FACULTAD DE CIENCIAS FÍSICAS Y MATEMÁTICAS ESCUELA ...
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UNIVERSIDAD NACIONAL DE TRUJILLO
FACULTAD DE CIENCIAS FÍSICAS Y MATEMÁTICAS
ESCUELA ACADÉMICO PROFESIONAL DE FÍSICA
“Evaluación de la Dosis absorbida en tiroides-neonato, debido a los Yoduros -123, 125 ,131 y Pertecnetato -Tc99m”
INFORME FINAL DE PRÁCTICA PRE-PROFESIONAL PARA OBTENER EL
TÍTULO DE:
LICENCIADO EN FÍSICA
AUTOR:
Br. VÍCTOR FRANK STICK MURILLO CABALLERO
ASESOR:
Dr. MARCIAL VICENTE VÁSQUEZ ARTEAGA
CO- ASESOR:
LIC. KELMAN MARÍN RENGIFO
TRUJILLO – PERÚ
Septiembre - 2015
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Esta obra ha sido publicada bajo la licencia Creative Commons Reconocimiento-No Comercial-Compartir bajola misma licencia 2.5 Perú. Para ver una copia de dicha licencia, visite http://creativecommons.org/licences/by-nc-sa/2.5/pe/
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MsC. Jorge Rocha Jara
(Presidente)
Dr. Marcial V. Vásquez Arteaga
(Secretario)
MsC. Wilker Garcia Romer
(Vocal)
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DEDICATORIA
Con Amor y Gratitud a mis queridos Padres:
Bertha y Hugo
Por darme la vida y forjar en mi los valores de responsabilidad, trabajo y superación.
In Memoriam
A mi abuela: Valentina
Siempre serás un ejemplo y orgullo en mi vida.
A Soledad, por transmitirme tú apoyo y
entusiasmo. Eres un ángel en mi vida.
Estoy infinitamente agradecido contigo.
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AGRADECIMIENTOS
o A Dios, por bendecirme para llegar hasta esta etapa de mi vida, gracias por hacer
realidad este sueño tan anhelado.
o A la Universidad Nacional de Trujillo como institución, que es mi alma máter y
que me permite ahora obtener mi grado de Licenciado en Física.
o A mis padres Bertha y Hugo, por enseñarme que la perseverancia y el esfuerzo
son el camino para lograr objetivos, por su comprensión, constante estímulo y
por acompañarme en todos los momentos difíciles e importantes.
o A Soledad, por el aliento y afecto que me das para seguir adelante, a ella le debo
mi eterna gratitud.
o Expreso a la vez un profundo agradecimiento a mi asesor el Dr. Marcial Vicente
Vásquez Arteaga por su constante apoyo y permanente revisión del presente
trabajo.
o Un especial agradecimiento a mi Co-asesor el Lic. Kelman Marin Rengifo por
brindarme algunas sugerencias y atender mis consultas en cuanto a la redacción
y evaluación de los resultados.
o A todas aquellas personas que de alguna forma u otra colaboraron para hacer
de este proyecto una realidad.
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PRESENTACIÓN
Señores miembros del Jurado:
En cumplimiento a los dispuesto por el Reglamento de Grados y Títulos de la
Universidad Nacional de Trujillo, me es honroso poner a vuestra disposición el presente
Informe Final de Práctica Pre-Profesional titulado: “Evaluación de la Dosis absorbida
en tiroides-neonato, debido a los Yoduros -123, 125 ,131 y Pertecnetato -Tc99m” a
fin de obtener el Título de Licenciado en Física, en la Escuela Académico Profesional de
Física de la Facultad de Ciencias Físicas y Matemáticas de la Universidad Nacional de
Trujillo.
Estoy convencido que encontrarán este trabajo innovador e interesante.
Trujillo, Septiembre del 2015
Br. Víctor Frank Stick Murillo Caballero
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RESUMEN
En este trabajo de investigación se ha estimado la dosis absorbida por la tiroides de un
neonato durante estudios de captación, a través del análisis de la biocinética de los
radiofármacos que contengan I123 /I125/I131 (yoduros) y Tc99m (Pertecnetato).
Utilizando el formalismo MIRD y la representación Cristy-Eckerman para la tiroides de
neonatos, se demuestra que la dosis absorbida por la glándula debido a las emisiones
del I123 /I125/I131 (yoduros) es su auto-dosis, dados por 39.4 mGy/MBq, 2788.3
mGy/MBq y 5288.3 mGy/MBq respectivamente; la contribución dosimétrica de
órganos que hacen parte de su biocinética (excluyendo la tiroides), no es significativa
en el estimado de dosis.
La dosis absorbida por la glándula debido a las emisiones del Tc99m (Pertecnetato) es
0.302 mGy/MBq; el 5.71 % de dicha dosis corresponde a contribuciones dosimétricas
de órganos que hacen parte de su biocinética y es significativa en el estimado de dosis
como para ser ignorada.
Igualmente, los resultados reportados no presentan diferencias significativas a los
encontrados por el esquema MARINELLI (auto dosis) para la tiroides representada por
una esfera de 1.27 gramos.
Palabras Clave: Dosimetría MIRD, fantoma Cristy-Eckerman, captación tiroidea,
yoduro y Pertecnetato
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ABSTRACT
In this research work it has been estimated absorbed dose to the thyroid of a newborn
during uptake studies, through the analysis of the biokinetics of radiopharmaceuticals
containing I123 /I125/I131 (yoduros) y Tc99m (Pertecnetato).
Using the formalism MIRD Cristy and Eckerman representation-neonatal thyroid, it is
shown that the dose absorbed by the gland due to emissions of I123 /I125/I131 (Iodide) is
its self doses, given by 39.4 mGy / MBq , 2788.3 mGy / MBq and 5288.3 mGy / MBq
respectively; dosimetric contribution of bodies that are part of its biokinetics
(excluding the thyroid), is not significant in the estimated dose.
The dose absorbed by the gland due to emissions of Tc99m (Pertecnetato) is 0.328 mGy
/ MBq; 7.14% of such contributions dosimetric dose corresponds to bodies that are part
of its biokinetics and is significant in the estimated dose to be ignored.
Similarly, no significant results reported to have found the scheme MARINELLI (auto
dose) thyroid represented by a sphere of 1.27 grams differences.
Keywords: Internal Dosimetry, Phantom Cristy-Eckerman, Thyroid Uptake, Iodide and
Pertecnetate
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ÍNDICE GENERAL
RESUMEN .................................................................................................................................................. I
ABSTRACT ................................................................................................................................................ II
INTRODUCCIÓN ...................................................................................................................................... 1
1.1 ANTECEDENTES DEL PROBLEMA ..................................................................................................... 1
1.2 JUSTIFICACIÓN DE LA PROPUESTA .................................................................................................. 9
EL PROBLEMA CIENTÍFICO............................................................................................................... 10
OBJETIVOS ............................................................................................................................................. 11
3.1 OBJETIVO GENERAL ................................................................................................................................ 11
3.2 OBJETIVOS ESPECÍFICOS .......................................................................................................................... 11
MARCO TEÓRICO ................................................................................................................................. 12
4.1 DOSIMETRÍA INTERNA DE LA RADIACIÓN ............................................................................................... 12
4.1.1 Dosimetría Interna de la Radiación Beta ....................................................................................... 12
4.1.2 Dosimetría Interna de Marinelli de la radiación gamma ............................................................... 16
4.1.3 Dosimetría Interna MIRD ............................................................................................................... 22
MATERIALES Y MÉTODOS ................................................................................................................. 33
5.1 MATERIALES ........................................................................................................................................... 33
5.2 MÉTODOS ........................................................................................................................................ 34
RESULTADOS ......................................................................................................................................... 36
6.1 TIEMPOS DE RESIDENCIA DE LOS ÓRGANOS FUENTE ............................................................................... 36
6.2 ENERGÍAS PARA PARTÍCULAS EMITIDAS DEL TC99M (PERTECNETATO), I-123, I-125 Y I-131 (YODUROS) 36
6.3 DOSIS
0A
ijD
PARA LA GLÁNDULA TIROIDEA USANDO EL FANTOMA CRISTY – ECKERMAN
..................................................................................................................................................................... 38
6.4 DOSIS
0A
ijD
PARA LA GLÁNDULA TIROIDEA USANDO REPRESENTACIÓN ESFÉRICA ........ 48
DISCUSIÓN DE RESULTADOS ............................................................................................................ 52
CONCLUSIONES .................................................................................................................................... 55
REFERENCIAS BIBLIOGRÁFICAS ..................................................................................................... 56
ANEXOS................................................................................................................................................... 60
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ORGANIZACIÓN DE LOS CONTENIDOS
Los contenidos de esta tesis están organizados por capítulos:
El Primer Capítulo, es una introducción al campo de investigación, en la que se incluye
un recuento de los antecedentes de la dosimetría interna en órganos. También el
propósito, la motivación y el objeto de este estudio son enunciados y explicados en este
capítulo.
En el Segundo Capítulo, se enuncia el problema científico
En el Tercer Capítulo, se señalan los objetivos generales y específicos, que motivan el
presente trabajo.
En el Cuarto Capítulo, se tratan los conceptos relevantes de los métodos dosimétricos
utilizados en el presente estudio, tales como el de Marinelli, et al. y el formalismo MIRD.
En el Capítulo Cinco, se indican los medios materiales necesarios, precisando las
referencias tomadas, y se presenta la metodología a usar en la determinación de dosis
para la glándula tiroidea, aplicando parámetros dosimétricos actualizados.
El Capítulo Seis, presenta los resultados y los mecanismos de determinación de dosis,
usando formalismo Medical Internal Radiation Doses (MIRD) en el fantoma de Cristy-
Eckerman, y para una representación esférica de la glándula tiroidea, utilizando el
formalismo de Marinelli et al. Igualmente, se presentan los resultados reportados por
ICRP-53, como referente de comparación con la metodología propuesta.
El Capítulo Siete, muestra el análisis de los resultados entre la metodología propuesta
y los métodos dosimétricos de Marinelli et al. y el MIRD.
El Capítulo Ocho, muestra las conclusiones obtenidas en el presente estudio.
En los Capítulo Nueve y Diez, se presentan las referencias bibliográficas usadas en el
estudio y los anexos, que permiten una mejor aclaración de los modelos dosimétricos
aplicados, respectivamente.
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Índice de Figuras
Figura N°1: Comparación del modelo tradicional Mird con los utilizados actualmente.
Figura N°2: Deposito local de la energía de los fotones.
Figura N°3: Comportamiento de los fotones, los electrones y las partículas alfa en el interior
del cuerpo.
Figura N°4: Órganos Fuente (Source Organs) y Órgano blanco (Target Organ)
Figura N°5: Modelo Biocinético del Yodo (ICRP-53)
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Índice de Tablas
Tabla N° 1: Tiempos de Residencia para Órganos de la biocinética de los Yoduros
Tabla N° 2: Tiempos de Residencia para Órganos de la biocinética del Tc99m (Pertecnetato)
Tabla N° 3: Data Nuclear para partículas emitidas más significativas
Tabla Nº 4: Valores k para energías gamma significativos del I131
Tabla Nº 5: Valores k para energías gamma significativos del I123
Tabla Nº 6: Valores k para energías gamma significativos del I125
Tabla Nº 7: Valores k para energías gamma significativos del Tc99m
Tabla Nº 8: Fracciones absorbidas específicas usando el fantoma Cristy-Eckerman para Recién
Nacidos ( )k tiroides tiroides
Tabla Nº 9: Factores S para fotones del I123 /I125/I131 (yoduros) rad/ Ci h
Tabla Nº 10: Factores S para fotones del Tc99m (Pertecnetato) rad/ Ci h
Tabla N° 11: Dosis Absorbida debido a las emisiones de los yoduros-123, 125 y 131 en Tiroides-
neonatos, representación Cristy-Eckerman, Formalismo MIRD
Tabla N° 12: Evaluación de Г para el Tc99m (Pertecnetato)
Tabla N° 13: Evaluación de Г para el I131 (Yoduro)
Tabla N° 14: Evaluación de Г para el I123 (Yoduro)
Tabla N° 15: Evaluación de Г para el I125 (Yoduro)
Tabla N°16: Dosis Absorbida, D(T←T)/A0, determinado por los formalismos MIRD y Marinelli
(mGy/MBq)
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INTRODUCCIÓN
1.1 Antecedentes del Problema
Los avances tecnológicos y la mejora de la asistencia sanitaria a los recién nacidos
(prematuros, niños de bajo peso o con cualquier otra patología) han permitido
aumentar su supervivencia, disminuyendo el riesgo de mortalidad. Este aumento de
supervivencia va asociado a la práctica de un mayor número de exploraciones
radiológicas para valorar con exactitud su estado pulmonar, cardiaco y abdominal. La
información radiológica tiene una gran repercusión en la decisión terapéutica. Estos
pacientes suelen ser sometidos a múltiples estudios durante los primeros días de vida
y, con frecuencia, son expuestos a la radiación ionizante incluyendo el cuerpo en su
totalidad. Todo esto ha motivado el interés por determinar las dosis de radiación que
reciben.
En los últimos años se han realizado estudios que han llevado a tomar medidas
necesarias para racionalizar el uso de radiaciones ionizantes y evitar procedimientos o
métodos que aporten una alta tasa de dosis. Sin embargo, en algunas ocasiones un
paciente suele ser sometido a múltiples exámenes de diagnóstico radiológico como es
el caso de los recién nacidos y lactantes con infecciones como el síndrome de dificultad
respiratoria (SDR) y la enfermedad cardiaca congénita. Este hecho puede aumentar el
riesgo de desarrollar posteriormente cáncer en los órganos expuestos por cada examen
o cáncer radiogénico como la leucemia.
Existen diversos escenarios en los cuales hay riesgo de incorporación de materiales
radioactivos y en consecuencia es necesario aplicar técnicas de dosimetría interna, estos
están diferenciados por el tipo de condición particular.
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La dosimetría interna evalúa la respuesta del depósito de dosis por radionúclidos en los
diferentes tejidos y los posibles riesgos y complicaciones que esto involucre. Esta
respuesta de los tejidos biológicos depende especialmente de la “calidad”1 de la
radiación, la energía de las partículas y las propiedades del tejido blanco donde se
produce la ionización.
La respuesta del tejido a la radiación posee diferentes fases que pueden ser divididas
temporalmente [1]. La fase física, primero, consiste de la interacción de la radiación con
los átomos y células del tejido blanco. En esta fase, un electrón toma aproximadamente
10−18s en atravesar una molécula de ADN y 10−14s en atravesar una célula mamaria. La
siguiente, conocida como fase química, es donde los átomos y moléculas dañados
reaccionan con otras componentes celulares. Las ligaduras químicas se rompen y se
producen radicales libres. Esto ocurre unos pocos segundos después de la ionización.
Finalmente se produce la fase conocida como biológica, que puede comprender desde
unos pocos minutos hasta décadas. En esta se pueden observar daños en la piel poco
tiempo después del tratamiento, o se puede generar un nuevo tumor años más tarde.
Por esto, la dosimetría interna tiene un rol importante en la evaluación y cuantificación
de los riesgos posibles de complicaciones en tejido sano y en la protección de los órganos
a riesgo a lo largo de procedimientos de tratamiento y diagnóstico; además, para evaluar
estos riesgos y considerar la probabilidad de control tumoral, o para estudiar la posible
respuesta metabólica y radiobiológica de nuevos radiofármacos.
Los cálculos dosimétricos se pueden realizar por medio de diferentes métodos directos
e indirectos, aunque no es conveniente realizar dosimetría por medio de mediciones in-
vivo en prácticas clínicas cotidianas por las propias condiciones de trabajo y las
necesidades del paciente. Los modelos estandarizados más difundidos para realizar
estos cálculos se encuentran basados en información anatómica del cuerpo humano y el
comportamiento metabólico de los diferentes radiofármacos en el paciente; esquemas
1 La calidad de radiación se define por el tipo de partículas involucradas, sean fotones, electrones, positrones, partículas alfa, u otras.
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como el MIRD y Marinelli para la estimación de la dosis son utilizados de forma cotidiana
por los físico-médicos en los diferentes centros hospitalarios.
Los primeros métodos dosimétricos que determinan el estimado de dosis absorbida en
el mismo órgano del cuerpo (auto-dosis), se inicia en 1948 con Marinelli, et al. [2],
quien escribe el primer trabajo de dosimetría interna titulado: “Dosage Determination
With Radioactive Isotopes”.
El parámetro fundamental de esta dosimetría ( g ),está relacionado con la atenuación de
la radiación por el tejido ( eff ), y depende de la forma y masa del órgano, así como de la
energía del fotón y no es fácilmente integrable para diferentes órganos, excepto, cuando
el volumen del órgano es representado por una esfera o un cilindro cuyos valores para
distintos órganos han sido publicados. [3, 4, 5].
El parámetro g considera al coeficiente efectivo de absorción de la energía en el tejido
eff como constante ( eff = 0,028 cm-1) para energías de fotones comprendidas entre
0,1 a 2,0 MeV [6].
Con el incremento de radiofármacos cuyos fotones emitían energías menores de 0,1
MeV, no era posible asignarle a μeff
un valor constante, en vista de la rapidez de su
variación [7].
Una diferente aproximación a la dosimetría interna de Marinelli, ha sido desarrollada
por Loevinger, et al. [8, 9], sobre la base de la llamada “fracción absorbida”, parámetro
fundamental en esta dosimetría, definida por:
( ) absi
em
energia absorbida en volumen T de la radiacion iT S
energia emitida de un volumen S como radiacion i
E
E
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Las fracciones absorbidas dependen de la forma geométrica, masa del órgano, de la
energía del fotón y de la distribución del radionúclido. En su cálculo utilizan la técnica
de Monte Carlo, mediante la cual simulan teóricamente el transporte de fotones a través
de varias interacciones asumidas en geometrías que representan en forma precisa y
razonable los órganos del cuerpo.
Esta dosimetría, denominada dosimetría MIRD, asume radiofármacos distribuidos
uniformemente en regiones del cuerpo, denominadas órganos “fuente”, i. Igualmente,
ciertas porciones del cuerpo pueden ser consideradas como órganos “blanco”, j, ambos
con geometría del hombre estándar. La representación inicial del cuerpo humano y
órganos para esta dosimetría es conocida como fantoma MIRD o Snyder-Fisher
publicado en MIRD-5. [10]
El presente estudio considera el fantoma de Cristy and Eckermann. [11]
El sistema MIRD fue establecido por la Sociedad de Medicina Nuclear de USA en 1960
para asistir a la comunidad médica en las estimaciones de dosis a órganos y tejidos
debido a la incorporación de material radiactivo. La primera revista MIRD fue publicada
en 1968.
Desde entonces se publicaron “Mird Dose Estimate Report” (del 1 al 12) y “Pamphlets”
de gran utilidad para el cálculo de dosis.
Russel K Hobby, en “Intermediate physics for medicine and biology”, 1991, precisa que
[ k (j ← i) ≤1 ], donde es 1 para órgano blanco y cuerpo total y 0 para todos los otros
órganos de la biocinética si las radiaciones son no penetrantes, esto es, electrones o
fotones con energías menores que 25 keV .Si las radiaciones son penetrantes la fracción
absorbida es menor a 1, para la cual se usa tablas de fracciones absorbidas del fantoma
Cristy-Eckerman.
En 1970, el comité MIRD publica en MIRD-5 [12], el fantoma antropomórfico del cuerpo
humano, denominado fantoma MIRD o Snyder-Fisher, que utiliza el código Monte Carlo
para determinar fracciones absorbidas de los fotones. La representación matemática
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del cuerpo humano y órganos consistía en combinaciones/ intersecciones de planos,
formas geométricas, tales como cilindros, esferas, conos y elipsoides, etc. Su
composición atómica y densidades se publicaron en ICRP-23. [14]
Muchas derivaciones del fantoma MIRD-5 se han realizado, como el MIRD-5-Revised,
de donde se obtienen las fracciones absorbidas específicas. [13]
En 1975, nm/MIRD Pamplhet Nº 11, publica factores de dosis para la mayoría de
órganos del modelo matemático de Fisher-Snyder para más de 100 radionúclidos y
sobre 20 fuentes y regiones blanco. [15]
Entre 1978-1982, se han desarrollado una serie de fantomas derivados del MIRD-5,
tales como los fantomas de Rosenstein, et al., el de Kramer, et al. (fantoma de Adán y
Eva), entre otros.
Figura 1: Vista frontal do Fantoma MIRD-5, adaptado de Cristy - Eckerman (1980), vista interna de dos fantomas ADAM y EVA,
adaptado de Kramer et al. (1982).
En 1987, Cristy and Eckerman [16], mejora el modelo del hombre adulto, presentado
por el MIRD-5, como ocurre en algunos órganos como la tiroides, y desarrolla
adicionalmente seis modelos para una serie de individuos de diferentes tamaños y
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edades. Estos fantomas, denominados fantomas de Cristy-Eckerman, representan a
niños recién nacidos, de 1, 5, 10, y 15 años, y adultos con algunas modificaciones en su
composición y masas del tejido, así como incluir algunos órganos que el fantoma
Snyder-Fisher no considera.
En 1995, Stabin, et al. [17], desarrolla una serie de cuatro fantomas para la mujer adulta
no embarazada, y la mujer en tres estados de gestación. Las fracciones absorbidas para
fotones con energías discretas fueron publicadas para esos fantomas.
Tablas de valores de estos diez fantomas fueron disponibles en el software
computacional llamado “MIRDOSE” [18], ampliamente usado por la comunidad de
medicina nuclear.
Spiers, et al. [19], fue el primero en desarrollar las fracciones absorbidas para
electrones en huesos y médula para hombre adulto. Estos resultados fueron usados
para calcular los factores de dosis en MIRD Pamphlet Nº 11. [13, 15]
En el año 2000, Eckerman [20], extendió el resultado para encontrar factores de dosis
para 15 regiones esqueléticas en seis modelos que representan a individuos de varias
edades. El resultado fue también usado en el software MIRDOSE 3 [19], e
implementados en el Código computacional OLINDA/EXM. [21]
En 2007, Radiation Dose Assessment Resource (RADAR), es oficialmente reconocido por
la Sociedad de Medicina Nuclear (The Journal of Nuclear Medicine, Vol. 49 Nº 2,
February 2008), donde documenta y provee información para el cálculo de fracciones
absorbidas, tiempo de residencia y masas, datos que usaremos en el presente trabajo.
[22]
Aun cuando parezca razonable aceptar al método MIRD (adoptado por Medical
Internal Radiation Dose Committé de la Sociedad de Medicina Nuclear) en el cálculo de
dosis como el método más general y preciso se requiere determinar si las limitaciones
teóricas adscritas al Método Clásico (formulado por Marinelli) de dosis siguen siendo
de importancia en situaciones clínicas.
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Utilizando las dosimetrías Mird y Marinelli, el presente estudio presenta una propuesta
metodológica en el estimado de dosis absorbida por la glándula tiroidea de recién
nacidos cuando se le administran I123/I125/I131 (yoduros) y Tc99m (Pertecnetato). La
naturaleza y características de absorción de los radiofármacos en la glándula, permitirá
determinar si la precisión del método clásico presenta diferencias significativas cuando
se compara con el método MIRD al ser aplicados en órganos representados por una
esfera.
Los estudios de estos isotopos radiactivos en la glándula tiroides son de gran valor en
el diagnóstico de las enfermedades tiroideas ya que informa el estado anatomo-
funcional global y regional de la glándula, proporcionando información única en ciertas
condiciones patológicas. Su estudio se basa en la capacidad de las células tiroideas para
acumular algunos radioisótopos emisores gamma, radiación que es detectada por los
equipos gammagrafo lineal (escáner) y cámara gamma obteniéndose una imagen que
refleja el estado de la glándula.
Los radioisótopos estudiados en el presente trabajo, son
o YODO-131- (131I): Históricamente ha sido el radionúclido más comúnmente
usado para obtener imágenes tiroideas. Tiene la ventaja de ser barato y de fácil
disponibilidad. La alta energía de su emisión fotónica (365 KeV), su emisión beta
y su vida media física relativamente larga (8 días) limitan su uso.
o YODO-123- (123I): Es el radioisótopo ideal por varias razones: la baja energía de
su emisión fotónica (30KeV), la ausencia de radiación beta y su corta vida media
física (13 horas). Tiene el inconveniente de su elevado costo.
o YODO-125- (125I): Ha sido a veces utilizado en escaneo/imágenes de la tiroides,
pero se prefiere el yodo-123 para este propósito, debido a una mejor
penetración de la radiación y la vida media más corta. Para la radioterapia
matando de tejidos que absorben yodo o que absorben un radiofármaco que
contiene yodo, el emisor beta yodo-131 es el isótopo preferido; yodo-125 se
utiliza terapéuticamente sólo en braquiterapia.
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o PERTECNETATO-99m- (99mTc): Es el radioisótopo más utilizado en la
actualidad. Por ser un anión monovalente como el yodo, atraviesa la membrana
basal concentrándose en la glándula tiroidea. A diferencia del yodo, no se
organifica. Tiene la ventaja de la baja energía de su emisión fotónica (140 KeV),
su corta vida media física (6 horas) y rapidez de la exploración, pudiendo
obtenerse imágenes centellográficas 30 minutos después de su administración
endovenosa.
Tanto el I123 como Pertecnetato- Tc99m, son preferidos para la captación tiroidea en
neonatos para minimizar la exposición radiactiva.
Para pacientes neonatos se requiere mantener las dosis de material radiactivo en
cantidades suficientes para obtener la información clínica necesaria, siempre
manteniendo estas cantidades en el mínimo posible. Para ello se deben considerar
varios factores, como la enfermedad o enfermedades específicas, la edad, el peso y la
talla del paciente, la instrumentación disponible, el tipo de estudio que va a realizarse
y el material radiactivo con el que se encuentre marcado (o se requiera marcar) el
radiofármaco.
En todo procedimiento Nuclear que usa radionúclidos en aplicaciones diagnósticas y
terapéuticas, se debe garantizar que los beneficios sean mayores a los riesgos, por más
insignificantes que éstos sean. Debe evaluarse el riesgo-beneficio, y, cuando se trate de
una terapia, debe ser usado como una ventaja, pero a la vez una limitación para las
aplicaciones diagnósticas.
En el Perú, la dosimetría interna de radiofármacos poco o nada se toma en cuenta.
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1.2 Justificación de la Propuesta
La precisión dosimétrica es esencial para asegurar la protección radiológica en
tratamientos terapéuticos para una óptima determinación de la relación dosis-
respuesta y eliminar la toxicidad en órgano crítico. En la práctica, la actividad a
administrar generalmente se establece de manera empírica (cantidades fijas). Sin
embargo, la tendencia actual es emplear esquemas dosimétricos que mejorarían las
actividades que deben suministrarse.
Dentro de este marco se plantea la metodología para la evaluación de la dosis absorbida
en órganos normales y en cuerpo entero, usando el esquema MIRD de base, aplicada
particularmente en la glándula tiroidea que usa el I123/I125/I131 (yoduros) y Tc99m
(Pertecnetato) en pacientes recién nacidos y cuya representación utiliza el modelo
antropomórfico de Cristy-Eckerman.
El presente estudio también permite estimar la dosis de radiación absorbida en el
esquema de Marinelli, donde la glándula es representada por una esfera y determinar
si existen diferencias significativas con el esquema Mird.
Poder determinar las contribuciones de la dosis de los órganos de la biocinética
empleando el I123 /I125/I131 (yoduros) y Tc99m (Pertecnetato), en un paciente neonato,
es importante ya que estos radiofármacos son requeridos en situaciones de enfermedad
y/o tratamiento. Donde estas contribuciones, de dosis absorbidas, pueden ser
significativas en otros órganos de la biocinética que están expuestos a la radiación.
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EL PROBLEMA CIENTÍFICO
Haciendo uso del formalismo MIRD que utiliza el modelo antropomórfico de Cristy-
Eckerman, y los tiempos de residencia publicados por ICRP-53, se plantea el siguiente
problema científico:
¿LA DOSIS DE RADIACIÓN DEL I123/I125/I131 (YODUROS) Y Tc99m (PERTECNETATO)
ABSORBIDA POR LA GLÁNDULA TIROIDEA DE UN PACIENTE NEONATO,
PRESENTA DIFERENCIAS SIGNIFICATIVAS CUANDO SON COMPARADAS CON
MODELOS DOSIMÉTRICOS DONDE LA GLÁNDULA ES REPRESENTADA POR EL
FANTOMA DE CRISTY-ECKERMAN EN EL ESQUEMA MIRD O POR UNA ESFERA EN
EL ESQUEMA DE MARINELLI?
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OBJETIVOS
3.1 Objetivo general
Determinar las diferencias significativas en el estimado de dosis de radiación del
I123/I125/I131 (yoduros) y Tc99m (Pertecnetato) absorbida para la glándula tiroides de un
recién nacido cuando son comparadas con modelos dosimétricos donde glándula es
representada por el fantoma de Cristy-Eckerman en el esquema MIRD o por una esfera
en el esquema de Marinelli.
3.2 Objetivos específicos
o Determinar la dosis de radiación absorbida del I123 /I125/I131 (yoduros) y Tc99m
(Pertecnetato) utilizando el fantoma de Cristy-Eckerman en el esquema Mird.
o Determinar la dosis de radiación absorbida del I123 /I125/I131 (yoduros) y Tc99m
(Pertecnetato) en la tiroides de un neonato utilizando una representación
esférica en el modelo dosimétrico de Marinelli.
o Establecer las diferencias significativas del estimado de dosis de radiación
absorbida por la glándula tiroidea de un neonato del fantoma antropomórfico
de Cristy-Eckerman usada en la propuesta metodológica presentada, con los
valores estimados de dosis del modelo dosimétrico de Marinelli que utiliza a una
esfera como representación glandular.
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MARCO TEÓRICO
4.1 Dosimetría Interna de la Radiación
La dosimetría interna es "... la ciencia utilizada para medir, calcular, estimar, predecir y
cuantificar la energía radiante absorbida por la ionización y excitación de los átomos en
los tejidos humanos como resultado de la emisión producto de la deposición internas del
radionúclido ". [24]
4.1.1 Dosimetría Interna de la Radiación Beta
Para un medio infinitamente grande que contiene una distribución uniforme de
radioisótopos, la concentración de energía absorbida debe ser igual a la concentración
de energía emitida, y es esencialmente confinada en la región que contiene el material
radiactivo.
Para propósitos prácticos, “infinitamente grande” puede ser aproximado por la masa del
tejido cuyas dimensiones exceden al rango o alcance de la radiación Beta que en seres
humanos es de unos pocos milímetros. [6]
Consideremos un radionúclido emisor beta con vida media efectiva ET , que se
distribuye con una concentración (C) de 1 µCi/g (1µCi produce 3,7 x 104 des/s).
Entonces, la energía liberada y absorbida por gramo de tejido por segundo, es 3,7 x 104
E C MeV, donde E es la energía promedio de la radiación beta por desintegración
en MeV, recordando que 1 rad = 6,24 x 107 MeV absorbido por gramo.
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La tasa de dosis beta, dt
dD para una actividad de CitA 1)( uniformemente
distribuido en la masa m(g) de tejido, la concentración del radionúclido gCiC /
para emisores beta de energía media, E (MeV/des), está dado por:
sradCExdt
dD/109,5 4
Por lo que:
)/(13,2/ hradCEdtDd
Igualmente, para T en días, tenemos:
)1.1(/2,51 díaradCEdt
dD
La ecuación (1.1) se puede escribir como:
hradtCdtDd k /)(/
Dónde:
)2.1(/13,2 hiCgradEn kkk
Siendo:
nk, la fracción de desintegraciones que ocurren en la emisión de una radiación beta que
tiene una energía media kE (MeV/des) por desintegración; y gCiC / , la
concentración del radionúclido.
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La dosis total absorbida durante un intervalo de tiempo después de la deposición del
radionúclido en el órgano, se calcula integrando la tasa de dosis sobre el intervalo de
tiempo requerido. Este cálculo debe considerar la constante de decaimiento físico del
isótopo radiactivo in situ f , y de la eliminación biológica del isótopo b .
Si la eliminación biológica por excreción sigue la cinética de primer orden, al igual que
la ley del decaimiento radiactivo, entonces, para este caso, tenemos:
tCtC b exp)( 0
Por lo que la concentración en el tejido se eliminará siguiendo la expresión
tCtC E exp)( 0 ; donde E
ET
693,0 es llamada constante de eliminación
efectiva, y E
ET
693,0 es la vida media efectiva dada por
bf
bfE
TT
TTT
.
Por tanto de (1.1), la dosis total durante un intervalo de tiempo después de la
deposición del isótopo es:
dteCED tE
013,2
Donde:
0C = actividad inicial por unidad de masa.
tE
EeCE
D
113,2 0
_
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Para t , es decir, cuando el isótopo ha decaído completamente en el tejido, la dosis
total absorbida beta en órgano fuente, TE en horas, es:
)3.1(/
44,113,2/ 0 Cirad
m
TEAD E
Igualmente, y en concordancia con las publicaciones de Marinelli y Quimby [2], se tiene:
( ET en días, mAC /00 ),
)4.1(...................../8,73
/ 0 Ciradm
TEAD E
Finalmente, en esta dosimetría, además de las partículas que depositan su energía en el
lugar donde se originan, se requiere determinar “La deposición local total de la energía
E ”, debido a la energía de todos los electrones que aparecen en los procesos de
decaimiento del radionúclido, así como fotones cuyos rangos son comparables al rango
de los electrones.
En 1965, Smith, et al. [23], publicaron en Journal of Nuclear Medicine 7:23-31, que E
se exprese como:
)5.1(pe EEEEEE
Dónde:
E -, es la energía promedio por desintegración de las partículas beta -; E , es la
energía promedio por desintegración de las paticulas +;, eE del depósito total local de
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energía debido a los procesos de captura electrónica; E , el de conversión interna y pE
, de la deposición local de la energía debido a fotones de 11,3 keV o menos.
La energía de 11,3 keV es el límite superior para fotones que depositan su energía
localmente, y pierden el 85% de su energía en agua dentro de 1,0 cm de su lugar de
emisión. Fue propuesta por Loevinger, et al. [25]
En 1965, Smith, et al. [26], publicaron un análisis detallado para el cálculo de E debido
a procesos de conversión interna y de captura electrónica calculado a partir de los
datos del esquema de decaimiento.
4.1.2 Dosimetría Interna de Marinelli de la radiación gamma
Para isótopos emisores gamma, su absorción es raramente completa dentro del tejido
de interés, por lo que sólo una fracción de la energía que lleva el fotón original en el
radioisótopo contenido en el tejido es absorbido dentro de él. Asumiendo que el órgano
es infinitamente grande para los gamma, las radiaciones penetrantes viajan a gran
distancia dentro del tejido sin interactuar. Para un radionúclido distribuido
uniformemente en volumen con una concentración de giCC / , la tasa de dosis en
cualquier punto debido a la cantidad de radionúclido presente en un volumen a una
distancia del punto (Fig. 2), está dado por [6]:
)6.1(/
exp10)(
2
3 hRdVr
rCXd eff
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Dónde:
ρ(g/cm3), es la densidad del tejido
(R.cm2/mCi.h) es la constante específica de radiación gamma, calculada por la
ecuación:
)7.1....(..................../105,1 2
,
5 hCimcmREnxi
iairii
Dónde:
in , es el número de fotones de energía Ei por desintegración absorbida en aire, con un
coeficiente de absorción verdadero en aire iair ,
El valor de iair , está dado por kairia , (se ha eliminado el coeficiente de
la radiación dispersa ( s ), debido a que no se usa para la producción de iones. La
radiación correspondiente a este factor (radiación dispersa), no se usa para la
producción de iones. Ésta puede encontrarse en gráficas o en tablas. [3]
El factor reffexp expresa la atenuación de la intensidad del haz, debido a la
absorción en el medio, y 2/1 r , la reducción de su intensidad.
El valor de eff depende de la fracción radiación dispersada que es absorbida dentro
del tejido. Para fotones de bajas energías, eff varía fuertemente con la energía. En agua
o músculo, eff está dentro de 0,025 a 0,030 cm-1 en el rango de 0,06 a 3,0 MeV. Para
hueso compacto, eff está entre 0,021 y 0,036 cm-1 en el rango de 150 keV a 3,0 MeV.
Debido a la dependencia de eff de la energía de la radiación gamma y de la naturaleza
del medio absorbente, es evidente, que reffexp será diferente para radiaciones
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gamma de diferentes energías, del mismo radionúclido. En el rango de energías gamma
de 0,1 a 2,0 MeV, es prudente asumir un valor promedio constante de
1028,0 cmaff en agua o tejidos blandos (densidad 1), para pequeños valores de r
. [6]
La probabilidad de que un efecto fotoeléctrico ocurra en tejido es mayor que la del
proceso Compton para energías menores que 0,1 MeV [7]. El valor eff depende de la
energía, forma y masa del tejido. Estos dos últimos factores, determinan la distancia
promedio que un fotón atraviesa en el tejido de interés, el cual es una medida del
número de interacciones que un fotón experimentará.
Figura 2: Deposito local de la energía de los fotones.
La tasa de exposición total en p debido a todos los isótopos en el tejido, será:
hRVdr
etC
dt
Xd effp
/102
3
Esta expresión no es fácil de integrar, excepto, cuando el volumen es una esfera o
cilindro. La ecuación (1.5) suele escribirse como:
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pgtCdt
dX)(10 3
V
r
p Vdr
eg
2
Donde:
pg , es un parámetro calculado en p , y se le conoce con el nombre de factor geométrico.
Para el caso de una esfera de radio R , su tasa de exposición en el centro de dicha esfera,
está dado por:
gCdt
dX 310
2/
0 0 0
2cos
R r
c drdrdrr
eg
Luego:
cmeg rc
14
La definición de ""g se aplica a un punto dado dentro del volumen del tejido. En muchos
casos de salud pública se está interesado en la tasa de dosis promedio, antes que en la
tasa de dosis en un punto específico. Para este propósito se define el factor geométrico
promedio g :
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20
cmVdgV
g
1
Para una esfera:
cmeg R
1
4
4
3
Si: 1R ,
)8.1()10(3 cmRcmRg
Para el cuerpo humano promedio, Hine and Brownell han desarrollado valores para g
basados en los datos publicados por Bush (5). Para cilindros de un amplio rango de
tamaño, los valores g fueron obtenidos por Focht, Quimby et al., (27);
En el cálculo de g [13], el valor usado eff es 0,028 cm-1, el cual se asume que es
constante.
El valor de la tasa de exposición promedio (ecuación 1.5), se puede expresar como:
hRgtCdt
Xd/)(10 3
)9.1(/)(104,2 2 díaRgtCxdt
Xd
La exposición total gamma para la ecuación (1.9), con ET en días, será:
0
0
2104,2 dteCgxX tE
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21
RTCgxX E0
2104,2
Para obtener la dosis absorbida en rad., a partir de la exposición en roentgens (R), es
necesario tener en cuenta el factor de conversión “f” rad por roentgens, para la energía
gamma y el tejido en estudio. Para tejidos del músculo y para fotones con energías
confinadas entre 0,2 MeV hasta 3,0 Mev, f varía entre 0,95 a 0,98; obviamente, no habrá
error al introducir dentro de este rango, el uso de rad. en lugar de roentgens en las
fórmulas anteriores, sin que cambie su valor. Por lo que:
horasenTradTgCxD EE0
21044,1
0
0,001/ Ci (1.)E
D g Trad
A m
y 0
0,0346(1.10)E
E
D g TT en días
A m
La suma de las dosis “” y “” se obtiene de las ecuaciones anteriores (1.9) y (1.10), con
ET en días:
radgETCD E 0346,08,730
)11.1(/
0346,08,73/ 0 iCrad
m
gETAD E
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4.1.3 Dosimetría Interna MIRD
Una diferente aproximación a la dosimetría interna de los emisores, ha sido desarrollada
por Brownell, Callagan y otros [28], sobre la base de la llamada “fracción absorbida”,
donde parte de la energía gamma total emitida es absorbida en un volumen de masa y
geometría específica. En sus cálculos usaron el método Montecarlo, mediante el cual se
sigue teóricamente a muchos fotones a través de muchas interacciones asumidas.
El esquema MIRD fue planeado esencialmente para el cálculo de dosis recibidas por los
pacientes durante ensayos diagnósticos de medicina nuclear y no para el propósito de
correlaciones de dosis con efectos de la radiación.
El Medical Internal Radiation Dose Committe of The Society of Nuclear Medicine (MIRD),
desarrolló un sistema formalizado para el cálculo de la dosis, para un órgano blanco
desde un órgano fuente que contiene el radioisótopo distribuido uniformemente.
Tasa de emisión de energía
dt
Ed me
Sea un radionúclido que emite un solo tipo de radiación, de energía E (MeV) por
decaimiento (frecuencia de emisión unidad). La actividad iC1 de este radionúclido
del órgano fuente ( i ) emitirá una tasa de:
iCMevExdt
Ed me/107,3 4
Teniendo en cuenta que 1 MeV = 1.6 x106 erg; 1h = 3 600 s, obtenemos:
iCergEExdt
Ed me/213107,3 4
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Si el radionúclido emite más de una radiación, tal como 1,2; …; k, con una frecuencia de
emisión knnn ,...,, 21 y energías kEEE ,...,, 21 , respectivamente, será:
2.13 /em
k k
d En E erg C i h
dt
Tasa de absorción de la energía
dt
Ed abs
Para determinar la tasa de absorción de la energía por un volumen blanco ( j ) de un
radionúclido distribuido en un volumen fuente ( i ), tenemos que definir una nueva
cantidad conocida como la fracción absorbida. La fracción absorbida ijk , es
definida como la razón de la energía absorbida por un volumen blanco de una radiacion
del tipo k que emite el órgano fuente, y que es absorbido por el órgano blanco, y está
expresada como:
em
abs
k
E
E
kradiaciónladeSvolumenundeemitidaenergía
kradiaciónladeTvolumenenabsorbidaenergíaST
Los valores de ijk , son determinados a partir de los mecanismos de la
interacción de la radiación con la materia.
En la mayoría de problemas encontrados en medicina nuclear, la radiactividad es
distribuida dentro del volumen blanco, es decir, ji . En estos casos, la fracción
absorbida como la fracción autoabsorbida se escribe como k , entendiéndose que el
volumen blanco y volumen fuente son los mismos [29].
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Conocida ijk , obtenemos la tasa de absorción para todas las k radiaciones:
2,13 /absk k k k
d En E j i erg C i h
dt
Los valores ijk dependen de la forma geométrica y masa del órgano, así como
de la energía del fotón y de la distribución del radionúclido. Son determinados a partir
de los mecanismos de la interacción de la radiación con la materia. Usa la técnica
Montecarlo, que simula el transporte de millones de partículas en un modelo estándar
del cuerpo, llamados fantomas (modelo matemático del hombre de referencia) y
cataloga su comportamiento promedio. Los fantomas son representaciones
matemáticas del cuerpo humano. El tamaño, forma del cuerpo y sus órganos son
descritos por expresiones matemáticas.
Se requiere separar los valores de ijk para cada tipo de radiación emitida,
siendo dividida en dos tipos [30]:
a) Radiaciones no penetrantes, se refiere a todas las formas de radiación que son
realmente atenuadas, es decir, la energía es depositada en la vecindad inmediata
a la fuente (localmente depositada), por ejemplo, las partículas alfa, beta y
electrones (conversión interna).
b) Radiaciones penetrantes, referidas a las radiaciones que pueden alcanzar
grandes distancias antes de interactuar y depositar sus energías en el órgano. Son
fotones con energías mayores que 11,3 keV que interactúan con el tejido; parte
de esta energía puede depositarse fuera del órgano fuente. Estas radiaciones son
clasificadas como penetrantes. Los rayos X con energías mayores que 11,3 keV,
son tomados como radiaciones gamma en la determinación ijk .
Radiaciones X con energías menores que 11,3 keV, son tomadas como no
penetrantes. Para radiaciones no penetrantes, toda la energía emitida de la
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25
actividad en un órgano es asumida como absorbida en dicho órgano, por lo que
1k
Figura 3: Comportamiento de los fotones, los electrones y las partículas alfa en el interior del cuerpo [16].
Para radiaciones penetrantes, sólo una fracción de la energía emitida en ese órgano
fuente es absorbida. Así, parte de la energía emitida en dicho órgano, será absorbida en
otro. Algunas escaparán del cuerpo completamente. Las fracciones absorbidas para
todos los blancos tendrán valores comprendidos entre cero y uno 1 ijk .
Para determinar las fracciones absorbidas para fotones de una configuración ji ,
éstas deben ser desarrolladas. Se han propuesto varios modelos anatómicos y métodos
para estos cálculos [27].
Normalmente los volúmenes geométricos, como esferas y elipsoides, son usados como
fantomas para el cuerpo humano y sus tejidos. El tamaño y forma del volumen que se
asemejan al tejido de una persona promedio en diferentes edades, están dados en tablas.
Cálculos exactos de ijk en i y j para fotones de varias energías, y en fuentes
distribuidas uniformemente en tejidos y agua, para esferas, cilindros y elipsoides, han
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26
sido calculados y publicados por MIRD, en varios suplementos de Journal Of Nuclear
Medicine, suppl. Nº 1; 1968; suppl. Nº3, 1969; suppl. Nº5, 1971.
Tasa de Dosis
dt
dD
Dividiendo la tasa de energía
absE del órgano blanco j , por su masa )(gm j , y
recordando que gergrad /1001 , la tasa de dosis para cada iC de actividad, y
para todas las k radiaciones es:
2,13 1/100 /absk k k
d Em j n E j i rad C i h
dt
Tomando en cuenta que: desgMeVhiCrad /46,0/1 .
Si el órgano fuente contiene iCtAi de actividad en el tiempo t , entonces, la
tasa de dosis para esta cantidad será:
hradijtC
hradijEntCdt
dD
kk
kkk
/
/13,2
Dosis absorbida promedio por el blanco jD
El cálculo de la dosis total, debido al decaimiento completo del radionúclido depositado
en rad/h, será:
dttAijEnm
ijDD kkkk
j
j )(1
13,2
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hCitdtAA )(~
)(~tA , es la actividad acumulada en un órgano fuente. Representa la medida de
distribución de la radiactividad y biocinética dentro del tejido humano.
Se observa que tCtC E exp)( 0 ;
Dónde:
E
ET
693,0 , es llamada constante de eliminación efectiva.
Haciendo:
hCigradEn kkk /13,2
sec/1051,7/1 14 BqkgGyxhCiradg
kn , es la fracción de desintegraciones que ocurren en la emisión de una radiación
gamma de energía VMeE k :
radijm
tAijDD kkk
j
j
1)(
~
Snyder, et al., [14], introduce el término denominado factor de dosis o factor ""S :
hCiradijm
ijS kkk
j
/
1
Dónde:
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ijS , es la fracción de la energía gamma emitida por j que se absorbe en i
(involucra sólo datos físicos y anatómicos del órgano)
ijijS kkk
desgVMehCirad /46,0/1
j
kk
mij
Dónde:
k , es la fracción absorbida específica.
radijStAijDD j )(~
El tiempo de residencia para un órgano fuente i , i está dado por:
)12.1()(
~
0A
tAi
Dónde:
0A , es la actividad administrada en el tiempo 0t
En el caso que toda 0A de la muestra radiactiva sea localizada en el órgano a 0t (por
ejemplo, la sangre) se tiene:
)13.1(443,1 Ei T
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Luego, la dosis media absorbida puede expresarse como:
)14.1(/0
CiradijSA
D j
Los datos biológicos relacionan sólo al modelo antropomórfico usado (tamaño, forma,
densidad y composición) con la distribución y retención del radionúclido en el órgano
fuente.
Figura 4: Órganos Fuente (Source Organs) y Órgano blanco (Target Organ) [16].
Para varios órganos fuentes, que contribuyen a la dosis del órgano blanco, la ecuación
de dosis total sumada sobre todas las fuentes, está dada por:
radijSADD itodasijj~
Luego, la suma de las contribuciones de todas las radiaciones de la fuente al blanco, es:
j
kkk
ii
jm
ijA
D
0
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)15.1(/0
ACiradijSA
Di
j
Si 0A , actividad administrada (Bq), i , tiempo de residencia en región fuente i (s); k
, energía media emitida por decaimiento nuclear para la emisión del tipo
sBqkgGyk / ; jm , es la masa del órgano blanco j (Kg); ijk , fracción
de energía emitida por el órgano fuente, la cual es absorbida por el órgano blanco y
depende del monto de la energía de radiación que alcanza al blanco, así como del
volumen y composición del órgano blanco y del tipo de energía de la k-ésima emisión,
entonces, la dosis media absorbida en región j es Dj, (Gy)
La expresión 1.14, también puede expresarse como ( qMBGymCirad /270/1 ):
)15.1(/
0
BBqMGymijSkA
ijDi
j
k = factor de conversión de unidades
= desghVeMqBMyGmE ///0276,5
horasenydesgVMeenijS i/
El término i es el tiempo de residencia de la región fuente 0/~ AAi ; la cantidad A~
es la actividad acumulada que representa el parámetro biológico, y que depende del
comportamiento fisiológico del órgano fuente –modelo biocinetico– y del decaimiento
radiactivo del radiofármaco (da cuenta del mecanismo de captación y retención del
radiofármaco en el cuerpo entero, y en varios órganos). Los modelos biocinéticos
implicados en el cálculo de A datan la mayoría de 1975 y se recogen en la publicación
ICRP-53 [31].
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El factor ijS representa el parámetro físico, y depende del modelo anatómico
(geometría), de la naturaleza de las radiaciones, y de sus características de absorción
(física).
Además de considerar la contribución a la dosis por emisión de fotones desde todos los
órganos fuentes, se debe incluir la contribución de emisores beta del propio órgano que
es fuente, así como la contribución beta procedente del órgano no fuente, definida como
resto del organismo. La dosis beta para la glándula tiroidea y los riñones, se determina
de la siguiente manera:
Usando la ecuación (1.3) que determina la dosis beta en el propio órgano que es fuente
(f), sabiendo que desgVMehCirad /13,2
1/1 :
)16.1(/0
desgVMem
E
A
D
r
Como : desVMeE /191,0
Se tiene:
desghVMemA
D
r
r /191,00
La contribución beta procedente del órgano no fuente, definida como “resto del
organismo”, que suponiendo que la fracción de la actividad del resto en cada órgano es
TBórgano mm , y que la fracción de la energía absorbida en cada órgano es 1,0 se
expresa:
TB
TB
m
E
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Así, para la glándula tiroidea, la dosis total será:
0 0 0
D j i D j iD j i
A A A
TB
TB
f
fi
mE
mEijSk
A
ijD
0 (1.17)
Dónde:
1º Término: son las contribuciones dosimétricas de fotones emitidos por el órgano
fuente i (órganos de la biocinética) y absorbida por el órgano blanco j
2º Término: contribuciones dosimétricas por emisión beta del propio órgano que es
fuente, en este caso, se asume una fracción absorbida 1,0.
3º Término: contribución dosimétrica debido a emisiones beta del propio órgano
que no es fuente (“resto de órganos”).
Dependiendo del tipo de radiofármaco usado y su biocinética, corresponderá la
significancia de sus contribuciones en el estimado de dosis absorbidas por la glándula
tiroidea para pacientes recién nacidos.
La dosis absorbida total para el resto de órganos del cuerpo se encuentra en: “Dosis de
radiación recibida por los pacientes tras la administración de radiofármacos” [32]
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MATERIALES Y MÉTODOS
5.1 Materiales
5.1.1 Datos dosimétricos de los radiofármacos en estudio, extraídos de Health
Physics Society.Radionuclide Decay Data [Accessed abril 5, 2015].
5.1.2 Fracciones absorbidas específicas para recién nacido (Cristy-Eckermann),
extrapoladas de ORNL/TM-8381, 1987.
5.1.3 Masas de órganos para fantoma de Cristy-Eckerman propuesto por Stabin
et al, extraídas de Health physics 85(3):294-310.
5.1.4 Modelo biocinético para la glándula tiroidea ICRP-53 [31]
5.1.5 Ecuación de dosis de radiación beta y gamma para los yoduros y
Pertecnetato. Ecuación (1.17)
5.1.6 Tabla de dosis de “Radiation Dose Estimates to Adults and Children from
Various Radiopharmaceuticals” para captaciones de I123/I125/I131 (yoduros)
y Tc99m (Pertecnetato) en tiroides de pacientes recién nacidos [44]
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Figura 5: Modelo Biocinético del Yodo (ICRP-53)
5.2 Métodos
5.1.1 Valor de E para los yoduros y Pertecnetato [32]
5.1.2 Tiempos de residencia para órganos fuente: tiroides, estómago, intestino
delgado, riñones, vejiga y resto de órganos extraídos de Programa Radar.
[35]
5.1.3 Se administra una dosis de 1 microcurie /gramo de I123/I125/I131 (yoduros)
y Tc99m (Pertecnetato), que se asume distribuido uniformemente en dichos
órganos.
5.1.4 Fracciones absorbidas específicas para los yoduros 123, 125, 131 y Tc99m
(Pertecnetato) del fantoma Cristy-Eckerman para adulto, extrapolado de
Programa Radar [36]
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5.1.5 Determinación del factor ""S para tiroides usando las fracciones
absorbidas especificas del fantoma Cristy-Eckerman.
5.1.6 Determinación de
0A
ijD
, 0A
D
y
0A
ijD
para la glándula
tiroidea, según ecuaciones (1.17)
5.1.7
0A
ijD
para el resto de órganos.
5.1.8 Calculo de dosis absorbida, según ecuaciones (1.19) y (1.20).
5.1.9
0A
ijD
para tiroides, utilizando metodología Marinelli, et. Al
5.1.10 Cuadro Evaluativo de los métodos.
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RESULTADOS
6.1 Tiempos de Residencia de los Órganos fuente
Tabla N°1: Tiempos de Residencia para Órganos de la biocinética de los Yoduros
Yoduros
Tiempos
de resid.
( horas)
Tiroides Estómago Intestino
delgado Riñones Vejiga
Resto del
cuerpo
I-123 25 % 2.94 1,08 1,08 0,062 0,833 5,03
I-131 25 % 60,72 1,66 1,66 0,095 1,32 7,76
I-125 25 % 295.2 1.72 1.72 0,098 0,833 8.04
Tabla N°2: Tiempos de Residencia para Órganos de la biocinética del Tc99m (Pertecnetato)
6.2 Energías para partículas emitidas del Tc99m (Pertecnetato), I-123, I-125 y I-
131 (yoduros)
Tiempos
de resid.
( horas)
Tiroides Estómago ULI Riñones Vejiga LLI
Resto del
cuerpo
25 % 0,037 0,154 0,743 0,033 0,345 0,363 4,32
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Tabla N°3: Data Nuclear para partículas emitidas más significativas
RFM Partículas Ek (MeV) nk /des (MeV/ des)k kn E
(MeV/ des)particle k kE n E
I123
Electrones de Conversión
0,1272 0,136 0,0173
0,0205 0,1540 0,0177 0,0027
0,1580 0,0035 0,00055
Electrones Auger
0,0032 0,94 0,0030 0,0058
0,0227 0,1235 0,0028
I131
Beta
0,0694 0,021 0,00145
0,1818 0,0966 0,073 0,007
0,1916 0,899 0,1722
0,283 0,0048 0,00135
Electrones de Conversión
0,0456 0,0363 0,00165
0,0084 0,3590 0,0025 0,00089
0,3299 0,0155 0,00511
0,2497 0,003 0,00075
Electrones Auger
0,0034 0,051 0,00017 0,000317
0,0246 0,006 0,000147
I125
Electrones de Conversión
0,0037 0,8000 0.00296
0,0070
0,0306 0,1080 0.00330
0.0345 0.0215 0.00074
Electrones Auger
0,0032 1.5700 0,00502
0,00956
0,0227 0.2000 0,00454
Tc99m
Electrones de
Conversión
0,1195 0,088 0,01052
0.01439
0,1216 0,0055 0,00067
0,1375 0,0107 0,0015
0,1396 0,0017 0,00024
0,140 0,0019 0,00026
0,0016 0,746 0,0012
Electrones
Auger
0.0155 0.0207 0.00032 0.00054
0.0022 0.1020 0.00022
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6.3 Dosis
0A
ijD
para la glándula tiroidea usando el fantoma Cristy –
Eckerman
Órgano blanco: Tiroides
Masa tiroides para el fantoma Cristy-Eckerman: 1.27 g
Órganos fuentes: tiroides, estómago, intestino delgado, riñón, vejiga, resto de
órganos.
6.3.1 Determinación de Δk
Las energías gamma más significativas del Tc-99m y de los Yoduros - 123, 125 y 131 se
encuentran resumidas en las tablas N°4, N°5, N°6 y N°7
Tabla Nº 4: Valores k para energías gamma significativos del I131
Fotones kE
(Me V)
kn
(Por des.)
2.13k k kn E
(rad/µCi-h)
Gamma
0,0802 0.0262 0,0045
0,2843 0.0614 0,0372
0,3645 0.8170 0,6343
0,6370 0.0727 0,0986
0,7229 0.0180 0,0277
Radiación
Característica
0.0295 0.0138 0.00087
0.0298 0.0256 0.0016
0.0336 0.0091 0.0006
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Tabla Nº 5: Valores k para energías gamma significativos del I123
Fotones kE
(Me V)
kn
(Por des.)
2.13k k kn E
(rad/µCi-h)
Gamma
0,1590 0.8330 0.2821
0,5290 0.0139 0.0157
Radiación
Característica
0.0272 0.2465 0.0143
0.0275 0.4600 0.0269
0.0310 0.1600 0.0106
Tabla Nº 6: Valores k para energías gamma significativos del I125
Fotones kE
(Me V)
kn
(Por des.)
2.13k k kn E
(rad/µCi-h)
Gamma 0.0355 0.0668 0.0050
Radiación
Característica
0.0272 0.3990 0.0231
0.0275 0.7450 0.0436
0.0310 0.2590 0.0171
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Tabla Nº 7: Valores k para energías gamma significativos del Tc99m
Fotones kE
(Me V)
kn
(Por des.)
2.13k k kn E
(rad/µCi-h)
Gamma 0,1405 0.8906 0.2665
Radiación
Característica
0.0183 0.0210 0.00082
0.0184 0.0402 0.00157
0.0206 0.0120 0.00053
6.3.2 Valores de la fracción absorbida específica ij
Valores tiroidestiroidesk -γ
1
0,080 1.122 02thy thy E g
1
0,284 9.568 03thy thy E g
1
0,364 9.728 03thy thy E g
1
0,637 9.973 03thy thy E g
1
0,723 9.955 03thy thy E g
Valores tiroidestiroidesk -R-X
1
0,0295 5.355 02thy thy E g
1
0,0298 5.082 02thy thy E g
1
0,0336 4.288 02thy thy E g
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Resultados que fueron extraídos del Programa Radar por extrapolación para un recién
nacido del fantoma de Cristy-Eckerman.
Tabla Nº 8: Fracciones absorbidas específicas usando el fantoma Cristy-Eckerman para
Recién Nacidos ( )k tiroides tiroides
kE (MeV) 0.01 0.015 0.02 0.03 0.05 0.1 0.2 0.5 1
k (g-1) 0.53 0.28 0.14 0.049 0.015 0.0087 0.0094 0.010 0.0099
6.3.3 Valores para el factor de dosis ijS
Valores tiroidestiroidesS I131
thythythythyS kk
0,080 0,080 0,284 0,284 0,364 0,364
0,637 0,637 0,723 0,723
S thy thy thy thy
7.84 03 /S thy thy E rad Ci h
1.54 04 /R XS thy thy E rad Ci h
Valores tiroidestiroidesS I123
2.73 03 /S thy thy E rad Ci h
3.50 03 /R XS thy thy E rad Ci h
Valores tiroidestiroidesS I125
1.98 03 /S thy thy E rad Ci h
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42
5.66 03 /R XS thy thy E rad Ci h
Valores tiroidestiroidesS Tc99m
2.36 03 /S thy thy E rad Ci h
5.15 04 /R XS thy thy E rad Ci h
Ahora para los demás órganos de la biocinética.
Valores S tiroides estomago I131
k tiroides estomago -γ
1
0,080 1.10 05thy thy E g
1
0,284 9,97 06thy thy E g
1
0,364 9.94 06thy thy E g
1
0,637 9.81 06thy thy E g
1
0,723 9.77 06thy thy E g
k tiroides estomago -R-X
1
0,0295 8.27 06thy thy E g
1
0,0298 8.53 06thy thy E g
1
0,0336 9.11 06thy thy E g
7.97 06 /S thy thy E rad Ci h
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43
2.63 08 /R XS thy thy E rad Ci h
Análogamente, para el resto de órganos.
La tabla siguiente resume los resultados para valores 𝑆 debido a los fotones gamma del
I123 /I125/I131 (yoduros) y para el Tc99m (Pertecnetato) para la glándula tiroidea:
Tabla Nº 9: Factores S para fotones del I123 /I125/I131 (yoduros) rad/ Ci h
RFM Órgano
blanco
Órganos fuente
Tiroides Estómago Intestino
delgado Riñones Vejiga
Resto del
Cuerpo
I131 Tiroides 7.99E-03 7.996E-06 3.86E-06 6.52E-06 2.49E-06 5.22E-06
I123 Tiroides 6.23E-03 3.451E-07 1.38E-06 2.53E-06 9.00E-07 1.29E-06
I125 Tiroides 7.64E-03 6.726E-07 1.24E-07 2.71E-06 2.64E-08 4.49E-07
*Fuente: Elaborada por el Autor
Tabla Nº 10: Factores S para fotones del Tc99m (Pertecnetato) rad/ Ci h
Órgano
blanco
Órganos fuente
Tiroides Estómago ULI Riñones Vejiga LLI Resto del
Cuerpo
Tiroides 2.87E-03 2.821E-06 2.20E-06 2.17E-06 7.78E-07 1.03E-06 1.79E-06
*Fuente: Elaborada por el Autor
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6.3.4 Contribución de Fotones a la Dosis
De la ecuación (19), tenemos:
. .
. . .0
( ) ( ) ( . .)( )
( .) ( .) ( . .)
thy est i d
riñ vej r o
S thy thy S thy est S thy i dD jk
S thy riñ S thy vej S thy r oA
Procedemos primero a calcular la autodosis:
-Para el I-131:
0
0
( )( ) t
( )0.4760 / 128.53 / MBq
thy
D thy thyS thy thy
A
D thy thyrad Ci mGy
A
0
( )9.3509 03 / 2.52 / MBqR XD thy thy
E rad Ci mGyA
-Para el I-123:
0
( )8.0262 03 / 2.17 / MBq
D thy thyE rad Ci mGy
A
0
( )0.0103 / 2.78 / MBqR XD thy thy
rad Ci mGyA
-Para el I-125:
0
( )0.5845 / 157.81 / MBq
D thy thyrad Ci mGy
A
0
( )1.6708 / 451.12 / MBqR XD thy thy
rad Ci mGyA
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-Para el Tc-99m:
0
( )8.735 05 / 0.0236 / MBq
D thy thyE rad Ci mGy
A
0
( )1.9064 05 / 0.0040 / MBqR XD thy thy
E rad Ci mGyA
Para el resto de órganos ver Tabla N°11
6.3.5 Contribución de las Partículas Beta a la Dosis
Las energías para partículas más significativas emitidas del Tc-99m (Pertecnetato) y de
los Yoduros - 123, 125 y 131 se encuentran resumidas en las tablas N°3
0
f TB
f TB
DE E
A m m
Donde 3400 (cuerpo total),TB g 1.29 (masa tiroidea)f g
Para el I-131:
0
(thy thy) 2.13 60.72 2.13 7.760,1818 0.1818 18.22 / 4921.29 /
1.29 3400
D x xrad Ci mGy MBq
A
0
(thy thy)0.8423 / 227.42 /C eD
rad Ci mGy MBqA
0
(thy thy)0.0317 / 8.58 /e AD
rad Ci mGy MBqA
Para el I-123:
0
(thy thy)0.0995 / 26.87 /C eD
rad Ci mGy MBqA
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0
(thy thy)0.0281 / 7.60 /e AD
rad Ci mGy MBqA
Para el I-125:
0
(thy thy)3.4120 / 921.23 /C eD
rad Ci mGy MBqA
0
(thy thy)4.6598 / 1258.14 /e AD
rad Ci mGy MBqA
Para el Tc99m:
0
(thy thy)9.1807 04 / 0.2479 /C eD
E rad Ci mGy MBqA
0
(thy thy)3.4452 05 / 0.0093 /e AD
E rad Ci mGy MBqA
Análogamente, para el resto de órganos (Tabla N°11). La siguiente tabla, resume los
resultados de dosis encontrados en el esquema MIRD.
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Tabla N°11: Dosis Absorbida debido a las emisiones de fotones y partículas de los
yoduros-123, 125,131 y Pertecnetato-Tc99m en Tiroides-neonatos, representación Cristy-
Eckerman, Formalismo MIRD
Radiofármaco Emisiones D(Thy←Thy)/A0 D(Thy←i)/A0* Sub-total Total
(mGy/MBq)
I123
Fotones γ 2.17 ‹ 0,05% 4.95
39.42 Radiación-x 2.78
e- CE 26.87 - 34.47
e- Auger 7.60
I125
Fotones γ 157.81 ‹ 0,02% 608.93
2788.3 Radiación-x 451.12
e- CE 921.23 - 2179.37
e- Auger 1258.14
I131
Fotones γ 128.53 ‹ 0,01% 131.05
5288.3
Radiación-x 2.52
β- 4921.29
- 5157.29 e- CI 227.42
e- Auger 8.58
Tc99m
Fotones γ 0.0236 0.01674 0.0448
0.302 Radiación-x 0.0040 0.00051
e- CI 0.2479 - 0.2572
e- Auger 0.0093
(*) i= todos los órganos fuente excepto tiroides
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6.4 Dosis
0A
ijD
para la glándula tiroidea usando representación
esférica
Utilizando el método de Marinelli, et al. (1), se estima la dosis de radiación absorbida
por la glándula tiroidea para un paciente adulto cuya representación es una esfera de
1.29gr pegada a otra de la misma dimensión.
Usando la data nuclear actualizada de los radiofármacos en estudio, vida media
biológica y de masa glandular, se determina la dosis para tiroides de un neonato.
La dosis absorbida por la tiroides debido a emisiones de fotones de los radiofármacos
en estudio depositados en la misma glándula (auto-dosis) se expresa de acuerdo al
esquema Marinelli, (rad/μCi):
0
(tiroid tiroid) 0.001fotones thy
thy
D g
A m
Para esta representación se considera, ρ(densidad del tejido)=1g/cm3, el factor
geométrico promedio de la ecuación (1.8), dado por g=6.638 cm y┌ igualmente lo
podemos encontrar de la ecuación (1.7), cuyos valores se pueden ver en las Tablas
N°11, Tablas N°12, Tablas N°13 y Tablas N°14 .
Sabiendo que: 1 rad/ Ci = 0,46 MeV h/g des, en la ecuación (1.3), tenemos:
desghMeV
m
TECirad
m
TfE
A
D
f
fE //44,113,2
0
Con Ef TfT 44,1 , y de la ecuación (1.17), se obtiene:
desghMeVm
TE
m
TE
A
D
f
f
f
f /(%)
0
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Por lo tanto las contribuciones dosimétricas de las partículas emitidas por el
I123/I125/I131 (yoduros) y Tc99m (Pertecnetato) radionúclidos en este formalismo,
equivale a usar el segundo término de la ecuación MIRD.
Tabla N°12: Evaluación de Г para el Tc99m (Pertecnetato)
Emisión
Energía
del Fotón
Ei(MeV)
ni
(frecuencia)
μair, i
(cm-1)
┌
R-cm2/mCi-h
% del
total
┌
γ 0.1405 0.8906 3x10-5 0.0533
75.5%
γ 0.1426 0.0002 3x10-5 0.00019
x - Kα1 0.0183 0.0210 9x10-4 0.108
22.08%
x - Kα2 0.0184 0.0402 9x10-4 0.054
x - Kβ1 0.0206 0.0120 5.6x10-4 0.018 2.45% 5
,1,5x10ii air in E =0.734 100%
Tabla N°13: Evaluación de Г para el I131 (Yoduro)
Emisión
Energía
del Fotón
Ei(MeV)
ni
(frecuencia)
μair, i
(cm-1)
┌
R-cm2/mCi-h
% del
total
┌
iγ
Anexo N°1 2.2 99.4%
x - Kα1 0.0295 0.0130 3.2x10-4 0.0018
x - Kα2 0.0336 0.0070 1.8x10-4 0.006
x - Kβ1 0.0345 0.0015 1.7x10-4 0.0012 5
,1,5x10ii air in E =2.213 100%
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Tabla N°14: Evaluación de Г para el I123 (Yoduro)
Emisión
Energía
del Fotón
Ei(MeV)
ni
(frecuencia)
μair, i
(cm-1)
┌
R-cm2/mCi-h
% del
total
┌
γ 0.5290 0.0139 3.57x10-5 0.0394 2.51%
γ 0.1590 0.8330 3.04x10-5 0.6039
97.49%
x - Kα1 0.0275 0.4600 2.88x10-4 0.2896
x - Kα2 0.0272 0.2465 2.75x10-4 0.5218
x - Kβ1 0.0310 0.1600 1.59x10-4 0.1183 5
,1,5x10ii air in E =1.57 100%
Tabla N°15: Evaluación de Г para el I125 (Yoduro)
Emisión
Energía del
Fotón
Ei(MeV)
ni
(frecuencia) μair, i
(cm-1) ┌
R-cm2/mCi-h
% del total
┌
γ
0.0355 0.0668 1.17x10-4 0.0416 2.68%
x - Kα2
0.0272 0.3990 2.88x10-4 0.4688
97.32% x - Kα1
0.0275 0.7450 2.75x10-4 0.8451
x - Kβ1
0.0310 0.2590 1.59x10-4 0.1914
5
,1,5x10ii air in E =1.55 100%
Finalmente, se elabora la tabla resumen de dosis absorbida por la glándula tiroidea de
neonatos de las contribuciones fotones y partículas del I123/I125/I131 (yoduros) y Tc99m
(Pertecnetato)en las representaciones de los modelos antropomórficos de Cristy-
Eckerman y del formalismo de Marinelli, quien usa una representación esférica para la
glándula.
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Tabla N°16: Dosis Absorbida, Dβ+φ/A0, determinado por los formalismos MIRD y Marinelli
(mGy/MBq)
RFM Emisiones
Dβ+φ/A0
MIRD
Dβ+φ/A0
MARINELLI
Razón Dosis
Marinelli/Mird
I123
Fotones 4.95 6.15
1.03 Partículas 34.47 34.47
TOTAL 39.4 40.62
I125
Fotones 608.93 609.85
1.00 Partículas 2179.37 2179.37
TOTAL 2788.3 2789.2
I131
Fotones 131.05 178.85
1.01 Partículas 5157.29 5157.29
TOTAL 5288.3 5336.1
Tc99m
Fotones 0.0448 0.0362
1.09 Partículas 0.2572 0.2934
TOTAL 0.302 0.330
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DISCUSIÓN DE RESULTADOS
Se utilizó el formalismo MIRD para estimar dosis de radiación absorbida por la glándula
tiroidea de un paciente neonato cuya representación usa el modelo antropomórfico de
Cristy-Eckerman.
(i) Los resultados muestran que el monto de dosis de radiación diagnóstica D+/Ao
encontrados para neonatos no presentan diferencias significativas con los
reportados por la Comisión Internacional de Protección Radiológica, ICRP-53.
(ii) La dosis absorbida del I123 es 39.4 mGy/MBq ; el 99.95 % de dicha dosis
corresponde a su auto dosis (68.16 % a captura electrónica ; 19.28% a
electrones Auger ; 5.50 % a fotones gamma y el 7.05 % a radiación
característica). La contribución dosimétrica de los órganos que son parte de su
biocinética (excluyendo la tiroides) es insignificante.
(iii) La dosis absorbida del I125 es 2788.3 mGy/MBq ; el 99,98 % de dicha dosis
corresponde a su auto dosis (33.04% a electrones de conversión ; 45.12% a
electrones Auger; 5.66 % a fotones gamma y 16.18 % a radiación
característica). La contribución dosimétrica de los órganos que son parte de su
biocinética (excluyendo la tiroides) es insignificante.
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(iv) La dosis absorbida del I131 es 5288.3 mGy/MBq ; el 99.99% de dicha dosis
corresponde a su auto dosis (93.06 % a emisiones beta β- ; 4.30% a electrones
de conversión; 0.16 % a electrones Auger; 2.43 % a fotones gamma y 0.05 % a
radiación característica). La contribución dosimétrica de los órganos que son
parte de su biocinética (excluyendo la tiroides) es insignificante.
(v) La dosis absorbida del Tc99m (Pertecnetato) es 0.302 mGy/MBq ; el 94,69 % de
dicha dosis corresponden a su auto dosis ( 82,08 % a electrones de conversión
, 1.32 % a electrones Auger, 7.19 % a fotones gamma y 1.32% a radiaciones
características) . El 5,71 % restante, corresponde a contribuciones
dosimétricas de órganos de la biocinética; significativo como para ser ignorado
(vi) Los resultados de dosis reportados por ambos métodos para el I123, I125 y I131
(yoduros) y Tc99m (Pertecnetato) presentan una diferencia porcentual que
varía desde 0.9% al 9.3% dependiendo de la masa y geometría del fantoma. El
concepto de dosis de radiación absorbida en el órgano y el método de cálculo
por el esquema MIRD/Marinelli son válidos solo si se asume que la actividad
esta uniformemente distribuida a través de la región fuente.
(vii) El método Marinelli asume al coeficiente efectivo de absorción en el tejido como
constante (Tablas N°12, N°13, N°14 y N°15) haciendo que el valor ┌ se “infle”,
esto se debe a que el coeficiente de absorción lineal en aire aumenta muy rápido
en la región de fotones de muy bajas energías. Los resultados de dosis
reportados por este método no presentan diferencias significativas cuando se
les compara con el método Mird. El método solo es aplicable para radiofármacos
cuyas contribuciones dosimétricas de los órganos fuente sean insignificante
(Yoduros) y no funciona, cuando estos son significativos en el estimado de dosis
(Pertecnetato).
(viii) Dada la insignificancia de contribuciones dosimétrica de órganos de la
biocinética de los yoduros, la dosis absorbida por la glándula tiroides es su auto
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dosis. Por lo que su dosis absorbida es independiente de la forma geométrica
glandular para estos radiofármacos y, dependiendo del radiofármaco y su
biocinética, corresponderá la significancia de sus contribuciones a la dosis
tiroidea.
(ix) Los resultados de dosis encontrados para los yoduros, son congruentes con los
reportados por Wellman HN y Anger RT, donde la tiroides de un neonato es de
1,5 g es representado por pequeños elipsoides [21].
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CONCLUSIONES
(i) Se determinó la dosis total absorbida para la glándula tiroides de un recién
nacido cuando se le administra I123/I125/I131 (yoduros) y Tc99m (Pertecnetato),
donde la glándula es representada por el fantoma de Cristy-Eckerman, en el
esquema MIRD.
(ii) Se determinó la dosis total absorbida para la glándula tiroides de un recién
nacido cuando se le administra I123/I125/I131 (yoduros) y Tc99m (Pertecnetato),
donde la glándula es representada por una esfera, en el modelo dosimétrico de
Marinelli.
(iii) Se demuestra que las contribuciones dosimétricas de órganos fuente de la
biocinética de I123, I125 y I131 (Yoduros) no son significativos en el estimado de
dosis. Por tanto, la dosis total absorbida por la glándula para estos radiofármacos
es su auto dosis; mientras que la contribución dosimétrica de los órganos que
son parte de la biocinética del Tc99m (Pertecnetato), excluyendo la tiroides, es
muy significativo en el estimado de la dosis absorbida como para ser ignorada.
(iv) Se estableció que no existen diferencias significativas en el estimado de dosis
absorbida por la tiroides de un recién nacido representada por fantoma de
Cristy-Eckerman o por una esfera de 1.27 gramos que utiliza el formalismo
MIRD y MARINELLI
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ANEXOS
Anexo N°1: Esquema de decaimiento y datos dosimétricos de los radiofármacos en
estudio.
o Technetium-99m PERTECHNETATE
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Decay Mode: Isometric transition Half Life: 6.01 horas
Emission Mean Energy (MeV) Frecuency ce-M e- 0.0016 0.7460
Auger-L e- 0.0022 0.1020 Auger-K e- 0.0155 0.0207
ce-K e- 0.1195 0.0880 ce-K e- 0.1216 0.0055 ce-L e- 0.1375 0.0107 ce-L e- 0.1396 0.0017 ce-M e- 0.1400 0.0019 ce-N+ e- 0.1404 0.0004 ce-M e- 0.1421 0.0003 L X-ray 0.0024 0.0048
Kα2 X-ray 0.0183 0.0210 Kα1 X-ray 0.0184 0.0402 Kβ X-ray 0.0206 0.0120
γ 0.1425 0.8906 γ 0.1426 0.0002
Decays from 99-Tc-43 (Half life: 2.11E-5 years) not included
o Iodine 125
Decay Mode: Electron Capture Half Life: 59.4 dias
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Emission Mean Energy (MeV) Frecuency Auger-L e- 0.0032 1.5700
ce-K e- 0.0037 0.8000 Auger-K e- 0.0277 0.2000
ce-L e- 0.0306 0.1080 ce-M e- 0.0345 0.0215 L X-ray 0.0038 0.1550
Kα2 X-ray 0.0272 0.3990 Kα1 X-ray 0.0275 0.7450 Kβ X-ray 0.0310 0.2590
γ 0.0355 0.0668
o Iodine 123
Decay Mode: Electron Capture Half Life: 13.27 horas
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Emission Mean Energy (MeV) Frecuency Auger-L e- 0.0032 0.9400 Auger-K e- 0.0277 0.1235
ce-K e- 0.1272 0.1360
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ce-L e- 0.1540 0.0177 ce-M e- 0.1580 0.0035 ce-N e- 0.1588 0.0008 L X-ray 0.0038 0.0930
Kα2 X-ray 0.0272 0.2465 Kα1 X-ray 0.0275 0.4600 Kβ X-ray 0.0310 0.1600
γ 0.1590 0.8330 γ 0.1826 0.0001 γ 0.1922 0.0002 γ 0.2480 0.0007 γ 0.2810 0.0008 γ 0.3307 0.0001 γ 0.3464 0.0013 γ 0.4400 0.0043 γ 0.5053 0.0032 γ 0.5290 0.0139 γ 0.5385 0.0038 γ 0.6246 0.0008 γ 0.6880 0.0003 γ 0.7358 0.0006 γ 0.7836 0.0006
Decays from 123m-Te-52 (Half life:120 dias) o 123-Te-52 (Half life: >6E14 years) not included
o Iodine 131
Decay Mode: Beta - Half Life: 8.0207 dias
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Emission Mean Energy (MeV) Frecuency β- 0.0694 0.0210 β- 0.0869 0.0065
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β- 0.0966 0.0727 β- 0.1916 0.8990 β- 0.2002 0.0005 β- 0.2832 0.0048
Auger-L e- 0.0034 0.0510 Auger-K e- 0.0246 0.0060
ce-K e- 0.0456 0.0354 ce-L e- 0.0747 0.0046 ce-M e- 0.0790 0.0009 ce-N+ e- 0.0800 0.0002 ce-K e- 0.1427 0.0005 ce-L e- 0.1718 0.0001 ce-K e- 0.2497 0.0025 ce-L e- 0.2789 0.0004 ce-K e- 0.3299 0.0155 ce-L e- 0.3590 0.0025 ce-M e- 0.3633 0.0005 ce-N+ e- 0.3643 0.0001 ce-K e- 0.6024 0.0003 L X-ray 0.0041 0.0057
Kα2 X-ray 0.0295 0.0136 Kα1 X-ray 0.0298 0.0256 Kβ X-ray 0.0336 0.0091
γ 0.0802 0.0262 γ 0.1772 0.0027 γ 0.2725 0.0006 γ 0.2843 0.0614 γ 0.3181 0.0008 γ 0.3247 0.0002 γ 0.3258 0.0027 γ 0.3584 0.0002 γ 0.3645 0.8170 γ 0.4048 0.0005 γ 0.5030 0.0036 γ 0.6370 0.0717 γ 0.6427 0.0022 γ 0.7229 0.0177
Decays from 131m-Xe-54 (Half life: 11.8 dias) not included
Anexo N°2: Fantoma Cristy Eckerman (1987)
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Anexo N°3: Dimensiones y Masas de Órganos fuente en el fantoma de Cristy-
Eckerman
Phantom: Newborn
Phantom height (cm) 47.5 Body surface area
(cm2)a 2100
Organ Mass (g) of Organ
Adrenals 5.83
Brain 352 Breasts—including
skin 0.205
Breasts—excluding skin
0.107
Gallbladder contents 2.12
Gallbladder wall 0.408
LLI contents 6.98
LLI wall 7.96
SI contents 52.9
Stomach contents 10.6
Stomach wall 6.41
ULI contents 11.2
ULI wall 10.5
Heart contents 36.5
Heart wall 25.4
Kidneys 22.9
Liver 121
Lungs 50.6
Ovaries 0.328
Pancreas 2.8
Remaining tissue 2360
Active marrow 47
Skin 118
Spleen 9.11
Testes 0.843
Thymus 11.3
Thyroid 1.29 Urinary bladder
contents 12.4
Urinary bladder wall 2.88
Whole body 3400
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Anexo N°4: Dosis absorbida para captación del 25% para un paciente recién nacido.
o Technetium-99m (PERTECHNETATE)
Dosis Absorbida (mGy/MBq) Organ Newborn
Lower Large Intestine Wall 0.41 Small Intestine 0.68 Stomach Wall 0.20
Upper Large Intestine Wall 0.43 Ovaries 0.068
Bone Surfaces 0.044 Red Marrow 0.029
Testes 0.031 Thyroid 0.32
Urinary Bladder Wall 0.12 Effective Dose Equivalent 0.11
Fuente: orise.orau.gov/files/reacts/pedose.pdf
o Iodine 123 (SODIUM IODIDE)
Estimate Radiation Dose Equivalent(mGy/MBq)
Organ Newborn
Lower Large Intestine Wall 0.095 Small Intestine 0.54 Stomach Wall 0.97
Upper Large Intestine Wall 0.14 Liver 0.068
Ovaries 0.11 Bone Surfaces 0.11 Red Marrow 0.055
Testes 0.051 Thyroid 47 Thymus 0.16
Urinary Bladder Wall 0.28 Effective Dose Equivalent 1.6
Fuente: orise.orau.gov/files/reacts/pedose.pdf
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o Iodine 125 (SODIUM IODIDE)
Estimate Radiation Dose Equivalent(mGy/MBq)
Organ Newborn
Lower Large Intestine Wall 0.18 Small Intestine 0.73 Stomach Wall 1.4
Upper Large Intestine Wall 0.30 Liver 1.2
Ovaries 0.21 Bone Surfaces 1.6 Red Marrow 0.33
Testes 0.12 Thyroid 2800 Thymus 6.5
Urinary Bladder Wall 0.40 Effective Dose Equivalent 87
Fuente: orise.orau.gov/files/reacts/pedose.pdf
o Iodine 131 (SODIUM IODIDE)
Estimate Radiation Dose Equivalent(mGy/MBq)
Organ Newborn
Lower Large Intestine Wall 0.51 Small Intestine 4.5 Stomach Wall 7.8
Upper Large Intestine Wall 0.66 Liver 1.5
Ovaries 0.56 Bone Surfaces 0.79 Red Marrow 0.71
Testes 0.38 Thyroid 5300 Thymus 4.0
Urinary Bladder Wall 2.1 Effective Dose Equivalent 160
Fuente: orise.orau.gov/files/reacts/pedose.pdf
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