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I0X Latin American IRPA Regional Congress on Radiation Protection and Safety - IRPA 2013
Rio de Janeiro, RJ, Brazil, April 15-19, 2013
SOCIEDADE BRASILEIRA DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA - SBPR
Código3738
MONITOREO RADIOLÓGICO A LOS EFLUENTES RADIACTIVOS DE TRES
SERVICIOS DE MEDICINA NUCLEAR EN ECUADOR
Omar A. Suárez 1, Alejandro Gonzalez
2 and Carlos M. Cherrez
1
1 Ministerio de Electricidad y Energía Renovable
2 Universidad de Las Américas (UDLA- Ecuador)
Facultad de Ingenierías y Ciencias Agropecuarias
Av. de los Granados y José Queri, Quito-Ecuador
ABSTRACT
At some nuclear medicine units of Ecuadorian hospitals there is a lack of data on how efficient is the
treatment decay of radionuclide for disposing the wastewater into the sewer system. Herein the objective was
to determinate the concentrations of Iodine 131 and Technetium 99 at the sewer system for the calculation of
workers exposition scenarios. The monitoring of 92 points for analyzing Iodine 131 was based on gamma
spectrometry with Germanium High Purity Detectors. The Iodine 131 dose rate was measured with a Ludlum
Monitor and IdentiFinder Detector. At hospital 1, the maximum value for the annual inhalation dose was
Subsecretaría de Control y Aplicaciones Nucleares (MEER-SCAN)
Juan Larrea N1536 y Riofrio
EC 170125, Quito-Ecuador
7.09 Sv. In contrast, the hospital 2 the annual inhalation dose was 3.67E-05
. The workers intake levels were
measured for superficial contamination. At hospitals 1, 2 and 3 the intake levels were 2.4E-5
Sv, 4.79E-8
Sv
and 9.47 E-4
Sv respectively. At hospital 1, a 91.4% of the liquid samples overdoses the Iodine 131
recommended level. At hospital 2, a 100 % of the liquid samples overdose the Iodine 131 regulatory level.
However, the modeled exposition scenarios from liquid samples and superficial contamination data show
that if a worker stays for short time in the sewer system, the inhalation dose and intake levels for superficial
contamination are low.
1. INTRODUCCIÓN
El monitoreo radiológico ambiental en los alrededores de los hospitales que brindan el servicio de
medicina nuclear tiene como objetivo primordial la verificación del cumplimiento de las
normativas básicas de protección y seguridad radiológica respecto a la exposición del público y
Personal Ocupacionalmente Expuesto. Los hospitales que administran grandes cantidades de I-131
para tratamiento de carcinoma de tiroides deben considerar el uso de tanques de decaimiento para
el almacenaje y disposición segura de los desechos radiactivos resultantes de la excreción de los
pacientes. Se ha sugerido que el drenaje exterior de la sala de terapia debe estar conectada a un
tanque de decaimiento con capacidad apropiada para permitir el decaimiento de la actividad por un
apropiado periodo (el cual puede corresponder a 6-8 vidas medias) previa la descarga en el sistema
de alcantarillado. Esto asegurará que aproximadamente el 1% de la actividad inicial permanezca en
el tanque al tiempo de la descarga dentro del sistema de alcantarillado público [1].
Las mediciones de los efluentes permite la estimación de los niveles de transferencia usados en el
cálculo de la exposición del público y la dosis, ya que el material radiactivo una vez administrado
al paciente es metabolizado y captado por los órganos target. Los mecanismos bioquímicos
corporales eliminan el material radiactivo a una velocidad que depende del radionucleido
específico; este material se elimina a través de las excretas del individuo que ha incorporado el
material radiactivo.
Los radionucleidos que se usan en los departamentos de medicina nuclear de vida corta y media
tienen concentraciones en el intervalo de días a minutos y las concentraciones a las que son usados
pueden ser bajas o medias en dependencia del requerimiento médico del paciente (tratamiento o
diagnóstico). El promedio de las descargas médicas está en forma de orina del paciente. En muchos
países la orina es descargada directamente al sistema de alcantarillado sin ningún tratamiento, más
allá del hecho de que exista una alta concentración de radionucleidos.
En un estudio realizado por la Agencia Ambiental en el Hospital Royal Marsden en el Reino
Unido, efectuado en un periodo de una semana de febrero a marzo de 2006, se encontraron valores
promedio de 26 Bq L-1
con un máximo de 50 Bq L-1
en el efluente al alcantarillado [2]. Según el
informe sobre el uso de tanques de retención en Irlanda del 2010 publicado en la Red Europea
ALARA, en Alemania todas las instalaciones requieren tener tanques de retención instalados y las
descargas de las instalaciones deben permanecer por debajo de un límite de 5 Bq L-1
al punto de
descarga del efluente al alcantarillado público [3]. El Grupo de Efluentes del Foro de Protección
Radiológica en el Medio Hospitalario 2002, menciona que toda la actividad eliminada por los
pacientes en las prácticas para tratamiento, se recogen en los tanques de control y se vierten de
forma controlada a la red pública de alcantarillado después de un periodo de almacenamiento de
tres meses [4].
No existe ningún trabajo reciente en Ecuador que verifique la conformidad de los efluentes
líquidos de las instalaciones médicas con centros de medicina nuclear con lo indicado en el título V
de la Texto Unificado de Legislación Ambiental Secundaria, modificado en marzo de 2012 para
incluir la característica de radiactividad en los desechos sólidos, líquidos o gaseosos [5], siendo
esencial valorar para la Autoridad Reguladora medir las consecuencias ambientales de tales
acciones antes de introducirlas como una práctica.
Con el fin de disminuir la exposición conforme al criterio ALARA, en el presente trabajo se realiza
el monitoreo en diferentes zonas del servicio de medicina nuclear. Los muestreos se realizan a
nivel de alcantarilla, muestras de contaminación superficial de las áreas de medicina nuclear,
cuartos de pacientes, muestras de aire, y tasas de dosis de tuberías analizando los radionucleidos I-
131 y Tc-99 aplicando criterios de selección de puntos de muestreo, clases, frecuencias en
diferentes hospitales de Ecuador. Con los datos del monitoreo se realiza la estimación de los
niveles de transferencia usados en el cálculo de la exposición del público y tasa de dosis.
2. METODOLOGÍA DE MEDICIÓN
El trabajo se realizó en tres hospitales de Ecuador donde se brinda el servicio de medicina nuclear.
Se realizaron cinco tipos de muestreos: efluente líquido de la alcantarilla del área de medicina
nuclear, muestreo de contaminación superficial, monitoreo de tasas de dosis en tuberías y muestreo
de aire. Con la finalidad de monitorear el cambio temporal de las concentraciones de
radionucleidos, se realizó el trabajo en diferentes meses y se tomó en cuenta el día que se
suministraron dosis de I-131 a los pacientes.
Debido a razones de confidencialidad vigentes en Ecuador se identificará a los hospitales y sus
servicios de Medicina Nuclear de la siguiente forma:
Hospital 1. Hospital Público ubicado en la ciudad de Quito.
Hospital 2. Hospital Privado ubicado en la ciudad de Cuenca.
Hospital 3. Hospital Privado ubicado en la ciudad de Quito.
Para el monitoreo del Hospital 1 y Hospital 2, se tomaron muestras líquidas de la alcantarilla,
contaminación superficial, muestreo de aire y adicionalmente tasa de dosis en las tuberías. En el
caso del Hospital 3 se realizaron muestreos de contaminación superficial en el cuarto de
fraccionamiento de Yodo.
Todas las muestras recogidas en este trabajo fueron analizadas utilizando un sistema de
espectrometría gamma con un detector de Germanio Hiper-puro (Resolución FWHM: 2,40 y una
eficiencia de 19.32 %). La calibración en eficiencia fue obtenida usando una solución de I-131,
calibrada por el método de efficiencing tracing en centelleo líquido y otra calibración con estándar
comercial de 1 L marca Isotope Products Laboratories. Los frotis fueron analizados usando como
patrón de referencia filtros del OIEA (IAEA-083).
El monitoreo de tasa de dosis en tubería se lo realizó en contacto y a 10 cm de distancia, para lo
cual se utilizó un detector de ioduro de sodio, identiFinder y un monitor Ludlum modelo 14C con
una sonda tipo pancake; para los muestreos de aire se utilizó un muestreador de aire de alto caudal
HI-Q Environmental en el cual se colocan cartuchos de carbón activado impregnados con TEDA
(tri-ethylenediamine) para la adsorción de los aerosoles de I-131; para el muestreo de
contaminación superficial se utilizó una plantilla de 10 x 10 cm y papel filtro con diámetro de
4.5 cm.
3. RESULTADOS
3.1 Determinaciones de contenido radiactivo en los efluentes líquidos y gaseosos del
HOSPITAL 1
El Hospital 1 posee un departamento de medicina nuclear donde se atiende un promedio de 10 a 15
pacientes semanales. Para tratamientos, se les suministra dosis entre 100 y 150 mCi. Las
habitaciones de los pacientes tratados con material radiactivo se encuentran ubicadas en el cuarto
piso del bloque de endocrinología; en los pisos inferiores se ubican las salas de ginecología,
quemados y bodega de limpieza.
Se realizaron muestreos en el sistema de alcantarillado público donde se reciben descargas líquidas
del Bloque del área de Hospitalización de Endocrinología (Alcantarilla Bloque Endocrinología) en
la cual se encuentran los pacientes sometidos a tratamiento con I-131; ésta recibe sólo las
descargas del bloque, no existiendo dilución con las descargas del resto de bloques del hospital.
Se presentan a continuación los valores de concentración de actividad de los radionucleidos
analizadas en 54 muestras de distintas matrices ambientales.
Como se observa en la figura 1, los datos de concentración de I-131 representados en forma radial
con una escala logarítmica para las concentraciones varían en 3 órdenes de magnitud entre las
mediciones; al inicio del estudio y ciertas mediciones tienen valores de concentración de actividad
menores a 1,0 E+03 Bq L-1
.
Figura 1. Variaciones de la concentración de I-131 en el efluente. Las muestras de descargas
líquidas tomadas en la alcantarilla ABE (Alcantarilla Bloque Endocrinología) VAR-4695-001 y
VAR-4695-002 tomadas al siguiente día del ingreso de los pacientes se encuentran por debajo de
los límites autorizados para I-131 según las recomendaciones de organismos internacionales
(CNSN), no así las muestras VAR-465-003 hasta VAR-465-035 las cuales sobrepasan los niveles
de la Guía de descargas de líquidos para I-131 emitido por el CNSN incluso en varios ordenes de
magnitud.
En la figura 2 se presentan las tasas de dosis medidas durante todo el monitoreo. Éstas son
superiores a 1.0 µSv h-1
, con excepción de una serie de lecturas al inicio y final de las mediciones.
Se observa la presencia de varios picos que corresponden a pulsos de radiación originados en la
excreta de los pacientes u otros fenómenos, los mismos que pueden llegar a 3 órdenes de magnitud
mayores al fondo.
Figura 2. Variación temporal de tasa de dosis en alcantarilla. La línea de inferior representa la tasa
de dosis del background, 0.05 µSv h-1
(----), en cualquier caso el valor promedio de tasa de dosis a
nivel de alcantarilla es 2 órdenes de magnitud mayor a este fondo (2.34 µSv h-1
).
En la figura 3 se puede observar los datos de tasa de dosis en una tubería desnuda en la zona de
bodega, destinada para los insumos de limpieza, en la cual se presenta variaciones en la tasas de
dosis día a día, manteniendo en un mismo día un valor promedio. Existen pulsos de radiación
ocasionados por el flujo de excretas de los pacientes del área de tratamiento con material
radiactivo, los mismos que pueden alcanzar valores de hasta 50 veces superiores al fondo y que
tardan en retornar al valor promedio de hasta aproximadamente 10 minutos.
Figura 3. Variación temporal de tasa de dosis bodega de limpieza. Se representa la variación
temporal de la tasa de dosis. Puede observarse la progresiva disminución durante el periodo de
monitoreo y los picos que reflejan los pulsos de radiación de la excreta de pacientes.
3.2 Determinaciones de contenido radiactivo en los efluentes líquidos y gaseosos del
HOSPITAL 2
El Hospital 2 se encuentra en la ciudad de Cuenca, para lo cual se trasladó el detector de Germanio
Hiperpuro y todo el sistema de espectrometría gamma hacia esta ciudad, asegurando que las
muestras sean medidas inmediatamente. Este centro médico posee un departamento de medicina
nuclear, que recibe pacientes para tratamiento y diagnóstico utilizando I-131.
El área de medicina nuclear tiene dos habitaciones para los pacientes de medicina nuclear y las
descargas van directamente a dos tanques de decaimiento, pero en el transcurso del estudio se
comprobó que no funcionaban y las descargas se realizaban a la alcantarilla que se conecta con el
sistema público.
Se presentan a continuación los valores de concentración de actividad de los radionucleidos
analizadas en 34 muestras de distintas matrices ambientales.
La figura 4 representa la variación de la concentración de I-131 en el periodo de 5 días. Estas
muestras fueron tomadas en la alcantarilla que desemboca al sistema público y en los pozos de
decaimiento ubicados en los exteriores del Hospital 2. La escala logarítmica es utilizada por la
variación en varios ordenes de magnitud de la concentración; los cuatro primeros datos son las
concentraciones de I-131 del primer día de estudio y corresponden a un valor aproximado de
120 Bq L-1
; los siguientes cuatro corresponden a las concentraciones durante el segundo día
medidas en los pozos de decaimiento 1 y 2; y los tres valores a continuación son la concentración
de I-131 en la alcantarilla.
Figura 4. Variación Temporal Concentración I-131 en Efluente Líquido (Valores de
Concentración en Bq L-1
en escala logarítmica). En el caso de los pozos los valores
están en el mismo orden de magnitud que el fondo hasta aproximadamente las
11H00 del segundo día, observándose un aumento paulatino de los valores hasta
valores en el orden de 105 Bq L-1
que varía entre 103 Bq L-1
a 105 Bq L-1
hasta el
final del estudio.
En la figura 5, se muestra la variación temporal de las tasas de dosis a nivel de alcantarilla.
Figura 5. Variación temporal de la tasa de dosis en alcantarilla. Existen máximos que son dos
órdenes de magnitud mayores al valor de fondo natural promediado en 0.005 mR h-1
ó 5 nSv h-1
.
3.3 Determinaciones de actividad específica por unidad de área en las zonas de manipulación
de material radiactivo en el HOSPITAL 3 (Quito)
En el Hospital 3 se realizaron muestreos de contaminación superficial en el cuarto de
fraccionamiento de I-131 en cuatro lugares. Este monitoreo se cumplió como una actividad
solicitada por el hospital, ya que al momento de suministrar una dosis se derramó material
radiactivo.
Tabla 1. Actividad superficial en el Hospital 3 (Quito), valores de contaminación superficial son
superiores a los utilizados como valor permisible.
LUGAR DE TOMA DE
MUESTRAS
ACTIVIDAD DEL FROTIS
TOTAL
ACTIVIDAD SUPERFICIAL
DEL FROTIS POR
RADIONUCLEIDO
Blindaje carro transporte
(área 200cm2)
1.40 E-02 µCi frotis-1
2.59 Bq cm-2
I-131
Manija carro transporte
(área 30 cm2)
9.47 E-03 µCi frotis-1
11.84 Bq cm-2
I-131
Piso baldosas administración
(área 400 cm2)
1.51E-03 µCi frotis-1
0.70 Bq cm-2
I-131
Blindaje carro transporte
(área 100 cm2)
5.69 E-03 µCi frotis-1
1052 Bq cm-2
I-131
4. ANÁLISIS DE RESULTADOS
4.1 Cálculos de escenarios para dosis recibidas por personal de mantenimiento
Las tasas de dosis debidas a la presencia de I-131 y Tc-99m fueron calculadas utilizando los
valores de concentración de I-131 y Tc-99m obtenidos por espectrometría gamma, considerando el
evento que un trabajador del hospital realice tareas de mantenimiento, ingresando dentro del pozo
y considerado los escenarios de exposición por inhalación y exposición externa.
El escenario de ingesta no se considera en el caso del punto de alcantarilla, ya que sería necesario
incluir el punto de colecta fuera de las instalaciones del hospital, luego de que se mezcle con los
efluentes domésticos.
Para los radionucleidos en el aire, las dosis anual por inhalación Einh (Sv a-1
) es dada por:
Einh= CA.Rinh.DFinh (1)
CA el promedio anual de concentración de radionucleido en el aire en el punto de interés
(Bq m-3
).
Rinh la razón inhalación (m3 a
-1)
DFinh coeficiente de dosis para la ingesta por inhalación
Los valores de CA para los dos hospitales estuvieron en el rango de 0.172 y 1.14 E+05 Bqm-3
. El
valor de Rinh para adultos es de 8400 m3 a
-1 [6], el valor de DFinh 7.4 E
-9 Sv Bq
-1 para adultos [7].
El valor máximo de Einh en el caso del Hospital 1 fue de 7.09 Sv año-1
y en el caso del Hospital 2
3.67E-5
Sv año-1
, suponiendo que un trabajador permaneciera por razones de mantenimiento unas
pocas horas en el año los valores de dosis por inhalación son bajos.
Las estimaciones de las dosis para contaminación superficial fueron realizadas en base a las
informaciones de las constantes técnicas de niveles de exposición externa esperados para una
actividad de fuente de 37 MBq /1mCi [8], las cuales permiten estimar las dosis de radiación para
diversos escenarios de exposición al hombre.
Se tomaron los valores de contaminación superficial en Bq cm-2
de los tres hospitales para realizar
los cálculos de niveles de exposición, tomando en cuenta una contaminación de las dos manos, y
niveles de ingesta en las mismas; para el Hospital 1 el valor más alto fue de 2,4E-5
Sv, Hospital 2
4,79E-8
Sv y del Hospital 3 9,47 E-4
Sv.
5. CONCLUSIONES
Debido a que no existen valores de referencia nacionales para poder realizar comparaciones se han
considerado las recomendaciones de organismos internacionales. En el presente trabajo se utilizan
los valores de los niveles Guía de descargas de líquidos para I-131 emitidos por el Consejo de
Seguridad Nuclear de España (CNSN).
Las muestras de descargas líquidas tomadas en la alcantarilla ABE (Alcantarilla Bloque
Endocrinología) tomadas al siguiente día del ingreso de los pacientes se encuentran por debajo de
los límites autorizados del CNSN para I-131, no así 32 muestras, las cuales sobrepasan los
niveles de la Guía de descargas de líquidos para I-131 emitido por el CNSN incluso en varios
órdenes de magnitud.
Los monitoreos de tasas de dosis en los diversos sitios de la instalación Hospital 1 muestran
variaciones similares a la concentración de actividad del efluente, manteniendo un valor de fondo
prácticamente constante y superior hasta 50 veces el valor del fondo natural; el valor constante se
debe probablemente a la incorporación de I-131 en los sedimentos orgánicos dentro de las
tuberías.
La tubería de aguas residuales del área de endocrinología pasa por el área de almacenaje de útiles
de limpieza. El monitoreo realizado en este lugar presenta valores de dosis superiores al fondo
durante todo el estudio; considerando que éste es un sitio de trabajo en donde al menos una o dos
personas permanecen durante la jornada de trabajo, los valores de dosis para público podrían estar
siendo alcanzados (considerando que mientras se hace tratamiento, existen pulsos de radiación
muy altos correspondientes al arrastre de las excretas de pacientes de los pisos superiores que en
contacto llegan a 3 µSv h-1
).
Todas las muestras de descargas líquidas recolectadas en la alcantarilla del servicio de medicina
nuclear Hospital 2 son superiores al valor considerado como referencia para los límites
autorizados de I-131 según CNSN.
Los monitoreos de tasas de dosis en los diversos sitios del Hospital 2, muestran que las tasas de
dosis son constantes y se presentan valores superiores a lo largo del recorrido de la tubería que
proviene de los baños de medicina nuclear, incluso en los exteriores puede medirse valores de
aproximadamente 2 µSv h-1
; a nivel de alcantarilla los aumentos de tasa de dosis se corresponden
con el aumento de concentración de I-131, y no superan en ningún caso 2 mR h-1
ó la dosis
ocupacional.
En los dos hospitales donde se realizaron monitoreos de tasa de dosis, existió un valor de fondo,
correspondiendo a la adsorción de radionucleidos en las excretas de los sedimentos orgánicos,
como al depósito de las mismas en estado sólido en el fondo de la alcantarilla y tuberías.
Finalmente, los valores de contaminación superficial son superiores a los utilizados como valor
permisible en la mayoría de muestras tomadas; los valores son 5 a 6 órdenes de magnitud
superiores y se detecta la presencia de Tc-99m en algunas de las muestras como en el mesón de
preparación de dosis, protector de tiroides, baño de administración de Tc-99m y superficie lateral
del mesón de fraccionamiento.
Sin embargo, al realizar los cálculos de escenarios para tasas de dosis anual por inhalación y
niveles de ingesta por contaminación superficial estos resultan bajos.
REFERENCIAS
1. IAEA. (2000). Management of radiactive waste from the use of radionuclides in medicine-
TECDOC 1183. VIENNA: IAEA.
2. Punt, A., Wood, M., & Rose, D. (2007, 09). Phillywaterssheds. Retrieved 01 28, 2013,
from http://www.phillywatersheds.org/doc/ThamesEstuaryIodineSourceStudy.pdf
3. Fennell , S. (2010, 02 25). Eureopean ALARA Network. Retrieved 01 28, 2013, from
http://www.eu-alara.net/index.php/newsletters-mainmenu-37/52-alara-newsletter-issue-26-
february-2010/219-i-131-holding-tanks.html
4. Chapel Gomez, M., Ferrer Garcia, N., Ramos Salvador, L., & Sánchez Sánchez, M. (2002,
08). Consejo de Seguridad Nuclear. Retrieved 01 28, 2013, from
http://www.csn.es/images/stories/acerca_csn/proteccion_raiologica_de_los_trabajadores/in
forme_final_grupo_efluentes.pdf
5. República del Ecuador. (2012, 02 2012). Derecho Ecuador. Retrieved 01 2013, 28, from
http://www.derechoecuador.com/index.php?option=com_content&view=article&id=6527:
registro-oficial-no-631-miercoles-1-de-febrero-de-2012-
suplemento&catid=362:febrero&Itemid=622#N_161
6. IAEA. (1982). Generic Models and Parameters for Assessing Enviromental Transfer of
Radionuclides from Routine Releases; Exposures of Critical Groups. Vienna: Safety Series
IAEA.
7. IAEA. (1996). Protection against Ionizing Radiation and for the safety of Radiation
Sources . Vienna: Safety Series 115.
8. Heibron, P. (2003). Segurança nuclear do trabalhador e proteção do meio ambiente,.Rio
de Janeiro: E-papers Serviços Editoriais.
9. IAEA. (1988). Clearance of materials resulting from use of radionuclides in medicine,
industry n and research. Vienna: TEC DOC 1000.
10. Canga Rodriquez, J. (2012, 06). Nacional Center for Biotechnology Information. Retrieved
01 2013, 28, from http://www.ncbi.nlm.nih.gov/pmc/articles/PMC3425222/
