Diferencia entre revisiones de «Dosimetría»

Contenido eliminado Contenido añadido

En renglón

Revisión actual - 01:32 21 sep 2022

La Dosimetría de radiación es el cálculo de la dosis absorbida en tejidos y materia como resultado de la exposición a la radiación ionizante, tanto de manera directa como indirecta. Es una subespecialidad científica, en el campo de la física de la salud y la física médica, la cual se enfoca en el cálculo de las dosis internas y externas de la radiación catódica

La dosis de la materia se reporta en grays (Gy) o siéverts (Sv) para el tejido biológico, donde 1 Gy o 1 Sv es igual a 1 julio por kilogramo. El no uso del SI aún está prevalente, donde la dosis está reportada en rads y la dosis equivalente en rems. Por definición, 1 Gy = 100 rad y 1 Sv = 100 rem.

Efectos de la radiación en tejido vivo

La diferencia entre la dosis absorbida (D), medida en grays (Gy), y la dosis equivalente (H), medida en sieverts (Sv), se basa en los efectos biológicos del factor de ponderación del tipo de radiación (denotado como W_R) y el factor de ponderación del tipo de tejido radiado (W_T). Estas distinciones comparan los efectos relativos biológicos de los distintos tipos de radiación y la susceptibilidad de los diferentes tejidos y órganos. Por ejemplo, una dosis absorbida de un gray (D = 1 Gy) de un haz de fotones (el W_R de la radiación gamma es 1) por todo el cuerpo (el W_T del cuerpo entero es 1) equivaldría a un sievert (H = 1 Sv), mientras que si la dosis absorbida de un gray (D = 1 Gy) se debiera a un haz de neutrones de 80 keV (el W_R de un haz de neutrones de entre 10 keV y 100 keV es 10) en la vejiga (el W_T de la vejiga es 0.04) equivaldría a 0.4 sievert (H = 1 x 10 x 0.04 = 0.4 Sv).

Dosis de factor de ponderación en órganos

Por definición, el factor de ponderación para la totalidad del cuerpo es 1, de modo que la suma de todos los factores de ponderación de los distintos tejidos será la unidad. Las siguiente tabla muestra los distintos factores de ponderación según el tejido radiado. Como puede observarse en dicha tabla, el efecto de la radiación varía según el tipo de tejido radiado, siendo por ejemplo, el triple de perniciosa si irradia los pulmones que si irradia el hígado. La penúltima entrada de la tabla, correspondiente al resto de tejidos no contemplados en las entradas anteriores se refiere al factor de ponderación que le correspondería al conjunto completo del resto de tejidos.

Factores de ponderación para diferentes órganos^[1]
Órgano o tejido	W_T
Médula ósea	0.12
Colon	0.12
Pulmones	0.12
Estómago	0.12
Mama	0.12
Gónadas	0.08
Vejiga	0.04
Esófago	0.04
Hígado	0.04
Tiroides	0.04
Superficie del hueso	0.01
Cerebro	0.01
Glándulas salivales	0.01
Piel	0.01
Resto de tejidos	0.12
Cuerpo entero	1

Factores de ponderación en radiación

Como puede verse en la tabla siguiente, que reseña los distintos factores de ponderación según el tipo de radiación, los rayos X y los rayos gamma tienen un factor de ponderación de la unidad, tal que una dosis absorbida de un gray implicaría una dosis equivalente de un sievert (cuando se irradia el cuerpo entero - W_T = 1); mientras que otros tipos de radiación como las partículas alfa o los neutrones de energía entre 100 keV y 2 MeV tienen un factor de ponderación muy superior, por lo que la misma la misma dosis absorbida del ejemplo anterior supondría una dosis equivalente 20 veces superior (20 Sv, para una radiación de cuerpo completo).

Factores de ponderación para diferentes tipos de radiación^[1]
Tipo de radiación	W_R
Rayos X	1
Rayos gamma	1
Radiación beta	1
Muones	1
Neutrones (<10 keV)	5
Neutrones (10 keV - 100 keV)	10
Neutrones (100 keV - 2 MeV)	20
Neutrones (2 MeV - 20 MeV)	10
Neutrones (> 20 MeV)	5
Protones (> 2 MeV)	2
Radiación alfa	20
Productos de fisión nuclear	20
Otros núcleos atómicos pesados	20

Dosis versus actividad

La dosis de radiación se refiere a la cantidad de energía depositada en la materia y/o en efectos biológicos de la radiación, y no debería ser confundida con la unidad de la actividad radioactiva (becquerel, Bq). La exposición a una fuente radioactiva dará una dosis que será dependiente de la actividad, del tiempo de exposición, de la energía emitida de radiación, de la distancia a la fuente y del blindaje. La dosis equivalente es entonces dependiente de los factores de ponderación mencionados arriba. La dosis es una medida de la dosis depositada, y por lo tanto nunca puede disminuir- la remoción de una fuente radioactiva solo puede reducir la tasa de dosis absorbida, nunca de la dosis total absorbida. El promedio mundial de dosis para un ser humano es aproximadamente 3.5 mSv por año [1], sobre todo de radiación cósmica e isótopos naturales en la tierra. La fuente sencilla más grande de exposición a radiación al público general es a través del gas ocurrente natural radón, el cual comprende aproximadamente 55% de la dosis anual. Se estima que el radón es responsable del 10% de casos de cáncer de pulmón en Estados Unidos.

Medida de la dosis

Existen muchas formas de medir las dosis provenientes de una radiación ionizante. Trabajadores que están en contacto con sustancias radioactivas o que puedan llegar a estar expuestos a radiación, rutinariamente cargan dosímetros personales. En los Estados Unidos, estos dosímetros usualmente contienen materiales que pueden ser usados en dosimetría termoluminiscente (DTL) o en luminiscencia óptica estimulada (LOE). Fuera de los Estados Unidos, el dosímetro personal más ampliamente usado es el dosímetro tipo ‘film badge’, que usa emulsiones fotográficas que son sensibles a la radiación ionizante. El equipo usado en radioterapia (acelerador lineal de partículas en terapia de viga externa) es calibrado rutinariamente usando cámaras ionizantes o la nueva y más precisa tecnología de diodo.

Dosis estándar

Debido a que el cuerpo humano es aproximadamente un 70 % agua y tiene una densidad general cercana a 1 g/cm³, la medición de la dosis se calcula y se mide usualmente como dosis al agua.

Laboratorios de estándares nacionales como el NPL proporcionan factores de calibración para cámaras ionizantes y otros dispositivos de medida para convertir la lectura del instrumento a la dosis absorbida. Los laboratorios estándar operan a un Estándar Primario, que es normalmente calibrado por calorimetría absoluta, que es el calentamiento de sustancias cuando éstas absorben energía. Un usuario manda su Estándar Secundario al laboratorio, donde se expone a una cantidad conocida de radiación (derivada del Estándar Primario) y un factor es usado para convertir la lectura del instrumento en esa dosis. El usuario podrá usar después su Estándar Secundario para derivar los factores de calibración para otros instrumentos en uso, que a su vez se convierten en estándares terciarios, o instrumentos de campo.

La NPL en el Reino Unido opera como un calorímetro de grafito para la dosimetría absoluta de fotones. El grafito es usado en vez del agua debido a que su capacidad calorífica específica es un sexto de la del agua y, por lo tanto, el aumento en la temperatura del grafito se incrementa seis veces más que la equivalente en el agua y las mediciones son más precisas. Problemas significativos existen en el aislamiento del grafito del laboratorio para medir los mínimos cambios de temperatura. Una dosis letal de radiación a un humano es aproximadamente 10- 20 Gy. Esto es 10- 20 joules por kilogramo. Un pedazo de grafito de 1 cm³ pesando 2 gramos absorbería alrededor de 20- 40 mJ. Con una capacidad calorífica específica de alrededor de 700 J•kg−1•K−1, la temperatura se adecuaría a un aumento de apenas 20 mK.

Dosis interna

La dosis interna tiene por objeto estimar el riesgo radiológico debido a la penetración de partículas radiactivas en el interior del organismo (ingestión, inhalación, inyección, heridas, etc.) para ello se modeliza su distribución en el organismo a largo plazo. Para ello se utiliza el concepto de dosis efectiva.

Dosimetría Médica

Artículo principal: Treatment planning

La dosimetría médica es el cálculo de la dosis absorbida y la optimización de la entrega de la dosis en la radioterapia. Es comúnmente realizado por un dosimetrista médico profesional con un entrenamiento específico en el campo. Con el fin de planear la entrega de la radioterapia, la radiación producida por las fuentes está usualmente caracterizada por la profundidad de la curva de porcentaje de la dosis y por los perfiles de la dosis medidos por físicos médicos.

Dosimetría Personal Fílmica Tipo Film Monitores

El dosímetro personal es un detector de radiaciones de tipo ionizantes, tales como las provenientes de los equipos de radiodiagnóstico o fuentes radiactivas, cuyo principal objetivo es integrar las dosis de radiación recibidas por el personal ocupacionalmente expuesto a dicho agente de riesgo, durante un determinado periodo. Los resultados provenientes del análisis de los dosímetros personales permiten evaluar cuantitativamente el grado de exposición ocupacional del personal que se desempeña en los distintos servicios. Esta información, es fundamental a la hora de determinar si las dosis de radiación recibidas por el personal, están o no, dentro de los límites establecidos como razonablemente seguros en la legislaciones vigentes.

Si se tiene en cuenta además, que los efectos clínicamente observables, de las radiaciones ionizantes, comienzan a manifestarse a niveles de dosis muy por encima de los límites establecidos en la reglamentación nacional, se puede inferir, que la manera más eficiente de desarrollar un programa de vigilancia epidemiológica del personal ocupacionalmente expuesto, es justamente a través del análisis de los resultados dosimétricos. Este criterio es importantísimo, si se considera además, que el agente físico en cuestión, no presenta umbral, vale decir, si se establece una correlación entre la dosis versus la probabilidad de ocurrencia de daño, la curva que representa el fenómeno, interseca el origen del plano coordenado.

Véase también

Enlaces externos

Referencias

↑ ^a ^b (Jack), Valentin, J.; Protection., International Commission on Radiological (2007). The 2007 recommendations of the International Commission on Radiological Protection. Published for the International Commission on Radiological Protection by Elsevier. ISBN 9780702030482. OCLC 213024067. Consultado el 8 de mayo de 2022.

Datos: Q2291081

[Sin_nombre-p5NX-1-1] (Jack), Valentin, J.; Protection., International Commission on Radiological (2007). The 2007 recommendations of the International Commission on Radiological Protection. Published for the International Commission on Radiological Protection by Elsevier. ISBN 9780702030482. OCLC 213024067. Consultado el 8 de mayo de 2022.

[1]

@@ Línea 1: / Línea 1: @@
-La '''Dosimetría''' de radiación es el cálculo de la dosis absorbida en tejidos y materia como resultado de la exposición a la radiación ionizante, tanto de manera directa como indirecta. Es una subespecialidad científica, en el campo de la física de la salud y la física médica, la cual se enfoca en el cálculo de las dosis internas y externas de la radiación ionizante.
+La '''Dosimetría''' de radiación es el cálculo de la dosis absorbida en tejidos y materia como resultado de la exposición a la radiación ionizante, tanto de manera directa como indirecta. Es una subespecialidad científica, en el campo de la física de la salud y la física médica, la cual se enfoca en el cálculo de las dosis internas y externas de la radiación catódica
-La dosis de la materia se reporta en greys (Gy) o sieverts (Sv) para el tejido biológico, donde 1 Gy o 1 Sv es igual a 1 joule por kilogramo. El no uso del SI aún está prevalente, donde la dosis está reportada en rads y la dosis equivalente en rems. Por definición, 1 Gy = 100 rad y 1 Sv = 100 rem.
+La dosis de la materia se reporta en grays (Gy) o siéverts (Sv) para el tejido biológico, donde 1 Gy o 1 Sv es igual a 1 julio por kilogramo. El no uso del SI aún está prevalente, donde la dosis está reportada en rads y la dosis equivalente en rems. Por definición, 1 Gy = 100 rad y 1 Sv = 100 rem.
-==Efectos de la radiación en tejido vivo==
+== Efectos de la radiación en tejido vivo ==
-La distinción entre la dosis absorbida (Gy) y la dosis equivalente (Sv) ha sido establecida y se basa en los efectos biológicos del factor de ponderación (denotado como wr) y el factor de ponderación órgano/tejido (WT). Estas distinciones comparan los efectos relativos biológicos de varios tipos de radiación y la susceptibilidad de distintos órganos.
+La diferencia entre la dosis absorbida (D), medida en grays (Gy), y la dosis equivalente (H), medida en sieverts (Sv), se basa en los efectos biológicos del factor de ponderación del tipo de radiación (denotado como W<sub>R</sub>) y el factor de ponderación del tipo de tejido radiado (W<sub>T</sub>). Estas distinciones comparan los efectos relativos biológicos de los distintos tipos de radiación y la susceptibilidad de los diferentes tejidos y órganos. Por ejemplo, una dosis absorbida de un gray (D = 1 Gy) de un haz de fotones (el W<sub>R</sub> de la radiación gamma es 1) por todo el cuerpo (el W<sub>T</sub> del cuerpo entero es 1) equivaldría a un sievert (H = 1 Sv), mientras que si la dosis absorbida de un gray (D = 1 Gy) se debiera a un haz de neutrones de 80 keV (el W<sub>R</sub> de un haz de neutrones de entre 10 keV y 100 keV es 10) en la vejiga (el W<sub>T</sub> de la vejiga es 0.04) equivaldría a 0.4 sievert (H = 1 x 10 x 0.04 = 0.4 Sv).
-===Dosis de factor de ponderación en órganos===
+=== Dosis de factor de ponderación en órganos ===
-Por definición, el factor de ponderación para la totalidad del cuerpo es 1, como que 1 Gy de radiación deliberada al cuerpo entero (i.e. una carga distribuida de 1 joule de energía depositada por kilogramo del cuerpo) es igual a un sievert (para fotones con un factor de ponderación de radiación de 1, mirar abajo). Por lo tanto, la suma de los factores de ponderación de cada órgano deber ser igual a 1, así como la unidad gris está definida por kilogramo, por ende es un efecto local. Como se muestra en la tabla inferior, 1 gris (fotón) transmitido a las gónadas es equivalente a 0.08 Sv en el cuerpo total- en este caso, la energía actual depositada en las gónadas, siendo pequeña, podría ser también pequeña.
+Por definición, el factor de ponderación para la totalidad del cuerpo es 1, de modo que la suma de todos los factores de ponderación de los distintos tejidos será la unidad. Las siguiente tabla muestra los distintos factores de ponderación según el tejido radiado. Como puede observarse en dicha tabla, el efecto de la radiación varía según el tipo de tejido radiado, siendo por ejemplo, el triple de perniciosa si irradia los pulmones que si irradia el hígado. La penúltima entrada de la tabla, correspondiente al resto de tejidos no contemplados en las entradas anteriores se refiere al factor de ponderación que le correspondería al conjunto completo del resto de tejidos.
 {| class="wikitable"
+! colspan="2" |Factores de ponderación para diferentes órganos<ref name="Sin_nombre-p5NX-1">{{Cita libro|apellidos=(Jack)|nombre=Valentin, J.|título=The 2007 recommendations of the International Commission on Radiological Protection|url=https://www.worldcat.org/oclc/213024067|fechaacceso=08 de mayo de 2022|fecha=2007|editorial=Published for the International Commission on Radiological Protection by Elsevier|isbn=9780702030482|oclc=213024067|apellidos2=Protection.|nombre2=International Commission on Radiological}}</ref>
 |-
 ! Órgano o tejido
 ! ''W''<sub>T</sub>
 |-
+|Médula ósea
-|Gónadas
-|0.25
+|0.12
-|-
-|Pechos
-|0.15
 |-
+|Colon
-|Médula ósea roja
 |0.12
 |-
 |Pulmones
 |0.12
+|-
+|Estómago
+|0.12
+|-
+|Mama
+|0.12
+|-
+|Gónadas
+|0.08
+|-
+|Vejiga
+|0.04
+|-
+|Esófago
+|0.04
+|-
+|Hígado
+|0.04
 |-
 |Tiroides
-|0.03
+|0.04
 |-
-|Superficie ósea
+|Superficie del hueso
-|0.03
+|0.01
 |-
+|Cerebro
-|Resto del cuerpo
-|0.30
+|0.01
+|-
+|Glándulas salivales
+|0.01
+|-
+|Piel
+|0.01
+|-
+|Resto de tejidos
+|0.12
 |-
 |Cuerpo entero
-|1.0
+|1
 |}
-===Factores de ponderación en radiación===
+=== Factores de ponderación en radiación ===
-Por definición, los rayos X y los rayos gamma tienen un factor de ponderación de unidad, tal que 1 Gy= 1 Sv (para la radiación total del cuerpo). Valores de wr son tan altos como 20 partículas alfa y neutrones i.e. para la misma dosis absorbida en Gy, partículas alfa son 20 veces biológicamente más potentes como los rayos X o los rayos gamma.
+Como puede verse en la tabla siguiente, que reseña los distintos factores de ponderación según el tipo de radiación, los rayos X y los rayos gamma tienen un factor de ponderación de la unidad, tal que una dosis absorbida de un gray implicaría una dosis equivalente de un sievert (cuando se irradia el cuerpo entero - W<sub>T</sub> = 1); mientras que otros tipos de radiación como las partículas alfa o los neutrones de energía entre 100 keV y 2 MeV tienen un factor de ponderación muy superior, por lo que la misma la misma dosis absorbida del ejemplo anterior supondría una dosis equivalente 20 veces superior (20 Sv, para una radiación de cuerpo completo).
+{| class="wikitable"
-==Dosis versus actividad==
+! colspan="2" |Factores de ponderación para diferentes tipos de radiación<ref name="Sin_nombre-p5NX-1"/>
+|-
+! Tipo de radiación
+! ''W''<sub>R</sub>
+|-
+|Rayos X
+|1
+|-
+|Rayos gamma
+|1
+|-
+|Radiación beta
+|1
+|-
+|Muones
+|1
+|-
+|Neutrones (<10 keV)
+|5
+|-
+|Neutrones (10 keV - 100 keV)
+|10
+|-
+|Neutrones (100 keV - 2 MeV)
+|20
+|-
+|Neutrones (2 MeV - 20 MeV)
+|10
+|-
+|Neutrones (> 20 MeV)
+|5
+|-
+|Protones (> 2 MeV)
+|2
+|-
+|Radiación alfa
+|20
+|-
+|Productos de fisión nuclear
+|20
+|-
+|Otros núcleos atómicos pesados
+|20
+|}
+== Dosis versus actividad ==
 La dosis de radiación se refiere a la cantidad de energía depositada en la materia y/o en efectos biológicos de la radiación, y no debería ser confundida con la unidad de la actividad radioactiva (becquerel, Bq). La exposición a una fuente radioactiva dará una dosis que será dependiente de la actividad, del tiempo de exposición, de la energía emitida de radiación, de la distancia a la fuente y del blindaje. La dosis equivalente es entonces dependiente de los factores de ponderación mencionados arriba. La dosis es una medida de la dosis depositada, y por lo tanto nunca puede disminuir- la remoción de una fuente radioactiva solo puede reducir la tasa de dosis absorbida, nunca de la dosis total absorbida.
 El promedio mundial de dosis para un ser humano es aproximadamente 3.5 mSv por año [1], sobre todo de radiación cósmica e isótopos naturales en la tierra. La fuente sencilla más grande de exposición a radiación al público general es a través del gas ocurrente natural radón, el cual comprende aproximadamente 55% de la dosis anual. Se estima que el radón es responsable del 10% de casos de cáncer de pulmón en Estados Unidos.
-==Medida de la dosis==
+== Medida de la dosis ==
-Existen muchas formas de medir las dosis provenientes de una radiación ionizante. Trabajadores que están en contacto con sustancias radioactivas o que puedan llegar a estar expuestos a radiación, rutinariamente cargan dosímetros personales. En los Estados Unidos, estos dosímetros usualmente contienen materiales que pueden ser usados en dosimetría termoluminiscente (DTL) o en luminiscencia óptica estimulada (LOE). Fuera de los Estados Unidos, el dosímetro personal más ampliamente usado es el dosímetro tipo ‘film badge’, que usa emulsiones fotográficas que son sensibles a la radiación ionizante. El equipo usado en radioterapia (acelerador lineal de partículas en terapia de viga externa) es calibrado rutinariamente usando cámaras ionizanes o la nueva y más precisa tecnología de diodo.
+Existen muchas formas de medir las dosis provenientes de una radiación ionizante. Trabajadores que están en contacto con sustancias radioactivas o que puedan llegar a estar expuestos a radiación, rutinariamente cargan dosímetros personales. En los Estados Unidos, estos dosímetros usualmente contienen materiales que pueden ser usados en dosimetría termoluminiscente (DTL) o en luminiscencia óptica estimulada (LOE). Fuera de los Estados Unidos, el dosímetro personal más ampliamente usado es el dosímetro tipo ‘film badge’, que usa emulsiones fotográficas que son sensibles a la radiación ionizante. El equipo usado en radioterapia (acelerador lineal de partículas en terapia de viga externa) es calibrado rutinariamente usando cámaras ionizantes o la nueva y más precisa tecnología de diodo.
-===Dosis estándar===
+=== Dosis estándar ===
-Debido a que el cuerpo humano es aproximadamente en un 70% agua y tiene una densidad general cercana a 1 g/cm3 , la medición de la dosis se calcula y se mide usualmente como dosis al agua.
+Debido a que el cuerpo humano es aproximadamente un 70 % agua y tiene una densidad general cercana a 1{{esd}}g/cm{{exp|3}}, la medición de la dosis se calcula y se mide usualmente como dosis al agua.
 Laboratorios de estándares nacionales como el NPL proporcionan factores de calibración para cámaras ionizantes y otros dispositivos de medida para convertir la lectura del instrumento a la dosis absorbida. Los laboratorios estándar operan a un Estándar Primario, que es normalmente calibrado por calorimetría absoluta, que es el calentamiento de sustancias cuando éstas absorben energía. Un usuario manda su Estándar Secundario al laboratorio, donde se expone a una cantidad conocida de radiación (derivada del Estándar Primario) y un factor es usado para convertir la lectura del instrumento en esa dosis. El usuario podrá usar después su Estándar Secundario para derivar los factores de calibración para otros instrumentos en uso, que a su vez se convierten en estándares terciarios, o instrumentos de campo.
-La NPL en el Reino Unido opera como un calorímetro de grafito para la dosimetría absoluta de fotones. El grafito es usado en vez del agua debido a que su capacidad calorífica específica es un sexto de la del agua y, por lo tanto, el aumento en la temperatura del grafito se incrementa seis veces más que la equivalente en el agua y las mediciones son más precisas. Problemas significativos existen en el aislamiento del grafito del laboratorio para medir los mínimos cambios de temperatura. Una dosis letal de radiación a un humano es aproximadamente 10- 20 Gy. Esto es 10- 20 joules por kilogramo. Un pedazo de grafito de 1 cm3 pesando 2 gramos absorbería alrededor de 20- 40 mJ. Con una capacidad calorífica específica de alrededor de 700 J•kg−1•K−1, la temperatura se adecuaría a un aumento de apenas 20 mK.
+La NPL en el Reino Unido opera como un calorímetro de grafito para la dosimetría absoluta de fotones. El grafito es usado en vez del agua debido a que su capacidad calorífica específica es un sexto de la del agua y, por lo tanto, el aumento en la temperatura del grafito se incrementa seis veces más que la equivalente en el agua y las mediciones son más precisas. Problemas significativos existen en el aislamiento del grafito del laboratorio para medir los mínimos cambios de temperatura. Una dosis letal de radiación a un humano es aproximadamente 10- 20 Gy. Esto es 10- 20 joules por kilogramo. Un pedazo de grafito de 1 cm³ pesando 2 gramos absorbería alrededor de 20- 40 mJ. Con una capacidad calorífica específica de alrededor de 700 J•kg−1•K−1, la temperatura se adecuaría a un aumento de apenas 20 mK.
-==Dosis interna==
+== Dosis interna ==
 La dosis interna tiene por objeto estimar el riesgo radiológico debido a la penetración de partículas radiactivas en el interior del organismo (ingestión, inhalación, inyección, heridas, etc.) para ello se modeliza su distribución en el organismo a largo plazo. Para ello se utiliza el concepto de dosis efectiva.
-==Dosimetría Médica==
+== Dosimetría Médica ==
 {{AP|Treatment planning}}
 La dosimetría médica es el cálculo de la dosis absorbida y la optimización de la entrega de la dosis en la radioterapia. Es comúnmente realizado por un dosimetrista médico profesional con un entrenamiento específico en el campo. Con el fin de planear la entrega de la radioterapia, la radiación producida por las fuentes está usualmente caracterizada por la profundidad de la curva de porcentaje de la dosis y por los perfiles de la dosis medidos por físicos médicos.
-==Dosimetría Personal Fílmica Tipo Film Monitores==
+== Dosimetría Personal Fílmica Tipo Film Monitores ==
-El dosímetro personal es un detector de radiaciones de tipo ionizantes, tales como las provenientes de los equipos de radiodiagnóstico o fuentes radiactivas, cuyo principal objetivo es integrar las dosis de radiación recibidas por el personal ocupacionalmente expuesto a dicho agente de riesgo, durante un determinado periodo.  Los resultados provenientes del análisis de los dosímetros personales permiten evaluar cuantitativamente el grado de exposición ocupacional del personal que se desempeña en los distintos servicios. Esta información, es fundamental a la hora de determinar si las dosis de radiación recibidas por el personal, están o no, dentro de los límites establecidos como razonablemente seguros en la legislaciones vigentes.
+El dosímetro personal es un detector de radiaciones de tipo ionizantes, tales como las provenientes de los equipos de radiodiagnóstico o fuentes radiactivas, cuyo principal objetivo es integrar las dosis de radiación recibidas por el personal ocupacionalmente expuesto a dicho agente de riesgo, durante un determinado periodo. Los resultados provenientes del análisis de los dosímetros personales permiten evaluar cuantitativamente el grado de exposición ocupacional del personal que se desempeña en los distintos servicios. Esta información, es fundamental a la hora de determinar si las dosis de radiación recibidas por el personal, están o no, dentro de los límites establecidos como razonablemente seguros en la legislaciones vigentes.
-Si se tiene en cuenta además, que los efectos clínicamente observables, de las radiaciones ionizantes, comienzan a manifestarse a niveles de dosis muy por encima de los límites establecidos en la reglamentación nacional, se puede inferir, que la manera más eficiente de desarrollar un programa de vigilancia epidemiológica del personal ocupacionalmente expuesto, es justamente a través del análisis de los resultados dosimétricos. Este criterio es importantísimo, si se considera además, que el agente físico en cuestión, no presenta umbral, vale decir, si se establece una correlación entre la dosis versus la probabilidad de ocurrencia de daño, la curva que representa el fenómeno, intersecta el origen del plano coordenado.
+Si se tiene en cuenta además, que los efectos clínicamente observables, de las radiaciones ionizantes, comienzan a manifestarse a niveles de dosis muy por encima de los límites establecidos en la reglamentación nacional, se puede inferir, que la manera más eficiente de desarrollar un programa de vigilancia epidemiológica del personal ocupacionalmente expuesto, es justamente a través del análisis de los resultados dosimétricos. Este criterio es importantísimo, si se considera además, que el agente físico en cuestión, no presenta umbral, vale decir, si se establece una correlación entre la dosis versus la probabilidad de ocurrencia de daño, la curva que representa el fenómeno, interseca el origen del plano coordenado.
-==Legislación vigente:==
-Argentina: Ley 17557 - Normas para la instalación y utilización de equipos de Rayos X
+== Véase también ==
-LEY 17557 PODER EJECUTIVO NACIONAL (PEN)Equipos de Rayos X - Normas para la instalación y utilización de equipos. Sanción: 27/11/1967; Promulgación: 27/11/1967; Boletín Oficial 05/12/1967 En uso de las atribuciones conferidas por el artículo 5 del Estatuto de la Revolución Argentina, EL PRESIDENTE DE LA NACION ARGENTINA SANCIONA Y PROMULGA CON FUERZA DE LEY: Instalación de equipos de Rayos x: ARTICULO 1.- Decláranse sometidas a las disposiciones de esta ley la instalación y utilización en todo el territorio del país de equipos específicamente destinados a la generación de "Rayos X" cualquiera sea su campo de aplicación y objeto a que se los destine, a fin de asegurar el adecuado nivel de idoneidad y la protección del personal afectado al servicio de dichos equipos; la observancia de normas básicas de seguridad de los mismos, sus instalaciones y lugares de funcionamiento y la determinación de responsables por su tenencia, aplicación y manejo. ARTICULO 2.- Los equipos e instalaciones a que se refiere el artículo anterior deberán ser habilitados de acuerdo a las condiciones reglamentarias de esta ley por las autoridades de Salud Pública de la Nación, de las provincias o de la Municipalidad de la Ciudad de Buenos Aires según corresponda de acuerdo al lugar de su instalación; las mismas autoridades tendrán a su cargo el control que se deberá mantener ulteriormente sobre el funcionamiento y manejo de dichos equipos. ARTICULO 3.- Sin perjuicio de lo dispuesto en el artículo 2 la autoridad nacional de Salud Pública podrá concurrir por sí para hacer cumplir o para verificar el cumplimiento de esta ley y de su reglamentación en cualquier parte del territorio de la Nación. La autoridad nacional de Salud Pública podrá también concertar con las provincias y con la Municipalidad de la Ciudad de Buenos Aires los acuerdos necesarios para proporcionar asistencia y cooperación a los fines de esta ley. ARTICULO 4.- Las infracciones a las disposiciones de esta ley y a las de su reglamentación se sancionarán, según la gravedad y circunstancia de cada caso y sin perjuicio de las previsiones pertinentes del Código Penal, de acuerdo a las siguientes prescripciones: a) Multa de diez mil pesos moneda nacional ($ 10.000) a un millón de pesos moneda nacional ($ 1.000.000); b) Suspensión o cancelación de la habilitación de los equipos y sus instalaciones; c) Suspensión o cancelación de la autorización acordada a los profesionales y/o técnicos que tengan a su cargo el manejo, uso y aplicación de los equipos e instalaciones en infracción; d) Decomiso de los equipos; e) Clausura temporal, total o parcial, de los consultorios, clínicas, establecimientos o entidades de cualquier naturaleza, carácter o dependencia responsables de la tenencia, uso y aplicación de los equipos en infracción. Durante el tiempo de su vigencia las sanciones previstas en los incisos b) y c) no permitirán la rehabilitación en ningún lugar del país cualquiera sea la jurisdicción en que se hayan aplicado. ARTICULO 5.- Contra las disposiciones administrativas firmes que se dicten como consecuencia de esta ley podrá interponerse dentro del quinto día hábil y de acuerdo a las normas reglamentarias recurso de apelación ante el tribunal competente según la autoridad que las haya dictado. Mientras se resuelva en definitiva, la interposición y sustanciación del recurso aludido no impedirá el cumplimiento de las sanciones apeladas. ARTICULO 6.- Las acciones tendientes a hacer efectivas las sanciones que se impongan de acuerdo al artículo 4 prescribirán a los cinco (5) años de cometida la infracción; dicha prescripción se interrumpirá por la comisión de cualquier otra infracción a la presente ley o a su reglamentación. ARTICULO 7.- Las multas que prevé el artículo 4 serán aplicadas por la autoridad de Salud Pública que constate la infracción. En el orden nacional su producido ingresará al Fondo Nacional de la Salud con las formalidades contables y el destino que establezca la reglamentación de acuerdo a los fines de esta ley. La recaudación que por igual concepto practiquen las provincias o la Municipalidad de la Ciudad de Buenos Aires, se ingresará de acuerdo a lo que en cada jurisdicción se disponga al respecto y se dedicará a los mismos fines determinados en el párrafo anterior. Con respecto a las tasas que se impongan por aplicación del Artículo 9, inciso f), se aplicará análogo criterio. ARTICULO 8.- Los gastos que demande el cumplimiento de la presente ley y sus disposiciones reglamentarias, serán atendidos en el orden nacional con cargo a los recursos que el Ministerio de Bienestar Social (Secretaría de Estado de Salud Pública) prevea a tal efecto. Cada una de las provincias y la Municipalidad de la Ciudad de Buenos Aires, harán lo propio en sus respectivos ámbitos jurisdiccionales dentro de las asignaciones específicamente relativas a las actividades de Salud Pública. ARTICULO 9.- El Poder Ejecutivo nacional (Ministerio de Bienestar Social, Secretaría de Estado de Salud Pública) reglamentará las disposiciones de la presente ley dentro de los noventa días de su promulgación, teniendo especialmente en cuenta los siguientes aspectos fundamentales: a) Establecimiento, por parte de las autoridades de Salud Pública, nacionales, provinciales y de la Municipalidad de la Ciudad de Buenos Aires, de sendos registros catastrales de todos los equipos generadores de "Rayos X" existentes en el país; su organización uniforme en todo el país para facilitar el procesamiento de la información que permanentemente deberán intercambiar las citadas autoridades. El registro que de acuerdo a las disposiciones de este inciso esté a cargo de la autoridad nacional tendrá carácter de Registro Nacional. b) Servicio de dosimetría individual para la determinación y evaluación de las dosis de radiación recibidas por el personal afectado al manejo y utilización de equipos; implantación de un documento individual al efecto. Consignación de estas referencias como complemento de los datos a procesar de acuerdo al inciso a). c) Determinación de responsables por la tenencia y utilización de los equipos a todos los efectos vinculados con esta ley. Estos datos se procesarán también como complemento de los indicados en el inciso a). d) Normas básicas de seguridad que deberán satisfacer los equipos, instalaciones y locales de funcionamiento; métodos y sistemas de interpretación y aplicación de dichas normas. Determinación de plazos para la adaptación de los equipos, instalaciones y locales habilitados con anterioridad a la vigencia de esta ley a los requisitos de referencia. e) Condiciones de idoneidad indispensables para la habilitación del personal profesional, técnico y auxiliar afectado al manejo y utilización de los aludidos equipos. Evaluación de antecedentes para habilitación profesional. Cursos de capacitación sobre radiodosimetría y seguridad radiológica. f) Determinación de tasas por servicios que se presten como consecuencia de la aplicación de esta ley. ARTICULO 10.- Comuníquese, publíquese, dése a la Dirección Nacional del Registro Oficial y archívese. ONGANIA - Alvarez. (Fuente: Lecsifilm Dosimetría Personal en Facebook)
+* [[Dosímetro]]
+* [[Radiología]]
+* [[Lecsifilm]]
+== Enlaces externos ==
-==Véase también==
+* [https://web.archive.org/web/20150121220110/http://www.nucleonica.net/wiki/index.php/Help%3ADosimetry_%26_Shielding Nucleonica Wiki on Dosimetry & Shielding]
-* [[Dosimeter]]
-==Enlaces externos==
-* [http://www.nucleonica.net/wiki/index.php/Help:Dosimetry_%26_Shielding Nucleonica Wiki on Dosimetry & Shielding]
 * [http://www.nucleonica.net/ Nucleonica website]
 * [http://www.iprltda.cl/noticias/dosimetria-personal/ Instituto de Protección Radiológica. Chile]
-* [http://www.alsadosimetria.com.mx/ ALSA Dosimetría (Dosímetros OSL).  México]
+* [http://www.alsamx.com/ ALSA Dosimetría (Dosímetros OSL). México]
-* [http://www.nucleonica.net/wiki/index.php/Help:Karlsruhe_Nuclide_Chart The Karlsruhe Nuclide Chart]
+* [https://web.archive.org/web/20100206105800/http://www.nucleonica.net/wiki/index.php/Help%3AKarlsruhe_Nuclide_Chart The Karlsruhe Nuclide Chart]
+* [http://scisa.es/dosimetria/ Uso y Aplicaciones de la Dosimetría]
-* www.facebook.com/lecsifilmdosimetria
+== Referencias ==
+{{listaref}}
+{{Control de autoridades}}
 [[Categoría:Física médica]]
 [[Categoría:Física nuclear]]