ESCUELA POLITÉCNICA NACIONAL
FACULTAD DE INGENIERÍA QUÍMICA Y AGROINDUSTRIA
DESARROLLO DE UN MODELO DIGITAL PARA LA
OPTIMIZACIÓN DEL PROCESO DE IRRADIACIÓN DE GUANTES QUIRÚRGICOS EN LA FUENTE DE COBALTO-60 DE LA EPN A
TRAVÉS DEL SOFTWARE MCNP5
PROYECTO PREVIO A LA OBTENCIÓN DEL TÍTULO DE INGENIERA QUÍMICA
MARÍA BELÉN ESPÍN ZURITA [email protected]
DIRECTORA: ING. MARIBEL LUNA, MSC.
Quito, noviembre 2015
© Escuela Politécnica Nacional (2015) Reservados todos los derechos de reproducción
DECLARACIÓN
Yo, María Belén Espín Zurita, declaro que el trabajo aquí descrito es de mi autoría; que no ha sido previamente presentado para ningún grado o calificación profesional; y que he consultado las referencias bibliográficas que se incluyen en este documento.
La Escuela Politécnica Nacional puede hacer uso de los derechos correspondientes a este trabajo, según lo establecido por la Ley de Propiedad Intelectual, por su Reglamento y por la normativa institucional vigente.
__________________________
María Belén Espín Zurita
CERTIFICACIÓN
Certifico que el presente trabajo fue desarrollado por María Belén Espín Zurita, bajo mi supervisión.
_________________________
Ing. Maribel Luna, Msc.
DIRECTOR DE PROYECTO
AUSPICIO
La presente investigación contó con el auspicio financiero del proyecto PIS-13-27:
Determinación de la distribución de dosis máxima y mínima absorbidas por un insumo médico dentro de la cámara de irradiación de la fuente de cobalto-60 de la EPN mediante un modelo digital desarrollado en el programa Monte Carlo N–
Particle, que se ejecutó en el Departamento de Ciencias Nucleare (DCN).
AGRADECIMIENTOS
Agradezco infinitamente a Dios y la Virgen Santísima por darme la vida y la fuerza necesaria para la culminación de este proyecto. A mis padres y hermano que con su ejemplo, comprensión y apoyo incondicional han orientado mi camino, han creido siempre en mí y me han apoyado en todas mis decisiones.
A la Ingeniera Maribel Luna, por su confianza al permitirme realizar este proyecto y por su guía durante la realización del mismo.
A los Ingenieros Francisco Salgado y Edwin Vera, por el tiempo dedicado a la lectura de este proyecto y por sus valiosos consejos para la culminación del mismo.
A la Ingeniera Jéssica Gómez, la Jess, y la Ingeniera Jessica Montenegro, la Jessy, por su amistad y paciencia, por todas las tardes y días que dedicaron para enseñarme los principios básicos del programa MCNP, cuyos conocimientos lo adquirieron gracias a Nacho, experto argentino en el programa MCNP; por revisar mi redacción y por darme ánimos cada vez que parecía desmayar.
A Miguel por su paciencia y amor incondicional, por haber leído mi tesis tantas veces como fue posible, y estar a mi lado siempre incluso a través de la distancia.
A todas las personas que con un granito de arena aportaron a mi proyecto desde el movimiento de las cajas, la corrida de programa hasta el papeleo, a: Roque, Marquito, Pato, Don Jorge, Pablo, Eri, Ibeth, Vane, Freddy, Cristian, Jessy (ambiental), Gaby, Oscar, Pao, Edi, Diana y Pico.
Finalmente, al destino o la coincidencia por haber traído a mis manos el libro “La ridícula idea de no volver a verte” de Rosa Montero, a través de mi ña, porque este libro, entre ficción y realidad, me recordó cuan importante son las radiaciones para nosotras, las mujeres. Gracias a Marie Curie con el descubrimiento de la radioactividad se nos abrieron muchas puertas dentro de la sociedad, para mí este libro fue el alma que le faltaba a este trabajo para poder ser culminado con éxito.
DEDICATORIA
A mi familia: mis padres y hermano
ÍNDICE DE CONTENIDOS
PÁGINA
RESUMEN viii
INTRODUCCIÓN x
1. REVISIÓN BIBLIOGRÁFICA 1
1.1. Aplicaciones de las radiaciones gamma 1
1.1.1. Introducción 1
1.1.2. Interacción de los rayos gamma con la materia 2
1.1.2.1. Efecto fotoeléctrico 2
1.1.2.2. Dispersión Compton 3
1.1.2.3. Producción de pares 4
1.1.3. Esterilización de insumos médicos 7
1.1.3.1. Introducción 7
1.1.3.2. Dosis absorbida 8
1.1.4. Irradiadores gamma 11
1.1.4.1. Tipos de irradiadores gamma 12
1.1.4.2. Fuente de cobalto-60 de la Escuela Politécnica
Nacional (EPN) 16
1.2. Sistemas dosimétricos 16
1.2.1. Introducción 16
1.2.2. Sistema dosimétrico sulfato cérico-ceroso 20
1.2.2.1. Características generales 20
1.2.2.2. Fundamento del sistema dosimétrico sulfato cérico-
ceroso 22
1.2.2.3. Determinación de la dosis absorbida 23
1.2.3. Sistema dosimétrico red perspex 26
1.2.3.1. Características generales 26
1.2.3.2. Fundamentos del sistema dosimétrico red perspex 28 1.2.3.3. Determinación de la dosis absorbida 28
1.3. Programa Monte Carlo N-Particle 29
1.3.1. Introducción 29
1.3.2. Estructura del archivo de entrada del programa MCNP5 31
1.3.2.1. Bloque 1: Tarjeta de celdas 32
1.3.2.2. Bloque 2: Tarjeta de superficies 33
1.3.2.3. Bloque 3: Tarjeta de datos 34
1.3.3. Archivo de salida 39
2. PARTE EXPERIMENTAL 43
2.1. Desarrollo del modelo digital que simula la irradiación de guantes
quirúrgicos 43
2.1.1. Desarrollo del archivo de entrada inicial (M0) 43
2.1.1.1. Superficies 43
2.1.1.2. Celdas 44
2.1.1.3. Datos 44
2.1.2. Verificación de las superficies y celdas 45
2.1.3. Datos de salida 46
2.2. Validación del modelo digital desarrollado al comparar los datos
experimentales con los simulados 47
2.2.1. Determinación experimental de dosis absorbidas 47 2.2.1.1. Selección del sistema dosimétrico para la medición de
la dosis absorbida por los guantes de látex 47 2.2.1.2. Calibración del sistema dosimétrico 47 2.2.1.3. Obtención de las dosis absorbidas, la distribución de
dosis y la DUR 52
2.2.2. Ajuste del modelo digital inicial con los datos experimentales de
dosis absorbida 54
2.2.2.1. Modelo 1 56
2.2.2.2. Modelo 2 56
2.2.2.3. Modelo 3 56
2.2.2.4. Modelo 4 57
2.2.2.5. Modelo 5 57
2.2.2.6. Modelo 6 57
2.3. Evaluación del efecto de la configuración de la fuente de cobalto-60 con un aumento de su actividad, sobre el proceso de irradiación de
guantes quirúrgicos 57
2.3.1. Recarga de 64 000 Ci 58
2.3.2. Recarga de 100 000 Ci 58
3. RESULTADOS Y DISCUSIÓN 60
3.1. Desarrollo del modelo digital que simula la irradiación de guantes
quirúrgicos 60
3.1.1. Archivo de entrada inicial M0 60
3.1.1.1. Tarjeta de superficies 61
3.1.1.2. Tarjeta de celdas 64
3.1.1.3. Tarjeta de datos 66
3.1.2. Verificación de las geometrías del M0 68
3.1.3. Resultados del modelo M0 70
3.2. Validación del modelo digital 71
3.2.1. Determinación experimental de dosis absorbida 71 3.2.1.1. Sistema dosimétrico seleccionado para la determinación
de la dosis absorbida por los guantes de látex 71 3.2.1.2. Calibración del sistema dosimétrico red perspex 71 3.2.1.3. Distribución de dosis, dosis máxima, dosis mínima y
DUR obtenidos experimentalmente 88
3.2.2. Ajuste del modelo digital 96
3.2.2.1. Modelo 1: Cajas pequeñas rellenas totalmente de látex 97 3.2.2.2. Modelo 2: Cajas pequeñas rellenas de látex con tres
celdas de aire en forma de esferas 100 3.2.2.3. Modelo 3: Cajas con tres celdas de látex en forma de
paralelepípedos 102
3.2.2.4. Modelo 4: Diferentes porcentajes de aire – látex
presentes en las cajas pequeñas 104 3.2.2.5. Modelo 5: Análisis del coeficiente de variación 108 3.2.2.6. Modelo 6: Análisis de las pruebas estadísticas propias
del programa MCNP5 117
3.3. Evaluación del efecto de la configuración de la fuente de cobalto-60 con un aumento de su actividad sobre el proceso de irradiación de
guantes quirúrgicos 123
3.3.1. Recarga de 64 000 Ci 123
3.3.2. Recarga de 100 000 Ci 128
4. CONCLUSIONES Y RECOMENDACIONES 134
4.1. Conclusiones 134
4.2. Recomendaciones 136
REFERENCIAS BIBLIOGRÁFICAS 137
ANEXOS 146
ÍNDICE DE TABLAS
PÁGINA
Tabla 1.1. Características de los irradiadores auto-contenidos y panorámicos ... 13
Tabla 1.2. Datos del Irradiador de Cobalto-60 (EPN) ... 16
Tabla 1.3. Características y ejemplos de los dosímetros tipo I y tipo II ... 18
Tabla 1.4. Características del sistema dosimétrico sulfato cérico-ceroso ... 21
Tabla 1.5. Características del dosímetro Harwell Red Perspex ... 26
Tabla 1.6. Macro-cuerpos disponibles en el código de MCNP5 ... 33
Tabla 1.7. Casos de transporte de partícula que pueden ser simulados en el MCNP5 ... 35
Tabla 1.8. Tipos de cuantificadores de datos que dispone el programa MCNP ... 37
Tabla 1.9. Tablas de datos de salida y su descripción utilizadas en el presente estudio ... 39
Tabla 1.10. Confiabilidad de los rangos de error relativo entregados por el MCNP5 ... 40
Tabla 1.11. Diez pruebas estadísticas que analiza el programa MCNP5 ... 40
Tabla2.1 Variables utilizadas para el cálculo de tasa de dosis ... 46
Tabla 2.2 Reactivos utilizados para la preparación del dosímetro sulfato cérico-ceroso ... 48
Tabla 2.3 Equipos utilizados en la preparación del dosímetro sulfato cérico- ceroso ... 48
Tabla 3.1. Dimensiones de las cajas de guantes y los dosímetros ... 61
Tabla3.2 Descripción de las superficies utilizadas para la caracterización de la caja de guantes ubicada al norte en el M0 ... 62
Tabla 3.3. Características de celdas que conforman una caja máster en el algoritmo M0 ... 64
Tabla3.4. Descripción de las instrucciones que definen las celdas utilizadas para la caracterización de la caja de guantes ubicada al norte en el M0 .. 65
Tabla 3.5. Fracción en peso de los elementos que componen los materiales
empleados ... 67 Tabla 3.6. Valores de dosis máxima y mínima absorbidas obtenidas por el
programa MCNP5 utilizando el modelo M0 para cada caja y el
promedio entre ellas (kGy) ... 70 Tabla 3.7. Absorbancias de la solución dosimétrica sin irradiar A0 ... 72 Tabla 3.8. Absorbancias medidas a la solución dosimétrica sin irradiar a
diferentes concentraciones de iones céricos [Ce+4] ... 73 Tabla 3.9. Datos de absorbancia obtenidos para el cálculo de ܩܥ݁͵ ... 76 Tabla 3.10. Resultados de dosis absorbidas obtenidos en la calibración del
sistema dosimétrico sulfato cérico-ceroso. ... 78 Tabla 3.11. Resultados de absorbancias específicas obtenidos en la calibración
del sistema dosimétrico red perspex. ... 83 Tabla 3.12. Incertidumbre combinada, porcentual y expandida asociada a la
medida de la dosis absorbida. ... 87 Tabla 3.13. Valores de dosis máxima y mínima para cada caja ... 95 Tabla 3.14. Error relativo porcentual de las dosis máximas y mínimas para
cada caja (%) ... 96 Tabla 3.15. Composición química, valor ZAID y fracción en peso del material
látex (m272) utilizados para rellenar las cajas pequeñas en el modelo M1 ... 97 Tabla 3.16. Valores de dosis máxima y mínima absorbidas obtenidas para cada
caja y el promedio entre ellas (kGy) ... 98 Tabla 3.17. Error relativo porcentual de las dosis máximas, mínimas para cada
caja (%) ... 98 Tabla 3.18. Valores simulados de dosis máxima y mínima absorbidas obtenidas
para cada caja y el promedio entre ellas (kGy) ... 101 Tabla 3.19. Valor de error relativo porcentual de las dosis máximas, mínimas
y DUR para cada caja y el promedio entre ellas(%) ... 101 Tabla 3.20. Valores de dosis máxima y mínima absorbidas obtenidos por
simulación para cada caja y el promedio entre ellas (kGy) ... 102 Tabla 3.21. Valores de error relativo porcentual de las dosis máximas, mínimas
y DUR para cada caja y el promedio entre ellas(%) ... 103
Tabla 3.22. Valores de dosis máxima y mínima absorbidas obtenidas para cada caja y el promedio entre ellas (kGy) ... 105 Tabla 3.23. Valores de error relativo porcentual de las dosis máximas, mínimas
para cada caja y el promedio entre ellas(%) ... 105 Tabla 3.24. Valores de dosis máxima y mínima absorbidas obtenidas para cada
caja y el promedio entre ellas (kGy) ... 107 Tabla 3.25. Valor del error relativo porcentual de las dosis máximas, mínimas
para cada caja y el promedio entre ellas para un porcentaje de látex de 30% (%) ... 107 Tabla 3.26. Comparación de los valores de coeficiente de variación obtenidos
con datos experimentales y por simulación del M4 ... 109 Tabla 3.27. Valores de dosis máxima y mínima absorbidas obtenidas para cada
caja y el promedio entre ellas (kGy) ... 110 Tabla 3.28. Comparación de los valores de coeficiente de variación obtenidos
con datos experimentales y por simulación del M5 ... 110 Tabla 3.29. Valor de los errores relativos porcentuales de las dosis máximas,
mínimas para cada caja, su promedio y el total ... 111 Tabla 3.30. Características del modelo digital M5 ... 117
Tabla 3.31. Valores de dosis máxima y mínima absorbidas y DUR obtenidos por simulación del M6 (kGy) ... 119 Tabla 3.32. Valor de error relativo porcentual de las dosis máximas, mínimas
obtenidas por simulación del M6 (%) ... 119 Tabla 3.33. Resumen de los modelos digitales desarrollados ... 121 Tabla 3.34. Fracciones de energía de lápices que definen la fuente en el
programa MCNP ... 125 Tabla 3.35. Actividad de los lápices para cada configuración ... 125 Tabla 3.36. Valores de dosis máxima y mínima obtenidos por el modelo
digital para las tres configuraciones de la fuente de cobalto-60 (kGy) 126 Tabla 3.37. Valores de dosis máxima y mínima obtenidos por el modelo
digital para cada caja ubicada a 30 cm de distancia con referencia al centro de la fuente ... 127
Tabla 3.38. Diseño del proceso de irradiación de cuatro cajas máster de guantes de látex para una recarga de 64 000 Ci ... 128 Tabla 3.39. Actividad de los lápices para cada configuración ... 129 Tabla 3.40. Valores de dosis máxima y mínima obtenidos por el modelo
digital para cada configuración de la fuente de cobalto-60 ... 132 Tabla 3.41. Diseño del proceso de irradiación de guantes de látex con una
recarga de 100 000 Ci ... 133
ÍNDICE DE FIGURAS
PÁGINA
Figura 1.1. Esquema del efecto fotoeléctrico ... 3
Figura 1.2. Esquema de la dispersión Compton ...4
Figura 1.3. Esquema de la producción de pares ...5
Figura 1.4. Esquema de la aniquilación de un positrón y un electrón ... 6
Figura 1.5. Regiones dominante para cada tipo de interacción dependiendo de la energía del fotón y del número atómico del material irradiado ...7
Figura 1.6. Dosis máxima, ܦ௫ା, y dosis mínima, ܦା, para un proceso de irradiación de dos pasos ... 11
Figura 1.7. Irradiadores autocontenidos: a) tipo I y b) tipo III ... 14
Figura 1.8. Irradiador panorámico tipo II ... 15
Figura 1.9. Irradiador panorámico tipo IV ... 15
Figura 1.10. Clasificación de los sistemas dosimétricos de acuerdo al método de análisis de la respuesta ... 17
Figura 1.11. Rangos de medición de dosis absorbida de dosímetros de rutina (R) y de referencia (S) ... 19
Figura 1.12. Efecto de la radiación gamma en la molécula de agua ... 22
Figura 1.13. Espectro de absorción de la solución dosimétrica para rangos de dosis altas antes (0 kGy) y después de ser irradiada a 25 kGy ... 25
Figura 1.14. Dosímetro red perspex Harwell herméticamente sellado en su empaque de papel aluminio ... 27
Figura 1.15. Estructura química del polimetilmetacrilato (PMMA) ... 28
Figura 1.16. Descripción de los tres bloques que conforman el archivo de entrada del programa MCNP5 ... 31
Figura 1.17. Estructura de la instrucción para la definición de una celda en el software MCNP5 ... 32
Figura 1.18. Estructura de la instrucción para la delimitación de celdas ... 33
Figura 1.19. Ejemplo de la delimitación de un paralelepípedo rectangular con la herramienta macro-cuerpos ... 34 Figura 1.20. Estructura del comando MODE para el transporte de fotones
en MCNP ... 34 Figura 1.21. Estructura de la instrucción M para la designación de materiales ... 36 Figura 1.22. Estructura de la instrucción F6 para la estimación de energía
depositada ... 38 Figura 1.23. Instrucción nps que designa el número de historias que se ejecutarán ... 39 Figura 2.1 Esquema de las mezclas elaboradas a diferentes concentraciones
en peso ... 49 Figura 2.2. Disposición de los dosímetros dentro de la espuma: A, B, C que
corresponden a los dosímetros sulfato cérico-ceroso y X, Y, Z a los dosímetros red perspex ... 50 Figura 2.3 Ubicación de los dosímetros dentro de la cámara de irradiación
de la fuente de cobalto-60 de la EPN ... 50 Figura 2.4. Disposición de los dosímetros red perspex dentro de las cajas
máster de los guantes de látex ... 53 Figura 2.5. Posición de las cajas máster alrededor de la fuente de cobalto-60 ... 53 Figura 2.6. Giro efectuado a las cajas de guantes ubicadas al Norte y Sur
de la fuente de cobalto-60 para una irradiación en dos lados (Cara: Frontal – Posterior) ... 54 Figura 2.7. Giro efectuado a las cajas ubicadas al Este y Oeste de la fuente
de cobalto-60 para una irradiación en dos lados (Cara: Frontal – Posterior y Superior – Inferior) ... 54 Figura 2.8. Algoritmo utilizado para la validación del modelo digital ... 55 Figura 2.9. a) Ilustración de la posición de los lápices uno sobre otro en
una fuente con 20 lápices en total y b) Vista superior de la configuración de radio 6 cm con 20 lápices ... 59 Figura 3.1. Caracterización de la fuente de cobalto-60 en el MCNP, con
referencia a Gómez (2013) ... 60 Figura 3.2. Vista superior de la fuente de cobalto-60 de la EPN en el MCNP5
con referencia a Gómez (2013) ... 67
Figura 3.3. Vista superior de: a) 4 cajas alrededor de la fuente de cobalto-60 y b) una caja máster de guantes generadas por el XMing.
Los colores rosado y azul representan los materiales aire y
polimetilmetacrilato respectivamente ... 69 Figura 3.4. Variación de la absorbancia, por unidad de camino óptico, con la
concentración de iones céricos ... 74 Figura 3.5. Diferencia de absorbancia versus dosis teórica ... 76 Figura 3.6. Curva de calibración de sistema dosimétrico sulfato cérico-ceroso ... 79 Figura 3.7. Curva de calibración de sistema dosimétrico red perspex
construida en la planta de irradiación de la EPN y la curva enviada por el fabricante ... 81 Figura 3.8. Diagrama causa y efecto de las variables que aportan al valor de la
incertidumbre ... 85 Figura 3.9. Contribución de las variables en la incertidumbre de la medida de la
dosis ... 87 Figura 3.10. Distribución de dosis absorbida en los planos frontal, central
y posterior de la caja máster ubicada al Norte ... 90 Figura 3.11. Distribución de dosis absorbida en los planos frontal, central
y posterior de la caja máster ubicada al Sur ... 91 Figura 3.12. Distribución de dosis absorbida en los planos frontal, central
y posterior de la caja máster ubicada al Este ... 92 Figura 3.13. Distribución de dosis absorbida en los planos frontal, central
y posterior de la caja máster ubicada al Oeste ... 93 Figura 3.14. Valores promedio de dosis mínima absorbida por las cuatro
cajas de guantes de látex obtenidos experimentalmente y por simulación de los M0 y M1 ... 99 Figura 3.15. Disposición de tres celdas de aire en forma de esferas, que
simulan burbujas de aire en una caja pequeña ... 100 Figura 3.16. Disposición de tres paralelepípedos de látex en una caja pequeña ... 102 Figura3.17. Gráfica que muestra los porcentajes de error obtenidos y el
cumplimiento de la distribución de dosis en los modelos M2 y M3 ... 104 Figura 3.18. Disposición de tres paralelepípedos de látex en una caja pequeña
con un porcentaje de aire de 50% y látex de 50% ... 105
Figura 3.19. Disposición de dos paralelepípedos de látex en una caja pequeña con un porcentaje de aire de 70% y de látex de 30% ... 106 Figura3.20. Gráfica que muestra los porcentajes de error promedio obtenidos
para diferentes disposiciones con diferentes porcentajes de aire y látex en las cajas pequeñas ... 108 Figura3.21. Valor promedio de error relativo porcentual de los modelos M4
y M5 ... 111 Figura 3.22. Distribución de dosis absorbida obtenida por simulación con
el modelo M5 en los planos frontal, central y posterior de la caja máster ubicada al Norte ... 113 Figura 3.23. Distribución de dosis absorbida obtenida por simulación con el
modelo M5 en los planos frontal, central y posterior de la caja máster ubicada al Sur ... 114 Figura 3.24. Distribución de dosis absorbida obtenida por simulación con el
modelo M5 en los planos frontal, central y posterior de la caja máster ubicada al Este ... 115 Figura 3.25. Distribución de dosis absorbida obtenida por simulación con el
modelo M5 en los planos frontal, central y posterior de la caja máster ubicada al Oeste ... 116 Figura3.26. Celda de aire en forma de semi-esfera con importancia de fotones
igual a 2 para el uso de TRV de división de geometrías e importancias ... 118 Figura 3.27. Porcentaje del valor promedio de error para el modelo M5 y M6... 120 Figura 3.28. Porcentaje del valor promedio de error para todos los modelos
digitales desarrollados ... 122 Figura 3.29. Vista superior de la fuente de cobalto-60 de la EPN con tres lápices recargados para una actividad de 64 000 Ci ... 124 Figura 3.30. Vista superior de la fuente de cobalto-60 de la EPN con
cuatro lápices recargados para una actividad de 64 000 Ci ... 124 Figura 3.31. Vista superior de la fuente de cobalto-60 de la EPN con
seis lápices recargados para una actividad de 64 000 Ci ... 124 Figura 3.32. Vista superior de la fuente de cobalto-60 con 16 lápices con una
actividad total de 100 000 Ci ubicados a un radio de: a) 6 cm, b) 10cm y c) 14cm ... 130
Figura 3.33. Vista superior de la fuente de cobalto-60 con 20 lápices con una
actividad total de 100 000 Ci ubicados a un radio de: a) 6 cm, b) 10cm y c) 14cm ... 131
ÍNDICE DE ANEXOS
PÁGINA
ANEXO I……….………
Especificaciones necesarias para la preparación del dosímetro sulfato cérico-ceroso 147 ANEXO II………..………
Cálculos para la determinación de la concentración del ión cérico, coeficiente de
absorción linear y rendimiento químico de radiación 148 ANEXO III……….………
Ejemplo de cálculo para determinar el factor de fisher 151 ANEXO IV ………
Definición de la fuente en el lenguaje empleado por el MCNP5 153 ANEXO V………..………
Archivo de entrada del modelo M0 154
ANEXO VI……….………
Análisis de varianza de los datos obtenidos para la construcción de la curva de
calibración del sistema dosimétrico sulfáto cérico-ceroso mediante el factor F 172 ANEXO VII ………
Cálculo para la determinación de la tasa de dosis obtenida por dosimetría fricke para la fecha de calibración con el sistema dosimétrico sulfato cerico-cersoso 179
ANEXO VIII ………
Análisis de varianza de los datos obtenidos para la construcción de la curva de calibración del sistema dosimétrico red perspex mediante el factor F 181 ANEXO IX………..………
Cálculos para la determinación de la incertidumbre 188 ANEXO X……….………
Relación entre la tasa de dosis y la distancia con referencia al centro de la fuente de
cobalto-60 de la EPN 196
ANEXO XI ………
Datos de dosis absorbida por las 4 cajas máster de guantes obtenidos
experimentalmente con el dosímetro red perspex 197
ANEXO XII ………..………
Distribución de dosis obtenida mediante el modelo digital M2 203
ANEXO XIII ……….………
Distribución de dosis obtenida mediante el modelo digital M3 208
ANEXO XIV ………
Distribución de dosis obtenida mediante el modelo digital M6 213 ANEXO V………..………
Archivo de entrada del modelo M6 218
ANEXO XV ………
Definición de las configuraciones de la fuente cobalto-60 en el lenguaje del
programa MCNP5 235
RESUMEN
Este estudio tuvo como propósito la optimización del proceso de irradiación de guantes quirúrgicos en la fuente de cobalto-60 de la Escuela Politécnica Nacional.
Para ello se validó un modelo digital en el MCNP5 que determinó las dosis máxima (dmáx) y mínima (dmín) absorbidas por 4 cajas máster de guantes de látex, su distribución y la razón de uniformidad de dosis, DUR. Mediante el modelo digital validado se realizó el rediseño de la fuente de cobalto-60 de la EPN para una recarga a 64 000 Ci y 100 000 Ci.
Para la validación del modelo se obtuvieron los valores de dosis absorbidas mediante el sistema dosimétrico red perspex, que fue calibrado con referencia al dosímetro cérico-ceroso. Se obtuvo un valor de incertidumbre expandida de 8,6 % para un 95 % de confianza, además se determinó que los datos presentaron reproducibilidad y repetitividad en su medida.
Los guantes de látex estaban contenidos en 10 cajas pequeñas individuales de 20 x 6 x 11 cm, y éstas dentro de cajas máster de cartón de 31,5 x 21 x 23,4 cm. Se dispusieron 45 dosímetros red perspex dentro de las cajas máster de guantes de látex. Las 4 cajas máster se ubicaron a 20 cm con referencia a la fuente para su irradiación. Los valores de dosis promedio entre las cuatro cajas fueron: dmáx 33,0 kGy, dmín 14,8 kGy y DUR 2,2. El tiempo de irradiación total fue de 94,03 horas, en dos pasos. Además, en la distribución de dosis se determinaron dos zonas de dmáx, una en el plano frontal y otra en el plano posterior, y dos zonas de dmín ubicadas en los dos extremos inferiores del plano central. Estos valores se utilizaron para la validación del modelo digital.
Respecto a la simulación, se modificó el modelo hasta que el error relativo entre los valores experimentales y los simulados sea menor a 25 %. El modelo final se definió con cajas pequeñas rellenas con un porcentaje de 50 % aire y 50 % látex.
El porcentaje de error relativo fue de 7,2 %, por lo que se validó el modelo.
Finalmente, con el modelo digital validado se rediseñó la fuente de cobalto-60 para una recarga de la dosis a 64 000 Ci y 100 000 Ci. Para la recarga a 64 000 Ci se determinó que se deben recargar al menos 6 lápices de 10 500 Ci para alcanzar valores de DUR de 1,5 y tiempos de irradiación de 4,8 horas, y para la recarga a 100 000 Ci se determinó que se deben ubicar 20 lápices FS 6008 de 5 000 Ci colocados en pares uno sobre otro, en un radio de 6 cm, para alcanzar valores de DUR de 1,5 y tiempos de 3,0 horas de irradiación.
INTRODUCCIÓN
La esterilización de insumos médicos por irradiación gamma ha crecido enormemente durante los últimos 50 años. Esto se debe a que la radiación gamma presenta un poder de penetración alto que permite la eliminación de microrganismos por efectos sobre el ADN y destrucción de la membrana plasmática, además, el proceso se realiza a condiciones ambientales, demora pocas horas y los insumos médicos pueden ser utilizados inmediatamente.
Existen alrededor de 200 irradiadores gamma a nivel mundial, en los que se irradian guantes quirúrgicos, batas para cirugía, jeringuillas, máscara, entre otros (IAEA, 2008, p. 1; IAEA, 2005, p. 3).
El parámetro de control más importante dentro de la esterilización por irradiación es el valor de dosis absorbida por el insumo. Para ello se realiza dosimetría de verificación y de rutina, de tal manera que se determina la distribución de dosis máxima y mínima, su valor y la uniformidad de dosis sobre cada producto.
Mediante este control se asegura que el insumo médico está siendo esterilizado y que no se ha sobrepasado la dosis máxima permitida, lo que podría causar un efecto negativo sobre las características mecánicas del insumo médico (Hammad, 2008, p. 119).
El uso de herramientas digitales dentro de las ciencias nucleares ha sido ampliamente utilizado, especialmente para el diseño de reactores e irradiadores.
Uno de los programas más utilizados dentro de esta área es el software Monte Carlo N-Particle (MCNP). El MCNP, a más del diseño, permite realizar modelos que simulan procesos de irradiación para predecir dosis máximas y mínimas y razón de uniformidad de dosis sobre el producto y de esa manera optimizar los proceso (Irradiation Panel, 2010, p. 3).
Por lo mencionado anteriormente, la optimización del proceso de irradiación de guantes quirúrgicos de látex en el irradiador de la EPN constituye un estudio indispensable para asegurar la uniformidad de dosis absorbida dentro del insumo médico y conseguir la esterilización en el menor tiempo posible.
REVISIÓN BIBLIOGRÁFICA 1.
1.1. APLICACIONES DE LAS RADIACIONES GAMMA
1.1.1. INTRODUCCIÓN
La radiación gamma es un tipo de energía electromagnética emitida por un isotopo radioactivo, como es el cobalto-60, y es transportada por fotones. Los rayos gamma presentan niveles de energía más altos que la luz, por lo que son muy penetrantes y son capaces de producir cambios sobre los átomos de los materiales en los que incide, por lo que este tipo de radiación se encuentra dentro de la categoría de radiación ionizante. Durante la interacción de rayos gamma con la materia se pueden producir varios efectos; entre los más probables se encuentran: el efecto fotoeléctrico, la dispersión Compton y la producción de pares (Stabin, 2007, pp. 27, 58-60).
El cobalto-60 es producido a partir de cobalto-59. En un reactor nuclear, el isótopo estable, cobalto-59, es bombardeado por neutrones hasta que este absorba un neutrón y se convierta en cobalto-60, un isótopo radioactivo. La reacción nuclear que describe este proceso se presenta en la ecuación 1.1 (IAEA, 2003, p. 5). El cobalto-60 decae por desintegración beta seguida por la emisión de dos rayos gamma con energía igual 1,17 MeV y 1,33 MeV, hasta convertirse en niquel-60, un núcleo estable. Esta energía hace que los rayos gamma tengan un poder de penetración muy alto sobre la materia por lo que es utilizada para irradiación de productos con varios propósitos en distintos campos, entre ellos se encuentra la esterilización de insumos médicos (Rutala, Weber y HICPAC, 2008, p. 68).
ଶܥ
ହଽ ݊ ଵ ൌ ܥଶ ߛ [1.1]
Donde:
݊ଵ es un neutrón, y ߛ rayo gamma.
En un irradiador gamma el poder de la fuente depende de su actividad. La actividad es la cantidad de material radiactivo que posee la fuente a determinado tiempo. La actividad de una fuente decrece exponencialmente con el tiempo como se muestra en la ecuación 1.2 y depende principalmente de la vida media del radioisótopo, que es el tiempo en el que la mitad de su energía inicial ha sido liberada, en el caso del cobalto-60 esta es de 5,27 años (Lamarsh y Baratta, 2001, p. 23).
ܣ௧ሾܤݍሿ ൌ ܣൈ ݁
షሺమሻൈ
భൗమ [1.2]
Donde:
ܣ es la actividad inicial de la fuente ሾܤݍሿ, ݐ es el tiempo transcurrido desde ݐሾ݀Àܽݏሿ, y
ݐଵൗଶ es el tiempo de vida media del radioisótopo ሾܽÓݏሿ.
1.1.2. INTERACCIÓN DE LOS RAYOS GAMMA CON LA MATERIA
1.1.2.1. Efecto Fotoeléctrico
En el efecto fotoeléctrico, la energía del fotón incidente es absorbida completamente por el átomo, produciendo la emisión de un electrón, denominado fotoelectrón. El fotoelectrón expulsado ioniza y excita otros átomos del material irradiado. La energía cinética (ܧ), de éste se expresa con la ecuación 1.3. Este efecto predomina en fotones producidos por rayos X o rayos gamma que presentan energías bajas, es decir menores a 50 keV. Para materiales irradiados con número atómico bajo este efecto es casi improbable (Cember y Johnson, 2009, p. 178; Aguayo, 2007, p. 24).
ܧ ൌ ݄ߣ െ ܧ [1.3]
Donde:
݄ߣ es la energía del fotón incidente o ecuación de Planck, donde h es la constante de Planck y λ es la frecuencia del fotón.
ܧ es la energía de enlace del electrón al átomo.
Una representación gráfica del efecto fotoeléctrico se presenta en la figura 1.1.
Fotón incidente
Fotoelectrón
Figura 1.1. Esquema del efecto fotoeléctrico (Stabin, 2007, p. 58)
1.1.2.2. Dispersión Compton
Durante la interacción del fotón con el átomo existe la probabilidad que éste ceda parte de su energía al electrón del orbital de más baja energía de manera que sea expulsado de su órbita. El fotón, remanente de energía, es desviado de su dirección con un ángulo θ y continúa su interacción con otro átomo de la misma manera. Si se toma en cuenta la conservación de la energía y momento, se tiene que la energía remanente en el protón (ܧᇱ) se describe con la ecuación 1.4 (Lamarsh y Baratta, 2001, pp. 93, 94; Stabin, 2007, p. 59).
ܧᇱൌ ܧ
ͳ ሺܧȀ݉ܿଶሻሺͳ െ ߠሻ [1.4]
Donde:
݉ܿଶ es la energía de la masa en reposo del electrón (0,511 MeV).
E es la energía inicial del fotón incidente.
Una representación gráfica de la dispersión de Compton se presenta en la figura 1.2.
Fotón disperso
Fotoelectrón θ
Figura 1.2. Esquema de la dispersión Compton (Stabin, 2007, p. 58)
1.1.2.3. Producción de pares
En la producción de pares, el fotón de alta energía interacciona con el núcleo del átomo de tal manera que parte de la energía de dicho fotón se emplea para la formación de una partícula de carga positiva denominada positrón y de un electrón, y la energía restante se convierte en energía cinética de las dos partículas (Stabin, 2007, p. 60).
El positrón y el electrón salen expulsados e interaccionan con otros átomo del material ionizándolos, y excitándolos. Cuando el positrón disipa su energía total
se combina con un electrón libre, es decir se aniquilan entre ellos, y sus masas se transforman en energía en forma de dos fotones de 0,511 MeV. Estos fotones de menor energía interaccionan con otros átomos mediante el efecto fotoeléctrico o la dispersión Compton (Cember y Johnson, 2009, p. 174). Las representaciones gráficas de la producción de pares y la aniquilación del positrón con el electrón se muestran en las figuras 1.3 y 1.4 respectivamente.
Fotón incidente
Electrón
Positrón
Figura 1.3. Esquema de la producción de pares (Stabin, 2007, p. 60)
Positrón
Fotón 0,511 MeV
Fotón 0,511 MeV
Figura 1.4. Esquema de la aniquilación de un positrón y un electrón (Sánchez, 2005, p. 3)
La probabilidad de que determinado tipo de interacción se produzca cuando un rayo gamma incide sobre la materia depende de la cantidad de energía del fotón incidente y del número atómico del material irradiado, como se muestra en la figura 1.5. Se puede observar en la curva que a mayor número atómico la región donde la dispersión de Compton es dominante disminuye. Además, se observa que el efecto fotoeléctrico predomina cuando interaccionan fotones de energías menores a 0,1 MeV, la dispersión Compton predomina entre energías de 0,5 a 10 MeV, y la producción de pares predomina en energías mayores a 10 MeV (Kane y Sternheim, 2000, p. 721; IAEA, 2010, p. 17).
Figura 1.5. Regiones dominante para cada tipo de interacción dependiendo de la energía del fotón y del número atómico del material irradiado (Sánchez, 2005, p. 4)
1.1.3. ESTERILIZACIÓN DE INSUMOS MÉDICOS
1.1.3.1. Introducción
La esterilización de insumos médicos es el proceso de eliminar completamente los microorganismos del insumo. El proceso de esterilización por irradiación gamma se da cuando un producto es expuesto a la radiación gamma dentro de un irradiador. Los fotones gamma interaccionan con los átomos del material como se mostró en la sección 1.1.2. Las ionizaciones que producen los electrones expulsados, fruto de la interacción de los rayos gamma, son los que primordialmente afectan a los microorganismos. Según estudios realizados, los microorganismos se ven afectados de varias maneras, entre las más importantes se encuentran el daño de la membrana celular, y el ADN. Este último es el más
efectivo porque su destrucción evita la reproducción de los microorganismos (Da Silva, 2012, p. 175).
Existen varias ventajas de la esterilización por irradiación gamma con respecto a otros métodos de esterilización existentes tales como el uso de autoclave y químicos. Entre las ventajas más importantes se encuentran el insignificante incremento de la temperatura durante el proceso, la factibilidad de realizar la esterilización sin retirarlo del empaque, la posibilidad de usar el producto inmediatamente después de la esterilización y el fácil control sobre el proceso, es decir sobre la dosis absorbida (IAEA, 2005, p. 3).
1.1.3.2. Dosis absorbida
Durante la esterilización de insumos médicos por irradiación gamma el parámetro más importante de control es la dosis impartida al insumo médico, esta dosis es conocida como dosis absorbida.
La dosis absorbida es el cociente entre la energía promedio impartida ሺܧഥ) por un campo de radiación ionizante como es el cobalto-60 sobre la masa (݉) del objeto irradiado cuando ésta tiende a cero, y se enuncia con la ecuación 1.5 (Shultis y Faw, 2002, p. 259)
ܦ ൌ οοܧത ο݉
[1.5]
La energía (ܧത) impartida se define con la ecuación 1.6 (Leroy y Rancoita, 2009, p.
193).
ܧത ൌ ܧെ ܧ௨௧ ܳ [1.6]
Donde,
ܧ es la energía que incide sobre el volumen
ܧ௨௧ es la energía disipada del volumen, y
σ ܳ es la suma de todas las otras energías generadas por la interacción de la radiación con la masa que se encuentra en reposo.
De acuerdo al Sistema Internacional (SI), la unidad de la dosis absorbida es el Gray (Gy). Un Gray equivale a un Joule por kilogramo.
Durante la esterilización es primordial determinar las dosis límite máxima y mínima impartida al producto para alcanzar el objetivo deseado. Para ello, la norma ISO 11137-2 “Sterilization of health care products – Radiation” provee una tabla de rango de dosis mínimas que va desde 14,2 kGy hasta 36,3 kGy de acuerdo a la carga microbiana inicial. Por lo general, es el productor del insumo médico, el cliente, el que determina esta dosis, puesto que es el que maneja la información de carga microbiana (Hammad, 2008, p. 119)
Por otro lado, la dosis máxima depende de la resistencia a la radiación del material del que está fabricado el insumo médico. La mayoría de insumos médicos están fabricados de materiales poliméricos que presentan diferente reacción a la radiación ionizante, unos son tolerantes a la radiación, como los elastómeros, y otros intolerantes a la radiación, como el polipropileno (McKeen, 2012, pp. 50, 51). Entre los problemas que pueden presentar los materiales después de la irradiación se encuentran la ruptura de sus cadenas, la formación de estructuras tridimensionales (cross-link), la disminución o perdida de sus propiedades mecánicas entre otros. De acuerdo a Fairand (2002), el látex, que es el material de interés en este estudio, es resistente a la radiación, por lo que presenta estabilidad frente a dosis de hasta 600 kGy y puede ser esterilizado mediante irradiación gamma (pp. 33, 34).
Dentro de una instalación de irradiación gamma es indispensable que exista un laboratorio de dosimetría que verifique que el producto sea irradiado dentro del rango límite de dosis establecido para el mismo, con el objetivo de asegurar su esterilización y que no se produzcan daños sobre el mismo. Para ello es indispensable que se realicen medidas de la distribución de dosis absorbida por el
producto, las dosis máxima y mínima absorbidas y la razón de uniformidad de dosis, DUR por sus siglas en inglés, así como también medidas de rutina de la dosis durante los procesos de irradiación. Para cumplir este fin se utilizan sistemas dosimétricos que se estudiarán con más detalle en la sección 1.2 (Hegazy, 2008, pp. 87, 88; IAEA, 2013, p. 75; Mehta, 2008, p. 12).
La DUR es el cociente de la dosis máxima (Dmáx) sobre la dosis mínima (Dmín) absorbida por el producto, como se expresa en la ecuación 1.7.
ܦܷܴ ൌܦ௫
ܦÀ
[1.7]
Una DUR óptima es aquella que tiende a la unidad, o al menos es menor que el cociente entre los límites de dosis máxima y la dosis mínima establecidos para la esterilización en un producto específico. Para optimizar la DUR se pueden realizar distintas modificaciones sobre el proceso de irradiación como son: la irradiación multi-pasos, en donde se irradia el producto no solo por un lado sino por 2, 4 o 6 lados, la disminución del tamaño del producto, el aumento de la actividad de la fuente, la colocación de atenuadores entre la fuente y el producto. Un ejemplo de la optimización de la DUR por irradiación de dos pasos se muestra en la figura 1.6 (IAEA, 2002, p. 34; ICRU, 2008, p. 17).
En la figura se observa que la diferencia entre las dosis máxima y mínima cuando se realiza el proceso de un solo paso (a o b) es mayor que la diferencia que existe entre las dosis máxima y mínima de un proceso de dos pasos (a+b), por lo que el proceso de radiación por dos pasos presenta mejor uniformidad de dosis sobre el producto que el proceso de un solo paso.
Figura 1.6. Dosis máxima, ܦ௫ା, y dosis mínima, ܦା, para un proceso de irradiación de dos pasos (Mehta, 2008, p. 13)
Actualmente existen programas computacionales que utilizan métodos analíticos donde el usuario modela el tipo de transporte para la obtención de zonas de dosis máxima y mínima absorbidas por el producto y la DUR, como son Attilla y MCNP, con los métodos Determinístico y Monte Carlo, respectivamente (Irradiation Panel, 2010, p. 24).
1.1.4. IRRADIADORES GAMMA
El proceso de esterilización de insumos médicos por irradiación gamma se desarrolla dentro de irradiadores industriales. Para garantizar un óptimo proceso de irradiación, los irradiadores se diseñan mediante ciertos parámetros como son la factibilidad y seguridad de la operación, la uniformidad de dosis entregada a todo el producto y el eficiente uso de la energía (Rangel, 2010, p. 8). Los
requerimientos básicos para cumplir con estos parámetros se enlistan a continuación (Mehta, 2008, pp. 10, 11):
· Lápices de cobalto-60
· Piscina de agua de almacenamiento
· Adecuado blindaje en la cámara de irradiación
· Uso de su total capacidad mediante la colocación de varias filas de productos alrededor de la fuente
Los irradiadores gamma industriales están conformadas principalmente por (IAEA, 2003, p. 10):
· Cámara de irradiación, donde se coloca el producto
· Cuarto de almacenamiento de la fuente radioactiva, con su respectivo blindaje
· Sistema de control y bloqueo de seguridad equipado con detectores de radiación
· Sistema para movilización del producto: bandas de transporte, mesas giratorias
· Panel de control para la operación
1.1.4.1. Tipos de irradiadores gamma
Los irradiadores gamma se clasifican en auto-contenidos categoría I y III; y panorámicos categoría II y IV. En la tabla 1.1 se muestran las características más importantes de estos irradiadores.
Tabla 1.1. Características de los irradiadores auto-contenidos y panorámicos Tipos Categorías Almacenamiento Características
Auto- contenidos
I Seco
· Actividad límite: 25 kCi
· Cantidad máxima producto: 1-5 L
· Tasas de dosis: altas
· Posicionamiento del producto:
mediante control automático es ubicado en la cámara de irradiación. La fuente rodea al producto
· Uniformidad de dosis: alta
· Aplicación: investigación y procesos que requieren dosis bajas
III Húmedo
Panorámicos
II Seco
· Actividad límite: más de 1 000 kCi
· Cantidad máxima producto:
depende del tamaño de la cámara puede llegar hasta 200 contenedores
· Tasas de dosis: bajas
· Posicionamiento del producto:
Se mueve alrededor de la fuente, en su propio eje o en niveles diferentes.
· Procesamiento: Continuo y batch.
· Aplicación: escala piloto y comercial para esterilización de insumos médicos y alimentos
IV Húmedo
(Fairand, 2002, pp. 12, 43-50; Mehta, 2008, pp. 15-18).
Las figuras 1.7, 1.8, y 1.9 representan los irradiadores auto-contenidos categoría I y III, el irradiador panorámico categoría II y el irradiador panorámico categoría IV respectivamente.
a) b) Figura 1.7. Irradiadores autocontenidos: a) tipo I (Menossi, 2013, p.11) y b) tipo III (IAEA, 1996, p. 11)
Figura 1.8. Irradiador panorámico tipo II (Menossi, 2013, p. 13)
Figura 1.9. Irradiador panorámico tipo IV (Menossi, 2013, p. 15)
1.1.4.2. Fuente de cobalto-60 de la Escuela Politécnica Nacional (EPN)
El irradiador de la Escuela Politécnica Nacional (EPN) es un irradiador panorámico, categoría IV, que fue diseñado por el Comisariato de Energía Atómica de Francia. Las características más significativas del irradiador se muestran en la tabla 1.2 (Salgado, 2010, pp. 1-2,5).
Tabla 1.2. Datos del irradiador de cobalto-60 de la Escuela Politécnica Nacional
No. Datos técnicos Descripción
1 Radioisótopo Cobalto-60
2 Número lápices 12
3 Tipo de canasta Cilíndrica
4 Dimensiones de la canasta Diámetro: interno 17cm, externo 23,8cm Altura: 31 cm
5 Dimensiones de la cámara de irradiación
Largo: 4 m Ancho: 4 m Altura: 2,6 m 6 Características del blindaje de
hormigón armado
Espesor: 1,5 m Densidad: 2,35 g/cm3
7 Dimensión total del irradiador
Largo: 7 m Ancho: 7 m Altura: 4 m
8 Actividad
Diseño : 150 000 Ci Inicial (junio 1980) : 20 000 Ci 1era Recarga (diciembre 1990) : 40 700 Ci (Salgado, 2010, pp. 1-2,5)
1.2. SISTEMAS DOSIMÉTRICOS
1.2.1. INTRODUCCIÓN
Se define como sistema dosimétrico al siguiente conjunto (IAEA, 2002, p. 21):
· El dosímetro, que puede ser una solución o un sólido
· El instrumento con el que se mide el cambio o la respuesta del dosímetro por el efecto de la radiación
· El procedimiento del uso de todo el sistema
Los sistemas dosimétricos se clasifican de acuerdo a tres parámetros: su método de análisis, sus propiedades metrológicas y su campo de aplicación.
· Método de análisis
De acuerdo al método de análisis los dosímetros se dividen en Sistemas Físicos y Sistemas Químicos. Los físicos son los que miden un cambio físico dentro del dosímetro y los químicos miden un cambio químico causado por la interacción con la radiación. En la figura 1.10 se muestra esta clasificación con ejemplos de cada tipo (Fairand, 2002, p. 23).
Sistemas Físicos Energía Absorbida
Temperatura Ionización
Calorímetro Cámara de Ionización
Sistema Químico (Líquido) Energía Absorbida
Absorbacia (Espectrofotómetro)
Fricke
Concentración Iónica
Voltaje (Potenciómetro)
Cérico-Ceroso
Sistema Químico (Sólido) Energía Absorbida
Cromóforos Formación de Radicales
Resonancia de Spín Electrónico Absorbacia
(Espectrofotómetro) Lámina Radiocrómica
Polimetilmetacrilato Lámina de Celulosa
Alanina
Figura 1.10. Clasificación de los sistemas dosimétricos de acuerdo al método de análisis de la respuesta (Fairand, 2002, p. 23)
· Propiedades metrológicas
De acuerdo a las propiedades metrológicas los sistemas dosimétricos se clasifican en tipo I y y tipo II. En la tabla 1.3 se muestran las características más importantes de estos dosímetros y sus respectivos ejemplos.
Tabla 1.3. Características y ejemplos de los dosímetros tipo I y tipo II
Tipos de dosímetro Tipo I Tipo II
Características
· Presentan alta capacidad metrológica.
· A pesar de que la medida de dosis de estos dosímetros puede ser afectada por condiciones externas, como la temperatura, se puede corregir la medida de la dosis mediante relaciones matemáticas inherente de cada dosímetro
· Su capacidad de metrología es menor a la de los dosímetros tipo I.
· No se puede corregir el efecto que causan las condiciones externas a la respuesta del dosímetro debido a la complejidad de sus interacciones
Ejemplos
· Solución Fricke
· Alanina
· Cérico-Ceroso
· Solución de dicromato
· Solución de etanol- clorobenceno
· Calorímetros
· Triacetato de celulosa
· Etano Clorobenceno
· LIF foto fluorecente
· Polimetilmetacrilato (IAEA, 2013, p. 6)
· Campo de aplicación
De acuerdo al campo de aplicación, los sistemas dosimétricos se catalogan por dosímetros de referencia y dosímetros de rutina. Los dosímetros de referencia son aquellos que se utilizan para la calibración de cámaras de irradiación y de dosímetros de rutina. Los dosímetros de rutina son aquellos que se usan para el monitoreo de procesos de irradiación, para la obtención de las dosis máxima y mínima y su distribución dentro del producto (Wilkinson y Gould, 1996, pp. 42,43).
En la figura 1.11 se indican los rangos de dosis de la mayoría de dosímetros de referencia y de rutina.
Figura 1.11. Rangos de medición de dosis absorbida de dosímetros de rutina (R) y de referencia (S) (IAEA, 2002, p. 11)
Como se mencionó anteriormente una guía estandarizada para la esterilización de insumos médicos por radiación gamma es la norma ISO 11137. Esta norma estipula la importancia de la dosimetría dentro de este proceso, dentro de la cual dos pasos son primordiales.
El primer paso es escoger el sistema dosimétrico. Esto se realiza tomando en cuenta los siguientes parámetros (McLaughlin y Desrosiers, 1995, p. 1 165):
· Rango de medición de la dosis
· Respuesta de la calibración sobre una dosis específica
· Factible medida del cambio del dosímetro después de la irradiación
· Factible posicionamiento del dosímetro dentro del producto
· Condiciones antes, durante y después de la irradiación
· Tasa de dosis de la fuente de radiación
· Factores de estabilidad del dosímetro
· Costo y disponibilidad del dosímetro
El segundo paso es la calibración del sistema dosimétrico a las condiciones del irradiador. La calibración es importante porque esta permite determinar la relación entre la respuesta del dosímetro y la dosis absorbida, además, dentro de la calibración se encuentra el cálculo de la incertidumbre de la medida de la dosis, la misma que permite tener un grado de confianza sobre la dosis medida (IAEA, 2013, p. 44; EURACHEM/CITAQ, 2012, p. 4).
Las principales normas estandarizadas que sirven de guía para realizar el proceso de calibración en insumos médicos se enlistan a continuación:
· ISO 11137: “Sterelization of Health Care Products”
· ISO/ASTM 51261: “Standard Practice for Calibration of Routine Dosimetry Systems for Radiation Processing”
· ISO/ASTM 51707: “Standard Guide for Estimating Uncertainties in Dosimetry for Radiation Processing”
1.2.2. SISTEMA DOSIMÉTRICO SULFATO CÉRICO-CEROSO
1.2.2.1. Características generales
La información estándar de las características, la preparación de la solución, el control de calidad y el uso del sistema dosimétrico sulfato cérico-ceroso se condensa en la norma ISO/ASTM 51205 “Standard Practice for Use of a Ceric- Cerous Sulfate Dosimetry System”. Las características más importantes del sistema dosimétrico sulfato cérico-ceroso se muestran en la tabla 1.4.
Tabla 1.4. Características del sistema dosimétrico sulfato cérico-ceroso
Tipo Rango de dosis
(kGy) Concentración de la solución (M) Respuesta (aparato de medida)
I Químico Referencia
5 – 50 0,015 M Sulfato Cérico
0,015 M Sulfato Ceroso Absorbancia (Espectrofotómetro) y
Voltaje (Potenciómetro) 0,5 – 10 0,003 M Sulfato Cérico
0,003 M Sulfato Ceroso
Como se puede observar en la tabla, este sistema es químico, tipo I y de referencia y el rango de medición alcanza dosis de hasta 50 kGy, por lo que es muy utilizado para la calibración de sistemas dosimétricos de rutina, los mismos que se usan en la dosimetría de esterilización de insumos médicos, para determinar dosis máximas y mínimas absorbidas por el insumo (Binnemans, 2006, pp. 92, 93).
La desventaja de este sistema dosimétrico es la sensibilidad a impurezas orgánicas. Sin embargo, este efecto se ve reducido considerablemente al añadir sulfato ceroso (IAEA, 2002, p. 89).
Debido a la sensibilidad a las impurezas orgánicas y la luz que presenta el dosímetro, la norma ISO/ASTM 51205 señala que durante la preparación de la solución dosimétrica de sulfato cérico-ceroso se deben tomar las consideraciones que se enlistan a continuación:
· Utilizar agua tri-destilada para rangos bajos de medición (0,5 – 10 kGy) y agua bi-destilada para rango altos de medición (5 – 50 kGy).
· Utilizar materiales de laboratorio elaborados en vidrio tanto para la preparación y almacenamiento de la solución dosimétrica como del agua tri y bi-destilada.
· Lavar el material de vidrio con una solución de limpieza de ácido crómico o una equivalente a ésta. Enjuagar con agua bi-destilada y secar.
· Hervir los tubos de ensayo donde se colocará el dosímetro para su irradiación en agua bi-destilada y secar en la estufa.
· Evitar el contacto de los materiales de laboratorio con polvo.
· Preparar, almacenar y transportar la solución dosimétrica de tal manera que no tenga contacto con la luz.
1.2.2.2. Fundamento del sistema dosimétrico sulfato cérico-ceroso
El mecanismo de acción del sistema dosimétrico sulfato cérico-ceroso se basa en la reducción radiolítica de los iones céricos (C4+) a iones cerosos (C3+) en un medio ácido (IAEA, 2013, p. 11).
Cuando la radiación gamma incide sobre las moléculas de agua de la solución se produce una serie de reacciones y disociaciones que generan radicales libres como se muestra en el diagrama de la figura 1.12 (Cember y Johnson, 2009, pp.
284, 285).
ܪ
ʹܱ ߛ ՜ ܪ ܪ
ʹܱ
݁
െܪ
ܱܪ
Se disocia en:
atrapa
ܪ
ʹܱ
a
forma
ܪ
ʹܱ
െSe disocia en:
ܪ ܱܪ
െܱܪ
ܪ
ʹܱ
ʹforma
ܱ
ʹforma
ܪܱ
ʹ
a
ܪ
Figura 1.12. Efecto de la radiación gamma en la molécula de agua
Los radicales libres OH, H2O2 y HO2 reducen a los iones cérico (C4+) como se muestra en el mecanismo a continuación (ICRU, 2008, p. 40):
.
. .
. .
.
ܪȈ ܥ݁ସା ՜ ܥ݁ሺܫܫܫሻ ܪା [1.8]
ܪଶܱଶ ܥ݁ସା՜ ܥ݁ሺܫܫܫሻ ܪܱଶȈ ܪା
[1.9]
ܪܱଶȈ ܥ݁ସା ՜ ܥ݁ሺܫܫܫሻ ܪା ܱଶ
[1.10]
Se produce solo una reacción inversa, como se muestra en la ecuación 1.11
ܱܪ ܥ݁ሺܫܫܫሻ ՜ ܥ݁ସା ܱܪି
Ȉ
[1.11]
Un parámetro que indica la cantidad de iones o radicales formados por el efecto de la incidencia de cada 100 eV de energía de radiación es el rendimiento químico de radiación, G(x), que de acuerdo al sistema internacional sus unidades son mol por Joule (Choppin, Liljenzin y Rydberg, 2002, p. 172).
El rendimiento químico de radiación del ión ceroso G(C3+) en medios ácidos es dependiente de la concentración inical de iones céricos y cerosos y se encuentra en el rango entre 2,3 x 10-7mol/J y 2,5 x 10-7 mol/J a 25°C (ICRU, 2008, p. 40).
1.2.2.3. Determinación de la dosis absorbida
De acuerdo a la norma ISO/ASTM 51205 la dosis absorbida por el sistema dosimétrico sulfato cérico-ceroso se determina mediante la ecuación 1.12.
ܦሺܩݕሻ ൌ ݂
ߩ ൈ ܩሺܥ݁ଷାሻ ൈ οܯ
[1.12]
Donde:
݂ es el factor de dilución
οܯ es el cambio de la concentración molar de los iones céricos ܩሺܥ݁ଷାሻ es el rendimiento químico de radiación del ion ceroso
ߩ es la densidad de la solución dosimétrica (
య)
El cambio de concentración molar de la solución se calcula mediante un espectrofotómetro que mide la absorbancia, en relación con la intensidad de luz que atraviesa una celda que contiene la solución. La absorbancia es directamente proporcional a la concentración de la solución y el camino óptico que atraviesa la luz como lo estipula la ley de Lambert y Beer en la ecuación 1.13. Es indispensable diluir la solución dosimétrica con un factor de 100 para que ésta cumpla con la ley de Lambert y Beer (Sierra, Pérez, Gómez y Morante, 2010, pp.
43-45).
οܣ ൌ ߝ ή ݀ ή οܯ [1.13]
Donde:
ߝ es el coeficiente de absorción molar linear de los iones férricos.
݀ es la longitud del camino óptico.
Reemplazando la ecuación 1.13 en la ecuación 1.12 se obtiene la relación entre la dosis absorbida y la absorbancia que se presenta en la ecuación 1.14.
ܦሺܩݕሻ ൌ ݂ ൈ οܣ
ߩ ൈ ܩሺܥ݁ଷାሻ ൈ ߝ ൈ ݀
[1.14]
Donde:
݂ es el factor de dilución οܣ es el cambio de absorbancia
ܩሺܥ݁ଷାሻ es el rendimiento químico de radiación del ion ceroso
ߝ es el coeficiente de absorción molar linear propio del ión cérico a una longitud de onda de 320 nm (మ
)
ߩ es la densidad de la solución dosimétrica (
య)
݀ es la longitud del camino óptico (m).
La absorbancia se mide a la longitud de onda de 320 nm dado que a esta longitud de onda se presenta el pico del espectro de absorbancia para el ión cérico como lo indica la figura 1.13 (ICRU, 2008, p. 41).
Figura 1.13. Espectro de absorción de la solución dosimétrica para rangos de dosis altas antes (0 kGy) y después de ser irradiada a 25 kGy (ICRU, 2008, p. 41)
1.2.3. SISTEMA DOSIMÉTRICO RED PERSPEX
1.2.3.1. Características generales
El sistema dosimétrico red perspex es un tipo de sistema dosimétrico polimetilmetacrilato (PMMA) que contiene tintes. La información estándar del uso apropiado de este sistema se encuentra en la norma ISO/ASTM 51256, donde además se estipula que otro documento indispensable para el uso del dosímetro es el manual enviado por el fabricante (IAEA, 2002, p. 92).
Las características más importantes de los dosímetros red perspex producidos por Harwell se presentan en la tabla 1.5.
Tabla 1.5. Características del dosímetro Harwell Red Perspex
Tipo Rango de dosis (kGy)
Respuesta
(equipo de medida) Geometría del dosímetro Químico
II Rutina
5 – 50 Absorbancia
(Espectrofotómetro)
Paralelepípedos ( 3 x 1,1 x 0,03 ) cm
Entre las aplicaciones de este dosímetro se encuentra el mapeo de dosis en productos como insumos médicos y alimentos sometidos a irradiación para su esterilización, debido a su alto rango de medición de dosis y a su tamaño, el mismo que es manejable dentro de productos (Camilleri, 2008, p. 357).
Entre las desventajas que presenta este sistema dosimétrico están el efecto que pueden causar sobre él, la temperatura, la humedad, y la difusión del oxígeno; por ser un dosímetro tipo II no se puede corregir matemáticamente el efecto sobre la medida de la dosis. Sin embargo, para contrarrestar estos efectos el proveedor acondiciona al dosímetro y lo sella en un paquete de aluminio herméticamente como se muestra en la figura 1.14 (ICRU, 2008, p. 59).
