad de implante permanente se pueden presentar situaciones especiales como la expulsin
por la orina de fuentes o la realizacin de cirugas posteriores que afecten a la zona del implante. Adems se
est presentando la situacin en la que se plantea la
cremacin en el fallecimiento del paciente. Estas situaciones se van a considerar a continuacin.
5.5.1.Expulsin de fuentes
Aunque es poco probable, puede suceder que el
paciente expulse alguna semilla a travs de la orina
despus del implante. Es necesario distinguir entre las
semillas libres o sueltas y las semillas en configuracin
En el caso de un implante con semillas sueltas,
stas se pueden expulsar por la orina los primeros
das.88 Por lo tanto, es recomendable filtrar la orina con
un colador los 3 primeros das19 despus del implante,
y el resto de tiempo hasta los 2 meses (125I) o 20 das
(103Pd) observar que no se expulsa ninguna semilla,
debiendo recogerla si es el caso.
Si el paciente o un miembro de la familia encuentran
una semilla, no la deben tocar. Utilizarn una cuchara
o unas pinzas para colocar la semilla en un contenedor
que se le habr entregado previamente al paciente, o
bien en un recipiente con agua. Este contenedor puede
ser uno de los que recibe el hospital con los cartuchos
de semillas. El paciente llamar al telfono indicado en
las instrucciones que se le habrn entregado y devolver el contenedor o el recipiente con agua al hospital lo
antes posible. En el caso muy poco probable de expulsin posterior, igualmente se proceder a la recogida
de la semilla y sta se devolver al hospital siguiendo el
procedimiento explicado anteriormente.
En este ltimo punto hay diferencias entre pases, ya
que en algunos no es necesaria su recogida y se pueden eliminar por el sistema de saneamiento, haciendo
correr suficiente agua. En Espaa es obligada su recogida y entrega al hospital.
En el caso de utilizar semillas ligadas en el implante,
es recomendable filtrar la orina mientras el paciente
permanezca hospitalizado despus de la realizacin
del implante. Una vez dado de alta, se puede producir
alguna expulsin varias semanas despus, al disolverse la ligadura. Como se ha comentado anteriormente,
estas semillas se devolvern al hospital.
Aunque generalmente se recomienda el uso de
preservativo en las relaciones sexuales las primeras 2-3
semanas despus del implante, parece ms apropiado
recomendar su uso en las primeras cinco eyaculaciones, independientemente del tiempo que haya pasado
desde la realizacin del implante.19 Las relaciones
sexuales durante la primera semana despus del
implante se deben evitar.
En el caso poco probable de que las semillas atraviesen el tracto gastrointestinal, el sistema de aguas
residuales ofrece suficiente proteccin.19
Como se ha indicado anteriormente, para el caso de
las fuentes expulsadas debe procurarse que se lleven
al hospital y se gestionen como residuos. En el caso no
poco probable de prdida de una fuente de baja ener-
ga tras un implante de prstata, este hecho no debe
ser objeto de la comunicacin oficial al CSN ya que se
trata de fuentes ya utilizadas.
sonal sanitario que expliquen que es portador de un
implante y en las que se proporcionar el nmero de
telfono del hospital para pedir la informacin oportuna
(vase el Anexo I).
5.5.2.Cremacin
La cremacin de pacientes a los que se les ha realizado un implante con semillas plantea una serie de
cuestiones relacionadas con: 1) la actividad remanente
en las cenizas del paciente, responsable potencialmente de la irradiacin del personal del crematorio y
miembros de la familia, y 2) la presencia de partculas
en el aire, potencialmente responsable de la inhalacin
de partculas radiactivas por el personal del crematorio
y los miembros del pblico.
La cremacin se realizar sin ninguna precaucin
especial en el caso que hayan transcurrido 12 meses
desde el implante de semillas de 125I, o 3 meses para
el 103Pd.19
Si no ha transcurrido este tiempo, se recomienda:19
extraer la prstata del cuerpo y almacenar la prstata (y
las semillas) de acuerdo con la regulacin nacional. Por
ejemplo, en Japn89 se recomienda almacenar la prstata durante 1 ao despus del implante de 125I como
residuo radiactivo bajo responsabilidad del hospital en
el que se realiz el implante. Un estudio realizado en
Japn por Satoh et al.90-91 recoge la experiencia obtenida siguiendo las recomendaciones japonesas desde
2003 a 2010 con 15427 pacientes con implantes de
semillas, de los que un 0.28% fallecieron durante el
primer ao despus del implante.
En el caso de haberse realizado la cremacin con
las semillas, no se deben dispersar las cenizas hasta
que no haya transcurrido un mnimo de 10 periodos de
T1/226 desde el implante (unos 20 y 6 meses para el 125I
y 103Pd respectivamente).
5.5.3.Ciruga plvica o abdominal
En algunos casos excepcionales, puede ser necesario realizar una reseccin transuretral limitada despus del implante debido a la retencin urinaria. Esta
operacin la ha de realizar un cirujano experimentado
con conocimiento de la tcnica de implantacin de
Cuando sea posible, no se debe realizar esta reseccin antes de los 6 y 2 meses del implante de semillas
de 125I19 y 103Pd respectivamente. En este proceso, las
semillas deben colocarse en un contenedor o en un
recipiente con agua, y retornarlas al hospital en el que
se realiz el implante.
En algunos otros casos puede ser necesario realizar
una ciruga abdominal o plvica (sin ninguna relacin
con el cncer de prstata) despus de la Braquiterapia
de prstata. Para evitar cualquier problema, el paciente
debe llevar consigo las recomendaciones para el per-
5.6.Plan de emergencia
Las posibles incidencias radiolgicas asociadas a
este tratamiento son: la prdida de alguna de las semillas, o la rotura de una de ellas con la consecuencia de
posible contaminacin.
La rotura de una fuente se puede producir durante
su manipulacin. Si se produce, se proceder a delimitar la zona y se realizar la descontaminacin siempre
por va hmeda para evitar la dispersin del radionucleido al ambiente, utilizando agua y descontaminante
(Extran o Decom) o agua jabonosa. Con un monitor de
contaminacin adecuado y calibrado para el 125I se
medir la actividad (Bq//cm2), hasta conseguir valores
menores a los de exencin. Todo el material utilizado
en la descontaminacin se tratar, en principio, como
residuo radiactivo. Si la zona sigue contaminada, se
cubrir la parte afectada con papel de filtro o material
plstico y se sealizar la zona.
6.Estanqueidad de las fuentes
En esta seccin vamos a considerar los aspectos
relativos a las verificaciones de la estanqueidad de las
fuentes en Braquiterapia, todas ellas encapsuladas,
contemplando la legislacin existente, recomendaciones, detectores, valores lmite y situaciones especiales
como es el caso de reutilizacin de las fuentes.
6.1.Legislacin
El Real Decreto 1566/1998,14 por el que se establecen los criterios de calidad en Radioterapia, hace
referencia al control de fugas y estanqueidad en fuentes y equipos de Braquiterapia, que debe ajustarse al
valor especificado en la legislacin vigente en materia
de Proteccin radiolgica.
Actualmente existe una Instruccin de 22-10-2010
del CSN,92 nIS-28, sobre las especificaciones tcnicas
de funcionamiento que deben cumplir las instalaciones
radiactivas de 2 y 3 categora, donde se indica la obligatoriedad de realizar las pruebas de hermeticidad de
las fuentes radiactivas encapsuladas. Esta, aplica a las
fuentes encapsuladas que contengan un radionucleido
emisor b o c de actividad mayor de 3.7MBq o un radio-
nucleido emisor a de actividad mayor de 0.37MBq,
cuando tengan un T1/2 superior a 30 das. Este sera
el caso de las placas de 106Ru y 90Sr utilizadas en
Braquiterapia oftlmica y en algn caso de fuentes de
125I utilizadas tambin en Braquiterapia ocular dependiendo de su TKRA.
Esta instruccin tambin se aplica a las fuentes
de alta actividad, cuya definicin est recogida en el
RD229/200682 como aquellas que contienen un radionucleido cuya actividad sea igual o superior a 4109Bq
en el caso de 60Co y a 11010Bq en el caso de
192Ir. Por tanto seran las fuentes de 192Ir y 60Co de los
equipos de HDR-PDR. Pueden existir casos puntuales
en los que el Consejo de Seguridad Nuclear estime
expresamente que no es necesario llevar a cabo pruebas de hermeticidad peridicas sobre determinadas
fuentes radiactivas, como es el caso de las fuentes de
192Ir que, debido a su corto T , se recambian cada 3
meses, por lo que las pruebas de hermeticidad resultan
Segn establece el CSN,93 la periodicidad no debe
superar un ao excepto en los tres supuestos que se
recogen a continuacin:
tido por el fabricante que indique que se han superado
los controles de hermeticidad, como recoge la Revisin
1 de la gua de seguridad n5.3 del CSN.93 Este control
y la emisin del certificado deben realizarse con carcter previo a la comercializacin dentro de los seis meses
anteriores a su suministro al usuario; generalmente est
recogido en el certificado de calibracin de la fuente.
A la vista de la legislacin comentada previamente
y teniendo en cuenta la eficiencia en la prctica, las
conclusiones son:
Todas las fuentes recibidas en el hospital para su
uso en Braquiterapia deben disponer de un certificado de hermeticidad emitido por el suministrador,
y es documentacin obligada en la aceptacin de
En equipos de HDR de 60Co debe realizarse la prueba de hermeticidad anualmente. Esto conviene que
lo realice la casa comercial encargada del mantenimiento del equipo.
En equipos de HDR-PDR de 192Ir no es obligada la
realizacin de la prueba de hermeticidad, y es conveniente que sta venga incluida en el protocolo de
mantenimiento asociado al cambio de fuente, por
parte del suministrador.
Fuentes estticas incorporadas a equipos fijos; en
este caso se realizaran con una periodicidad no
Fuentes encapsuladas en un equipo en desuso, que
se realizara cuando dicho equipo vaya a ponerse en
Para el caso de las semillas 125I, 103Pd y 131Cs a
utilizar en implantes permanentes, no es necesaria
la realizacin del control de hermeticidad.
Fuentes que se recambien en periodos superiores a
un ao e inferiores a dos, en cuyo caso se realizar
cuando se proceda al cambio de fuente.
Para el caso de las semillas 125I a utilizar en aplicadores oftlmicos, si son para un solo uso no es
necesaria la realizacin del control de hermeticidad. Si se utilizan un nmero mayor de veces se
entiende que no superando los dos meses, que es
lo ms habitual, tampoco es necesario el control de
hermeticidad. Lgicamente esto aplica a fuentes en
las que no se sospecha ningn dao como consecuencia de su manipulacin.
Para el caso de aplicadores de 106Ru con uso inferior al ao no es necesaria la realizacin de pruebas
de hermeticidad. Lgicamente esto aplica a aplicadores en los que no se sospecha ningn dao como
consecuencia de su manipulacin.
Para el caso de aplicadores de 90Sr es necesario un
control de hermeticidad anual.
En todos los casos, se recomienda la monitorizacin
de los embalajes de recepcin de las fuentes con un
detector de sensibilidad adecuada. En EEUU se ha
reportado un caso de contaminacin detectado en
este tipo de control.
En los equipos de HDR con fuente de 60Co94 el
control de hermeticidad se debe realizar anualmente.
El control de fugas tambin es obligatorio tras cualquier
incidente que pudiera afectar a la integridad de cualquier fuente radiactiva.
Por tanto, en el caso de equipos proyectores de
fuentes automticos tanto de LDR como HDR-PDR es
obligatorio realizar frotis una vez al ao, excepto cuando
se utilizan fuentes de 192Ir en que no es necesario, aunque s aconsejable en cada cambio de fuente.
En el caso de placas de 106Ru y aplicadores de 90Sr
es obligatorio realizar el frotis una vez al ao, y para
las semillas oculares de 125I no es obligatorio realizarlo,
aunque si es aconsejable medir el lquido de lavado si
se van a reutilizar para evitar contaminaciones.
En el caso de fuentes utilizadas en implantes permanentes de prstata no es obligatorio realizar las
pruebas de estanqueidad por parte del usuario.
Las fuentes radiactivas encapsuladas utilizadas en
Braquiterapia deben adquirirse con un certificado emi-
6.2.Realizacin del control de hermeticidad
Las pruebas de hermeticidad las debe realizar una
entidad autorizada por el CSN. Un Servicio de Radiofsica y Proteccin Radiolgica, en caso de disponer
de los medios necesarios, puede solicitar al CSN la
autorizacin para realizar el control de la hermeticidad
y ausencia de contaminacin de fuentes radiactivas
encapsuladas en uso, de acuerdo con la metodologa
descrita en la Gua de Seguridad n5.3.93
Para la realizacin del frotis, como medida de
Proteccin radiolgica, se deben manejar las fuentes
como si stas estuvieran realmente contaminadas,
utilizando elementos de proteccin personal, como
batas, guantes y pinzas. El personal tcnico que realice
o supervise las pruebas de hermeticidad debe disponer
de una formacin adecuada en materia de Proteccin
radiolgica y ser trabajador expuesto portador de dosmetro personal. Es recomendable que adems utilice
dosmetro de lectura directa.
Antes de realizar las pruebas de hermeticidad, debe
conocerse el nivel de actividad, tipo de encapsulamiento y riesgos radiolgicos de la fuente e inspeccionarla
visualmente para detectar posibles corrosiones, grietas
o abolladuras.
En el caso de fuentes encapsuladas alojadas en el
interior de equipos o dispositivos, la inspeccin visual
debe incluir todos los elementos que sirven para aislar
y proteger a la fuente frente al dao mecnico y frente
a la entrada de polvo o sustancias corrosivas. Si no se
observan defectos en las fuentes, se proceder a realizar un frotis.
Se utilizar un material absorbente, y el ms efectivo, siempre que se pueda; se trata de un frotis hmedo
utilizando un lquido que no ataque la superficie del
encapsulamiento, generalmente alcohol o agua destilada con un algodn o papel de filtro. Se deben utilizar
pinzas por motivos lgicos de Proteccin radiolgica.
En el caso de emisores b como las placas de 106Ru se
debera utilizar papel de filtro y esperar a que se seque
antes de medirlo.
Una vez realizado el frotis, la muestra debe introducirse en una bolsa o recipiente de plstico limpio,
cerrarse y etiquetarse adecuadamente con la identificacin de la fuente, la fecha de la toma de muestra,
el nombre de la persona que lo realiza e indicacin de
si el frotis se realiza sobre la propia fuente o sobre una
superficie equivalente. Debe realizarse una medida previa de la muestra in situ utilizando un monitor de radiacin o contaminacin adecuado. Posteriormente se
debe estimar cuantitativamente la actividad recogida.
Si la fuente est incorporada a un equipo, y existe
un riesgo excesivo de radiacin para el personal que
realiza la prueba de hermeticidad, como en los equipos
de HDR-PDR, el frotis se debe llevar a cabo en una
superficie equivalente de dicho equipo. Para detectar
posibles contaminaciones, se mide en cmaras de
pozo o equipos con detectores de centelleo slido, y
por supuesto las partes que han estado en contacto
con la fuente como aplicadores o tubos de transferencia. Tambin se puede realizar un frotis del cable de
chequeo, en este caso se necesita la ayuda del servicio
tcnico para que ste no se retraiga al abrir la puerta.55
Como valores de referencia, el lmite para la declaracin de existencia de fuga es de 185Bq (5nCi) si
el frotis es directo sobre la fuente, y 10 veces inferior,
18.5Bq (0.5nCi) en la prueba sobre superficie equivalente. Valores superiores a estos implicaran que se
debe considerar la fuente como no estanca.
El equipo de medida del frotis debe tener un lmite
de deteccin de 3.7 Bq (104 Ci) con una incertidumbre igual o inferior al 10%. Para la deteccin de
radiacin b se utilizan tubos Geiger de 2mg/cm2 de
densidad superficial de ventana, contadores proporcionales o sustancias orgnicas de centelleo. Para radiacin c se utilizan detectores de centelleo de cristal de
ioduro de sodio activado con talio. En los resultados de
la medida se debe conocer la geometra del conjunto
muestra-detector, y la eficiencia del detector de radiacin para la energa problema as como la autoabsorcin de la muestra. Debe realizarse siempre conteo de
fondo y determinar el tiempo de conteo de forma que
la actividad mnima detectable sea inferior a 18.5Bq,
que es el 10% del criterio de aceptacin. En caso de
detectarse fuga, la fuente deteriorada se retirar de uso
y se almacenar en un lugar seguro.
Estas medidas deben quedar reflejadas en el diario de operacin de la instalacin y debe emitirse un
certificado de hermeticidad que recoja los datos de la
entidad autorizada por el CSN que realiza la prueba, los
tcnicos que han realizado el ensayo y han interpretado
la medida, datos del usuario de la fuente y de la fuente
(radionucleido, actividad nominal y TKRA, n de serie
y fecha de fabricacin, tipo de emisin y forma fsicoqumica).
Si la fuente est instalada en un equipo, se deben
indicar los datos del equipo, el tipo de prueba realizada,
la incertidumbre asociada y la fecha de realizacin del
frotis, as como los resultados de la inspeccin visual.
Tambin se deben indicar los equipos de medida utilizados.
La persona responsable de la revisin y firma de
los certificados de hermeticidad debe disponer de una
licencia que lo acredite como supervisor de instalacin
radiactiva o como jefe de Proteccin radiolgica.
6.3.Reutilizacin de fuentes
Un caso especial es el relativo a la reutilizacin de
fuentes, lo que es habitual en el caso de Braquiterapia
Los aplicadores beta, como el caso de los de 106Ru
se reutilizan hasta que se alcanza el tiempo fijado
por las especificaciones del fabricante. En el manual
de instrucciones64 de las placas oculares de 106Ru se
indica que se pueden emplear como mximo 18 meses
y que se permiten hasta 50 ciclos de esterilizacin. El
encapsulamiento de estos aplicadores suele tener en
su zona cncava un adelgazamiento notable, pues es la
zona que est en contacto con la lesin que se pretende tratar. Por este motivo, despus de su uso conviene
realizar una inspeccin visual de toda la superficie del
aplicador, buscando posibles desperfectos, abolladuras
o zonas rayadas.
Si se van a reutilizar, en el momento de la limpieza
se puede sumergir la placa en la solucin de limpieza
y determinar la actividad del lquido para comprobar
la estanqueidad, o bien realizar un frotis hmedo para
verificar la ausencia de contaminacin superficial, y
despus seguir las indicaciones del fabricante para la
En el caso de reutilizacin de las fuentes oftlmicas
de 125I, sta debe limitarse para no superar 6 meses
desde la fecha de produccin. Como medida de estanqueidad, se pueden realizar pruebas de inmersin. Si
se utilizan con las placas COMS, con inserto de silicona,
no es necesario esterilizar las semillas, ya que no tienen
contacto directo con el ojo del paciente.
En el caso de las fuentes de 125I, es conveniente
conocer que el radionucleido se presenta de forma
voltil, ya que el encapsulamiento, normalmente, consta de una nica y delgada capa de titanio, por lo que su
manipulacin debe ser muy cuidadosa.
En el caso de que la retirada se lleve a cabo por la
empresa suministradora, siempre deber tenerse en
cuenta que algunas de estas semillas pueden tener
contaminacin biolgica. En el procedimiento de
retirada por el fabricante, ste puede obligar a que la
fuente radiactiva est exenta de contaminacin biolgica. Aunque pudiera considerarse que la fuente se
esteriliza a s misma, debido a su propia exposicin a
la radiacin, es recomendable para las fuentes de baja
tasa con posible contaminacin biolgica que antes de
proceder a la retirada del hospital, se realice un tratamiento adecuado para su esterilizacin.
Si la fuente quedase insertada en las agujas desechadas del implante una vez utilizadas en el paciente,
siendo imposible su separacin, este material no podr
ser retirado por la empresa suministradora, y debe ser
retirado por ENRESA.
En el caso de una fuente no autorizada, es decir,
en el caso de una fuente hurfana, para que ENRESA
pueda retirarla, el titular de la instalacin debe solicitar
al CSN una autorizacin de transferencia de dicha
fuente a ENRESA como residuo radiactivo.
En la Gua del CSN GS-05.3 Rev. 1,93 hay un apartado Medidas a tomar en caso de falta de hermeticidad, que indica:
Si se pone de manifiesto que una fuente radiactiva
ha perdido su hermeticidad, se debern llevar a
cabo las acciones necesarias para que la fuente
deteriorada sea retirada del uso, introducida en un
contenedor hermtico y almacenada en un lugar
seguro, para prevenir as la dispersin de la contaminacin. La fuente debe permanecer almacenada
en esas condiciones hasta el momento que sea retirada por el suministrador, o si esto no fuese posible,
hasta que sea transferida a ENRESA.
Si la magnitud de la fuga detectada es 100 veces
superior a los lmites indicados anteriormente,
deben acotarse todas aquellas zonas que estn
prximas a la fuente o al equipo o dispositivo en el
que est alojada y en las que haya existido riesgo de
contaminacin, para comprobar posteriormente si la
zona o el equipo estn contaminados y proceder a
la descontaminacin que corresponda por personal
Cuando en la inspeccin visual se observen defectos que previsiblemente puedan derivar en fugas
futuras, se deberan tomar las acciones oportunas
para garantizar su seguridad. Cuando estos defectos hagan sospechar la existencia real de riesgos
potenciales de fuga se deber intensificar el control
sobre la fuente con objeto de determinar si esta ha
perdido su hermeticidad. Una posibilidad es repetir
la prueba en un intervalo de tiempo corto.
7.Gestin de residuos
En los hospitales que disponen de servicios de
Radioterapia con una unidad de Braquiterapia se generan residuos radiactivos slidos en forma de fuentes
encapsuladas de muy poco volumen pero de actividad
media. Las instalaciones radiactivas no tienen autorizacin para la evacuacin de residuos radiactivos. La
retirada de las fuentes del servicio se realizar bien
por el suministrador o bien por la empresa nacional
autorizada (Empresa Nacional de Residuos, ENRESA),
segn acuerdo preceptivo firmado entre ENRESA y la
instalacin radiactiva considerada, debiendo adems
estar las fuentes recogidas en la Autorizacin de la
instalacin radiactiva. Esto aplica tanto a las fuentes
cambiadas de HDR-PDR, como a las semillas sobrantes de los implantes o las expulsadas por el paciente.
En la nueva Directiva 2013/59/EURATOM9 se contempla la posibilidad de otro tipo de gestin para las
semillas, pero de momento, hasta que no se transponga dicha Directiva a legislacin nacional, la descrita es
la nica va de gestionar las semillas sobrantes.
8.Personal gestante profesionalmente
expuesto en Braquiterapia
Una situacin especial en Proteccin radiolgica
en Braquiterapia, es el caso de trabajadoras en estado
de gestacin. Como norma general, la condicin de
embarazo de una profesional expuesta no presupone
su retirada del trabajo. Lo que s es necesario, es revisar
las condiciones del mismo para cumplir con la normativa vigente.
El RD 298/200995 de 6 de marzo modifica el RD
39/199796 de 17 de enero, aprobndose el Reglamento de los servicios de prevencin, que incluye la
aplicacin de medidas para promover la mejora de la
seguridad y de la salud en el trabajo de la trabajadora
embarazada, que haya dado a luz, o en periodo de
lactancia. En ste se indica que la trabajadora embarazada no podr realizar actividades que supongan riesgo
de exposicin a los agentes o condiciones de trabajo
cuando, de acuerdo con las conclusiones obtenidas de
la evaluacin de riesgos, ello pueda poner en peligro su
seguridad o su salud o la del feto.
Por otra parte, y de acuerdo con lo establecido en
el artculo 10 del RD 783/2001,10 de 6 de julio, por el
que se aprueba el Reglamento sobre proteccin sanitaria contra radiaciones ionizantes, tan pronto como una
mujer embarazada comunique su estado al responsable
de la instalacin, la proteccin del feto deber ser comparable a la de los miembros del pblico. Por ello, las
condiciones de trabajo de la mujer embarazada sern
tales que la dosis equivalente al feto sea tan baja como
razonablemente sea posible, de forma que sea improbable que esa dosis exceda de 1mSv, al menos desde
la comunicacin de su estado hasta el final del embarazo. La aplicacin de este lmite a la prctica se correspondera con un lmite suplementario de equivalente de
dosis personal, Hp(0.07) de 2mSv en la superficie del
abdomen de la mujer durante el resto del embarazo.
En cumplimiento de las disposiciones del Reglamento
sobre proteccin sanitaria contra radiaciones ionizantes,10 las trabajadoras expuestas gestantes debern
estar sometidas a una vigilancia especfica. Al no ser
factible la determinacin directa de la dosis absorbida recibida por el feto, sta se estimar mediante un
dosmetro individual que se colocar a la altura del
abdomen de la mujer. En el caso de que la trabajadora
tuviera que utilizar mandil plomado en el transcurso de
su actividad laboral, el dosmetro de abdomen deber
colocarse siempre debajo de dicho mandil.
El dosmetro de abdomen deber tener iguales
caractersticas que los utilizados para la determinacin
de las dosis recibidas por los trabajadores expuestos y
para facilitar el registro y archivo de las dosis obtenidas
a partir de su lectura. Dichas dosis se computarn
separadamente de las correspondientes a los dosmetros corporales bajo el epgrafe dosis abdomen.
No obstante, con el objeto de evitar elementos de
discriminacin laboral hacia las mujeres en edad frtil,
es necesaria una evaluacin de las condiciones en las
que se desarrolla el trabajo de la trabajadora gestante
y de los riesgos a los que est expuesta; para esta
evaluacin, deber existir una coordinacin total entre
el Servicio de Prevencin de Riesgos Laborales correspondiente, el director o supervisor de la instalacin y el
responsable de Proteccin radiolgica.
De acuerdo con la legislacin espaola, los Servicios
de Proteccin Radiolgica (SPR) y las Unidades
Tcnicas de Proteccin Radiolgica (UTPR) autorizadas expresamente por el CSN, son las entidades encargadas de llevar a cabo la evaluacin de las condiciones
de trabajo y proporcionar asesoramiento especfico en
Proteccin radiolgica.
En los servicios de Radioterapia y en el mbito de
las unidades de Braquiterapia sirvan como gua las
siguientes consideraciones del documento del CSN,
La proteccin de las trabajadoras gestantes expuestas
a radiaciones ionizantes en el mbito hospitalario:97
Braquiterapia automtica. Dadas las condiciones
de funcionamiento de este tipo de equipos, es muy
improbable que por las condiciones de trabajo,
la dosis equivalente en la superficie del abdomen
exceda de 2mSv, por lo que la trabajadora podra
seguir desarrollando su trabajo habitual. La trabajadora expuesta gestante no podr participar en los
planes de emergencia de la instalacin.
Braquiterapia manual. Una trabajadora expuesta
gestante no podr participar en la manipulacin de
fuentes para las tcnicas de Braquiterapia manual.
Asimismo tampoco deber participar en tareas
relacionadas con el cuidado de pacientes. La trabajadora expuesta gestante no podr participar en los
planes de emergencia radiolgica de la instalacin.
Estando de acuerdo completamente con estas recomendaciones convendra matizar y aadir, en nuestra
opinin, el caso de equipos de Braquiterapia de HDR.
La trabajadora expuesta no debera participar en las
tareas habituales en las unidades de Braquiterapia de
HDR, ya que en este tipo de tratamientos no es improbable que exista una situacin de emergencia en la que
pueda superarse el equivalente de dosis personal en la
superficie del abdomen de 2 mSv, si bien la probabilidad de que se produzca esta situacin de emergencia
La modalidad de Braquiterapia requiere medidas
de Proteccin radiolgica especficas. Este trabajo ha
intentado recoger los principales aspectos de Proteccin
radiolgica asociados a la prctica clnica teniendo en
cuenta el equipamiento actual en Espaa, en opinin
del Grupo de Braquiterapia de la SEFM.
Se ha incluido una descripcin de la legislacin
aplicable as como las recomendaciones de sociedades
internacionales de prestigio. Para el caso de los equipos
de carga diferida automtica ms extendidos, HDR, se
han presentado procedimientos detallados y prcticos
para el clculo de blindajes y para el establecimiento
del plan de emergencia.
La Braquiterapia permanente de prstata y la
Braquiterapia oftlmica son las modalidades en la que
mayor actuacin manual se realiza. Se han presentado
anlisis, discusiones, recomendaciones y consideraciones prcticas para las diferentes etapas de estos
tipos de tratamiento, incluyendo las recomendaciones
e informacin especfica para el paciente y personal
sanitario despus de la realizacin del implante permanente en prstata.
La intencin de este informe ha sido el servir de
ayuda a los radiofsicos en el establecimiento del
programa de Proteccin radiolgica en la tcnica de
Braquiterapia; intentando resolver algunas ambigeda-
des en la aplicacin de la legislacin y recomendaciones en la prctica.
Este grupo de trabajo quiere expresar su agradecimiento a determinadas personas e instituciones que
han contribuido con su informacin y revisin en determinados contenidos del mismo:
A Carmen lvarez Garca y Arturo Prez Mulas,
del Consejo de Seguridad Nuclear por su exhaustiva
revisin del documento y su aportacin clarificando
importantes aspectos legales del mismo.
A Facundo Ballester, de la Universidad de Valencia
por su revisin del contenido.
A Montserrat Ribas, del Hospital de la Santa Creu i
Sant Pau, por su importante colaboracin en la descripcin del marco legislativo y recomendado en el mbito
de la Braquiterapia.
A Rafael Garca Moll (Hospital Provincial de
Castelln), Ricardo Tortosa ((IMED. Elche) y Rafael
Colmenares (Hospital Ramn y Cajal. Madrid) por su
ayuda proporcionando material diverso en este trabajo.
11.Listado de abreviaciones
Sociedad Espaola de Proteccin Radiolgica
European Society of Therapeutic Radiation and Oncology
Low Dose Rate, Baja Tasa de Dosis
High Dose Rate, Alta Tasa de Dosis
Tasa de Kerma de Referencia en Aire
Pulsed Dose Rate, Tasa de Dosis Pulsada
Objetivo de proteccin
Factor de ocupacin
Air Kerma Strength
Unidad de SK 1 U=1 Gy m2 h1
Nmero medio de tratamientos por semana
Duracin promedio de los tratamientos
Razn de coeficientes de absorcin de energa msicos promediados sobre los espectros
existentes en agua y aire
Half Value Layer, capa hemirreductora
Tenth Value Layer, capa decimorreductora
Primera capa decimorreductora
Capa decimorreductora de equilibrio
Nmero de TVL
Espesor de la barrera
rea de la pared del fondo del laberinto que no es vista directamente desde la puerta
rea de la pared del fondo del laberinto que es vista directamente desde la puerta
rea de la proyeccin de A0 sobre la pared exterior del laberinto
Distancia de la posicin de la fuente al punto de inters
Distancia de la posicin de la fuente al centro de la seccin del laberinto en la pared A1
Distancia desde la posicin centro de la seccin del laberinto en la pared A1 al punto de
Distancia desde la posicin de la fuente en perpendicular a la pared del fondo del laberinto
A0. La proyeccin de la interseccin de dh en A0 a travs de la esquina interna del laberinto y
en el punto medio del laberinto define el punto b
Distancia desde la pared del fondo del laberinto al punto b
Distancia desde el punto b al punto de inters
Coeficiente de reflexin o coeficiente de albedo en la superficie Ai
Tasa de kerma que alcanza la entrada del laberinto
Medium Dose Rate, Tasa de Dosis Media
Sala de emergencias del Consejo de Seguridad Nuclear
Servicio de Proteccin Radiolgica
Tasa de equivalente de dosis ambiental (Sv/h) a 30 cm de un paciente con implante de prstata
Unidad Tcnica de Proteccin Radiolgica
Instalacin radiactiva
Periodo de semidesintegracin
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las Directivas 89/618/Euratom, 90/641/Euratom, 96/29/
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se aprueba el Reglamento de los Servicios de Prevencin,
en relacin con la aplicacin de medidas para promover
la mejora de la seguridad y la salud en el trabajo de la
trabajadora embarazada, que haya dado a luz o en periodo
de lactancia. BOE n 57, de 7 de marzo de 2009. Sec I, p.
23288-92.
96.	Real Decreto 39/1997, de 17 de enero, por el que se aprueba el Reglamento de los Servicios de Prevencin. BOE n 27,
de 31 de enero de 1997. Sec I, p. 3031.
97.	Documento elaborado por el grupo de trabajo en el marco
del Foro sobre Proteccin Radiolgica en el Medio Sanitario,
creado en el CSN en 2001, y del que forman parte el CSN, la
Sociedad Espaola de Fsica Mdica y la Sociedad Espaola
de Proteccin Radiolgica. El documento se puede encontrar en las pginas web del CSN, SEFM y SEPR. SDB-04.05
La proteccin radiolgica en el medio sanitario. 2011.
Anexo I. Informacin a incluir en el alta
del paciente sometido a un implante de
prstata en Braquiterapia permanente
Al dar de alta al paciente tras el implante de prstata
con semillas, es necesario incluir una documentacin
especfica sobre medidas de Proteccin radiolgica
destinadas al paciente y sus cuidadores, as como una
informacin aadida destinada al personal sanitario
que atienda al paciente posteriormente.
Las recomendaciones dirigidas al paciente y sus
cuidadores/familiares deben incluir las recomendaciones detalladas anteriormente en los apartados 5.4
y 5.5.
La informacin para el personal sanitario las ha de
llevar el paciente consigo cuando acuda a un hospital,
y en ellas figurar informacin relativa al implante del
paciente, recomendaciones sobre cmo actuar en caso
de encontrar alguna fuente y un nmero de telfono de
contacto del hospital.
Un ejemplo de un documento con las mnimas
recomendaciones sobre Proteccin radiolgica que se
deben incluir, se detalla a continuacin.
que la radiactividad no circula en la sangre, orina o
cualquier fluido corporal. Por lo tanto, no se puede
contaminar nada ni nadie. Esto significa que la
ropa, vajilla, platos, y aseo podrn ser utilizados
por otras personas sin tomar ninguna precaucin
especial. Por otra parte, las semillas no interfieren
con los marcapasos o los hornos de microondas ni
cualquier otro tipo de aparato electrnico.
Si su pareja o un familiar vive con usted y est
embarazada, debe informar a su onclogo radioterpico. Esta situacin puede requerir precauciones
adicionales, tales como dormir con una almohada
entre ambos, o usar camas separadas hasta que
nazca el beb.
Alguna semilla puede pasar a la orina. Aunque esto
ocurre raramente, se recomienda comprobarlo
usando un colador al orinar durante 3 das despus del procedimiento. Si usted encuentra una
semilla en el colador, no debe tocarla con los dedos
o las manos. Utilice una cuchara o pinzas para
recogerla y colocarla en un pequeo contenedor
tapado o en un recipiente con agua. Debe llamar
al hospital para seguir sus instrucciones.
Se recomienda no reanudar la actividad sexual
durante 1 semana despus del implante. Use
un preservativo por lo menos durante las cinco
primeras eyaculaciones, y ms veces si usted ya
ha perdido una semilla de esta manera. Si pierde
una semilla durante una eyaculacin, utilice una
cuchara o pinzas para recogerla y colocarla en un
pequeo contenedor tapado o en un recipiente
En el caso improbable de que usted muera en
los primeros 12 meses despus del implante, la
cremacin de su cuerpo puede ser peligrosa y
sus familiares deben buscar asesoramiento en la
Unidad de Braquiterapia en el nmero de telfono
proporcionado en su alta tras el implante.
Si se le recomienda someterse a una operacin de
prstata, incluso varios aos despus del implante,
debe informar a su cirujano para que pueda obtener asesoramiento sobre cmo deshacerse de las
semillas que se retiran.
Si usted necesita someterse a ciruga abdominal
o plvica en el primer ao despus del implante,
sigue existiendo un pequeo riesgo de irradiacin
de los dedos de su cirujano. Por lo tanto, debe
informarle acerca del implante de semillas, y le
mustre la Informacin para el personal sanitario
que le dieron en el alta hospitalaria.
AI.1.Recomendaciones para el paciente
Este documento contiene una breve descripcin de
la naturaleza de la radiacin que emiten las semillas
que le han sido implantadas en su prstata y su relacin con prcticas de Proteccin radiolgica para Ud.
y sus familiares. Por favor guarde una copia de este
documento en su cartera durante un ao a partir de
hoy y prsntesela a cualquier mdico que le visite.
Usted ha recibido un implante de fuentes radiactivas de 125I con una intensidad muy baja, que no
debe preocuparle, siempre que siga estrictamente las
recomendaciones dadas a continuacin:
La mayor parte de la radiacin emitida por las
semillas implantadas en la prstata ser absorbida
por su cuerpo. Adems, la actividad de las semillas disminuye con el tiempo; las semillas de 125I
pierden el 50% de su actividad cada 2 meses y
las semillas de 103Pd pierden el 50% cada 17 das.
En consecuencia, no es peligroso para nadie que
le abrace brevemente, le bese, le de la mano, o
est en la misma habitacin con ellos. Para mayor
tranquilidad, se recomienda que no ponga a los
nios pequeos en su regazo o se siente cerca de
ellos durante los primeros 2 meses despus del
implante de 125I a no ser que se utilicen prendas
de proteccin especiales.
El material radiactivo que emite radiacin est
contenido en una cpsula sellada (semilla), por lo
Algunos monitores de seguridad muy sensibles
pueden detectar los bajos niveles de radiacin que
emite el cuerpo en los primeros meses despus de
la implante. Estos instrumentos de seguridad son
capaces de detectar la radiacin a niveles muy inferiores de los que son motivo de preocupacin para
la salud. Estos monitores de radiacin se encuentran normalmente en la entrada/salida de las centrales nucleares, centros de investigacin nuclear,
algunas reas de eliminacin de desechos, y algunas fbricas de chatarra. Adems, ahora tambin
pueden encontrarse en los aeropuertos o en el paso
de fronteras; en algunas ciudades, los agentes de
polica estn equipados con este tipo de monitores.
Si se dispara la alarma de un monitor de este tipo,
muestre la Informacin para el personal sanitario
AI.2.Informacin para el personal sanitario
Identificacin precisa del paciente: nombre, apellidos, fecha de nacimiento
Tipo de implante (125I o
Fecha del implante y rgano (prstata).
Hospital que est a cargo, con la direccin y el
nmero de telfono en el que se puedan obtener
detalles especficos 24 h al da.
103Pd).
publicacin oficial de la sefm
...el doble de lminas al doble de velocidad
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