estudio para el desarrollo curricular y adecuaciones...

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Desarrollo Curricular. Contenido básico.

Estudio para el desarrollo curricular y adecuaciones pedagógicas de los

materiales y procedimientos existentes en el PERE sobre atención

médica especializada para personas que se vieran expuestas por una

eventual emergencia en la Central Nucleoeléctrica Laguna Verde

Contenido preliminar

Tema 1. Justificación y objetivos de la respuesta médica en una emergencia radiológica

Tema 2.Gestión de la respuesta médica

Tema 3. Organización de la atención médica especializada en el Plan de Emergencia Radiológica

Externo de la Central Laguna Verde

Tema 4. Naturaleza del riesgo: Radiactividad y radiación ionizante

Tema 5. Conceptos básicos sobre los efectos biológicos de la radiación ionizante

Tema 6. Diagnóstico y manejo médico de los síndromes de radiación

Tema 7. Descontaminación de la piel sana y herida

Tema 8. Manejo de personas con contaminación interna (incorporación de material

radiactivo)

Tema 9. Magnitudes y unidades radiológicas. Consideraciones de protección radiológica

para el personal de respuesta.

Tema 10. Clasificación de víctimas (triage)

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Tema 1.

Justificación y objetivos de la respuesta médica en una emergencia radiológica

Objetivos del tema:

Establecer la naturaleza del riesgo ante un posible accidente radiológico en una central

nucleoeléctrica, que involucre la liberación de materiales radiactivos al ambiente y que ocasione la

exposición y/o contaminación de personas.

Establecer el papel y destacar la relevancia de la atención médica ante una emergencia radiológica

en una central nucleoeléctrica.

La Central Nucleoeléctrica Laguna Verde (Figura 1.1) posee dos reactores del tipo BWR-5 (del

inglés Boiling Water Reactor, que se traduce al español como reactor de agua ligera en ebullición).

Estos reactores funcionan a partir de la fisión controlada de ensambles de dióxido de uranio que

tienen una abundancia entre 1.87% y 2.71% de uranio-235 (235

U).

Créditos: Peter Menzel / Science Photo Library; http://www.sciencephoto.com

Figura 1.1. Central Nucleoeléctrica Laguna Verde.

La fisión nuclear es un proceso en el que los núcleos atómicos pesados se dividen en dos o más

núcleos liberando una gran cantidad de energía en comparación con la energía liberada en la

combustión de hidrocarburos o cualquier otra reacción química (Figura 1.2).

3


Créditos: Claus Lunau / Bonnier Publications / Science Photo Library; http://www.sciencephoto.com

Figura 1.2. Esquema del proceso de fisión nuclear.

Los núcleos resultantes de la fisión se conocen como productos de fisión. La fisión del uranio-235

genera productos de fisión que incluyen isotopos de yodo (131

I, 133

I), cesio (134

Cs y 137

Cs), xenón

(133

Xe y 135

Xe) y bario (140

Ba), predominantemente. Adicionalmente existe una gran variedad de

radionúclidos originados por reacciones nucleares que ocurren con los materiales de revestimiento

de las barras del “combustible”, de los componentes de la vasija del reactor y del refrigerante. Así

mismo, los productos de fisión y radionúclidos generados por activación neutrónica generan otros

radionúclidos a partir del decaimiento radiactivo, que se conocen como productos de decaimientos.

De esta manera, el inventario radiactivo en una central nucleoeléctrica es extenso. Algunos de los

radionúclidos adicionales a los mencionados arriba, que puede formar parte de este inventario son:

kriptón (85

Kr, 87

Kr, 88

Kr), estroncio (89

Sr, 90

Sr, 91

Sr), itrio (90

Y, 91

Y), zirconio (95

Zr, 97

Zr), niobio

(95

Nb), molibdeno (99

Mo), tecnecio (99m

Tc), rutenio (103

Ru, 105

Ru, 106

Ru), antimonio (127

Sb, 129

Sb),

telurio (127

Te, 129

Te), por mencionar algunos.

En el caso de un accidente radiológico en una central nucleoeléctrica existe la posibilidad de una

liberación al medio ambiente, principalmente de los productos de fisión y de decaimiento gaseosos

o volátiles. Los elementos o compuestos más pesados serían liberados localmente ya que se

depositarían en una distancia corta. Consecuentemente, el mayor riesgo proviene de los productos

de fisión y de decaimiento gaseosos como gases nobles, yodo, radón, así como elementos y

compuestos volátiles.

Aun cuando la probabilidad de que ocurra una emergencia radiológica que ocasione la liberación de

parte del inventario radiactivo es extremadamente baja, es necesario contar con planes y

procedimientos de emergencia para proteger a los trabajadores y el público ante la posibilidad de

este escenario.

Una emergencia radiológica en una central nucleoeléctrica puede generar una alta exposición a los

trabajadores en el sitio o miembros de la población en las cercanías del reactor. La dispersión de

materiales radiactivos en el ambiente que puede conducir a la exposición y contaminación externa

de la población proveniente del penacho radiactivo o del material radiactivo depositado en el suelo,

Productos de fisión

4


o bien puede conducir a la exposición interna debida a la inhalación o ingestión de los

radionúclidos liberados al ambiente (Figura 1.3).

Créditos: Elaboración propia.

Figura 1.3. Vías de exposición en una emergencia radiológica en una central nuclear.

De acuerdo con el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), entre los objetivos que se

persiguen con la respuesta a una emergencia radiológica se encuentran:

Prevenir la ocurrencia de efectos a la salud deterministas en los trabajadores y la población;

Prestar primeros auxilios y administrar tratamiento a las lesiones por radiación;

Prevenir, hasta donde sea posible, la ocurrencia de efectos a la salud estocásticos en la

población.

En particular, los objetivos de la respuesta médica a una emergencia radiológica son:

Salvar vidas y efectuar los procedimientos médicos de emergencia requeridos;

Tratar las lesiones por radiación y las lesiones resultantes de la situación de emergencia; y

Implementar acciones de salud pública que incluyan la asesoría a la población y el

seguimiento médico a largo plazo.

Emergencia radiológica en una

central nucleoeléctrica

Liberación de material

radiactivo al ambiente

Irradiación externa Contaminación externa Contaminación interna

(Incorporación)

Irradiación externa Irradiación interna

Inhalación, ingestión o absorción a

través de la piel sana o heridas

Proximidad a las fuentes de

radiación

Contacto con las fuentes de

radiación

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Referencias:

Becker D, Brix G, Dalheimer A, Dietze G, Doerfel HR, Eckerman KF, Graffunder H et al.

Radiological Protection. Springer-Verlag Berlin Heidelberg, 2005.

Comisión Federal de Electricidad. Del Fuego a la energía nuclear, México, 1997.

International Atomic Energy Agency. Generic procedures for medical response during a nuclear or

radiological emergency, Emergency Preparedness and Response. Vienna, 2005.

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Tema 2.

Organización de la respuesta médica en una emergencia radiológica

Objetivos del tema:

Describir la estructura y organización de la respuesta médica necesaria para la atención de una

emergencia radiológica. Describir las funciones básicas de los grupos integrantes de la organización

de la respuesta médica, de acuerdo con las recomendaciones del Organismo Internacional de

Energía Atómica.

En la Figura 2.1 se presenta la organización y la interacción de los grupos de respuesta médica

necesaria para atender una emergencia radiológica, de acuerdo con el Organismo Internacional de

Energía Atómica (OIEA).

NIVEL PREHOSPITALARIO

NIVEL HOSPITALARIO

* Si el hospital no tiene estos servicios necesita pedir asistencia a nivel nacional o a nivel internacional a través

del OIEA o la Organización Mundial de Salud.

Figura 2.1. Estructura de la organización de la respuesta médica en una emergencia radiológica. Diagrama

adaptado de International Atomic Energy Agency. Generic procedures for medical response during a nuclear or


Notificación

Iniciador de la

respuesta médica

Primeros

respondientes Asesor

radiológico

Grupo de

descontaminación

Grupo de

transporte médico

Grupo de triage

Coordinador de la

respuesta

médica

Grupo de respuesta del departamento

de emergencia del hospital

Grupo de médicos

especialistas

Hospital de

referencia Grupo de bioensayos*

Grupo de radiopatología*

Grupo de biodosimetría*

Grupo de dosimetría*

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A continuación se presenta una breve descripción de los integrantes de la estructura para la

organización de la respuesta médica especializada.

Primer respondiente: es la primera persona o grupo que llega a la escena de una emergencia con el

rol oficial de participar en la respuesta a la emergencia. El primer respondiente es responsable de

tratar con todos los aspectos de la emergencia en la escena. También es el responsable de proveer

los primeros auxilios a personas lesionadas utilizando métodos estándares hasta la llegada del grupo

de respuesta a la emergencia. Un primer respondiente puede ser un grupo interno de primeros

auxilios de la central nuclear para el caso de la atención de un trabajador de la misma.

Iniciador de la respuesta médica: Es la persona que ha iniciado la respuesta médica formal

después de la notificación de una emergencia real o sospechada. Es responsable de obtener la

información básica necesaria para caracterizar la emergencia y notificar a los niveles apropiados de

respuesta.

Grupo de respuesta de emergencias médicas: Es el grupo médico especializado que llega a la

escena de la emergencia dada la notificación. Es responsable de proporcionar los primeros auxilios

a las víctimas. Los integrantes deben poseer conocimiento de medicina de urgencias, los efectos

biológicos básicos de la radiación ionizante y de protección radiológica.

Coordinador de la respuesta: Es un especialista trabajando en el hospital. Inicia la respuesta a

nivel hospitalario dada la notificación del arribo de las víctimas al hospital. Es el responsable de la

administración de las acciones del grupo de respuesta del departamento de emergencias del hospital,

del grupo de especialistas médicos, del físico médico y del grupo de apoyo de protección

radiológica.

Grupo de transporte médico: Es responsable del transporte de las víctimas de la escena de la

emergencia al servicio de emergencias del hospital. Los integrantes del grupo deben saber cómo

tratar con personas lesionadas. Deben estar entrenados en procedimientos de control de

contaminación radiactiva.

Grupo de respuesta del departamento de emergencias del hospital: Es un grupo de especialistas

y personal de asistencia trabajando en el hospital. El grupo es activado dada la notificación de que

las víctimas llegarán al hospital. El grupo es responsable de recibir a las víctimas en un área de

recepción preparada, estimar el estado médico del paciente y proporcionar el tratamiento necesario.

Determinará la decisión acerca de mantener al paciente en el servicio apropiado del hospital o

enviarlo después de su estabilización a un hospital de referencia. Los integrantes del grupo deben

estar familiarizados con los planes de emergencia del hospital.

Grupo de médicos especialistas: Está formado por especialistas, por ejemplo traumatólogos,

cirujanos, hematólogos, en otros. El grupo es responsable de proporcionar el tratamiento necesario

al paciente, tomando en cuenta la posible contaminación interna o externa. Deben seguir los

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procedimientos del plan de emergencia del hospital para tratar con pacientes lesionados por

emergencias radiológicas.

Hospital de referencia: Es un hospital especializado con personal experimentado en el tratamiento

con pacientes lesionados por radiación ionizante. Puede localizarse dentro o fuera del país. El

hospital de referencia es responsable de proporcionar al paciente con un tratamiento altamente

calificado. El cuidado del paciente en un hospital de referencia puede ser de larga duración,

dependiente de la condición del mismo.

Asesor radiológico: Esta posición será normalmente tomada por el miembro de más alto grado de

los profesionales calificados en protección radiológica enviados a la escena de una emergencia para

estimar el riesgo radiológico, proporcionar protección radiológica a los primeros respondientes, al

grupo de respuesta de emergencias médicas y a otros respondientes en la escena. Es responsable de

entre otras funciones de la monitorización de la radiación, el control de la contaminación y el

arreglo de operaciones de descontaminación de las víctimas.

Físico médico: Es el especialista trabajando en un hospital y participando en el nivel hospitalario

dentro de la respuesta a la emergencia radiológica. Tiene conocimientos y experiencia en la

estimación de dosis, monitorización radiológica, búsqueda rápida de contaminación y

descontaminación de pacientes. Es el asesor radiológico a nivel hospitalario. Supervisará y dirigirá

el monitoreo de la contaminación externa en el área de recepción del hospital, en el servicio donde

haya sido enviado el paciente y puede participar en la descontaminación de contaminación esternal

bajo la supervisión de un especialista médico. El físico médico por lo general es un miembro del

grupo de dosimetría.

Grupo de descontaminación: El grupo de descontaminación se encarga de la monitorización de la

contaminación de personas y equipamiento en la escena de una emergencia. Este grupo asistirá al

personal médico de emergencia con la monitorización de las personas lesionadas para prevenir la

dispersión de la contaminación. Los integrantes necesitan estar entrenados en el uso de monitores

de radiación para estimar la contaminación en piel y ropa, para prevenir la dispersión de la

contaminación y para comprobar la eficiencia de los procedimientos de descontaminación

aplicados.

Grupo de triage: Se encarga de desarrollar el triage en una emergencia con un número grande de

víctimas. Para un número limitado de víctimas, el triage es usualmente hecho por el grupo de

respuesta a la emergencia médica.

Grupo de bioensayo: Es un grupo especializado en bioensayos in-vitro e in-vivo, técnicas de

monitorización de contaminación interna personal, interpretación de bioensayos, modelación

biocinética de incorporación de materiales radiactivos y protección radiológica. Este grupo debe ser

capaz de identificar y determinar los niveles de radionúclidos específicos utilizando técnicas de

bioensayo in-vivo (de cuerpo entero o de órganos específicos como la tiroides); identificar y

determinar los niveles de radionúclidos en excretas y en materiales biológicos como frotis nasales,

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cabello y sangre; interpretar los datos en términos de la dosis efectiva comprometida utilizando los

modelos apropiados como los propuestos por el OIEA o la Comisión Internacional de Protección

Radiológica; e interpretar los datos durante los tratamiento de desincorporación y evaluar su

eficiencia.

Grupo de radiopatología: Es un grupo especializado con experiencia en radiopatología y

protección radiológica. Debe ser capaz de obtener las muestras apropiadas de tejido a través de

biopsias o autopsias; preparar las muestras para análisis histopatológico; y realizar la evaluación de

las muestras.

Grupo de dosimetría: Se encarga de la monitorización de contaminación de personas y

equipamiento a nivel hospitalario, descontaminación de pacientes y estimación de la eficiencia de

descontaminación en el hospital. Es responsable de la evaluación completa de la dosis recibida por

el paciente, tomando en cuenta los datos aportados por el grupo de bioensayo, el grupo de

radiopatología, el grupo de biodosimetría. También es responsable de proporcionar datos sobre la

estimación de dosis al personal médico con el propósito de hacer correcciones necesarias en el

tratamiento.

Grupo de biodosimetría: Está especializado en dosimetría biológica, protección radiológica y

citogenética. Este grupo asistirá en la estimación de la dosis recibida por el paciente utilizando

procedimientos citogenéticos. Típicamente, este grupo no es un componente de la mayoría de los

hospitales pero puede se puede tener acceso a éste con apoyo nacional o internacional.

Referencias

International Atomic Energy Agency. Generic procedures for medical response during a nuclear or


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Tema 3.

Organización de la atención médica especializada en el Plan de Emergencia

Radiológica Externo de la Central Laguna Verde

Objetivos del tema:

Describir la estructura y organización de la respuesta médica establecida en el Plan de Emergencia

Radiológica Externo (PERE) de la Central Nucleoeléctrica Laguna Verde.

En el Plan de Emergencia Radiológica Externo (PERE) la Atención Médica Especializada la ejecuta

la Fuerza de Tarea 85 integrada por la Secretaría de Marina Armada de México a través del

Hospital Naval de Veracruz; y la Fuerza de Tarea 86 integrada por los Servicio de Salud de

Veracruz con el apoyo del Instituto Mexicano del Seguro Social y Hospitales Especializados de los

Sistemas Estatal y Nacional de Salud (Figura 3.1).


Figura 3.1. Organización de la atención médica especializada en el PERE.

Estos grupos de tarea de AME deberán estar integrados por médicos especialistas, médicos

generales, personal de enfermería, personal paramédico, personal de trabajo social, personal

administrativo y técnicos capacitados en cuidados hospitalarios para la atención de pacientes

irradiados y/o contaminados. La activación de estos grupos de tarea se realiza al presentarse una

emergencia Clase Alerta o superior en la Central Laguna Verde.

Atención Médica Especializada

del PERE

Fuerza de Tarea 85

Secretaría de Marina

Fuerza de Tarea 86

Servicios de Salud de Veracruz

UT 85.4 Hospital Naval de Veracruz UT 86.4.1 Hospital Regional SESVER, Veracruz

UT 86.4.2 Hospital de Especialidades del CMN

La Raza IMSS, Distrito Federal

UT 86.4.3 Instituto Nacional de Ciencias Médicas

y de la Nutrición “Dr. Salvador Zubirán”

Apoyo del Centro Médico Nacional “Lic. Adolfo

Ruiz Cortines del IMSS en Veracruz

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De acuerdo con el Procedimiento PERE-604 revisión 12, los pacientes (población, trabajadores de

la Central Nucleoeléctrica y personal de respuesta que serán atendidos en los hospitales de atención

médica especializada serán:

Los enviados desde los centros de monitoreo de evacuados que presenten contaminación

fija y/o transferible, con un valor de rapidez de conteo por encima del conteo de fondo

mayor que 100 cpm (cuentas por minuto) medida con la sonda HP-260 ó 0.4 cps (cuentas

por segundo) utilizando el equipo 6150 AD17;

Cuando exista la sospecha de contaminación interna debido a la incorporación de

radionúclidos por inhalación o ingestión, estén o no lesionados y;

Cuando exista la sospecha de irradiación externa, presenten o no sintomatología.

Referencias

Secretaría de Marina Armada de México, Fuerza de Tarea 85, Procedimiento de Atención Médica

Especializada, PERE-515 REV. 0, 15 de mayo de 2008.

Servicios de Salud de Veracruz, Fuerza de Tarea 86, Manual Operativo para la Atención Médica

Especializada, MOAME REV.0, 14 de mayo de 2008.

Servicios de Salud de Veracruz, Fuerza de Tarea 86, Procedimiento de Atención Médica

Especializada, PERE-604 REV. 12, 15 de mayo de 2008.

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Tema 4.

Naturaleza del riesgo: Radiactividad y radiación ionizante

Objetivo del tema: Describir las bases físicas que definen la radiactividad y la radiación ionizante,

incluyendo los tipos de transformaciones nucleares y los conceptos de decaimiento radiactivo y vida

media. Lo anterior ofrece un mejor entendimiento del riesgo radiológico y la atención médica

asociada.

En la naturaleza existen sustancias compuestas y sustancias elementales, cuyos componentes

mínimos son las moléculas y los átomos respectivamente. A su vez, las moléculas se integran por

dos o más átomos.

El átomo es el mínimo componente de un elemento químico que conservar las características del

elemento. Actualmente, sabemos que el átomo no es el componente fundamental de la materia, pues

se descubrió que tiene una estructura compleja y divisible. Está constituido por un núcleo muy

pequeño con carga eléctrica neta positiva, rodeado de electrones con carga negativa y que están en

movimiento en los alrededores del núcleo (Figura 4.1).

Todos los núcleos atómicos están formados un número determinado de protones (con una unidad

de carga eléctrica positiva) y neutrones (sin carga eléctrica), partículas subatómicas conocidas

como nucleones. Por ejemplo, un núcleo de carbono-12 (12

C) está formado por 6 protones y 6

neutrones, por otra parte un núcleo de yodo-131 (131

I) está integrado por 53 protones y 78 neutrones.

Créditos: Mehau Kulik / Science Photo Library;

http://www.sciencephoto.com

Figura 4.1. Esquema de un núcleo atómico donde se observen sus componentes. Fuente:

No todos los núcleos atómicos que existen en la naturaleza o creados artificialmente son estables.

Existe una gran cantidad de núcleos inestables que consiguen transformarse a un núcleo más estable

Núcleo atómico

Electrones orbitales

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mediante la emisión de radiaciones ionizantes (rayos X, rayos gamma, rayos beta y rayos alfa). A

estos núcleos inestables se les conoce como radionúclidos.

La radiactividad es la transformación espontánea de los radionúclidos que conlleva la emisión de

radiaciones ionizantes.

Las radiaciones ionizantes emitidas por un material radiactivo poseen la energía suficiente para

liberar electrones orbitales de un átomo produciendo dos iones: uno de carga neta positiva que es el

átomo al que se le ha arrancado el electrón y uno de carga negativa que es el electrón liberado

(Figura 4.2). Debido a que las moléculas se forman a partir de la unión de diversos átomos mediante

enlaces electrónicos, las radiaciones ionizantes tienen la capacidad de destruir éstos enlaces y

romper moléculas, lo que a su vez puede ocasionar un efecto dañino en los seres vivos.


Figura 4.2. Esquema que ilustre la ionización de la radiación ionizante sobre la materia.

De esta manera, la radiactividad se puede definir como la transformación espontánea de los núcleos,

con emisión de energía, en forma de partículas o radiación electromagnética a través de diversos

procesos. En general, la transformación de un núclido “padre” )( XA

Z en un núclido “hijo” )( YA

Z

, no

siempre estable, se pueden expresar de la siguiente manera:

QWYX A

Z

A

Z

W representa las partículas y la radiación electromagnética emitidas y Q representa la energía total

liberada. Esta última se distribuye como energía cinética de las emisiones resultantes de la

transformación.

Radiación ionizante

Ionización

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Derivado de las transformaciones nucleares se pueden emitir las partículas y las radiaciones

electromagnéticas que se enlistan en la Tabla 1. A continuación, se presenta una breve revisión de

cada una de las transformaciones nucleares y las emisiones correspondientes a las que se hacen

referencia en esta tabla (Ver Figura 4.3).

Tabla 1. Emisiones derivadas de los procesos de transformación radiactiva.

Emisión Símbolo Carga

eléctrica

Masa en

reposo

(MeV)

Espectro de

energías de

emisión

Observaciones

Alfa α +2 3 726 Discreto

Las partículas α son núcleos de 4He

emitidos en una transformación

radiactiva.

Beta menos β- -1 0.511 Continuo

Las partículas β- son electrones

generados y emitidos por los núcleos

atómicos.

Positrones β+ +1 0.511 Continuo

Las partículas β+ son la antipartícula

del electrón (electrones con carga

positiva) generados y emitidos por

los núcleos atómicos.

Neutrinos

electrónicos ν 0 ≈ 0 Continuo

Son producto de la transformación

β+.

Antineutrinos

electrónicos ν 0 ≈ 0 Continuo

Son producto de la transformación β-

.

Gamma 0 0 Discreto

Radiación electromagnética

generada y emitida por los núcleos

atómicos.

Rayos X

característicos X 0 0 Discreto

Radiación electromagnética

generada en las capas electrónicas

de los átomos.

Créditos: Elaboración propia

Créditos: Adaptado de USRNC Technical Training Center.

Figura 4.3. Los átomos radiactivos emiten energía en forma de partículas o radiación electromagnética.

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Transformación alfa (α)

Un radionúclido emite una partícula alfa (Figura 4.4) que no es otra cosa más que un núcleo de

helio-4, formado por 2 protones y 2 neutrones, por lo que posee dos unidades de carga positiva. Las

partículas alfa poseen una masa 7, 292 veces la masa de un electrón.


Figura 4.4. Transformación alfa.

La transformación α se describe de la siguiente manera:

QYX A

Z

A

Z

424

2

Un ejemplo de transformación α es el radio-226 que se transforma en radón-222:

42222

86

226

88 RnRa

Como se puede observar en el esquema mostrado en la Figura 4.5, en la transformación del Ra-226

se emiten partículas α con dos energías distintas, en algunas ocasiones el radio decae (emitiendo las

partículas α1) a un estado excitado del radón, y en otras decae (emitiendo las partículas α2)

directamente al estado base del radón. El radón en estado excitado, para alcanzar su estado base,

emite radiación γ.


Figura 4.5. Esquema de transformación del Ra226

88 .

16


Transformación beta negativa (β-)

En esta transformación un radionúclido emite una partícula beta negativa o positiva (Figura 4.6).

Las partículas beta negativas no son más que electrones (con una unidad de carga eléctrica

negativa) que son creados y emitidos en el núcleo radiactivo.


Figura 4.6. Transformación beta.

En la transformación β- un neutrón en el núcleo de un átomo se convierte en un protón y da lugar a

la emisión de un par electrón-antineutrino ( ). Este electrón se denomina partícula β-:

QYX A

Z

A

Z

1

La energía Q es distribuida como energía cinética de la partícula β- y el antineutrino. Se puede decir

que esta distribución de energía es aleatoria de un evento de transformación a otro, por lo que el

espectro de energía de emisión de las partículas β- es continuo y con valores que van desde cero

hasta una energía máxima max

E igual al valor Q. Lo mismo ocurre con las energías de los

antineutrinos. La energía promedio de las partículas β-,

E , es característica de cada radionúclido y

tiene un valor aproximado dado por:

max

3

1 EE

Un ejemplo de transformación β- es el yodo-131 que se transforma en xenón-131:

XeI 131

54

131

53

La Figura 4.7 muestra las principales emisiones de la transformación del yodo-131, se puede

observar que éste se transforma a estados excitados del xenon-131, que a su vez alcanzan su estado

energético base mediante la emisión de radiación .

17



Figura 4.7. Esquema de transformación del I131

53 .

Transformación beta positiva (β+)

En términos generales, en la transformación β+ un protón en el núcleo de un átomo se convierte en

un neutrón y da lugar a la emisión de un par positrón-neutrino (). Este positrón se denomina

partícula β+:

QYX A

Z

A

Z

1

De forma similar al decaimiento β-, los positrones y neutrinos emitidos tienen una distribución de

energías continua, con una max

E igual a la energía disponible Q. Los positrones tienen una energía

promedio dada por la ecuación siguiente. Un ejemplo de transformación β+ es el oxígeno-15 que se

transforma en nitrógeno-15:

NO 15

7

15

8

En la Figura 4.8 se muestra el esquema de transformación del oxígeno-15. En éste se observa una

línea vertical que va desde la línea de 2.722 MeV y llega hasta los 1.7 MeV, esto es, representa una

energía de 1.022 MeV, igual a la masa de dos electrones (0.511 MeV), que es la energía umbral o

requerida para que se lleve a cabo la emisión del positrón.


Figura 4.8. Esquema de transformación del O15

8 .

18


Transformación

La transformación α y las transformaciones isobáricas, a menudo dejan a los núcleos hijos en

estados energéticos excitados, que para alcanzar el estado base emiten radiación (Figura 4.9). Sin

embargo, el núcleo emisor mantiene sin cambios su número atómico y su número de masa, esto es,

antes y después de la emisión el núcleo es idéntico, excepto por su estado energético.


Figura 4.9. Transformación gamma.

En función de los núclidos involucrados, el proceso se describe la siguiente manera:

XX A

Z

A

Z

*

El símbolo “*” indica que el núclido XA

Z se encuentra en un estado energético excitado. Retomando

el ejemplo de la transformación beta del yodo-131 y recordando que los núcleos del xénon-131

quedan en estados excitados, se tiene:

XeI 131

54

131

53

Ley del decaimiento radiactivo

Las transformaciones radiactivas a nivel atómico son espontáneas, esto es, la transformación de un

radionúclido ocurrirá, pero el momento no puede definir con exactitud. Sin embargo, a nivel

macroscópico, al considerar un conjunto muy grande de núcleos radiactivos, las transformaciones

que ocurren en el conjunto se describen mediante la magnitud conocida como actividad, que se

define como el número de transformaciones que ocurren en una muestra radiactiva por unidad de

tiempo.

La unidad tradicional de la actividad es el curie (Ci), definida como la actividad de 1 g de radio-

226. 1 Ci = 3.7 x 1010

transformaciones por segundo. La unidad de actividad establecida en el

Sistema Internacional de Medidas es el becquerel (Bq), 1 Bq = 1 transformación por segundo. Por

19


lo tanto, 1 Ci = 3.7x1010

Bq. En la práctica, comúnmente se utilizan submúltiplos del curie, como el

mCi (37 MBq), el μCi (37 kBq) y el nCi (37 Bq).

Un concepto de gran utilidad asociado a la actividad de una fuente radiactiva es la vida media

física, que es característica de cada radionúclido y que se define que se define como el tiempo

necesario para que la actividad inicial de la fuente disminuya a la mitad (Figura 4.10). Por ejemplo,

la vida media del yodo -131 es de 8 días, que significa que si se tiene una actividad inicial de 10

mCi, después de 8 días se tendrá una actividad de 5 mCi y a los 16 días 2.5 mCi, y así

sucesivamente; al transcurrir 80 días (10 vidas medias del yodo-131), solamente existirá una

actividad de 0.0098 mCi.

Créditos: IAEA / www.iaea.org/

Figura 4.10. Grafica ilustrativa de los conceptos de decaimiento radiactivo y vida media de los radionúclidos.

La ecuación general de la gráfica anterior que describe el decaimiento radiactivo de una fuente es la

siguiente:

teAtA )0()(

donde A(t) es la actividad de la fuente para un tiempo t, A(0) es la actividad inicial (al tiempo t=0), λ

se conoce como constante de decaimiento que tiene un valor particular para cada radionúclido y que

se asocia con la vida media (t1/2) de la siguiente manera:

693.0)2ln(2/1 t

Decaimiento radiactivo

Tiempo (vidas medias)

Act

ivid

ad d

e la

fu

ente

rad

iact

iva

(%)

20


Transferencia lineal de energía

La interacción de las partículas con carga eléctrica en cualquier medio se lleva a cabo a través de la

fuerza electromagnética atractiva o repulsiva entre las cargas de la radiación y las cargas de los

átomos y moléculas del medio donde incide. En este caso, la transferencia de energía es directa,

gradual y continua, de forma análoga a un proceso de fricción mecánica. Por estas características, a

la radiación ionizante formada por partículas cargadas se le denomina radiación directamente

ionizante.

La radiación electromagnética (fotones), al carecer de carga eléctrica, tienen una interacción con la

materia completamente diferente a la interacción que sufren las partículas cargadas. Los fotones

pueden viajar una cierta distancia dentro de un medio antes de interaccionar con un átomo. Esta

distancia está gobernada estadísticamente por una probabilidad de interacción por unidad de

distancia recorrida, la cual depende de la energía de los fotones y del material donde inciden. Los

principales mecanismos de transferencia de energía son el efecto fotoeléctrico y la dispersión

Compton. En estas interacciones los fotones transfieren de forma total o parcial su energía a

electrones del medio y a su vez, estos electrones transfieren la energía que poseía el fotón al resto

del medio. Por lo anterior, la radiación ionizante de naturaleza electromagnética se le conoce como

radiación indirectamente ionizante.

A medida que las radiaciones ionizantes atraviesan la materia, pierden su energía a través de los

mecanismos mencionados en el párrafo anterior. La cantidad de energía depositada en cualquier

material (por ejemplo el tejido) por unidad de longitud de camino recorrido es llamada

transferencia lineal de energía (LET, por sus siglas en inglés). La LET es una característica de

interés de la radiación ionizante ya que está relacionada con el daño biológico que produce.

Las partículas cargadas como las betas y las alfas por lo general poseen una mayor LET que los

rayos X y las partículas gamma. Las radiaciones de alta LET depositan su energía de forma

concentrada en una región muy pequeña, mientras que las partículas de baja LET la depositan de

forma más espaciada.

Referencias

Bushberg J.T., Seibert J.A., Leiholdt E.M., Boone J.M. The Esencial Physics of Medical Imaging.

2nd

Edition. Lippincott, Williams and Wilkins, 2001.

Cherry S. Sorenson J. Phelps M. Physics in Nuclear Medicine. Third Edition. Ed. Saunders, 2003.

Podgorŝak E.B., Radiation Physics for Medical Physicists, Ed. Springer-Verlag, 2006.

21


Tema 5.

Conceptos básicos sobre los efectos biológicos de la radiación ionizante

Objetivos del tema:

Describir los mecanismos de daño de la radiación ionizante sobre las células. Describir el concepto

de radiosensibilidad que determina cuales son las células y tejidos más susceptibles de ser dañados

por la radiación, lo que explica la manifestación de los síndromes por irradiación aguda.

Como se ha mencionado anteriormente, las partículas alfa, beta y gamma, así como los rayos X

tienen suficiente energía para que al interactuar con la materia produzca en ésta ionizaciones que se

traducen en la ruptura de enlaces electrónicos y moléculas. En otras palabras, la energía que poseen

las radiaciones ionizantes es transferida y depositada en el medio en el que viajan, que puede ser el

aire, el agua, cualquier otro material o inclusive las células que integran el tejido de un ser vivo.

Es necesario tener presente que los seres vivos nos encontramos permanentemente expuestos a

radiaciones ionizantes provenientes de fuentes naturales y artificiales (resultado de diversas

actividades humanas, principalmente las prácticas médicas). De forma global, más del 90% de la

exposición a la radiación ionizante proviene de fuentes naturales como los rayos cósmicos y los

radionúclidos existentes naturalmente en el suelo, el aire, los alimentos y el agua, y hasta en el

cuerpo humano mismo.

La interacción física de las radiaciones ionizantes con cualquier medio conduce a la producción de

ionizaciones y excitaciones de los átomos y moléculas del medio. Particularmente cuando las

interacciones ocurren en el medio acuoso de las células (que constituye el 80% de la masa de las

células) ocasiona ionizaciones de las moléculas de agua, proceso conocido como radiólisis del

agua. En este proceso ocurre la creación de radicales libres que son fragmentos de moléculas con

una alta reactividad (capacidad de reaccionar químicamente y dañar otras moléculas).

Se ha verificado que los radicales libres desempeñan el papel principal en el daño biológico debido

a la interacción de las radiaciones ionizantes con la materia viva. Este mecanismo de daño biológico

se llama de acción indirecta.

Por otra parte, cuando la radiación ionizante impacta y daña directamente una macromolécula

importante como una cadena de ácido desoxirribonucleico (ADN), el daño biológico se conoce

como de acción directa (Figura 5.1).

Cuando la radiación ionizante interactúa con una célula, existen diferentes resultados posibles. La

célula puede ser dañada de tal forma que le ocasione la muerte; o bien, puede repararse y regresar a

su funcionamiento normal. Otra alternativa es que durante su reparación sufra algún tipo de

transformación que la conduzca a un comportamiento alterado de su función o metabolismo. Por

ejemplo, el daño al ADN que es incorrectamente reparado puede conducir a la carcinogénesis

(inducción de cáncer) (Figura 5.2).

22


Créditos: Science Photo Library; http://www.sciencephoto.com

Figura 5.1. Representación del daño provocado por la radiación ionizante a una molécula de ADN.


Figura 5.2. Esquema de los posibles efectos de la radiación ionizante sobre las células.

Cada célula, tejido u órgano presenta una radiosensibilidad (sensibilidad a la radiación ionizante)

característica que depende de diversos factores, pero uno de los más importantes es la rapidez de

división celular. Las células son más radiosensibles durante la mitosis (Figura 5.3) durante la cual

el ADN se está dividiendo y es más susceptible al daño. La Tabla 1 presenta algunos ejemplos de

células con una radiosensibilidad muy alta, alta, intermedia y baja.

Debido a que las células poseen mecanismos de reparación, la cantidad de daño debido a la

radiación depende de la rapidez a la cual la radiación es impartida. Por ejemplo, una dosis impartida

de forma gradual durante varios meses permite que los mecanismos actúen efectivamente y las

células recobren su funcionalidad. Sin embargo, si la misma dosis es impartida sólo en unos

Célula

Radiación ionizante

Muerte

celular

Daño

celular

Reparación

celular

celular

Alteración

celular

Carcinogénesis

Daño a nivel

tisular

23


minutos, los mecanismos de reparación no podrán actuar y las células serán dañadas

irreversiblemente.

Créditos: Science Photo Library; http://www.sciencephoto.com

Figura 5.3. Representación de la mitosis celular.

Radiosensibilidad Tipo de célula

Muy alta

Linfocitos, células hematopoyéticas inmaduras,

epitelio intestinal, espermatogónias y células

ováricas foliculares.

Alta Epitelio esofágico, mucosa gástrica, epitelio

epidermal y epitelio del cristalino.

Intermedio

Endotelio, tejido óseo en crecimiento y

cartílago, fibroblastos, células gliales, epitelio

glandular mamario, epitelio de los pulmones,

hígado, páncreas, tiroides, glándulas adrenales y

riñones.

Baja

Células hematopoyéticas maduras, células

musculares, tejido conectivo maduro, tejido

óseo y cartílago maduro, células ganglionares.

Tabla 1. Radiosensibilidad de algunos tejidos.

El depósito de energía impartida por la radiación ionizante ocurre en microsegundos, sin embargo,

las manifestaciones clínicas resultantes del daño o la muerte celular se manifiesta desde algunas

horas, meses y hasta años después de la irradiación.

Los efectos de la radiación ionizante sobre la salud pueden clasificar en deterministas y

estocásticos:

24


Los efectos deterministas son el resultado del daño a un número grande de células. Por ejemplo, si

suficientes células de un órgano son dañadas, éste puede sufrir un daño macroscópico que se

manifiesta en una afectación de su funcionalidad. Sin embargo, el daño a una sola célula o a unas

cuantas, no tendrá manifestaciones evidentes. La severidad del daño aumenta a medida que aumenta

la dosis recibida por los tejidos y presentan un valor umbral de dosis por debajo del cual no hay

manifestaciones clínicas detectables. Estos efectos pueden ser llamados como reacciones tisulares.

Por su parte, los efectos estocásticos son efectos tardíos que se originan en un daño sub-letal de las

células, que induce alteraciones que son el origen de neoplasias malignas después de un tiempo

largo de latencia. La probabilidad de ocurrencia de estos efectos aumenta a medida que aumenta la

dosis recibida. Sin embargo, no presentan un valor umbral de ocurrencia, esto es, la posibilidad de

desarrollo de cáncer existe para cualquier valor de dosis recibida.

Referencias

Gusev IA, Guskova AK, Mettler FA. Medical Management of Radiation Accidents, Second edition,

CRC Press, USA, 2001.

International Atomic Energy Agency. Radiation Biology: A Handbook for Teachers and Students.

Training Course Series 42. Vienna, 2010.

25


Tema 6.

Diagnóstico y manejo medico de los síndromes de radiación

Objetivos del tema:

Presentar la descripción de los signos y síntomas de los cuatro síndromes inducidos por la radiación

ionizante, sus diagnósticos, clasificación en grados de severidad y sus tratamientos.

Como se ha revisado hasta este momento, las interacciones entre la radiación y los átomos originan

ionización y formación de radicales libres, que dañarán los tejidos al romper los enlaces químicos y

las estructuras moleculares intracelulares, incluido el DNA. Este daño puede culminar en la muerte

de la célula; las que se recuperan pueden mostrar mutación y un posterior riesgo incrementado de

cáncer. La sensibilidad de la célula aumenta conforme lo hace la velocidad de replicación y

disminuye la diferenciación celular. La médula ósea y las superficies mucosas de las vías GI, que

tienen una enorme actividad mitótica, son muchísimo más sensibles a la radiación que los tejidos

que muestran división lenta, como los huesos y músculos. Después de la exposición de todo el

cuerpo humano o gran parte del mismo a la radiación ionizante, puede surgir el síndrome agudo por

radiación. Sus manifestaciones clínicas reflejan la dosis y el tipo de radiación, y también la parte del

cuerpo expuesta.

La dramática experiencia de las muertes y la morbilidad de largo plazo de miles de personas en

Hiroshima y Nagasaki, dieron origen en los años 50´s a programas de investigación a gran escala

sobre la letalidad de irradiación aguda. Los experimentos de irradiación a cuerpo entero de roedores

determinaron nuestro entendimiento de las causas de muerte y de las dosis letales de radiación. La

radiosensibilidad fue definida como la dosis que genera una letalidad del 50% de los sujetos

irradiados (LD50) en un periodo específico después de la exposición a la radiación, comúnmente 30

días (LD50/30). Se hallaron diferencias del valor LD50/30 entre diferentes animales, se observó que

este valor disminuía a medida que se incrementaba la masa corporal. Mientras que en roedores, el

valor de LD50/30 usualmente es cercano a 7 Gy, en algunos animales de mayor tamaño es tan baja

como 3 Gy.

Derivado de las experiencias de accidentes radiológicos y de algunos grupos de víctimas de las

bombas atómicas que no sufrieron quemaduras extensas o heridas pero que recibieron una dosis alta

de radiación, el valor LD50/60 fue estimado entre 3.0 Gy y 4.5 Gy. Sin embargo, gradualmente

quedo claro que la letalidad después de una irradiación a cuerpo entero depende más de factores

como la co-morbilidad y la calidad de la atención médica que simplemente de la dosis recibida. Un

comité del Consejo de Investigación médica del Reino Unido consecuentemente disminuyo la

validez del concepto de LD50 aplicado al ser humano y en contraposición definió tres intervalos de

dosis con diferentes pronósticos:

Dosis estimadas (Gy) Pronóstico

≤ 2 Supervivencia muy probable

2-8 Supervivencia posible con cuidados médicos adecuados

26


≥ 8 Supervivencia improbable a pesar de cuidados médicos adecuados

Síndromes de radiación agudo

Los experimentos en roedores demostraron que había una fuente dependencia entre el tiempo de

supervivencia y la dosis de radiación: incrementando la dosis desde 5 hasta 12 Gy, el tiempo de

supervivencia disminuía gradualmente desde 2-3 semanas hasta cerca de 4 días. Un incremento de

la dosis total hasta 30 Gy no conducían a un mayor acortamiento del tiempo de supervivencia en los

roedores, sin embargo dosis mayores causaban la muerte en pocos días y dosis aún mayores

causaban la muerte en pocas horas. Se identificaron tres síndromes de radiación asociados con estas

tres categorías: el síndrome hematopoyético con dosis <12 Gy, el síndrome gastrointestinal con

dosis entre 12 y 30 Gy, y el síndrome cerebrovascular con dosis mayores que 30 Gy. Los diferentes

tiempos de supervivencia de los síndromes hematopoyético y gastrointestinal fueron explicados por

la diferencia de rapidez de recambio celular de los linajes celulares críticos en los tejidos en los

cuales ocurría una hipoplasia (número insuficiente de células) severa que conducía a la muerte de,

esto es, el linaje de células encargadas de la producción de granulocitos en la médula ósea y el

linaje de las células encargadas de la producción de la mucosa epitelial en el intestino delgado. La

muerte en el síndrome hematopoyético estaba asociada con infecciones graves debida a

agranulocitosis (disminución del número de neutrófilos), mientras que la muerte en el síndrome

gastrointestinal estaba asociado con una completa desaparición de la cubierta epitelial del intestino

delgado que conducía a una diarrea profusa y un shock hipovolémico (disminución del volumen

sanguíneo) por pérdida de líquidos.

Sin embargo, el entendimiento actual de la naturaleza y el desarrollo de daño después de una

irradiación a cuerpo entero están menos basada en los viejos experimentos con animales y más

basado en las evaluaciones clínicas cuidadosas de víctimas humanas de accidentes radiológicos. Se

hizo evidente que la simple clasificación de los síndromes de radiación basados en el tiempo de

supervivencia y en los linajes de células críticos no son apropiados para describir la complejidad de

las características clínicas de víctimas humanas de accidentes. En el año 2001, fue publicado por un

consorcio europeo de expertos un manual de protocolos médicos (MEdical TREatment ProtocOLs:

METREPOL), como resultado de una evaluación exhaustiva de todos los datos existentes de las

víctimas de accidentes de radiación.

Manejo médico de los accidentes por radiación

El sistema METREPOL para el manejo de accidentes por radiación define los criterios de respuesta

para cuatro sistemas de órganos cada uno de los cuales está involucrado en el desarrollo de signos y

síntomas después de la exposición a la radiación. Estos son el sistema neurovascular, el sistema

hematopoyético, el sistema cutáneo y el sistema gastrointestinal (N, H, C, G). La idea básica

detrás de este concepto es clarificar la complejidad del síndrome de radiación agudo. El primer

paso es dividirlo en elementos más accesibles, esto es, aquellos signos y síntomas clínicos que

caracterizan la extensión del daño a través de estos cuatro sistemas y definir su severidad en 4

grados:

27



Figura 6.1. Síndromes que conforman el síndrome de radiación aguda y los grados de severidad.

Síndrome neurovascular (N)

La irradiación puede causar tanto desórdenes neurovasculares como daños al tejido nerviosos. A

pesar de que los estudios electrofisiológicos después de una irradiación a cuerpo entero con dosis

superiores a 6 Gy han demostrado cambios significativos a nivel sináptico en el tejido cerebral

consistente con un estado de excitabilidad aumentada del cerebro, los síntomas clínicos están más

probablemente asociados a edema (acumulación de líquido en el espacio tisular intercelular o

intersticial) cerebral con un incremento de una presión intracraneal.

El inicio y duración de las diferentes fases del síndrome neurovascular depende de la dosis de

radiación. En la fase prodrómica los síntomas que lo caracterizan son nauseas, vómito y anorexia. A

pesar de que los síntomas son expresados por el sistema gastrointestinal, el sitio de control está

localizado en el cerebro. Después de una alta dosis de radiación la severidad de los síntomas

gradualmente se incrementa y resultan en un síndrome de fatiga, asociado frecuentemente con

hipotensión y mareos. Con el incremento de la severidad del síndrome neurovascular, los

sobrevivientes tienen un alto riesgo de desarrollar efectos tardíos, en particular discapacidad de

funciones cognitivas y déficits neurológicos.

N1: está definido por la aparición tardía o media de los síntomas prodrómicos y síntomas de fatiga

que pueden persistir durante varias semanas. En este caso es suficiente un tratamiento antiemético.

N2: está definido por episodios de vómito en la fase prodrómica y fatiga moderada perdurable

durante varias semanas. Estos pacientes requieren tratamiento antiemético y vigilancia médica

regular en el hospital.

N3: está caracterizado por nausea severa y vómito dentro de las primeras horas después de la

exposición perdurable por cerca de 2 días. Los síntomas recurren después de un intervalo libre se

Leve: recuperación espontánea segura

Moderada: recuperación con posible

déficit

Severa: recuperación posible con

atención médica intensiva

Fatal

Severi

dad

Síndrome de radiación agudo

H: hematopoyético

N: neurovascular

C: cutáneo

G: gastrointestinal

28


síntomas y persisten por cerca de dos semanas conduciendo a un desbalance electrolítico. Los

pacientes también sufren de dolores de cabeza y síndrome de fatiga severo, hipotensión y fiebre. La

hospitalización de estos pacientes es obligatoria, el manejo médico debe incluir glucocorticoides

intravenosos, electrolitos y analgésicos.

N4: está caracterizado por una rápida incapacitación por nausea severa, vomito, dolor de cabeza,

fiebre, eritema y somnolencia dentro de la primera hora después de la exposición. La recuperación

es improbable y los síntomas continúan intermitentemente. Solamente el reemplazo suficiente de

fluidos y electrolitos, los analgésicos y la aplicación de glucocorticoides e infusión de manitol

intravenosa para reducir la presión intracraneal, incrementara la posibilidad de supervivencia del

paciente.

Síndrome hematopoyético (H)

Los signos y síntomas del síndrome hematopoyético están directamente relacionados con la

reducción de la concentración de células sanguíneas específicas. La inducción de citopenia (número

de células sanguíneas más bajo que el normal) está fuertemente relacionada con la dosis. El impacto

de la exposición aguda a la radiación sobre la fisiología de la hematopoyesis que es el proceso de

formación, desarrollo y maduración de las células que forman la sangre a partir de una célula madre

(Figura 6.2) y el balance de la producción celular en la médula ósea ha sido exhaustivamente

estudiado después de la exposición en humanos y animales.

29


Figura 6.2. Esquema que ilustra la hematopoyesis.

La radiación no disminuye el periodo de vida o la función de las células sanguíneas pero bloquea la

producción de nuevas células.

Los eritrocitos humanos normales poseen un periodo de vida de cerca de 120 días. Por lo tanto,

incluso después de un cese completo de la eritropoyesis (generación de glóbulos rojos o eritrocitos),

la disminución en la concentración de eritrocitos es menor que el 1% por día y la anemia no

representa un problema un problema clínico al menos que exista un daño adicional que ocasione el

incremento de la pérdida de eritrocitos como una hemorragia debido a heridas, por trombocitopenia

o hemodiálisis que es frecuentemente observado después de quemaduras severas.

El daño al proceso de eritropoyesis puede ser vigilado mediante la medición de la concentración de

reticulocitos (glóbulos rojos que no alcanzado su madurez total) en la sangre.

La granulocitopenia es la principal causa de efectos críticos a la salud después de una irradiación a

cuerpo entero que conduce a un mayor riesgo de infecciones bacterianas sistémicas (sepsis).

La citopenia inducida por la radiación es la consecuencia de la inhibición de la producción de

células por las células precursoras proliferativas. La regeneración, sin embargo, depende de la

sobrevivencia de un número suficiente de células madre en la médula ósea. La severidad del

síndrome hematopoyético está basada en patrones de respuesta de las células sanguíneas.

30


H1: está definido como un conteo sanguíneo justo por debajo del límite inferior del intervalo

normal y no es necesario un tratamiento específico debido a la regeneración espontánea que ocurrirá

normalmente.

H2: está definido como un conteo de linfocitos al segundo día entre 500 y 1500 por µl, con una

granulocitosis (aumento de los granulocitos) transitoria dentro de los primeros días. Seguida de una

disminución por debajo del límite inferior normal hasta el día 10, finalmente seguida por un

aumento temporal. Entonces la granulocitopenia clínicamente importante ocurre entre los días 12 y

20 con un valor <1000 granulocitos/ µl que puede resultar en infección generalizada en algunos

pacientes. La regeneración inicia después del día 30. Las plaquetas disminuyen gradualmente

durante las primeras tres semanas a un valor cercano a 50, 000 µl el cual, en algunos pacientes

puede ocasionar hemorragia, particularmente en los intestinos. Sólo aquellos pacientes que

desarrollan infección o hemorragia necesitan ser tratados con antibióticos o transfusión plaquetaria.

H3: está definido como una disminución rápida de linfocitos a valores entre 250 y 500/µl y por una

granulocitosis transitoria durante los días 1 y 3. Estos es seguido después de 5 días por una

disminución sostenida de 500/ µl alrededor de los días 10-15 con un inicio de regeneración

alrededor del día 30. Las opciones de tratamiento son similares para los paciente con grado H2, sin

embargo, puede considerarse la estimulación de la hematopoyesis empleando factores de

crecimiento. La transfusión de plaquetas debe ser administrada para mantener valores estables en la

sangre >20,000 ml. El tratamiento con el factor de estimulación de la colonia de granulocitos (G-

CSF) es comúnmente implementado en oncología médica para tratar la citopenia inducida por

medicamentos, con una inyección diaria subcutánea de 10 µg/kg durante 2 semanas.

H4: está definido como una disminución acelerada de todas las células sanguíneas a valores muy

bajos: linfocitos < 250/µl en el día 2, granulocitos <500/µl al final de la primera semana después de

la exposición, y plaquetas a un valor de cero en el día 10. La única opción real de intervención

terapéutica es el trasplante de médula ósea que es frecuentemente utilizado en el tratamiento de

leucemias. En la tabla 6.1 se indican parámetros objetivos que pueden clasificar la severidad del

síndrome hematopoyético.

Síntoma H1 H2 H3 H4

Linfocitos ≥1.5x109/L <1.5-1.0x10

9/L <1.0-0.5x10

9/L <0.5x10

9/L

Granulocitos ≥2.0x109/L <2.0-1.0x10

9/L 0.5-1.0x10

9/L <0.5x10

9/L o

granulocitosis

inicial

Trombocitos ≥100x109/L <100-50x10

9/L <50-20x10

9/L <20x10

9/L

Infección Local; no se

requiere

antibióticos

Local; se requiere

terapia con

antibióticos

Sistémica; se

requiere

tratamiento oral

con antibióticos

Sepsis; se

requieren

antibióticos

intravenosos

Hemorragia Petequias, Ligera con la Grave con pérdida Sangrado

31


moretones

moderados;

hemoglobina

normal

pérdida de <10%

de hemoglobina

entre el 10 y 20%

de hemoglobina

espontáneo,

perdida de >20%

de hemoglobina

Tabla 6.1 Niveles de severidad del síndrome hematopoyético.

Síndrome cutáneo (C)

La experiencia del accidente de Chernóbil mostró por primera vez que el daño producido por la

radiación beta emitido por los radionúclidos depositados en la piel pueden representar un problema

clínico principal, y en caso especial de bomberos cuya causa de muerte fue el síndrome cutáneo

grado 4. Los signos y síntomas del síndrome cutáneo son consecuencia del daño ocasionado a las

células en proliferación y las células madre en la epidermis y una respuesta inflamatoria de la

dermis, que siguen un patrón de tiempo distinto que está determinado por la organización

proliferativa de la epidermis.

C1: está definido por un eritema (enrojecimiento) temprano transitorio de la piel que disminuyen en

36 horas. Una segunda oleada de eritema aparece 5 días después de la exposición, de 3 a 4 semanas

después de la exposición la piel aparecerá seca debido a la pérdida de las glándulas sebáceas. Esto

puede estar asociado con dolor moderado, incomodidad y comezón. El tratamiento es sintomático

con lociones anti-inflamatorias o cremas.

C2: Está definido por la progresión del erita en edema y aparición de ampollas de 5 a 10 días

después de ocurrida la exposición, cubriendo no más del 10% de la superficie corporal. Puede

aparecer pérdida de cabello transitoria alrededor de 14 días después de la exposición. Usualmente es

requerido el tratamiento con glucocorticoides, cremas de ácido linoléico tópicas y antiestamínicos

sistémicos.

C3: está definido por los mismos signos y síntomas pero las lesiones cubren entre el 10 y el 40% de

la superficie corporal. Existe el riesgo de ulceración profunda que es influenciada y complicada por

el síndrome hematopoyético concomitante. Se debe aplicar tratamiento sistémico con

glucocorticoides y analgésicos.

C4: está definido por los mismos síntomas y signos pero las lesiones cubren más del 40% de la

superficie corporal e involucra tejidos subyacentes de la piel. Es esencial un tratamiento intensivo

para tratar la multitud de síntomas como el dolor, las infecciones y necrosis, si la víctima logra

sobrevivir, es posible que persistan daños a la piel de largo término.

Síndrome gastrointestinal

Los síntomas relacionados con el síndrome gastrointestinal son los síntomas prodrómicos que son

secundarios a los cambios neurovasculares descritos anteriormente, como nauseas, vómito y

anorexia. Los síntomas de síndrome gastrointestinal manifestado, que usualmente comienza en la

32


segunda semana después de la exposición a la radiación, son principalmente cólicos abdominales y

diarrea. Después de una alta dosis de radiación, la pérdida de la mucosa que recubre los intestinos,

que está asociado con trombocitopenia, puede también conducir a diarrea con sangrado y a la

entrada de bacterias patógenas entéricas y no patógenas. Puesto que el recambio celular es más

rápido en el intestino delgado, los signos y síntomas del daño a la radiación ocurren más temprano

en el intestino delgado que en el intestino grueso. Estudios experimentales han demostrado que en

adición al daño de las células proliferantes de la mucosa, los síntomas del síndrome gastrointestinal

son muy afectados por cambios funcionales en las células neurales e inmunes en la pared de los

intestinos. Esto es particularmente obvio en el estómago en el cual, aún después de dosis bajas de 1

o 2 Gy, se observan cambios funcionales como disminución de la motilidad gástrica, disminución

de la producción de jugo gástrico y gastritis.

G1: está definido por algunos episodios de alteración de la consistencia y frecuencia de las heces

asociados con un dolor abdominal. El tratamiento es usualmente innecesario.

G2: está definido por cambios en la frecuencia y consistencia y sangrado de las heces junto con

dolores abdominales. La recuperación espontánea es segura, sin embargo está indicado el

tratamiento con loperamida.

G3: está caracterizado por la presencia muy frecuencia de los eventos que se presentan en G2, con

episodios severos por día durante varios días y semanas. La recuperación espontánea es probable

pero puede ser incompleta y presentarse episodios de diarrea alternados con constipación intestinal.

Para prevenir el desbalance de electrolitos, el paciente debe ser cuidadosamente monitorizado y

recibir tratamiento de reemplazo de electrolitos y líquidos. Adicionalmente, pueden ser necesarios

antibióticos, anti-inflamatorios y analgésicos de acuerdo con los síntomas clínicos.

G4: está definido por la aparición rápida de diarrea que puede ser explosiva. Los episodios

frecuentes de diarrea grave conducirán a un desbalance severo de fluidos que puede estar

acompañado de dolor abdominal severo. La aparición de septicemia es muy probable debido a la

ocurrencia simultánea de granulocitopenia. El tratamiento es sólo sintomático con principal énfasis

en el reemplazo de fluidos y electrolitos, así como antibióticos y analgésicos sistémicos.

En la tabla 6.2 se indican parámetros objetivos que pueden clasificar la severidad del síndrome

gastrointestinal.

Síntoma G1 G2 G3 G4

Frecuencia de la

diarrea

2-4/día 4-6/día 7-9/día ≥10/día

Consistencia de

las heces

Sólido Flojo Poco sólido Acuoso

Pérdida de

mucosa

Intermitente Intermitente y

abundante

Persistente Persisten t

abundante

Sangrado

gastrointestinal

Oculto Intermitente Persistente Hemorragia

abundante

Cólicos o dolor Mínimo Tolerable Intenso Intolerable

33


abdominal

Tabla 6.2 Niveles de severidad del síndrome gastrointestinal.

Examen físico dirigido

Las personas que son atendidas médicamente bajo la sospecha de haber recibido una irradiación

aguda, en su examen físico deben incluirse los siguientes aspectos:

a) Signos vitales

Temperatura corporal – evaluar la presencia de fiebre

Presión sanguínea – evaluar hipotensión

Pulso – evaluar frecuencia e intensidad

b) Examen de la piel

Eritema

Abrasión

Edema

Descamación

c) Examinación neurológica

Nivel de conciencia

Ataxia (coordinación defectuosa del movimiento muscular)

Déficit motriz o sensorial

Presencia o ausencia de reflejos

d) Examinación gastrointestinal

Sensibilidad abdominal

Sangrado gastrointestinal

e) Examinación hematológica

Equimosis (moretones)

Petequias (pequeñas lesiones de color rojo, formadas por extravasación de un número

pequeño de eritrocitos cuando se daña un capilar. Las anormalidades de las plaquetas o de

los capilares se suelen asociar con petequias).

Referencias

Clark T, Powles R, Sirohi B. UK national guidance for the treatment of patients exposed to high

levels of radiation, septiembre, 2010.

34


Fliedner TM, Friesecke I, Beyrer K. Medical management of radiation accidents- manual on the

acute radiation syndrome. British Institute of Radiology Supplement (2001).



International Atomic Energy Agency. Radiation Biology: A Handbook for Teachers and Students.

Training Course Series 42. Vienna, 2010.

35


Tema 7.

Descontaminación de la piel sana y herida

Objetivos del tema:

Uno de los riesgos ante una emergencia radiológica es la contaminación radiactiva de la piel, en

esta sección se describe la anatomía de la piel, los objetivos de la descontaminación de la misma y

procedimientos específicos para la descontaminación de la piel sana y herida.

Anatomía de la piel

La piel está constituida por diferentes tejidos integrados para realizar funciones específicas. Su

grosor varía desde 0.5 mm en los párpados hasta 4 mm en los talones. Sin embargo, en gran parte

del cuerpo es de 1 a 2 mm.

Desde el punto de vista estructural, la piel consta de dos partes principales (Figura 7.1). La

superficial y más delgada está compuesto por tejido epitelial y se denomina epidermis. La profunda

y más gruesa, de tejido conectivo es la dermis. Debajo de ésta se encuentra el tejido subcutáneo,

aunque no forma parte de ella, también denominado hipodermis, la cosiste en tejidos areolar y

adiposo. La hipodermis sirve como área de almacenamiento de grasa y contiene vasos sanguíneos

de gran calibre que irrigan la piel.

Créditos: Science Photo Library;

http://www.sciencephoto.com

Figura 7.1 Esquema de las capas que conforman la piel humana.

La epidermis está formada por epitelio escamoso estratificado y queratinizado. Casi el 90% de las

células epidérmicas son queratinocitos que producen queratina. Otro 8% de las células epidérmicas

corresponde a los melanocitos, sus prolongaciones celulares largas y delgadas se extienden entre los

queratinocitos y les transfieren gránulos de melanina, un pigmento que varía de marrón a negro, el

cual contribuye al color de la piel y absorbe la luz ultravioleta dañina.

Epidermis

Dermis

Hipodermis

36


La epidermis está formada por distintas capas de células. En muchas partes del cuerpo tiene cuatro

estratos: basal, espinoso, granuloso y córneo. En las áreas donde la fricción es máxima, como las

yemas de los dedos, palmas de las manos y plantas de los pies, la epidermis posee cinco estratos:

basal, espinoso, granuloso, lúdico y córneo.

El estrato basal es el más profundo de la epidermis, también se conoce como estrato germinativo ya

que aloja células madres encargadas de la formación de nuevas células. Las células del estrato

germinativo son las células radiosensibles de la epidermis.

El estrato córneo está constituido por 25 a 30 capas de queratinocitos muertos y planos. Estas

células se desprenden (descaman) constantemente y las sustituyen otras de estratos más profundos.

El estrato córneo sirve como barrera impermeable efectiva y también protege de lesiones y

microorganismos.

Mecanismos de transporte

El detrimento de la salud debido a la contaminación de la piel por sustancias radiactivas, depende

principalmente de los siguientes factores:

Tipo de radionúclido y su composición química

Actividad por área y/o actividad específica

Solubilidad de la sustancia radiactiva

Localización y extensión de la contaminación

En principio la piel sana está protegida contra la incorporación de sustancias radiactivas. Una piel

con grietas, fisuras o heridas puede convertirse en una vía de entrada de sustancias y

consecuentemente de incorporación de radionúclidos.

La piel intacta es una efectiva pero no infalible barrera contra las sustancias radiactivas. Mientras

que las partículas sólidas pueden atravesar la piel de forma mecánica por fricción, los líquidos están

sujetos a fuerzas capilares y procesos de difusión. Todo el tiempo que un líquido humedece la

superficie de la piel, existe un transporte de material a través de la piel. Esto conduce a un depósito

transitorio de radiactividad en la capa córnea y el transporte hacia las capas más profundas, así

como un transporte hacia el torrente sanguíneo resultando en la incorporación del radionúclido y

una exposición interna.

La capacidad de la capa cornea de la piel de absorber un líquido radiactivo se agota dentro de los

primeros minutos. Esta capa es capaz de absorber cerca de un 1 µl por centímetro cuadrado de

superficie. Por lo tanto, de forma ideal el proceso de descontaminación deberá iniciarse

inmediatamente adquirida la contaminación. Sin embargo debe considerarse que la incorporación de

radionúclidos debido a la permeabilidad de la piel puede ser reducida efectivamente por métodos

simples y rápidos de lavado.

37


En una emergencia radiológica de una central nuclear, la contaminación externa de la piel puede

ocurrir por deposición directa desde el penacho radiactivo, por el contacto con objetos y superficies

contaminadas o por la resuspensión de sustancias radiactivas depositadas en el suelo. Los objetivos

que persigue la descontaminación de la piel de sustancias radiactivas son:

Reducir la probabilidad de incorporación de materiales radiactivos a través de la

permeabilidad de la piel, y evitar una exposición interna.

Reducir la irradiación de la piel debida a la radiación beta y alfa de los radionúclidos

contaminantes que pueden llegar a ocasionar síndrome de irradiación cutáneo.

Evitar la dispersión de la contaminación radiactiva a otras superficies o personas, así como

reducir el riesgo de incorporación a través de la ingestión o inhalación de los

contaminantes.

El primero y más simple método de descontaminación que debe aplicarse es el lavado con agua

tibia, jabón sólido o líquido y cepillos de cerdas suaves. Una contaminación menor puede

removerse usualmente con el primer intento de descontaminación. El lavado debe durar no más de 2

minutos y al finalizarlo la piel debe secarse con un material absorbente.

Si cualquier método de descontaminación no es exitoso, el mismo método puede ser repetido una

segunda ocasión. Si la efectividad de la descontaminación es menor que el 10% por cada intento,

deberá intentarse otro método. Por el contrario, si la afectividad es mayor que el 10% y el método

no deteriora la salud de la piel se puede seguir aplicando el método de forma repetida hasta lograr la

descontaminación.

Métodos específicos de descontaminación

Descontaminación por remoción de la capa córnea de la piel

La contaminación de pequeñas áreas puede ser removida despegando la capa córnea de la piel con

una cinta adhesiva. Después aplicar y retirar 5 veces en la misma región una cinta adhesiva se puede

remover hasta el 97% de la contaminación de la piel de un brazo. Este método sólo es aplicable a la

piel seca y no se recomienda para las palmas de las manos.

Descontaminación utilizando detergentes

A pesar que el lavado con detergentes es un método natural de descontaminación, se debe

considerar que sin la penetración de un agente de descontaminación dentro de la capa córnea, la

sustancia ahí depositada no podrá ser removida. Por lo tanto cuando se limpia una sustancia situada

dentro de la capa córnea, la sustancia debe ser disuelta por el detergente y enjuagada hacia la

superficie de la piel. Por lo tanto la capa córnea no debe ser descontaminada con agentes de

limpieza alcalinos o con una acidez elevada, debido a que la capacidad de unión de la queratina con

38


los iones se incrementa con cada desviación del valor de 4.2 de pH, lo que promueve la fijación de

los contaminantes. Lo anterior ha sido verificado experimentalmente utilizando iones de 22

Na y 131

I.

Agentes descontaminantes

Algunos de los agentes descontaminantes para piel y cabello son los siguientes:

Pasta de óxido de titanio (descontaminación general de la piel);

Cualquier solución comercial para limpieza;

Soluciones complejantes (EDTA)

Ácido cítrico al 3% (descontaminación de cabello y del canal auditivo externo);

Solución de permanganato de potasio (descontaminación general de la piel), removiendo la

coloración de la piel producida por este agente con una solución de bisulfito de sodio;

Solución fisiológica de cloruro de sodio (descontaminación de los ojos).

A manera de ejemplo, se presenta un procedimiento de descontaminación no específico integrado

por cinco etapas.

Los procedimientos aplicados para la descontaminación deberán ser realizados con cuidado,

especialmente cuando se trata de piel dañada. Los movimientos descontaminantes se realizarán de

afuera hacia adentro, en el área contaminada, evitando contaminar zonas libres de contaminación.

ETAPA 1

a) Lavar la piel con jabón líquido y abundante cantidad de agua tibia.

b) Frotar suavemente utilizando un cepillo suave o esponja, formando espuma, durante 2 minutos.

Poner especial cuidado en la limpieza de uñas, bordes externos de manos y espacios interdigitales.

c) Secar con papel absorbente.

d) Monitorear la superficie contaminada, líquidos de lavado y papel de secado.

Si persistiera un nivel de contaminación residual repetir esta etapa 2 veces más. Si persiste el nivel

de contaminación continuar con la etapa 2.

ETAPA 2

a) Humedecer la superficie contaminada con agua tibia.

b) Frotar suavemente con permanganato de potasio al 5% en solución acuosa recién preparada,

utilizando cepillo de cerdas suaves, durante 2 minutos. Se trata de una solución oxidante que

remueve la capa córnea de la piel, no recomendada para descontaminar la cara ni orificios naturales.

c) Decolorar la piel inmediatamente con hiposulfito de sodio al 5% en solución acuosa recién

preparada, frotando suavemente con esponja o cepillo.

c) Enjuagar con abundante agua tibia.

39


d) Secar con papel absorbente.

e) Monitorear el área contaminada, líquido de lavado y el papel de secado.

f) Si persiste un nivel de contaminación residual repetir la operación. La descontaminación con

permanganato de potasio puede ser repetida hasta 3 veces, respetando la integridad de la epidermis.

Si persiste el nivel de contaminación continuar con la etapa 3.

ETAPA 3

a) Humedecer la piel con agua tibia y luego frotar con una esponja embebida con la solución

complejante (solución de EDTA), durante 1 minuto.

b) Enjuagar con agua tibia.


d) Monitorear la piel, líquido de lavado y papel de secado.

e) Si el nivel de contaminación persiste repetir esta operación hasta 3 veces.

Si persiste el nivel de contaminación continuar con la etapa 4.

ETAPA 4

a) Humedecer la piel con solución de hipoclorito de sodio al 1% y frotar suavemente con esponja

durante 2 minutos.

b) Enjuagar con abundante agua tibia.


d) Monitorear piel, líquido de lavado y papel de secado.

e) Si el nivel de contaminación persiste repetir la operación.

ETAPA 5

a) Si persiste la contaminación, cubrir la zona con lanolina y colocar vendaje oclusivo. En el caso

de contaminación de dedos o manos, aplicar lanolina y cubrir con guante de algodón, colocando por

encima de éste un guante de goma.

b) Dejar durante 24 horas a 48 horas. Se crea de este modo un gradiente osmótico que facilita la

salida del radionúclido desde la piel al exterior.

c) Quitar el vendaje o guante, medir la contaminación residual en piel, y si es necesario repetir la

descontaminación

d) Finalizada la descontaminación tratar la piel con cremas dermoprotectoras, cubrir con gasa

estéril.

Contaminación externa con herida

Se hace referencia a heridas o quemaduras contaminadas. En presencia de una herida contaminada

se deberá considerar la posible contaminación interna, por lo tanto se debe realizar el tratamiento

de la herida contaminada y simultáneamente el de la contaminación interna.

En estos casos se debe realizar una evaluación inicial de:

a) Severidad de la herida

40


En primer lugar se debe realizar el tratamiento de emergencia de la injuria:

- Controlar la hemorragia.

- Tratar el shock.

b) Nivel de contaminación

Después del tratamiento de emergencia, el primer paso en la descontaminación de la herida es

determinar el sitio contaminado. Con emisores beta energéticos o gamma, esta determinación es

relativamente sencilla siendo más complicada cuando se trata de un contaminante emisor beta débil

o alfa. Tener en cuenta que en algunos casos la remoción de la contaminación requiere de

tratamiento quirúrgico.

c) Captación y deposición del contaminante

La captación a través de una herida a la circulación general o la deposición en nódulos linfáticos

regionales es de gran importancia.

Los factores que determinan la velocidad de movimiento del radionúclido a través de la herida son:

características físico-químicas, solubilidad, Ph, reactividad del tejido, tamaño de partícula, etc. Si el

contaminante está en un estado altamente ácido o cáustico, puede determinar la coagulación de las

proteínas tisulares y disminuir la difusión del contaminante dentro de los fluidos tisulares.

Radionúclidos de vida larga, como por ejemplo plutonio 239 ó estroncio 90 son de gran

importancia, porque continúan irradiando las células que rodean la herida o en el caso de pasar la

barrera cutánea producen irradiación de órganos internos.

d) Clasificación de heridas en la piel:

Abrasiones

Presentan frecuentemente depilación y sangrado, y la barrera epidérmica no está intacta, por lo que

representa un potencial considerable para la absorción del contaminante desde la superficie. Estas

superficies pueden ser lavadas con un detergente. Si es necesario, aplicar un anestésico tópico

(lidocaína 4%) para permitir un lavado más riguroso. Luego de haber realizado un esfuerzo

razonable, no es necesario continuar para remover toda la contaminación residual de la superficie.

Laceraciones

Una laceración realizada superficialmente con un objeto afilado contaminado, presenta menor

dificultad para detectar la zona contaminada de la herida y luego descontaminarla. Frecuentemente,

gran parte de la contaminación se deposita sobre los bordes de la herida. En el caso de laceraciones

rasgadas y profundas, la contaminación puede depositarse en los planos profundos, con la

consiguiente migración, siendo en este caso más difícil la detección y su posterior

descontaminación.

Quemaduras

41


Las quemaduras contaminadas presentan un potencial considerable para la absorción de

radionúclidos desde la superficie. La superficie presenta depilación y sangrado, y la barrera

epidérmica no está intacta.

Tener en cuenta:

- Extensión de la quemadura.

- Gravedad de la contaminación.

Primero se debe tratar la quemadura. El tratamiento de la contaminación se realiza de manera

similar a la indicada para heridas contaminadas. En algunos casos se pueden colocar vendajes en los

primeros días, para dejar que el contaminante sea eliminado con las costras o por el mismo vendaje.

Referencias

Tortora GJ, Grabowski SR. Principios de anatomía y fisiología. Novena edición. Oxford University

Press, 2005.



Pérez, M. del R. Di Trano JL, Gisone PA. Guía para el tratamiento de personas accidentalmente

sobreexpuestas a las radiaciones ionizantes -Contaminación externa- Publicado como PI-24/98 de

la Autoridad Regulatoria Nuclear Argentina.

42


Tema 8.

Manejo de personas con contaminación interna (incorporación de material

radiactivo)

Objetivos del tema:

Presentar aspectos generales sobre la evaluación necesaria para caracterizar y cuantificar la

contaminación radiactiva interna. Describir los modelos biocinéticos del tracto respiratorio y el

tracto gastrointestinal para tener una referencia de la dinámica de los radionúclidos contaminantes.

Presentar una descripción de los tratamientos disponibles para la desincorporación de varios

radionúclidos de interés.

Prioridades iniciales

Durante la atención médica a una víctima de un accidente radiológico se deben considerar las

siguientes prioridades:

1) La primera prioridad es la atención de cualquier condición que amenace la vida de la víctima,

sea radiológica o no. La atención a las funciones vitales y el control de hemorragias son acciones

prioritarias y que se anteponen a la posible presencia de contaminación radiactiva en la vestimenta

o piel de la víctima. Para prevenir un escenario de contaminación radiactiva, el personal de

respuesta debe usar guantes de látex y se debe envolver al paciente en una sábana cuando así sea

posible con la finalidad de evitar la dispersión de la contaminación.

Por lo general los niveles de contaminación del personal de respuesta no representan una amenaza

seria. Niveles altos de contaminación como los ocurridos en el personal de rescate y bomberos que

participaron en el accidente de Chernóbil, no pueden ser encontrados sin el reconocimiento

inmediato de la ocurrencia de un accidente extraordinario. Sin embargo, el personal encargado de

la atención médica especializada debe estar alerta de la ocurrencia de tales accidentes inusuales de

contaminación. Tan pronto como sea posible, debe realizarse una evaluación de la presencia de

contaminación radiactiva en la vestimenta o la piel del paciente.

2) Otra de las prioridades es estimar la potencialidad de una contaminación interna de material

radiactivo. Un primer paso importante es conocer con el mayor detalle posible las circunstancias del

accidente, por ejemplo la ubicación de la persona para saber si estuvo expuesta a la contaminación y

a cuáles radionúclidos, conocer el momento de la exposición permitirá estimar la actividad

incorporada, etc.

A continuación se presentan algunas preguntas que se recomienda que sean incluidas en el historial

clínico de víctimas de una posible irradiación o contaminación de material radiactivo:

a) ¿Cuándo ocurrió el accidente y cuáles fueron las circunstancias del mismo?

43


b) ¿Se encuentra involucrada una posible contaminación interna y/o externa?

c) ¿Se encuentra involucrada una posible exposición a radiación penetrante (rayos gamma)?

d) En caso de ser un trabajador. ¿Portaba un dosímetro al momento de la exposición accidental?

e) ¿Cuáles son los radionúclidos involucrado en el accidente?

f) ¿Cuál es la vía de exposición más probable?

g) ¿Existe información disponible sobre la forma química de los compuestos radiactivos

involucrados en el accidente?

h) ¿La víctima ha recibido alguna medida terapéutica como un agente bloqueador o un quelante

antes de su llegada al hospital?

i) ¿Existen muestras de contaminación del sitio del accidente?

j) ¿Se ha hecho una recolección de excretas de la víctima?, ¿Qué tipo de muestras?

Evaluación inicial

Para tomar decisiones sobre el tratamiento que requiere el paciente es necesario disponer con un

mínimo de información sobre el accidente, como los radionúclidos involucrados, sus propiedades

químicas, metabólicas y radiológicas, así como, las cantidades potenciales de material radiactivo

involucrado y la vía potencial de incorporación.

Tomando como referencia las condiciones de la emergencia, pueden hacerse suposiciones sobre los

posibles radionúclidos presentes en una contaminación interna. También pueden utilizarse métodos

indirectos, investigando los contaminantes en el área del accidente o tomando muestras de la

cavidad oral o nasal, para obtener una estimación de la cantidad de material radiactivo ingerido o

inhalado.

Sin embargo, una caracterización precisa de una incorporación de radionúclidos requiere la

utilización de métodos directos (in vivo) o indirectos (in vitro). Los métodos directos consisten en

estimar la actividad retenida del material radiactivo incorporado, mediante la detección y conteo

directo de la radiación emitida por los radionúclidos alojados en el cuerpo, con el uso de sistemas de

detección con cristales de centelleo de yoduro de sodio (NaI), o materiales semiconductores como

el germanio de alta pureza (HPGe). Los sistemas basados en cristales de NaI presentan una baja

resolución energética, por lo que su desempeño es limitado para la identificación de radionúclidos.

Sin embargo, estos cristales proporcionan una buena eficiencia de detección. Los detectores basados

en materiales semiconductores presentan una excelente resolución en energía que permite la

identificación precisa de radionúclidos, sin embargo, tienen la desventaja de que requieren ser

enfriados a la temperatura del nitrógeno líquido y son sistemas con un costo mayor.

Adicionalmente, los semiconductores están disponibles en tamaños muy reducidos que limitan su

sensibilidad y capacidad de resolución espacial, en relación con los sistemas provistos con cristales

de NaI(Tl). Al respecto, es recomendable que los detectores cuenten con la máxima superficie de

detección posible.

44


Por su parte, los métodos indirectos buscan determinar la actividad eliminada a través de excretas

como orina y heces fecales, o a través de muestras de sangre. Los equipos para el análisis de estas

muestras también pueden utilizar cristales de centelleo o materiales semiconductores.

Los métodos directos son aplicables para emisores de radiación gamma con una energía mínima, de

tal forma que la atenuación producida en los tejidos no sea un impedimento para la detección

externa. En cambio, los métodos indirectos son necesarios en los casos en que están presentes

radionúclidos que emiten radiación gamma de baja energía, partículas beta y alfa, que son

absorbidas de forma importante por los tejidos. Las emisiones de radionúclidos como el 3H,

14C o el

90Sr/

90Y sólo pueden ser medidos por métodos indirectos.

Algunos radionúclidos solubles como los radioyodos y los radiocesios pueden ser detectados en la

orina minutos después de la incorporación. Los cesios radiactivos (134

Cs y 137

Cs) con emisores de

radiación gamma que puede ser detectada por un contador de cuerpo entero o por excreción

urinaria. Alrededor del 1% de la actividad de cesio en el cuerpo será eliminado a por medio de la

orina cada día durante los primeros tres días después de una incorporación única aguda.

Como un caso particular, se debe tener en cuenta que la máxima captación de yodo por la glándula

tiroides ocurre aproximadamente a las 24 horas después de la exposición. Además, se ha verificado

que las muestras de orina para la cuantificación de la captación en yodo en la tiroides es un método

efectivo dentro de las primeras 12 horas después de la exposición. Adicionalmente, mediante el uso

de un modelo compartamental1 se han calculado los siguientes porcentajes de yodo incorporado que

son excretados a través de la orina, después de una incorporación única aguda: de 0 a 4 horas, 25%

del yodo es excretado; de 4 a 8 horas, 16%; de 8 a 12 horas, 10%; de 12 a 16 horas, 6.1%; de 16 a

20 horas, 3.8%; 20 a 24 h, 2.3%.

La captación de radioyodos puede ser medida tanto en la orina o utilizando un contador de

radiación colocado en la región de la tiroides. En la respuesta a un accidente radiológico en una

central nucleoeléctrica se debe prever la disponibilidad de contadores de radiación de NaI o bien de

una cámara gamma. Estos últimos están disponibles en los servicios de medicina nuclear y son de

gran utilidad para caracterizar la incorporación de los radioyodos, ya que permiten efectuar un

análisis de cuerpo total con una muy buena sensibilidad, o bien se puede utilizar la cuantificar

muestras de orina para investigar el yodo eliminado. Debido a lo anterior, es recomendable la

participación de un servicio de medicina nuclear en la atención médica especializada de víctimas

con una potencial contaminación interna, ya que la disponibilidad de equipo ad hoc para

cuantificaciones de contaminación interna es muy limitada.

Al respecto, existe el interés de aprovechar las cámara gamma para desarrollar métodos alternativos

para cuantificar actividades pequeñas incorporadas por personas en accidentes en instalaciones

nucleares o radiológicas, o bien, para desarrollar programas para vigilancia radiológica ocupacional

(ver referencias: Nishiyama, 1984 y Lucena, 2007).

45


___________________ 1 Un compartimiento es una unidad anatómica que se asume actúa biocinéticamente como una unidad distinguible y homogénea. Un

modelo compartamental describe la biocinética de un material y cómo es transferido entre diferentes compartimientos que pueden

representar órganos individuales o cavidades corporales. El transporte de un material en un compartimiento, en función del tiempo puede

ser descrito por una ecuación diferencial, y el sistema entero de compartimientos puede ser descrito por una serie de ecuaciones

diferenciales acopladas. De esta manera, los modelos compartamentales son descritos por un conjunto de ecuaciones, así como, por los

parámetros que establecen las dimensiones de los compartimientos y los coeficientes de rapidez de transferencia entre éstos.

Modelo biocinéticos

El éxito de un tratamiento adecuado y efectivo depende de una evaluación inicial certera, que a su

vez depende del conocimiento de los mecanismos de captación, metabolismo, excreción y

dosimetría de los radionúclidos involucrados.

El conocimiento del comportamiento de los radionúclidos en el interior del cuerpo humano es

esencial para la interpretación de las mediciones de actividad obtenidas a partir de los métodos

directos o indirectos y la estimación de la cantidad de material radiactivo ingerido o inhalado. El

propósito general de esta sección es hacer una breve descripción de las vías de ingreso de material

radiactivo, así como los subsecuentes procesos de transferencia interna y excreción.

El comportamiento de los radionúclidos dentro del cuerpo humano se describe por medio de

modelos biocinéticos, los cuales son modelos matemáticos que describen el ingreso, deposición,

absorción y excreción de un radionúclido. A continuación se presenta una reseña sobre los modelos

biocinéticos propuestos por la Comisión Internacional de Protección Radiológica. Estos modelos

han sido utilizados para calcular el contenido de radionúclidos a cuerpo entero o en órganos y la

excreción diaria urinaria o fecal a diferentes tiempos posteriores al ingreso del material radiactivo,

lo que permite las interpretaciones de las mediciones in vivo o in vitro.

Las principales rutas de ingreso de material radiactivo al cuerpo humano en exposiciones

accidentales son el tracto respiratorio, el tracto gastrointestinal y las heridas. Una fracción de la

cantidad de material entrante es absorbida en la sangre desde donde pasa al resto de los fluidos

corporales, que en conjunto suelen denominarse compartimientos de transferencia. En éstos el

material sufre diversas transferencias que dependen de las características químico-biológicas del

mismo y que a su vez determinan su distribución en el cuerpo humano, así como su ruta y rapidez

de excreción. En la Figura 8.1 se muestra un diagrama que representa las principales rutas de

ingreso, transferencia y excreción de material radiactivo en el cuerpo humano.

46


Figura 8.1. Rutas de ingreso, transferencia y excreción de material radiactivo en el cuerpo humano. Adaptado

de Doerfel H., Andrasi A., Bailey M., Berkovski V., Blanchardon E., et. al. General Guidelines for the Estimation of Committed Effective

Dose from Incorporation Monitoring Data. Project IDEAS. Research Center Karlshuhe, Research Report FZKA 7243, 2006.

La remoción de material radiactivo incorporado en el organismo ocurre principalmente por

excreción urinaria o fecal. En el caso de la urinaria, el material removido proviene del plasma

sanguíneo y los fluidos extracelulares; mientras que la excreción fecal tiene dos componentes: una

que es la excreción sistémica fecal, que representa la remoción del material sistémico por medio del

tracto gastrointestinal y la otra es la excreción directa del material que transita a través del tracto

gastrointestinal sin ser absorbido.

Modelo biocinético del tracto respiratorio humano

De acuerdo al modelo actual, el tracto respiratorio se puede dividir en las vías aéreas extratorácicas

(ET) y las regiones torácicas y bronquiales (Figura 9.2). A su vez, las ET se dividen en ET1 (pasaje

nasal anterior) y ET2 (pasaje oral y nasal posterior, faringe y laringe). Las regiones torácicas y

bronquiales se subdividen en BB (traquea y bronquios), bb (bronquiolos) y Al (región alveolar-

intersticial, en la que se produce el intercambio gaseoso), finalmente se identifica el tejido linfático

asociado con las vías extratorácicas y torácicas (LNET y LNTH, respectivamente).

47


Créditos: Adaptada de Doerfel et al. Project IDEAS. Research Center Karlshuhe, Research Report FZKA 7243, 2006.

Figura 8.2. Regiones del tracto respiratorio definidas en el modelo propuesto por la Comisión Internacional

de Protección Radiológica.

La eliminación en el tracto respiratorio es competitiva entre dos procesos:

1) El transporte de las partículas hacía el tracto gastrointestinal por limpieza mucociliar, y

hacia los nódulos linfáticos, por translocación.

2) La absorción en la sangre.

Para la mayoría de las regiones, el transporte mecánico se modela considerando que una región está

compuesta por varios compartimientos con diferentes tiempos medios de eliminación. Por ejemplo,

la región Al está dividida en tres compartimientos, que se eliminan en bb con períodos biológicos

medios de aproximadamente 35, 700 y 7 000 días. Igualmente, bb y BB tienen compartimentos de

eliminación rápida y lenta. Para bb, BB y ET, hay compartimentos que representan el material

retenido en el tejido y transportado al tejido linfático.

48


La absorción en la sangre depende de la forma fisicoquímica del radionúclido depositado en el

sistema respiratorio, pero se considera que es independiente de la región de depósito, con excepción

de ET1 para la que no se supone ninguna absorción. El modelo permite considerar los cambios en la

disolución y la absorción en la sangre en función del tiempo. Se proporcionan parámetros de

absorción por defecto que se utilizan cuando no se dispone de información específica sobre los

materiales: tipos F (rápido), M (moderado) y S (lento).

Modelo biocinético del tracto gastrointestinal humano (TGH)

Un material entrante al cuerpo humano puede alcanzar el tracto gastrointestinal directamente por la

ingestión, pero también a través de la transferencia desde el tracto respiratorio como se ha descrito

en los párrafos anteriores, o bien, por medio de una trasferencia desde otros órganos. El TGH puede

ser representado por cuatro compartimientos en serie, cada uno con una transferencia al siguiente

con una rapidez constante (Figura 9.3). El material ingerido pasa de la boca hacia el estómago,

luego al intestino delgado, al intestino grueso superior e inferior y finalmente es excretado a través

de las heces. La rapidez de transferencia es considerada independiente del material, así como de la

edad y sexo del sujeto. En el estómago el tiempo de residencia promedio es de 1 hora. Se supone

que la absorción en el estómago es nula y el material pasa completo al intestino delgado. En este

último, el tiempo de residencia promedio es de 4 horas, y es donde la absorción del material se lleva

a cabo. Para cuantificar la absorción se utiliza la fracción f1 de material que se transfiere a los

fluidos corporales después de la ingestión, y está definida de la siguiente manera:

SIB

Bf

1

donde λB es la constante de velocidad de transferencia desde el intestino delgado hacia los fluidos

corporales y λSI es la constante de velocidad de transferencia desde el intestino delgado hacia el

intestino grueso superior.

49


Créditos: Adaptada de Doerfel et al. Project IDEAS. Research Center Karlshuhe, Research Report FZKA 7243, 2006.

Figura 8.3. Modelo de compartimientos utilizado para describir la cinética de los radionúclidos en el tracto

gastrointestinal.

La captación en el tracto gastrointestinal depende de las características químicas de los elementos.

La absorción de muchos radionúclidos es menor que el 10%. Se ha verificado una pequeña

captación para el cromo, manganeso, hierro, cobalto, zirconio, rutenio, plata, antimonio, cerio,

mercurio, uranio, plutonio, americio, curio y californio. Elementos con una mayor captación en el

TGH son el radio (20%), estroncio (30%) y el fosforo (80%). El tritio (hidrógeno radiactivo), el

yodo y el cesio son absorbidos completamente.

Los modelos anteriores permiten determinar funciones de retención que hacen posible estimar, a

partir de una actividad medida in vivo, la actividad en cuerpo entero o en un órgano específico

como función del tiempo; o bien, permiten determinar funciones de excreción que hacen posible, a

partir de una actividad medida in vitro, estimar la actividad excretada en función del tiempo, por las

vías urinaria y fecal. En ambos casos, esto es posible para diferentes radionúclidos y rutas de

incorporación.

Modelo biocinético sistémico

La fracción de la actividad incorporada que es absorbida en la sangre se conoce como actividad

sistémica. Esta actividad presenta diversas y complejas transferencias que determinan su

distribución y sus rutas y rapidez de eliminación. Su distribución puede ser homogénea y difusa en

todo el cuerpo, o en otros casos, presentar una concentración particular en algunos órganos y

tejidos, e.g. el yodo (tiroides), metales alcalinos (huesos) y plutonio (huesos e hígado). La ICRP ha

publicado modelos que describen el comportamiento de la actividad sistémica de varios

radionúclidos de interés en exposiciones ocupacionales.

50


Por ejemplo, para el caso del yodo, el modelo sugiere que de la cantidad de yodo que alcanza la

circulación, el 30% se acumula en la glándula tiroides y el 70% restante es excretado directamente a

través de la orina. La vida media biológica del yodo en la sangre se considera de 0.25 días. El yodo

incorporado en las hormonas producidas en la tiroides abandona la glándula con una vida media

cercana a 80 días e ingresa a otros tejidos donde es retenido con una vida media de 12 días.

Posteriormente, el 80% de este yodo es liberado nuevamente a la circulación sanguínea donde está

disponible para ser captado nuevamente por la tiroides o ser eliminado vía urinaria; el 20% restante

es excretado mediante las heces fecales.

Interpretación de mediciones

Los métodos de medición directos e indirectos revisados permiten determinar la actividad retenida o

excretada (Am), en el cuerpo entero, en órganos o tejidos específicos o en muestras biológicas. El

primer paso en la interpretación de estos datos es hacer una reconstrucción de la actividad de

material que el paciente ingirió o inhaló (Ao), la cual es diferente de Am. Los modelos biocinéticos

mencionados pueden describir la actividad a cuerpo entero y en órganos específicos, así como la

actividad en las excretas, como función del tiempo transcurrido desde la incorporación, lo que hace

posible estimar Ao a partir de Am. Posteriormente, es posible realizar una estimación de la dosis

efectiva comprometida E(50), calculada mediante el producto de Ao y el coeficiente de dosis

apropiado e(g)j.

La actividad Ao,j para un radionúclido j, ingerido o inhalado, está determinada por la siguiente

ecuación:

)(

,

,tm

AA

j

jm

jo

En la que mj(t) es la fracción de incorporación retenida o la fracción excretada al tiempo t

transcurrido desde la incorporación. Los valores de m(t), para diferentes tiempos después de la

incorporación, están disponibles en las publicaciones de la ICRP para diversos radionúclidos en

cuerpo entero y órganos individuales, para incorporaciones por inhalación e ingestión.

Para elegir el valor apropiado de m(t) es necesario conocer la ruta y el momento de la

incorporación. Una de las principales fuentes de incertidumbre en la interpretación de las

mediciones es la estimación de estos parámetros. En el caso de una vigilancia rutinaria, es muy

probable que el momento de incorporación sea desconocido. La aproximación más sencilla en este

caso es suponer que ocurrió una incorporación aguda a la mitad del periodo de vigilancia.

Una vez que se ha estimado Ao,j, es posible estimar la dosis efectiva comprometida E(50) utilizando

la siguiente ecuación:

j

ingjingj

j

inhjinhj IeIeE ,,,, )50()50()50(

51


mediante el uso de los coeficientes de dosis apropiados e(g)inh y e(g)ing expresados en unidades de

Sv/Bq. La Figura 8.4 presenta un esquema que resume los pasos descritos para la interpretación de

las mediciones directas e indirectas.


8.4. Procedimiento general para la interpretación de mediciones directas e indirectas de incorporaciones

ocupacionales.

Tratamiento

La eliminación de los radionúclidos depositados internamente puede estar acompañado de los

siguientes procesos generales: (1) la reducción de la absorción y la captación interna y (2) promover

la eliminación o excreción de los radionúclidos absorbidos. Ambos procesos son más efectivamente

alcanzados cuando el tratamiento inicia muy cercanamente al momento de la contaminación interna,

preferiblemente en las tres primeras horas. Como se ha mencionado, la descontaminación de la piel

sana y las heridas también es un proceso importante para reducir la contaminación interna a través

de la piel.

A continuación se presenta un resumen de los principales procedimientos y medicamentos

disponibles para tratar la incorporación de radionúclidos, estos medicamentos se pueden clasificar

en:

Agentes reductores de la absorción gastrointestinal

Agentes bloqueadores y diluyentes

Agentes movilizadores

Agentes quelantes

a) Agentes reductores de la absorción gastrointestinal

La absorción del tracto gastrointestinal puede reducirse mediante:

La remoción del material radiactivo antes de que ocurra la absorción;

Mediciones directas

(in vivo)

Mediciones indirectas

(in vitro)

Actividad retenida en

cuerpo entero u órgano

(Am)

Actividad excretada vía

urinaria o fecal (Am)

Actividad incorporada

(Ao)

Dosis efectiva

comprometida E(50)

m(t) m(t)

e(g)j

52


La acelerando la evacuación gastrointestinal, o bien;

Modificando la solubilidad del material radiactivo.

Lavado estomacal

Se puede emplear un tubo nasogástrico o gástrico para vaciar el estómago en el caso poco usual

donde una gran cantidad de material radiactivo estuviera presente en el estómago.

Eméticos

El lavado estomacal es comúnmente el procedimiento elegido, pero no siempre es exitoso. Por lo

cual es posible utilizar eméticos (sustancia que induce el vómito) para promover el vaciamiento

gástrico.

Laxante

La elección de utilizar un laxante para acelerar la eliminación del contenido gastrointestinal

depende principalmente de su rapidez de acción. El uso de laxantes es efectivo para una

contaminación interna que implica la ingestión de un radionúclido insoluble que puede permanecer

en el colón y el recto por muchas horas. El uso de un laxante como un enema de bisacodilo puede

vaciar el colon en unos pocos minutos. Un supositorio de bisacodilo toma hasta una hora para

actuar. Los laxantes orales, como el mismo bisacodilo o la fenolftaleína, requiere de varias horas

para surtir efecto. Algunos laxantes pueden poseer ventajas especiales debido a que producen un

compuesto menos soluble de ciertos radionúclidos. Por ejemplo, el sulfato de magnesio produce

compuestos insolubles con algunos radionúclidos como el radio.

Azul de Prusia

El Azul de Prusia se ha demostrado ser efectivo para acelerar la eliminación de cesio, talio y

rubidio a través de las heces. No es absorbido por el tracto gastrointestinal y tiene una baja

toxicidad. La constipación es el efecto más notable secundario de su uso. La administración oral de

1 a 3 g de Azul de Prusia tres veces al día es bien tolerado en adultos. Se ha verificado que reduce la

vida media biológica del 137

Cs cerca de un tercio de su valor normal. Fue usado efectivamente en 46

personas que sufrieron contaminación interna con 137

Cs en el accidente de Goiana, Brasil. La

reducción promedio de dosis en este grupo fue de 71% debido a la intervención con Azul de Prusia.

Antiácidos que contienen aluminio

Este tipo de agentes reducen la captación intestinal del estroncio. La administración oral de 100 ml

de fosfato de aluminio, inmediatamente después de la ingestión de estroncio radiactivo disminuirá

la absorción de éste en 85%. Una administración de hidróxido de aluminio de 60 a 100 ml,

inmediatamente después de la incorporación reducirá la captación en un 50%. Ambos agentes no

presentan toxicidad y son bien tolerados.

Sulfato de bario

Esta sustancia es utilizada regularmente como medio de contraste en el diagnóstico con rayos X del

tracto gastrointestinal. El único efecto secundario adverso que ha mostrado es la constipación. Se

53


recomienda la administración oral de este agente lo más pronto posible después de la ingestión de

metales alcalinos como bario, estroncio y radio.

b) Agentes bloqueadores y diluyentes

Un agente bloqueador es un isotopo estable de un radionúclido, que satura un órgano específico y

reduce la cantidad de radionúclido que podría captar ese tejido.

La dilución isotópica es lograda por la administración de una cantidad grande de un isotopo estable

de un radionúclido, reduciendo la captación debido al efecto diluyente.

La terapia de desplazamiento es una forma especial de la dilución isotópica en la cual un elemento

estable con diferente número atómico compite exitosamente con el radionúclido por captarse en un

órgano.

Yodo

La administración de yodo estable antes y poco después de una contaminación interna con yodo

radiactivo bloquea de forma significativa la incorporación de éste. Una dosis de 300 mg de yoduro

de sodio o yoduro de potasio permite lograr un bloqueo máximo. La administración de una sola

toma de yodo estable en los primeros minutos después de la exposición al yodo radiactivo puede

restringir la incorporación cerca del 1 al 2% comparado con una incorporación normal del 12 al

20%. Si el yodo estable se administra 6 horas después, solamente se logra una reducción de la mitad

de la captación normal esperada. Se debe continuar la administración diaria de 100 mg de yoduro de

potasio durante algunos días para prevenir el reciclamiento del yodo radiactivo en la tiroides. Lo

anterior es recomendado para individuos expuesto y la aplicación debe ser bajo supervisión médica.

En el caso del resto de la población expuesta a una emergencia radiológica se debe administrar una

dosis inicial de 130 mg de yoduro de sodio. El Organismo Internacional de Energía Atómica

recomienda una dosis de 10 a 20 mg para infantes; de 20 a 50 mg para niños de 1 y hasta 10 años;

de 50 a 100 mg para niños de 11 a 18 años, y de 100 a 300 mg para adultos.

Después de la administración prolongada del yodo estable, usualmente por varias semanas, se han

reportado reacciones incluyendo tirotoxicosis, bocio e hipotiroidismo con bocio.

Estroncio

El estroncio estable es útil como un agente diluyente para el estroncio radiactivo. Se encuentra

disponible en forma de tabletas (300 mg de lactato de estroncio) que debe ser administrado de 2 a 5

veces al día o en solución intravenosa (600 mg de gluconato de estroncio) que se debe administrar

en una solución de 500 ml al 5% de glucosa en un periodo de 4 horas.

54


Calcio

La administración oral de gluconato de calcio o lactato de calcio incrementa la excreción urinaria

del calcio y el estroncio radiactivos.

Fosfato

El fosfato puede ser usado para reducir la absorción intestinal del estroncio radiactivo. Los fosfatos

orales pueden administrarse en su forma inorgánica (fosfato de potasio o fosfato de sodio) o en su

forma orgánica (glicerofosfato de sodio). Si la dosis excede los 2 g al día, el paciente puede

presentar vómito y diarrea. No se recomienda su administración intravenosa porque si se hace con

una rapidez excesiva puede producir hipotensión, falla renal e infarto en el miocardio.

c) Agentes movilizadores

Son compuestos que incrementan un proceso natural de recambio, por lo que inducen la liberación

de algunos radionúclidos incorporados en tejidos corporales. Esto da como resultado una tasa de

eliminación mayor reduciendo la vida media biológica del radionúclido. Estos agentes son más

efectivos si son administrados poco tiempo después de ocurrida la contaminación interna, pero

algunos pueden producir aún algún efecto si son administrados dos semanas después.

Fármacos antitiroideos

El tratamiento común para reducir la dosis absorbida por la tiroides debido a la incorporación de

yodos radiactivos es bloquear la tiroides administrando yodo estable. Si el tiempo desde la

contaminación interna es mayor que 12 horas, el uso de yodo estable tiene una efectividad limitada

debido a que el yodo radiactivo ya se ha fijado a la glándula tiroides. En estos casos es posible

considerar el uso de medicamentos como el propiltiouracilo o el metimazol (utilizados para el

tratamiento del hipertiroidismo). Estos fármacos interfieren con la oxidación de los iones ioduro e

impiden la formación de hormonas tiroideas, lo que favorece la movilización de los radioyodos de

la tiroides favoreciendo su excreción urinaria. La respuesta a estos medicamente es ampliamente

limitada si la tiroides tiene un amplia disponibilidad de yodo estable, como cuando se ha

administrado yodo estable para bloqueo o dilución isotópica. Del 2 al 8% de los pacientes que

reciben estos fármacos presentan rash maculopapular (alteración de la piel). Puede ocurrir con

mucho menos frecuencia daño hepatocelular, vasculitis y agranulocitosis. Estos efectos son

usualmente reversibles si se suspende la administración de los fármacos.

Cloruro de amonio

La administración oral de 1 a 2 g de este agente durante cuatro veces al día favorece la movilización

de los estroncios radiactivos depositados en el cuerpo. Su efectividad puede ser mejorada mediante

la administración simultánea de gluconato de calcio intravenoso (500 mg de calcio en 500 ml al 5%

de glucosa en un periodo de 4 horas durante 3 y hasta 6 días consecutivos). Se estima una

reducción del radioestroncio en una fracción entre 40 y 75% si el tratamiento inicia poco tiempo

55


después de la contaminación interna. El cloruro de amonio frecuentemente ocasiona irritación

gástrica, náuseas y vómito, y no debe ser usada en personas con enfermedades hepáticas.

d) Agentes quelantes

Los metales pesados no pueden ser metabolizados por el cuerpo humano y persisten en el

organismo, donde ejercen sus efectos tóxicos cuando se combinan con uno o más grupos reactivos

esenciales para las funciones fisiológicas normales. Los quelantes se diseñan para competir con los

metales por los grupos reactivos fisiológicos, evitando o revertiendo así sus efectos tóxicos e

incrementando su excreción.

Existen diversos compuestos químicos que favorecen la eliminación de metales del cuerpo a través

de la quelación, proceso mediante el cual los metales son adheridos a complejos solubles que son

excretados fácilmente vía urinaria. La excreción de algunos radionúclidos puede incrementarse por

medio de la administración de agentes quelantes seleccionados apropiadamente.

El quelante principal utilizado para el tratamiento de radionúclidos es el DTPA, acrónimo de su

nombre químico: ácido dietilentriaminopentaacético. Se puede encontrar en forma de 2 sales

CaDTPA y ZnDTPA para la quelación de los siguientes elementos transuránicos: plutonio,

berquelio, californio, americio y curio. Adicionalmente, es efectivo como quelante de algunas

tierras raras: cerio, itrio, lantano, prometio y escándio; así como algunos metales de transición:

zirconio y niobio. Es importante mencionar que la FDA (food and drug administration - agencia de

alimentos y medicamentos de los Estados Unidos) únicamente aprueba el uso del DTPA en metales

transuránicos; se requiere un permiso especial para su uso en contaminación interna de tierras raras

radiactivas u otros radionúclidos.

El DTPA es distribuido rápidamente a través del fluido extracelular. No atraviesa las membranas

células, por lo que la quelación no ocurre dentro de las células, sólo en los fluidos extracelulares

como la sangre. La terapia de quelación es más efectiva cuando inicia tan pronto como ha ocurrido

la contaminación debido a que trabaja sólo sobre los iones metálicos que se encuentran en los

fluidos extracelulares y que aún no se han incorporado a las células. La mayoría del DTPA es

excreta en las siguientes 12 horas de su administración.

No se ha reportado una toxicidad seria en humano de un total de 5,500 administraciones de

ZnDTPA o CaDPTA registradas. Se ha observado toxicidad al administrar grandes dosis en

animales, ya que ocasiona la quelación y excreción de metales naturalmente presenten como el zinc

y el manganeso. Los animales que han recibido dosis 200 veces mayores que las utilizadas en

humanos desarrollan un severo daño a los riñones, la mucosa intestinal y al hígado. Como una

precaución, el CaDTPA está contraindicado para personas con enfermedad renal seria o depresión

56


de la función mielopoyetica (proceso de generación, desarrollo y maduración de los componentes

mieloides de la sangre. Estos componentes son aquellos cuyo proceso de maduración se inicia y

completa en la médula ósea) por ejemplo leucopenia o trombocitopenia. Se debe interrumpir la

terapia con DTPA si se presenta diarrea.

Estudios realizados con animales indican que el ZnDTPA presenta menor toxicidad que el

CaDTPA. El ZnDTPA es recomendado para tratamientos de largo plazo y para el uso en mujeres

embarazadas, sin embargo el CaDTPA es 10 veces más efectivo que el ZnDTPA para la quelación

inicial de metales transuránicos. Por esta razón, el CaDTPA es preferible para su uso durante los

dos primeros días de tratamiento. Después de un periodo de 24 horas de ocurrida la contaminación

interna el ZnDTPA es tan efectivo como el CaDTPA.

Las dosis recomendadas de ZnDTPA y CaDTPA es una toma única de 1 g por día. La dosis no debe

ser fraccionada por día. Es posible administrarla tanto de forma intravenosa como en aerosol para su

inhalación. El procedimiento convencional para la administración intravenosa es diluir 1 g de

DTPA en 100 y hasta 250 ml de solución fisiológica y aplicarla en un periodo de 30 minutos, pero

siempre menor que 2 horas en cualquier caso. La administración por aerosol se realiza con un

nebulizador utilizando el contenido de 1 g de CaDTPA diluido 1:1 con agua. El aerosol deberá ser

inhalado durante 15 y hasta 20 minutos. Es prudente no utilizar el aerosol en personas que

presenten enfermedad pulmonar.

El DTPA no se encuentra disponible comercialmente, debe solicitarse a un proveedor especializado.

Para su obtención se requiere de un protocolo de administración y el envío de los reportes de

seguimiento.

Si el DTPA no está disponible inmediatamente, se puede utilizar el CaEDTA (sal de calcio ácido

etilendiaminotetraacético). Éste es 10 veces menos efectivo que el DTPA en promover la excreción

de metales transuránicos. Está indicado principalmente para intoxicación por plomo, pero también

funciona como quelante del zinc, cadmio, cromo o níquel.

57


Referencias

Andrasi A., Bouvier C., Brandl A., de Carlan L., Fischer H., Franck D., et. al. Improvements and

Recommendations for Operating Procedures in Internal Contamination Monitoring. IDEA Project

Report, FIKR CT 2001 00164, ACR Seibersdorf research GmbH, 2005.

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50, 629, 1986.

Gerber, G.B. and Thomas, R.G., Eds., Guidebook for the treatment of accidental internal

radionuclide contamination of workers, Radiat. Prot. Dosimetry, 41, 1–45, 1992.



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Series No. 2. Vienna, 1998.

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Radiological Protection. ICRP Publication 66, Annals of the ICRP. 24 (1-3). Pergamon Press,

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58


Nishiyama H., Lukes S. Saenger E. Low-Level Internal Radionuclide Contamination: Use of

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Ribela, M.T., Marone, M., and Bartolini, P., Use of radioiodine urinalysis for effective thyroid

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Pamphlet No. 16: Techniques for Quantitative Radiopharmaceutical Biodistribution Data

Acquisition and Analysis for Use in Human Radiation Dose Estimates. J Nucl Med 1999; 40:37S-

61S

59


Tema 9.

Magnitudes y unidades radiológicas. Consideraciones de protección radiológica

para el personal de respuesta.

Objetivos del tema:

Describir las magnitudes utilizadas en la dosimetría de la radiación, componente esencial en la

atención médica en una emergencia radiológica. Establecer los lineamientos básicos de protección

radiológica aplicables al personal de respuesta.

Dosis absorbida

Cuando la radiación ionizante incide sobre un material, transfiere a este material su energía

provocando ionizaciones y excitaciones de los átomos. Para medir y expresar la energía que se

imparte a un medio cualquiera se utilizada la dosis absorbida (D) que está definida como la

cantidad de energía impartida por la radiación por unidad de masa. La unidad de dosis absorbida

en el Sistema Internacional de Medidas es el J/kg, denominada gray (Gy). La unidad convención,

pero que ahora se encuentra en desuso, para medir la dosis absorbida es el rad (del inglés radiation

absorbed dose cuya traducción al español es dosis absorbida de radiación). La equivalencia entre

Gy y rad es la siguiente:

1 Gy = 1 J/kg = 100 erg/g = 100 rad

La rapidez o tasa de dosis se define como la energía depositada por unidad de masa y por unidad de

tiempo, en otras palabras, es la dosis absorbida por unidad de tiempo. La tasa de dosis puede ser

medida en Gy/s, mGy/h, rad/s, mrad/s, entre otras.

Dosis equivalente

Con propósitos de protección radiológica, es necesario establecer límites de exposición para

asegurar que los efectos estocásticos se mantengan dentro de niveles aceptables, y que se eviten los

efectos deterministas. La definición de magnitudes útiles para estos propósitos se basa en la dosis

absorbida promedio DT,R, en un volumen de un órgano o tejido específico T, debido a un tipo de

radiación R. La radiación R está determinada por el tipo de partículas y su energía, incidentes en el

cuerpo o emitida por radionúclidos en el interior de éste. De esta manera, se define la dosis

equivalente (HT) en un órgano o tejido como:

RT

R

RT DwH ,

wR es un factor de ponderación por tipo de radiación R (Tabla 9.1). La suma es sobre todos los tipos

de radiación presentes. La unidad de HT es el J·kg-1

y su nombre específico es sievert (Sv).

60


Dosis efectiva

Para tomar en cuenta las diferencias de sensibilidad a la radiación ionizante de los diversos órganos

y tejidos, se definió la dosis efectiva (E) como la suma ponderada de las dosis equivalentes en los

órganos o tejidos implicados:

RT

R

R

T

TT

T

T DwwHwE ,

wT es el factor de ponderación por tipo de tejido T (Tabla 9.2), con la suma de los factores para

todos los órganos y tejidos igual a 1.0 La unidad de la dosis efectiva es el J·kg-1

y su nombre

específico es sievert (Sv), al igual que la dosis equivalente.

Tabla 9.1. Factores de ponderación recomendados por tipo de radiación.

Tipo de radiación, R Factor de ponderación recomendado, wR

Fotones 1

Electrones y muones 1

Protones y piones cargados 2

Partículas alfa, fragmentos de fisión, iones pesados 20

Neutrones Se define una función continua en función de la

energía de los neutrones*

*Por estar fuera del interés del presente trabajo, se omite la presentación de esta función.

Tabla 9.2. Factores de ponderación recomendados por tipo de tejido.

Tipo de tejido, T Factor de ponderación

recomendado, wT

T

Tw

Médula ósea, colon, pulmones,

estómago, seno, órganos restantes*

0.12 0.72

Gónadas 0.08 0.08

Vejiga, esófago, hígado, tiroides 0.04 0.16

Superficie ósea, cerebro, glándulas

salivales, piel

0.01 0.04

Total 1.00

*Órganos restantes: Glándulas suprarenales, región extratorácica, vesícula biliar, corazón, riñones, nódulos linfáticos, músculos, mucosa

bucal, páncreas, próstata, intestino delgado, bazo, timo y región uterina-cervical.

En los conceptos de dosis equivalente y dosis efectiva se reconoce el hecho de que cada tipo de

radiación tienen una efectividad diferente para inducir un daño biológico, de las misma forma se

observa que los tejidos tienen diferentes radiosensibilidades, por lo que la irradiación de los

diferentes tipos de tejido contribuyen de manera diferente al detrimento de la salud de una persona.

61


Dosis comprometida

Por otra parte, la estimación de dosis originadas en una fuente de radiación interna al individuo,

resultante de la ingestión o inhalación de material radiactivo, se basa en el cálculo de la cantidad de

material entrante, que puede ser considerada como una magnitud operativa relacionada a la

estimación de la dosis originada de exposiciones internas.

La entrada de material radiactivo puede ser estimada a través de mediciones directas (e.g.

mediciones a cuerpo entero o en regiones específicas utilizando detectores de centelleo y estado

sólido) o de mediciones indirectas (e.g. mediciones de muestras de orina y heces fecales; o

mediciones de muestras ambientales como contaminación superficial o filtros muestreadores de

aire) y la aplicación de modelos biocinéticos. Entonces, la dosis efectiva es calculada a partir de la

cuantificación de la entrada de material radiactivo y la aplicación de coeficientes de dosis (dosis por

unidad de actividad incorporada).

Los radionúclidos incorporados en el cuerpo humano irradian los tejidos durante un periodo de

tiempo que depende de la vida media de éstos y de la retención biológica dentro del cuerpo. De esta

manera, la impartición de dosis a los tejidos puede durar meses o años después del ingreso de los

radionúclidos.

En una emergencia radiológica o en incorporaciones ocupacionales, la necesidad de estimar la

exposición interna y la dosis acumulada sobre un periodo extendido de tiempo han demandado la

definición de la dosis comprometida producida por la incorporación de un radionúclido, como la

dosis esperada a ser impartida durante un periodo específico τ. De esta manera, la dosis equivalente

comprometida (HT(τ)), en un órgano o tejido T está definida por:

o

o

t

t

TT dttHH )()(

)(tHT es la rapidez de dosis equivalente recibida en un órgano o tejido T y to es el momento de la

incorporación.

Finalmente, la dosis efectiva comprometida (E(τ)), está definida por:

)()( T

T

T HwE

Para el cumplimiento de los límites de dosis, la ICRP continúa recomendando que la dosis

comprometida sea asignada al año en el cual ocurrió la incorporación. Para trabajadores, la dosis

comprometida es normalmente evaluada en un periodo τ =50 años.

La dosis efectiva comprometida para incorporaciones ocupacionales o accidentales de radionúclidos

es estimada basándose en la actividad (Apéndice A) incorporada en los trabajadores y en los

62


coeficientes de dosis (Sv·Bq-1

) de referencia, obtenidos a partir de modelos biocinéticos y

dosimétricos.

Consideraciones de protección radiológica para el personal de respuesta de atención médica

especializada

El sistema de protección radiológica

El sistema de protección radiológica propuesto por la ICRP tiene por objetivo principal proteger la

salud humana, mediante el control de la exposición a la radiación ionizante, con la finalidad de

evitar efectos deterministas. Éstos se refieren al daño manifiesto de tejidos que sólo aparece si se

excede un valor umbral de dosis. También busca la reducción del riesgo, hasta donde sea

razonablemente posible, de la ocurrencia de efectos estocásticos, tales como cáncer o efectos

hereditarios, cuya probabilidad de ocurrencia aumenta conforme aumenta la dosis.

La protección radiológica se encuentra fundamentada en tres principios, dos de ellos, relacionados

con las fuentes y uno relacionado con los individuos. Los primeros dos principios son:

• El principio de justificación: Cualquier decisión que altere un evento de exposición a la

radiación deberá hacer más bien que daño.

Lo anterior significa que, mediante la introducción de una nueva fuente de radiación, la reducción

de la exposición existente, o la reducción del riesgo de una exposición potencial, se deberá alcanzar

suficiente beneficio individual o social para compensar el detrimento que se produzca.

• El principio de la optimización de la protección: La probabilidad de incurrir en una

exposición, el número de personas expuestas y la magnitud de las dosis individuales, deberán todas

mantenerse tan bajas como razonablemente sea posible, tomando en cuenta factores económicos y

sociales.

Esto es, el nivel de protección debe ser el mejor, bajo las circunstancias prevalecientes,

maximizando el margen de beneficio sobre el daño.

El último principio, que se refiere al individuo es:

• El principio de la aplicación de límites de dosis: La dosis total de cualquier individuo,

proveniente de fuentes reguladas en situaciones de exposiciones planeadas, distintas a las

exposiciones médicas de pacientes, no deberá exceder los límites recomendados por la ICRP.

En este contexto, los límites de dosis reglamentarios nacionales son determinados por la autoridad

reguladora, tomando en cuenta las recomendaciones internacionales, y aplican a trabajadores y a

miembros del público en situaciones de exposiciones planeadas.

63


En relación con esto último, la ICRP concluyó que los límites de dosis establecidos en su

publicación No. 60 de 1990 continúan proporcionando un nivel apropiado de protección. De esta

manera, para exposiciones ocupacionales en situaciones planeadas, se sigue recomendando un

límite de dosis efectiva de 20 mSv por año promediados sobre un periodo de 5 años (100 mSv en 5

años), con la condición de que la dosis efectiva no exceda el valor de 50 mSv en un año. En el caso

de las exposiciones del público en general, se sigue recomendando una dosis efectiva de 1 mSv

durante cualquier año. Sin embargo, en circunstancias especiales se puede permitir un valor de dosis

efectiva superior en un único año, con la condición de que el promedio sobre un periodo de 5 años

no exceda 1 mSv.

Es importante destacar el hecho de que estos límites de dosis efectiva son aplicables a la suma de

las dosis debidas a exposiciones externas y a las dosis comprometidas originadas en exposiciones

internas debidas al ingreso de materiales radiactivos en el organismo.

Protección radiológica de los trabajadores participantes en una emergencia

Al participar en la respuesta a una emergencia radiológica deberán realizarse toda clase de esfuerzos

razonables para mantener las dosis a los trabajadores por debajo del doble del límite de dosis

máximo para un solo año, excepto en el caso de acciones para salvar vidas, en que se deberá poner

todo empeño en mantener las dosis por debajo de diez veces el límite de dosis máximo anual a fin

de evitar efectos deterministas en la salud. Además, los trabajadores que participen en acciones en

las que su dosis pueda tener un valor próximo o superior a diez veces el límite de dosis máximo

anual deberán hacerlo únicamente cuando los beneficios a terceros sean claramente mayores que el

riesgo propio.

Los trabajadores que participen en acciones en que la dosis pueda rebasar el límite de dosis máximo

anual deberán ser voluntarios y ser informados clara y detalladamente, por anticipado, del riesgo

para la salud que ello supone y, en la medida posible, deberán ser adiestrados para las acciones que

se necesiten. Cuando intervenga personal militar, en ciertas circunstancias es posible que no sean de

aplicación estos requisitos. Ahora bien, la exposición de dicho personal deberá limitarse a niveles

ad- hoc que habrá de especificar la autoridad reguladora.

Una vez finalizada la fase emergencia de una intervención, los trabajadores que participen en

operaciones de restauración, tales como la reparación de instalaciones y edificios, la evacuación de

desechos o la descontaminación del emplazamiento y la zona circundante, deberán someterse al

sistema completo de requisitos para la exposición ocupacional.

Normalmente, no se deberá impedir a los trabajadores seguir estando sometidos a exposición

ocupacional a causa de las dosis recibidas en una situación de exposición de emergencia. Sin

embargo, se deberá recabar asesoramiento médico cualificado, antes de someter al interesado a

mayor exposición, si un trabajador que ha recibido una exposición de emergencia recibe una dosis

superior a diez veces el límite de dosis máximo anual, o a petición del trabajador.

64


Referencias

International Commission of Radiation Protection. Publication No. 103: Recommendations of the

International Commission on Radiological Protection, Annals of the ICRP Volume 37/2-4, 2007.

International Commission of Radiation Protection. Publication No. 60: Recommendations of the

International Commission on Radiological Protection, Annals of the ICRP Volume 20/1, 1990.

Organismo Internacional de Energía atómica. Preparación y respuesta a situaciones de emergencia

nuclear o radiológica. Colección de normas de seguridad No. GS-R-2. Viena, 2004.

65


Tema 10.

Clasificación de víctimas (triage)

Objetivos del tema:

Describir el sistema de clasificación denominado triage. Describir la consideraciones especiales en

la atención de pacientes contaminados o irradiados.

En función de la naturaleza del accidente y del estado radiológico y clínico de las víctimas, la

respuesta médica especializada deberá estar preparada para atender a personas que presenten

contaminación externa, contaminación interna, irradiación aguda o la combinación de dos más de

estas condiciones, aunado a la posibilidad de la presencia de modificadores de la respuesta a la

emergencia radiológica tales como traumatismos y quemaduras.

La presencia de lesiones físicas, térmicas y/o químicas combinadas con la exposición a la radiación

(contaminación y/o irradiación) disminuye la probabilidad de supervivencia de las víctimas. Los

pacientes con lesiones y exposición tienen un peor pronóstico, que los pacientes sólo con lesiones o

exposición.

El procedimiento en las personas contaminadas de modo externo o interno debe ser: identificación,

descontaminación interna y, si es necesario, tratamiento inmediato y específico de la contaminación

interna. En todos los demás casos, la necesidad de tratar lesiones por radiación no constituye una

urgencia médica. Hay que emprender inmediatamente, si se confirma una ARS, medidas tempranas,

como la obtención de muestras de sangre para evaluar la intensidad de la exposición e identificar el

tipo sanguíneo, y para practicar pruebas cruzadas ante la posibilidad de una transfusión.

En la entrada del hospital debe organizarse en seguida una zona de descontaminación. Resulta

esencial separar las zonas limpias de las contaminadas. El personal médico que trabaje en esta zona

deberá utilizar ropas protectoras.

Si las víctimas tienen heridas graves o necesitan operaciones o reemplazo de fluidos, habrá que

dirigirlas directamente a quirófanos o zonas de reanimación "contaminados", donde se les

practicarán las intervenciones necesarias para salvar la vida. Una vez estabilizadas, se las podrá

descontaminar. Es importante obtener detalles de la exposición, buscar los signos prodrómicos de la

enfermedad por radiación y emprender la exploración física. Uno de los métodos mejores para

estimar clínicamente la exposición es medir el tiempo que han tardado en aparecer los pródromos.

Cuanto antes aparezcan los signos y síntomas prodrómicos, mayor será la dosis de radiación a la

que estuvo expuesta la víctima. Se necesitan sistemáticamente pocos métodos de laboratorio, como

la hematimetría y los análisis de orina.

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La estrategia inicial consiste en realizar una primera selección de los heridos y en transportarlos a

salas de urgencias para su tratamiento. Esta selección se lleva a cabo para clasificar a los pacientes

según la gravedad de las lesiones, con el fin de agilizar los cuidados clínicos y de maximizar el uso

de los servicios clínicos e instalaciones disponibles. Para realizar esta selección hay que establecer

cuál es el nivel de atención urgente necesario. Cuanto mayor sea el número de víctimas y su

heterogeneidad, más compleja y difícil será la selección. Las personas con heridas leves y quienes

sólo hayan sufrido contaminación pueden evacuarse o enviarse a los equipos de urgencia para su

registro o a centros de descontaminación y tratamiento. De esta manera, los propios hospitales

pueden evitar colapsarse, pudiendo recibir mejores tratamientos las personas con heridas graves.

Al principio, los tratamientos de urgencia se aplicarán con arreglo a la presencia de lesiones

convencionales, como heridas, traumatismos o quemaduras térmicas o químicas. Es necesario

estabilizar a las víctimas con tales lesiones en la medida de lo posible, y transportarlas

inmediatamente a una instalación médica. Eliminar las ropas personales de la víctima y cubrirla con

mantas limpias o sábanas de nailon disminuye la exposición del individuo y el peligro de

contaminación al personal auxiliador. Sin embargo, hay que valorar la posibilidad de

contaminación. Los individuos con lesiones menos graves deben someterse a una descontaminación

preliminar antes de su evacuación al hospital o durante la misma.

En la atención médica especializada, la prioridad es atender las condiciones que atenten de forma

inmediata la vida del paciente. Ante esta situación y considerando la atención de más de una

víctima es necesario establecer prioridades de asistencia. La herramienta que cumple esta función

en el triage.

El TRIAGE es la clasificación víctimas, basada en la gravedad de sus lesiones o problemas médicos

para identificarla prioridad asistencial en función de los recursos disponibles. Posee escalas creadas

para evaluar las alteraciones fisiológicas, la severidad de las lesiones anatómicas y la probabilidad

de sobrevida de la población víctima de un accidente.

El concepto de triage estructurado hace referencia a la disponibilidad de una escala de clasificación

válida, útil y reproducible, y de una estructura física y una estructuración profesional y tecnológica

en los servicios de urgencias, que permitan realizar la clasificación de los pacientes en base a su

grado de urgencia según un modelo de calidad evaluable y continuamente mejorable. El triage o

clasificación de los pacientes en los servicios de urgencias y emergencias es un proceso sanitario

fundamental de la asistencia.

El proceso de triage lleva implícita la clasificación de los pacientes en diferentes niveles de

urgencia o priorización de la asistencia. La clasificación de los pacientes se ha de hacer en un

tiempo corto, de forma ágil y efectiva, para que el proceso no pierda su razón primaria de ser, que

es garantizar la seguridad de los pacientes que esperan para ser atendidos. Los pacientes más

urgentes serán los primeros en ser asistidos, y el resto serán reevaluados de forma continua hasta

poder ser atendidos por el equipo médico.

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En un modelo de triage estructurado, el grado de urgencia, entendida esta como aquella situación

clínica con capacidad para generar deterioro o peligro para la salud o la vida del paciente, en

función del tiempo transcurrido entre su aparición y la instauración de un tratamiento efectivo, será

el que condicione la respuesta asistencial y la adecuación de recursos necesarios para solucionarla.

En general, serán los procesos clínicos más agudos y más graves, y que se presentan con

características de mayor severidad, los que generen un mayor grado de urgencia.

El triage, como centro de la organización de la asistencia en el servicio, mejora el pronóstico

general de los pacientes, indica cuándo ha de ser tratado un paciente y que es lo que el paciente

necesita, es una de las claves de la eficiencia y efectividad clínica del servicio y ha de tener

capacidad para predecir el destino y las necesidades de recursos de los pacientes.

En resumen, las funciones del triage son:

1.-Identificar rápidamente a los pacientes en situación de riesgo vital, mediante un sistema

estandarizado o normalizado de clasificación;

2.- Asegurar la priorización en función del nivel de clasificación, acorde con la urgencia de la

condición clínica del paciente;

3.- Asegurar la reevaluación periódica de los pacientes que no presentan condiciones de riesgo vital;

4.- Determinar el área más adecuada para tratar un paciente que se presenta en el servicio de

urgencias;

5.- Dar información sobre cuáles son las necesidades de exploraciones diagnósticas preliminares;

6.- Informar a los pacientes y sus familias sobre el tipo de servicio que necesita el paciente y el

tiempo de espera probable;

7.- Disminuir la congestión del servicio, mejorando el flujo de pacientes dentro del servicio;

8.- Dar información que ayude a definir la complejidad del servicio

Las diferentes escalas del triage tienen un número asignado para cada nivel o categoría asociada. El

nivel I (rojo) se vincula a situaciones que requieren resucitación con riesgo vital inmediato.

El nivel II (naranja) se adjudica a las situaciones de emergencia o muy urgentes, de riesgo vital

inmediato y cuya intervención depende radicalmente del tiempo. Son situaciones de alto riesgo, con

inestabilidad fisiológica o dolor intenso.

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El nivel III (amarillo) lo constituyen las situaciones urgentes de riesgo vital potencial, que

generalmente requieren múltiples exploraciones diagnósticas y/o terapéuticas en pacientes con

estabilidad fisiológica (constantes vitales normales).

El nivel IV (verde) son situaciones menos urgentes, potencialmente serias y de complejidad-

urgencia significativa, constituyéndose en estándares de la atención en los servicios de urgencias.

Generalmente los pacientes con un nivel IV de urgencia necesitan una exploración diagnóstica y/o

terapéutica.

Por último, el nivel V (azul) son las situaciones menos urgentes o no urgentes, son en general

problemas

clínico-administrativos, que no requieren ninguna exploración diagnóstica y/o terapéutica y que nos

pueden permitir una espera de hasta 4 horas para ser atendidas sin riesgo para el paciente.

Se ha establecido que los pacientes de nivel I requieren reevaluación continua, los de nivel II cada

15 minutos, los de nivel III cada 30 minutos, los de nivel IV cada 60 minutos y los de nivel V cada

120 minutos.

Referencias

Gómez J. Clasificación de pacientes en los servicios de urgencias y emergencias: Hacia un modelo

de triage estructurado de urgencias y emergencias. Emergencias, 2003;15:165-174.

Kasper D, Braunwald E, Fauci A, Hauser S, Longo D, Jameson L, et al. Harrison Principios de

Medicina Interna. 16a edición. USA: Mc Graw Hill, 2009.

estudio para el desarrollo curricular y adecuaciones...

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