carné radiológico

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CSN Instrucción IS-01,reguladora del carnéradiológico

Instrucción de 31 de mayo de 2001, delConsejo de Seguridad Nuclear, número IS-01 por la que se define el formato ycontenido del documento individual deseguimiento radiológico (carné radiológico)regulado en el Real Decreto 413/1997

El Real Decreto 413/1997, de 21 de marzo, so-

bre protección operacional de los trabajadores

externos con riesgo de exposición a radiaciones

ionizantes por intervención en zona controlada

(Boletín Oficial del Estado número 91, de 16 de

abril de 1997), establece la obligatoriedad en el

caso de los trabajadores externos, de utilizar un

documento individual de seguimiento radiológi-

co (en adelante carné radiológico) como un ins-

trumento para el registro de datos, donde se re-

cogen los aspectos oportunos relativos al

trabajador procedentes de la aplicación del sis-

tema de vigilancia radiológica.

En el artículo 7 del citado Real Decreto se de-

finen los aspectos relativos al carné radiológico

y se indica que el Consejo de Seguridad Nuclear

tiene la facultad para establecer el formato y

contenido del documento individual de segui-

miento radiológico, así como su modificación en

función de circunstancias relevantes.

Si bien la utilización del carné radiológico en

España está implantada desde el año 1990, el

Real Decreto establece las bases legales para su

utilización así como las responsabilidades de las

diferentes partes implicadas en la protección

operacional de los trabajadores externos: em-

presa, instalación y trabajadores.

Por otra parte, el 13 de mayo de 1996, el Consejo

de Ministros de la Unión Europea aprobó la

Directiva 96/29 EURATOM por la que se esta-

blecen las normas básicas relativas a la protec-

ción sanitaria de los trabajadores y de la pobla-

ción contra los riesgos derivados de las

radiaciones ionizantes, donde se introducen los

nuevos límites de dosis para los trabajadores pro-

fesionalmente expuestos, y cuya entrada en vigor

en nuestro país se producirá tan pronto se aprue-

be la revisión del Real Decreto 53/1992, de 24

de enero, por el que se aprueba el Reglamento

sobre protección sanitaria contra radiaciones io-

nizantes, que supondrá la transposición a la le-

gislación española de dicha Directiva.

Lo anteriormente expuesto ha hecho imprescin-

dible la revisión del actual carné radiológico y

su sustitución por otro de nuevo formato y con-

tenido que se adapte a la nueva situación legal,

que surge del Real Decreto 413/1997, y de la le-

gislación nacional que transponga la Directiva

96/29 EURATOM.

En virtud de todo lo anterior, y de conformidad

con la habilitación legal prevista en el artículo

2) de la Ley 15/1980, de 22 de abril, de crea-

ción del Consejo de Seguridad Nuclear, según la

redacción otorgada por la disposición adicional

primera de la Ley 14/1999, de 4 de mayo, pre-

via consulta a los sectores afectados, tras los in-

formes técnicos oportunos, este Consejo de

Seguridad Nuclear, en su reunión del día 31 de

mayo de 2001 ha acordado lo siguiente:

Primero. Objeto y ámbito de aplicación

La presente Instrucción del Consejo de Seguri-

dad Nuclear tiene por objeto definir el formato

y contenido del documento individual de se-

guimiento radiológico (carné radiológico), esta-

blecido en el artículo 7 del Real Decreto

413/1997, de 21 de marzo, y será de aplicación

a las empresas externas, instalaciones y trabaja-

dores externos.

En relación con el ámbito de aplicación del car-

né radiológico se establece lo siguiente:

1. De conformidad con lo establecido en el ar-

tículo 1 del Real Decreto 413/1997, la utilización

del carné radiológico será de aplicación a los tra-

3

bajadores externos con riesgo de exposición a las

radiaciones ionizantes al intervenir en zona con-

trolada. A estos efectos serán de aplicación las

definiciones contenidas en los apartados b), d) y

e) del artículo 2 del citado Real Decreto 413/1997.

La aplicabilidad del carné radiológico a los tra-

bajadores de empresas titulares de varias insta-

laciones nucleares o radiactivas, que puedan

realizar cualquier tipo de actividad en más de

una zona controlada, se determinará en cada

caso en función de la organización establecida

en la empresa para la aplicación del sistema de

vigilancia radiológica.

2. La emisión del carné radiológico no será ne-

cesaria en el caso de que el trabajador externo

disponga de un documento de seguimiento ra-

diológico emitido en un país perteneciente a la

Unión Europea.

3. Los trabajadores externos de empresas pro-

cedentes de un país no comunitario podrán pre-

sentar en sustitución del carné radiológico la do-

cumentación y certificados que acrediten el

cumplimiento de lo establecido en la legislación

vigente.

Segundo. Definiciones

Las definiciones de los términos y conceptos con-

tenidos en el carné radiológico se corresponden

con los contenidos en el Reglamento sobre pro-

tección sanitaria contra las radiaciones ioni-

zantes y, en el caso de términos o conceptos no

definidos en el Reglamento citado anteriormen-

te, al Real Decreto sobre protección operacional

de los trabajadores externos con riesgo de expo-

sición a radiaciones ionizantes por intervención

en zona controlada.

Tercero. Formato y contenido del carné ra-

diológico

De conformidad con lo dispuesto en el artículo

7, apartado 4, del Real Decreto 413/1997 de 21

de marzo, y teniendo en cuenta los preceptos

contenidos en la Directiva 96/29 EURATOM, el

formato y contenido del carné radiológico será el

establecido en el anexo I. El formato y conteni-

do de la ficha de control de distribución del car-

né radiológico será la establecida en el anexo II.

Cuarto. Obligaciones de la empresa externa

y de la instalación

4.1. Obligaciones de la empresa externa:

a) Registrar en el carné radiológico las dosis

asignadas por el sistema dosimétrico oficial.

b) Solicitar del Consejo de Seguridad Nuclear y

asignar a cada trabajador el carné radiológico y

garantizar que dicho documento esté continua-

mente actualizado a los efectos oportunos.

c) Cumplimentar los siguientes apartados del

carné radiológico:

• Datos de emisión del carné.

• Identificación personal del trabajador.

• Apartado 1. «Información a cumplimentar por

la empresa externa en la apertura del carné».

• Apartado 2. «Información relativa a los cam-

bios de empresa a cumplimentar por la em-

presa externa».

• Apartado 6.3. «Ficha dosimétrica a cumpli-

mentar por el responsable de la empresa ex-

terna o persona delegada».

d) Garantizar la cumplimentación, por las enti-

dades correspondientes, de los siguientes apar-

tados del carné radiológico:

• Apartado 4. «Resultados de la vigilancia médi-

ca a cumplimentar por el servicio de preven-

ción».

• Apartado 5.1. «Formación básica en protec-

ción radiológica».

4

• Apartado 6.1. «Dosis por contaminación in-

terna (mSv) a cumplimentar por el servicio de

dosimetría» cuando el servicio técnico que

haya efectuado la determinación de dosis sea

independiente del titular de la instalación.

4.2. Obligaciones del titular de la instalación:

a) Cumplimentar los siguientes apartados del

carné radiológico:

• Apartado 3. «Información relativa a instala-

ciones nucleares o radiactivas en las que ha

prestado o presta servicio el trabajador».

• Apartado 6.2. «Ficha dosimétrica a cumpli-

mentar por el titular de la instalación o per-

sona delegada».

b) Garantizar la cumplimentación, por las en-

tidades correspondientes, de los siguientes apar-

tados del carné radiológico:

• Apartado 5.2. «Formación específica en pro-

tección radiológica».

• Apartado 6.1. «Dosis por contaminación in-

terna (mSv) a cumplimentar por el servicio de

dosimetría» cuando el servicio técnico que

haya efectuado la determinación de dosis sea

dependiente del mismo.

Quinto. Condiciones de uso

5.1. El carné radiológico es un documento pú-

blico, personal e intransferible, que será con-

servado en adecuadas condiciones.

5.2. El propietario del carné radiológico deberá

colaborar con su empresa y con el titular de la

instalación en la que efectúe la actividad para

la correcta cumplimentación, custodia y conser-

vación de este documento.

Sexto. Vigencia o validez

El carné radiológico tendrá una validez de tres

años desde su emisión o renovación. Una vez

transcurrido este período se procederá a su re-

novación, independientemente del estado de

cumplimentación del mismo. Es responsabilidad

del titular del carné (trabajador) el mantenimien-

to en condiciones adecuadas de los carnés ra-

diológicos caducados.

Séptimo. Condiciones de emisión/renovación

7.1. El carné radiológico lo emitirá única y ex-

clusivamente la empresa con la cual el trabaja-

dor tenga establecido el contrato laboral (inde-

pendiente de que la gestión administrativa

asociada se realice a través de medios propios o

contratados), tanto si se trata de la primera emi-

sión del citado carné como de una renovación.

7.2. El responsable de la empresa externa en re-

lación con la gestión de este documento será

aquel que figure como tal en el Registro de

Empresas Externas del Consejo de Seguridad

Nuclear o persona delegada.

7.3. Para la emisión/renovación del carné la

empresa externa solicitará al Consejo de

Seguridad Nuclear las unidades que necesite, es-

pecificando si se trata de la primera emisión o

de su renovación.

7.4. En los casos de primera emisión del carné

radiológico el Consejo de Seguridad Nuclear pro-

porcionará a la empresa externa la ficha de con-

trol de distribución del carné radiológico, cuyo

formato se incluye como anexo II de la presente

Instrucción. Una vez emitido el carné radiológico

y cumplimentada la ficha de control asociada de-

berá remitirse al Consejo de Seguridad Nuclear la

parte correspondiente de la citada ficha.

7.5. El número de identificación del carné será

el número del Documento Nacional de Identidad

del titular del carné tanto si se trata de la pri-

mera emisión como de una renovación. En el

caso de trabajadores extranjeros que no dispon-

gan de un documento de identificación nacio-

5

nal, se utilizará el número relacionado con la

prestación sanitaria o cualquier otro que identi-

fique de forma permanente al individuo.

7.6. En el apartado «número de edición/renova-

ción» de la contraportada del carné, la empre-

sa externa especificará el orden de renovación,

siendo este el «01» en el caso de la primera emi-

sión del carné.

Octavo. Pérdida/deterioro del carné

La empresa externa deberá llevar a cabo las si-

guientes acciones:

a) Enviar al CSN una declaración firmada por el

titular del carné especificando las circunstancias

acaecidas en relación con el extravío/deterioro

del mismo.

b) Emitir un nuevo carné con el mismo núme-

ro que el anterior. En el apartado «observacio-

nes» de la contraportada del carné se hará cons-

tar la frase «sustituye, por extravío/deterioro, al

emitido en fecha».

c) Cumplimentar los datos dosimétricos previos

a la emisión del carné sobre la base de los da-

tos recopilados en el historial dosimétrico del ti-

tular del mismo.

d) Gestionar la cumplimentación de los aparta-

dos de vigilancia médica, formación y dosime-

tría interna. En caso necesario se realizará un

nuevo reconocimiento médico, curso de forma-

ción o control de dosimetría interna.

e) Archivar la documentación justificativa de la

emisión del nuevo carné.

Noveno. Infracciones y sanciones

Sin perjuicio de las responsabilidades civiles, pe-

nales o de otro orden en que se pueda incurrir,

los hechos que constituyan infracción de las dis-

posiciones de esta Instrucción General, serán

sancionables de conformidad con lo establecido

en el Capítulo XIV de la Ley 25/1964, de 29 de

abril, sobre Energía Nuclear, en la redacción

dada al mismo por la disposición adicional quin-

ta de la Ley 54/1997, de 27 de noviembre, del

Sector Eléctrico, siéndole asimismo de aplicación

lo dispuesto en el vigente artículo 94.2 de la ci-

tada Ley 25/1964.

Disposición transitoria primera

Se mantiene el formato y contenido del carné

radiológico en uso, hasta la fecha de entrada en

vigor de la presente disposición.

Disposición transitoria segunda

A partir del día 1 de septiembre de 2001, po-

drán solicitarse al Consejo de Seguridad Nu-

clear los carnés radiológicos cuyo formato y

contenido estará adaptado a lo establecido en

el anexo I.

Disposición derogatoria única

Queda derogada cualquier norma de igual o in-

ferior rango que se oponga a la presente

Instrucción.

Disposición final única

La presente Instrucción entrará en vigor el día

1 de enero de 2002.

Madrid, 31 de mayo de 2001.—El Presidente,

Juan Manuel Kindelán y Gómez de Bonilla.

Ilmo. Sr. Secretario general del Consejo de

Seguridad Nuclear.

6

7

ANEXO I

1er apellido: .........................................................

2.º apellido:.........................................................

Nombre: ..............................................................

N.º Carné Radiológico: ......................................

(DNI. Tarjeta de residencia)..............................

DATOS DE EMISIÓN DEL PRESENTE CARNÉ(A CUMPLIMENTAR POR LA EMPRESA EXTERNA)

............................................................................

N.º empresa externa//CIF..................................

Fecha de emisión:..............................................

N.º de edición/renovación: ...............................

Observaciones:....................................................

IDENTIFICACIÓN PERSONAL DEL TRABAJADOR/A(A CUMPLIMENTAR POR LA EMPRESA EXTERNA)

1er apellido: ..............................................................

2.º apellido: .............................................................

Nombre: ...................................................................

N.º Carné Radiológico: ...........................................

(DNI. Tarjeta de residencia)...................................

N.º de la Seguridad Social: ....................................

Sexo: varón/mujer (subrayar lo que proceda)

Fecha de nacimiento: .............................................

Nacionalidad: ...........................................................

ESCUDO DE ESPAÑA

LOGOTIPO DEL CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEARCARNÉ RADIOLÓGICO

ESPAÑA

Sello de la empresaemisora del carné(firma del responsableo persona delegada)

Firma deltrabajador/a

8

ÍNDICE

• Datos de emisión del carné radiológico (a cumplimentar por la empresa externa).

• Identificación personal del trabajador (a cumplimentar por la empresa externa).• Directrices para la cumplimentación del carné radiológico.• Información general.• Apartado 1: información a cumplimentar por la empresa externa en la apertura del

carné:

1.1. Domicilio del titular.1.2. Historial dosimétrico hasta la fecha de emisión del presente carné:

1.2.1. Dosis vida.1.2.2. Dosis efectiva de los últimos 5 (cinco) años.

• Apartado 2: Información relativa a cambios de empleo a cumplimentar por la em-presa externa.

• Apartado 3: Información relativa a instalaciones nucleares o radiactivas en las queha prestado o presta servicio el trabajador (a cumplimentar por la instalación).

• Apartado 4: Resultados de la vigilancia médica a cumplimentar por el servicio deprevención.

• Apartado 5: Información relativa a la formación en protección radiológica a cum-plimentar por la entidad o persona responsable del curso.

5.1. Formación básica en Protección Radiológica (obligación de la empresa externa).5.2. Formación específica en Protección Radiológica (obligación de la instalación).

• Apartado 6: Información dosimétrica.

6.1. Dosis por contaminación interna a cumplimentar por el servicio de dosimetría.6.2. Ficha dosimétrica a cumplimentar por el titular de la instalación o persona de-

legada.

6.3. Ficha dosimétrica a cumplimentar por el responsable de la empresa externao persona delegada.6.3.1. Dosimetría oficial.6.3.2. Dosis por exposición no uniforme.

DIRECTRICES PARA LA CUMPLIMENTACIÓN DEL CARNÉ RADIOLÓGICO

A.- Información a cumplimentar por la empresa externa:

• Datos de emisión del carné.• Identificación personal del trabajador/a.• Apartado 1.• Apartado 2.• Apartado 6.3.• Apartado 6.1 cuando el servicio técnico que haya efectuado la determinación de

dosis sea independiente del titular de la instalación.• Garantizar la cumplimentación de los apartados 4 y 5.1 por las entidades corres-

pondientes.

B.- Información a cumplimentar por el titular de la instalación:

• Apartado 3.• Apartado 6.2.• Apartado 6.1 cuando el servicio técnico que haya efectuado la determinación de

dosis sea dependiente del mismo.• Garantizar la cumplimentación del apartado 5.2 por las entidades correspon-

dientes.

INFORMACIÓN GENERAL

A. OBJETO DEL CARNÉ

• El presente carné radiológico constituye el documento individual para el segui-miento radiológico de uso obligatorio para los trabajadores externos con riesgode exposición a radiaciones ionizantes por intervención en zona controlada, deacuerdo con el Real Decreto 413/1997, de 21 de marzo (BOE nº 91 de 16 de abrilde 1997).

B. CONDICIONES DE USO

• El presente carné, documento público, personal e intransferible, será conservadoen adecuadas condiciones.

• El propietario del mismo deberá colaborar con su empresa y con el titular de lainstalación en la que intervenga para la correcta cumplimentación, custodia y con-servación de este documento, en base al contenido del artículo 6 del Real Decreto413/1997.

C. ÁMBITO DE APLICACIÓN

• El carné radiológico será obligatorio para los trabajadores externos pertenecientesa empresas españolas.

• La emisión del presente carné no será necesaria en el caso de que el trabajadorexterno disponga de un documento de seguimiento radiológico emitido en un paísperteneciente a la Comunidad Europea.

• Los trabajadores externos de empresas procedentes de un país no comunitariopodrán presentar en sustitución del carné radiológico la documentación y cer-tificados que acrediten el cumplimiento de lo establecido en la legislación vigente.

D. TEMPORALIDAD

• El presente carné tiene una validez de tres años desde su emisión o renovación.Una vez transcurrido este período se procederá a su renovación, independiente-mente del estado de cumplimentación del mismo.

E. CONDICIONES DE EMISIÓN/RENOVACIÓN

1. El carné radiológico lo emitirá única y exclusivamente la empresa con la cual eltrabajador tenga establecido el contrato laboral (independiente de que la gestiónadministrativa asociada se realice a través de medios propios o contratados), tan-to si se trata de la primera emisión del citado carné como de una renovación.

2. El responsable de la empresa externa en relación con la gestión de este docu-mento será aquel que figure como tal en el Registro Oficial de Empresas Externasdel CSN o persona delegada.

3. Para la emisión/renovación del carné la empresa externa solicitará al Consejo deSeguridad Nuclear las unidades que necesite, especificando si se trata de la pri-mera emisión o de su renovación.

4. El número de identificación del carné será el número del Documento Nacionalde Identidad del titular del carné, tanto si se trata de la primera emisión comode una renovación. En el caso de trabajadores extranjeros que no dispongan deun documento de identificación nacional, se utilizará el número relacionado conla prestación sanitaria o cualquier otro que identifique de forma permanente alindividuo.

5. En el apartado “nº de edición/renovación” de la contraportada del carné, la em-presa externa especificará el orden de renovación, siendo este el “01” en el casode la primera emisión del carné.

F. PÉRDIDA/DETERIORO DEL CARNÉ

La empresa externa deberá llevar a cabo las siguientes acciones:

1. Enviar al CSN una declaración firmada por el titular del carné, especificando lascircunstancias acaecidas en relación con el extravío/deterioro del mismo.

2. Emitir un nuevo carné con el mismo número que el anterior. En el apartado “ob-servaciones” de la contraportada del carné se hará constar la frase «sustituye, porextravio/deterioro, al emitido en fecha...».

3. Cumplimentar los datos dosimétricos previos a la emisión del carné en base a losdatos recopilados en el historial dosimétrico del titular del mismo.

4. Gestionar la cumplimentación de los apartados de vigilancia médica, formación ydosimetría interna. En caso necesario se realizará un nuevo reconocimiento mé-dico, curso de formación o control de dosimetría interna.

5. Archivar la documentación justificativa de la emisión del nuevo carné.

9

G. RESUMEN DE LAS DISPOSICIONES LEGALES RELATIVAS A LA PROTECCIÓN OPERACIONAL DE LOS TRABAJADORES EXTERNOS (*)

DEFINICIONES

a) Zona controlada: zona sometida a regulación especial a efectosde protección contra las radiaciones ionizantes.

b) Trabajador externo: cualquier trabajador clasificado como pro-fesionalmente expuesto, según lo dispuesto en la legislación vi-gente, que efectúe actividades de cualquier tipo, en la zona con-trolada de una instalación nuclear o radiactiva y que estéempleado de forma temporal o permanente por una empresa ex-terna, incluidos los trabajadores en prácticas profesionales, apren-dices o estudiantes, o que preste servicios en calidad de traba-jador por cuenta propia.

c) Titular: persona física o jurídica que tiene, con arreglo a la le-gislación nacional, la responsabilidad y la autoridad sobre el ejer-cicio de alguna de las prácticas o actividades laborales previstasen el artículo 2 del Reglamento de Protección Sanitaria contralas Radiaciones Ionizantes.

d) Empresa externa: cualquier persona física o jurídica, distinta deltitular de la instalación, que haya de efectuar una actividad decualquier tipo en una zona controlada de una instalación nuclearo radiactiva.

f) Sistema de vigilancia radiológica: conjunto de medidas destina-das a aplicar, en lo que afecte a los trabajadores externos, lasdisposiciones legales correspondientes a la protección radiológi-ca contra las radiaciones ionizantes.

g) Documento individual de seguimiento radiológico: instrumentopara el registro de datos, donde se recogen los aspectos opor-tunos relativos al trabajador, procedentes de la aplicación del sis-tema de vigilancia radiológica.

OBLIGACIONES DE LA EMPRESA EXTERNA

a) Obligaciones de la empresa externa

• Proporcionar a sus trabajadores la información y formación rela-tivas a la protección radiológica exigidas en ejecución de su tra-bajo, de acuerdo con lo establecido en la legislación vigente.

• Registrar en el documento individual de seguimiento radiológico(carné radiológico) las dosis asignadas por el sistema dosimétri-co oficial.

• Solicitar del Consejo de Seguridad Nuclear y asignar a cada tra-bajador el documento individual de seguimiento radiológico (car-né radiológico) y garantizar que dicho documento esté conti-nuamente actualizado a los efectos oportunos.

b) Documento individual de seguimiento radiológico: la empresaexterna deberá garantizar la cumplimentación de la siguiente in-formación:

• Al asignar el documento:

a) Datos relativos a la identidad del trabajador, incluyendo sexoy fecha de nacimiento.

b) Datos dosimétricos previos del trabajador.

c) Nombre, dirección, fecha de inscripción y número de registrode la empresa a la que en cada momento pertenezca el tra-bajador.

• Datos que han de incluirse al término de la actividad:

a) Dosis mensual asignada por el sistema dosimétrico oficial. Enel caso de exposición no uniforme se consignará la dosis a loscorrespondientes órganos o tejidos.

b) Dosis efectiva.

OBLIGACIONES DEL TITULAR DE LA INSTALACIÓN

• Posteriormente a la finalización de la actividad: registrar en el do-cumento individual de seguimiento radiológico (carné radiológi-co) los datos referentes a la instalación, período de la actividad,dosis operacional estimada como consecuencia del seguimientodosimétrico operacional que haya podido ser necesario y dosisinterna determinada por los servicios técnicos dependientes deltitular.

• Datos que han de incluirse al término de una actividad:

a) Identificación de la instalación.

b) Período cubierto por la actividad.

c) Dosis asignada provisionalmente por el sistema dosimétricooperacional.

d) Actividad incorporada y dosis efectiva comprometida en casode que el trabajo haya podido implicar riesgo de contamina-ción interna.

OBLIGACIONES DE LOS TRABAJADORES EXTERNOS

• Todo trabajador externo tiene la obligación de colaborar con losresponsables de protección radiológica, tanto de su empresacomo del titular de la instalación, en su protección contra las ra-diaciones ionizantes, cumpliendo las normas establecidas por losmismos.

(*) Legislación de referencia: Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el quese aprueba el Reglamento de Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes,Real Decreto 413/1997, de 21 de marzo, sobre protección operacional de los tra-bajadores externos con riesgo de exposición a radiaciones ionizantes por inter-vención en zona controlada.

101.2.2. DOSIS EFECTIVA DE LOS ÚLTIMOS 5 (CINCO) AÑOS (mSv) (sin contar año en curso)

(*) Reflejar aspectos relevantes en relación con las dosis recibidas por el trabajador, como por ejemplo dosis resultantes de exposiciones especialmente autorizadas.

El titular del presente carné , D/Dª ..................................................................................................................................... declara la validez de la información referente a datos personales, domicilio y datos de exposición y sobre formación en protección radio-lógica anterior a la fecha de emisión del presente carné.

Firma del titular del carné:

1. INFORMACIÓN A CUMPLIMENTAR POR LA EMPRESA EXTERNA EN LA APERTURA DEL CARNÉ1.1. DOMICILIO DEL TITULAR (a cumplimentar también en caso de cambio de los datos iniciales):

C/ ......................................................................................................................................................................................................................

Población: ............................................................................................... Provincia: ...................................................................................

Teléfono: ........................................................................................................ propio/aviso (subrayar lo que proceda)

C/ ......................................................................................................................................................................................................................



C/ ......................................................................................................................................................................................................................



1.2. HISTORIAL DOSIMÉTRICO HASTA LA FECHA DE EMISIÓN DEL PRESENTE CARNÉ

1.2.1. DOSIS VIDA (mSv)

EXPOSICIÓN EXTERNA CONTAMINACIÓNINTERNA

(1) Dosis DosisDosis por exposición no uniforme

Manos Antebrazo Pies Tobillos Cristalino Otras zonasprofunda superficial

DOSISEFECTIVA

[Suma de (1) y (2)]

Observaciones (reflejar aspectos relevantes en relación con las dosis recibidas por el trabajador, como por ejemplo dosis resul-tantes de exposiciones especialmente autorizadas). ................................................................................................................................................................................................................................................................................................................................................................

DOSIS EFECTIVA DE LOS ÚLTIMOS 5 (CINCO) AÑOS

AÑOEXPOSICIÓN CONTAMINACIÓN DOSIS EFECTIVAEXTERNA (1) INTERNA (2) [SUMA (1) Y (2)] OBSERVACIONES (*)

(2) Dosis efectivacomprometida

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12

(DOS PÁGINAS IGUALES)

3. INFORMACIÓN RELATIVA A INSTALACIONES NUCLEARES O RADIACTIVAS EN LAS QUE HA PRESTADO O PRESTA SERVICIO EL TRABAJADOR

(A CUMPLIMENTAR POR LA INSTALACIÓN) (*)

SELLO Y FIRMA DEL TITULAR INSTALACIÓN DIRECCIÓN

FECHA FECHADE LA INSTALACIÓNALTA BAJA

O PERSONA DELEGADA

(*) En caso de efectuar actividades de cualquier tipo en zona controlada no perteneciente a una instalación nuclear o radiactiva,este apartado deberá ser cumplimentado por el responsable de la instalación en la cual se ha realizado la actividad.

3. INFORMACIÓN RELATIVA A INSTALACIONES NUCLEARES O RADIACTIVAS EN LAS QUE HA PRESTADO O PRESTA SERVICIO EL TRABAJADOR

(A CUMPLIMENTAR POR LA INSTALACIÓN) (*)

SELLO Y FIRMA DEL TITULAR INSTALACIÓN DIRECCIÓN

FECHA FECHADE LA INSTALACIÓNALTA BAJA

O PERSONA DELEGADA

(*) En caso de efectuar actividades de cualquier tipo en zona controlada no perteneciente a una instalación nuclear o radiactiva,este apartado deberá ser cumplimentado por el responsable de la instalación en la cual se ha realizado la actividad.

13

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14

(NÚMERO DE PÁGINAS EN FUNCIÓN DE LAS CARACTERÍSTICAS QUE SE ESTABLEZCAN

POR EL CSN PARA EL PROGRAMA DE FORMACIÓN)

5. INFORMACIÓN RELATIVA A LA FORMACIÓN EN PROTECCIÓN RADIOLÓGICA ACUMPLIMENTAR POR LA ENTIDAD O PERSONA RESPONSABLE DEL CURSO

5.1. FORMACIÓN BÁSICA EN PROTECCIÓN RADIOLÓGICA (OBLIGACIÓN DE LA EMPRESA EXTERNA)5.1. (a cumplimentar por la entidad o persona responsable del curso)

FECHA CENTRO O EMPRESA FIRMA Y SELLO DEL RESPONSABLE DE OBSERVACIONESDE INSTRUCCIÓN LA ENTIDAD O PERSONA DELEGADA

FECHA CENTRO O EMPRESA FIRMA Y SELLO DEL RESPONSABLE DE OBSERVACIONESDE INSTRUCCIÓN LA ENTIDAD O PERSONA DELEGADA

5.2. FORMACIÓN ESPECÍFICA EN PROTECCIÓN RADIOLÓGICA (OBLIGACIÓN DE LA INSTALACIÓN)5.2. (a cumplimentar por la entidad o persona responsable del curso)

15

(CUATRO PÁGINAS IGUALES)

6.1. DOSIS POR CONTAMINACIÓN INTERNA (mSv) A CUMPLIMENTAR POR EL SERVICIO DE DOSIMETRÍA (*)(CONTINUACIÓN)

(*) Este apartado deberá ser cumplimentado por el responsable de la empresa externa o persona delegada, en el caso de que la determinación de las dosis hayan sido efectuadas por un servicio técnico independiente del titular de la instalación.

(**) Alta; baja; periódico (anual, semestral, ...); especial.(***) Reflejar aspectos relevantes en relación con las dosis recibidas por el trabajador, como por ejemplo dosis resultantes de ex-

posiciones especialmente autorizadas

Fecha de Fecha de Tipo deAi total Isótopos

Dosis efectivaObservaciones

(*) Sello y firma

asignación medida control(Bq)

comprometida(***)

del responsable

mes/año día/mes/año (**) E (τ)Servicio de Dosimetría

o persona delegada

6. INFORMACIÓN DOSIMÉTRICA

6.1. DOSIS POR CONTAMINACIÓN INTERNA (mSv) A CUMPLIMENTAR POR EL SERVICIO DE DOSIMETRÍA (*)

(*) Este apartado deberá ser cumplimentado por el responsable de la empresa externa o persona delegada, en el caso de que la determinación de las dosis hayan sido efectuadas por un servicio técnico independiente del titular de la instalación.

(**) Alta; baja; periódico (anual, semestral, ...); especial.(***) Reflejar aspectos relevantes en relación con las dosis recibidas por el trabajador, como por ejemplo dosis resultantes de ex-

posiciones especialmente autorizadas.

Fecha de Fecha de Tipo deAi total Isótopos

Dosis efectivaObservaciones

(*) Sello y firma

asignación medida control(Bq)

comprometida(***)

del responsable

mes/año día/mes/año (**) E (τ)Servicio de Dosimetría

o persona delegada

16

(TRES PÁGINAS IGUALES)

DOSIS POR IRRADIACIÓN EXTERNA, DOSIMETRÍA OPERACIONAL (mSv) (**)

AÑO MES/PERÍODO DOSIS REGISTRADA OBSERVACIONESSELLO Y FIRMA DEL TITULAR

DE LA INSTALACIÓN O PERSONA DELEGADA (*)

6.2. FICHA DOSIMÉTRICA A CUMPLIMENTAR POR EL TITULAR DE LA INSTALACIÓN O PERSONA DELEGADA (*)

(*) En caso de efectuar actividades de cualquier tipo en zona controlada no perteneciente a una instalación nuclear o radiacti-va, este apartado deberá ser cumplimentado por el responsable, o persona delegada, de la instalación en la cual se ha rea-lizado la actividad.

(**) El período de validez de la dosimetría operacional será de 90 días.

DOSIS POR IRRADIACIÓN EXTERNA, DOSIMETRÍA OPERACIONAL (mSv) (**)

AÑO MES/PERÍODO DOSIS REGISTRADA OBSERVACIONESSELLO Y FIRMA DEL TITULAR

DE LA INSTALACIÓN O PERSONA DELEGADA (*)

6.2. FICHA DOSIMÉTRICA A CUMPLIMENTAR POR EL TITULAR DE LA INSTALACIÓN O PERSONA DELEGADA (*) (CONTINUACIÓN)

(*) En caso de efectuar actividades de cualquier tipo en zona controlada no perteneciente a una instalación nuclear o radiacti-va, este apartado deberá ser cumplimentado por el responsable, o persona delegada, de la instalación en la cual se ha rea-lizado la actividad.

(**) El período de validez de la dosimetría operacional será de 90 días.

17


DOSIS

DOSIS EFECTIVA OBSERVACIONESSELLO Y FIRMA DELDOSIS EXTERNA INTERNA

[Suma de (1) y (2)] (***)RESPONSABLE DE LAEMPRESA EXTERNAMES (**)

(*)(1) Dosis Dosis (2) Dosisefectiva

profunda superficial comprometida

JULIO

AGOSTO

SEPTIEMBRE

OCTUBRE

NOVIEMBRE

DICIEMBRE

DOSIS EFECTIVA ACUMULADA EN LOS ÚLTIMOS 5 (cinco) AÑOS (cuatro más el año en curso):

DOSIS SUPERFICIAL (mSv) TOTAL AÑO ...........

AÑO TOTAL

DOSIS (mSv)

6.3. 6.3.1. DOSIMETRÍA OFICIAL AÑO ..........................

(*) Persona que figure como tal en el Registro Oficial de Empresas Externas del Consejo de Seguridad Nuclear o persona delegada (**) Las dosis mensuales son la suma de las dosis recibidas por el trabajador en el mes en curso en todas las instalaciones en las que haya prestado servicio.(***) Se reflejarán aspectos relevantes en relación con las dosis asignadas como por ejemplo dosis resultantes de exposiciones especialmente autorizadas, accidente o

emergencia.(2) Reflejar los datos correspondientes del apartado 6.1. “Dosis por contaminación interna”

DOSIS

DOSIS EFECTIVA OBSERVACIONESSELLO Y FIRMA DELDOSIS EXTERNA INTERNA

[Suma de (1) y (2)] (***)RESPONSABLE DE LAEMPRESA EXTERNAMES (**)

(*)(1) Dosis Dosis (2) Dosisefectiva

profunda superficial comprometida

ENERO

FEBRERO

MARZO

ABRIL

MAYO

JUNIO

6.3. FICHA DOSIMÉTRICA A CUMPLIMENTAR POR EL RESPONSABLE DE LA EMPRESA EXTERNA O PERSONA DELEGADA (*)

6.3. 6.3.1. DOSIMETRÍA OFICIAL AÑO ..........................

(*) Persona que figure como tal en el Registro Oficial de Empresas Externas del Consejo de Seguridad Nuclear o persona delegada (**) Las dosis mensuales son la suma de las dosis recibidas por el trabajador en el mes en curso en todas las instalaciones en las que haya pres-

tado servicio.(***) Se reflejarán aspectos relevantes en relación con las dosis asignadas como por ejemplo dosis resultantes de exposiciones especialmente au-

torizadas, accidente o emergencia.(2) Reflejar los datos correspondientes del apartado 6.1. “Dosis por contaminación interna”

18

6.3. 6.3.2. DOSIS POR EXPOSICIÓN NO UNIFORME (**). AÑO .......................

MES

DOSIS EXTERNA (mSv) SELLO Y FIRMADEL RESPONSABLE

Manos Antebrazos Pies Tobillos Cristalino Otras OBSERVACIONES Ó DE LA EMPRESAzonas EXTERNA (*)

ENERO

FEBRERO

MARZO

ABRIL

MAYO

JUNIO

6.3. FICHA DOSIMÉTRICA A CUMPLIMENTAR POR EL RESPONSABLE DE LA EMPRESA EXTERNA (*)

6.3. 6.3.2. DOSIS POR EXPOSICIÓN NO UNIFORME (**). AÑO .......................

(*) Persona que figure como tal en el Registro Oficial de Empresas Externas del Consejo de Seguridad Nuclear o persona delegada.(**) Cumplimentar únicamente cuando, debido a un riesgo de exposición no uniforme, se haya realizado un control de dosis.

MES

DOSIS EXTERNA (mSv) SELLO Y FIRMADEL RESPONSABLE

Manos Antebrazos Pies Tobillos Cristalino Otras OBSERVACIONES Ó DE LA EMPRESAzonas EXTERNA (*)

JULIO

AGOSTO

SEPTIEMBRE

OCTUBRE

NOVIEMBRE

DICIEMBRE

TOTAL AÑO

(*) Persona que figure como tal en el Registro Oficial de Empresas Externas del Consejo de Seguridad Nuclear o persona delegada.(**) Cumplimentar únicamente cuando, debido a un riesgo de exposición no uniforme, se haya realizado un control de dosis.


19

ANEXO II

(A CUMPLIMENTAR POR LA EMPRESA EXTERNA)

CARNÉ RADIOLÓGICO N.º

Expedido a:

APELLIDOS 1er ..........................................

APELLIDOS 2.º..........................................

NOMBRE: ..................................................

N.º de Carné Radiológico..................................

(D.N.I. Tarjeta de residencia)

N.º de la Seguridad Social: ...............................

Fecha emisión:....................................................

EXPEDIDO POR.................................................

(Nombre de empresa externa)

N.º Empresa externa//CIF .................................

————————————————————

Recibido el carné con fecha .............................

El titular del carné

(FIRMA)

EJEMPLAR PARA ARCHIVO DE LA ENTIDAD EMISORA

(A CUMPLIMENTAR POR LA EMPRESA EXTERNA)

CARNÉ RADIOLÓGICO N.º

Expedido a:

APELLIDOS 1er ..........................................

APELLIDOS 2.º..........................................

NOMBRE: ..................................................

N.º de Carné Radiológico..................................

(D.N.I. Tarjeta de residencia)

N.º de la Seguridad Social: ...............................

Fecha emisión:....................................................

EXPEDIDO POR.................................................

(Nombre de empresa externa)

N.º Empresa externa//CIF .................................

————————————————————

Recibido el carné con fecha .............................

El titular del carné

(FIRMA)

EJEMPLAR PARA REMITIR AL C.S.N. SUBDIRECCIÓN GENERALDE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA OPERACIONAL

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CSN Instrucción IS-02, sobreactividades de recargaen centrales nucleares

Instrucción de 10 de abrilde 2002, del Consejo deSeguridad Nuclear, número IS-02, por la que se regulala documentación sobreactividades de recarga encentrales nucleares de agualigeraPublicada en el BOE nº 159 de 4 de julio de 2002

Instrucción de 10 de abril de 2002, delConsejo de Seguridad Nuclear, número IS-02, por la que se regula ladocumentación sobre actividades de recargaen centrales nucleares de agua ligera

El artículo 2.a) de la Ley 15/1980, de 22 de abril,

de creación del Consejo de Seguridad Nuclear,

tras la modificación introducida por la disposi-

ción adicional primera de la Ley 14/1999, de 4

de mayo, de tasas y precios públicos por servicios

prestados por el Consejo de Seguridad Nuclear,

atribuye a este ente público la facultad de «ela-

borar y aprobar las instrucciones, circulares y

guías de carácter técnico relativas a las instala-

ciones nucleares y radiactivas y a las activida-

des relacionadas con la seguridad nuclear y la

protección radiológica» relacionadas con el fun-

cionamiento seguro, es decir, sin riesgos inde-

bidos para las personas o el medio ambiente,

de las instalaciones nucleares y radiactivas.

Hasta este momento, el Consejo de Seguridad

Nuclear ha venido aprobando numerosos docu-

mentos de carácter recomendatorio, en los que

venía informando a los titulares de las instala-

ciones y actividades nucleares y generadoras de

radiaciones ionizantes, de los parámetros, pro-

cedimientos y metodologías aplicables a la ex-

plotación o manipulación de sus equipos e ins-

talaciones, indicando a los operadores los

sistemas más adecuados para la aplicación y

cumplimiento de la reglamentación vigente del

sector.

En esta línea documental fue aprobada por el

Consejo la Guía de Seguridad GS-1.5, relativa a

la Documentación de actividades de recarga en

centrales nucleares de agua ligera, cuyo objeti-

vo era dar tratamiento a la documentación que

seria exigible por parte del Consejo de Seguri-

dad Nuclear, a título indicativo, para evaluar la

seguridad y correcta realización de los procesos

de renovación del combustible nuclear, siendo

así que la citada Guía procedía a la identifica-

ción de las actividades sobre las que es proce-

dente el envío de información al Consejo, los

contenidos de la misma y los plazos recomen-

dados para su presentación.

De hecho, es una realidad que buena parte de

la información suministrada por una central nu-

clear en relación con el proceso de recarga cons-

tituye la base para la operación del ciclo, tanto

desde el punto de vista de seguridad como del

conocimiento del comportamiento esperado del

núcleo durante el mismo.

No obstante, la versión vigente de la Guía no

aludía a las circunstancias en que la documen-

tación referida había de ser modificada a la vis-

ta de la evolución real del ciclo, además de que

se habían detectado otros problemas y desajus-

tes asociados a la falta de adaptación de la mis-

ma al estado actual de la técnica. Por otra par-

te, las recomendaciones de la Guía se han

incluido en los documentos oficiales de explo-

tación de las centrales, pasando a ser requisitos

de obligado cumplimiento. Todas estas circuns-

tancias han contribuido a la necesidad de pro-

ceder a actualizarla y sustituirla por la presente

Instrucción, la cual, a su vez, lejos del carácter

recomendatorio de la Guía, posee naturaleza y

rango de disposición administrativa de carácter

general, siendo pues de obligado cumplimiento

para todos los sujetos y entidades que se inte-

gren en su ámbito de aplicación.



2.a) de la Ley 15/1980, de 22 de abril, de Crea-


redacción otorgada por la disposición adicional


via consulta a los sectores afectados, y tras los

informes técnicos oportunos, este Consejo, en

su reunión del día 10 de abril de 2002, ha dis-

puesto lo siguiente:

3

Primero. Ámbito de aplicación

La presente Instrucción será de aplicación a los

titulares de las centrales nucleares de agua a pre-

sión (PWR) y de agua en ebullición (BWR), sal-

vo que se indique el tipo específico al que se

aplica.


Recarga: en sentido estricto, se entiende por «re-

carga» el conjunto de actividades encaminadas a

la renovación del combustible en una central nu-

clear. Sin embargo, en las centrales de agua li-

gera se englobará también bajo esta denomina-

ción todo el conjunto de actividades que se

realizan durante la parada para la renovación

del combustible, entendiéndoe a tal efecto que

dichas actividades incluyen las siguientes:

a) Diseño y análisis de seguridad de la recarga.

b) Manipulación del combustible.

c) Inspección del combustible.

d) Pruebas periódicas de vigilancia y pruebas

especiales.

e) Pruebas nucleares de arranque del ciclo.

f) Modificaciones de diseño.

g) Control y vigilancia radiológicos durante la

recarga

h) Inspección en servicio.

i) Mantenimiento correctivo y preventivo.

Las definiciones de los restantes términos y con-

ceptos utilizados en la presente Instrucción se

corresponden con los contenidos en las si-

guientes disposiciones:

Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energía Nu-

clear («Boletín Oficial del Estado» número 107,

de 4 de mayo, artículo segundo), modificada por

la Ley 54/1997, de 27 de noviembre, del Sector

Eléctrico («Boletín Oficial del Estado» número

285, del 28).

Ley 15/1980, de 22 de abril, de Creación del

Consejo de Seguridad Nuclear («Boletín Oficial

del Estado» número 100, del 25), modificada por

la Ley 14/1999, de 4 de mayo, de Tasas y Pre-

cios Públicos por servicios prestados por el Con-

sejo de Seguridad Nuclear («Boletín Oficial del

Estado» número 107, del 5).

Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por

el que se aprueba el Reglamento sobre Instala-

ciones Nucleares y Radiactivas («Boletín Oficial

del Estado» número 313, del 31).

Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el que

se aprueba el Reglamento sobre Protección Sa-

nitaria contra Radiaciones Ionizantes («Boletín

Oficial del Estado» número 178, del 26).

Tercero. Documentación de las actividades

de recarga

La documentación de la recarga a que se refie-

re la presente Instrucción, que deberá ser pre-

sentada ante el Consejo de Seguridad Nuclear

(CSN), en los casos y según los plazos previs-

tos en el articulado del presente texto, se com-

pone de los siguientes informes:

Informe de seguridad de la recarga (ISR).

Programa general de actividades de la recarga.

Información a suministrar durante la parada.

Informe final de la recarga.

Cuarto. Informe de seguridad de la recarga

(ISR)

4.1. Objetivos y aspectos generales del ISR.

4.1.1. El objetivo de los análisis de seguridad

de la recarga que se incluyen en el ISR será

demostrar que el núcleo resultante tras la re-

novación del combustible cumple los criterios

de seguridad establecidos en el Estudio de Se-

guridad (ES) de la central, y que, por consi-

guiente, la operación del núcleo de recarga es

segura según lo establecido en dicho docu-

mento y dentro de los límites y condiciones de

operación requeridos en los documentos ofi-

ciales de explotación y en la autorización de

4

explotación vigente. Estos análisis no precisan

aprobación explícita, si bien en los casos en

que de ellos se deriven cambios a las Especi-

ficaciones Técnicas de Funcionamiento o mo-

dificaciones que precisen autorización, éstos se

someterán a aprobación siguiendo los trámites

establecidos.

4.1.2. La metodología utilizada en los análisis in-

cluidos en el ISR debe ser la misma que se apli-

có para demostrar la seguridad de las recargas

anteriores de la misma central.

4.1.3. En aquellos casos en los que se modifi-

que la metodología, se deberá justificar, si-

guiendo lo establecido en la Guía de Seguridad,

del CSN, GS-1.11 «Modificaciones de diseño en

centrales nucleares», que dicha modificación no

requiere autorización, o, en caso contrario, se

deberá solicitar la autorización de la modifica-

ción antes de su utilización. En todos los casos,

siempre que haya cambios en la metodología de

análisis ello deberá indicarse de forma clara y

precisa dentro del ISR.

4.1.4. Siempre que se proponga un cambio de

las Especificaciones Técnicas de Funcionamien-

to de la planta como consecuencia de los aná-

lisis de seguridad de la recarga, la información

correspondiente debe incluirse en el ISR.

4.1.5. Cuando de la recarga se deriven cambios

en el contenido del ES, con independencia del

trámite de autorización específico que rige para

las revisiones de este documento, se recomien-

da que se incluya un borrador de los cambios

a introducir en el mismo

4.1.6. En aquellas recargas en las que se intro-

duzcan en el núcleo, por primera vez, elemen-

tos de demostración de un nuevo combustible,

deberá obtenerse previamente del CSN la acep-

tación del programa de elementos de demostra-

ción correspondiente, para lo que se presenta-

rá documentación en la que se justifiquen los

siguientes aspectos:

Se ha realizado una definición detallada de los

objetivos perseguidos con el programa, y se

han previsto las inspecciones y tareas de se-

guimiento necesarias para garantizar su cum-

plimiento.

El programa se ha diseñado de forma que las

condiciones de operación de los elementos de

demostración sean razonablemente representati-

vas del uso habitual del combustible, si bien tra-

tará de evitar que los elementos de demostra-

ción sean limitantes en el nuevo núcleo. En este

contexto, un elemento se considera limitante en

el núcleo si, en alguno de los análisis de segu-

ridad, es el que muestra menos margen respec-

to a los límites aplicables.

Cuando un elemento de demostración sea el ele-

mento limitante en el núcleo, esto se hará cons-

tar así en el ISR, indicando de forma explícita

las penalizaciones y conservadurismos adiciona-

les que se han asumido en los análisis de se-

guridad afectados para garantizar que quedan

cubiertas razonablemente las incertidumbres

(cálculo, metodológicas, parámetros de entrada,

etc.) que puedan derivarse de la falta de expe-

riencia operativa.

El número de elementos de demostración es el

más bajo posible compatible con los requisitos

de diseño de la recarga.

Se ha previsto que los elementos de demostra-

ción alcancen el quemado objetivo del nuevo

diseño, así como los mecanismos necesarios

para verificar que no se producen degradacio-

nes no previstas a lo largo del quemado.

El diseño de los elementos es compatible neu-

trónica, mecánica e hidráulicamente con los res-

tantes elementos del núcleo.

5

La metodología de diseño y evaluación de se-

guridad aceptada para esa planta sigue siendo

válida para los elementos de demostración. En

caso contrario, las modificaciones deberán tra-

tarse como se ha indicado en el párrafo 4.1.3 de

este apartado.

4.1.7. En el caso de que en la recarga se in-

troduzca en el núcleo un nuevo tipo de com-

bustible, y como soporte del trámite requerido

por constituir una modificación de las Especi-

ficaciones Técnicas de Funcionamiento, se pre-

sentará un análisis de los resultados de los pro-

g r a m a s d e d e m o s t r a c i ó n e n q u e h a y a

intervenido dicho combustible, junto con un in-

forme del diseño del elemento combustible en

el que se incluyan las características más rele-

vantes de su diseño nuclear, termohidráulico,

termomecánico y estructural, así como una jus-

tificación de que, en su caso, la introducción

del nuevo tipo de combustible no precisa au-

torización previa. Adicionalmente, se propor-

cionará una documentación equivalente a la

contenida en el ES para todos aquellos aparta-

dos que puedan verse afectados, que deberá ser

incorporada al mismo una vez aprobado el uso

del nuevo combustible. En el caso de que la

utilización del nuevo combustible introduzca

cambios en la metodología de análisis, éstos se

tratarán como ya se ha indicado en el párrafo

4.1.3 de este apartado.

4.1.8. Cuando en la recarga, aun manteniéndo-

se el mismo tipo de combustible de ciclos an-

teriores, se introduzcan modificaciones en su di-

seño neutrónico, termohidráulico o mecánico,

éstas se tratarán conforme a lo indicado en la

Guía de Seguridad GS-1.11, del CSN.

4.2. Información general a incluir en el ISR.

4.2.1. Los aspectos generales del análisis de la

recarga que debe contener el ISR serán como

mínimo los siguientes:

a) Mapa del núcleo utilizado para el análisis, en

el que se indique el tipo de combustible, el en-

riquecimiento y el quemado de cada elemento,

la posición de venenos neutrónicos y las fuen-

tes secundarias de neutrones, si hubiera.

b) Quemado medio supuesto para el final del

ciclo anterior, distribución axial de quemado

(BWR) y quemado de diseño previsto para el fi-

nal del nuevo ciclo. Ventana de quemado apli-

cable al análisis.

c) Valores nominles de los parámetros de dise-

ño para el ciclo de que se trate.

d) Cambios significativos que pueda haber en

la estrategia de operación respecto a ciclos an-

teriores (control de la distribución de potencia,

de los transitorios de xenón, extensiones del

mapa de operación, alargamiento de ciclo, se-

guimiento de carga, etc.).

e) Condiciones de operación de la central utili-

zadas como referencia para la realización de los

análisis de seguridad del ciclo y para generar la

información del diseño nuclear, identificando es-

pecíficamente las condiciones de operación dis-

tintas de las nominales no cubiertas por el ISR.

4.2.2. La estructura del documento y el orden

en que deben figurar los diferentes conceptos la

establecerá el titular según sus necesidades es-

pecíficas. Algunos de los contenidos menciona-

dos pueden no figurar explícitamente en el ISR,

siempre que se incluyan en otros documentos

específicos de la recarga [como el informe de

diseño nuclear (IDN), el informe de gestión del

ciclo (IGC) u otros], y que estos documentos se

remitan al CSN.

4.3. Información sobre el diseño nuclear.

4.3.1. Se incluirá la información cuantitativa que

se especifica a continuación, proporcionando va-

lores relativos al comienzo y al final del ciclo, va-

6

lores máximos y mínimos durante el ciclo o cur-

vas de variación del parámetro de que se trate.

Los parámetros requeridos son los siguientes:

a) Concentraciones críticas de boro.

b) Márgenes de parada y capacidad mínima re-

querida.

c) Exceso de reactividad en caliente.

d) Distribuciones de potencia y quemado.

e) Factores de pico.

f) Límites térmicos aplicables a la operación del

ciclo.

g) Coeficientes de reactividad.

h) Vida media de los neutrones inmediatos.

i) Fracción de neutrones diferidos.

j) Valores y límites de inserción de las barras

de control.

k) Valor diferencial del boro.

l) Datos necesarios para la realización de las

pruebas nucleares de arranque del ciclo.

4.3.2. En el caso de que, por las características

de la metodología de diseño que se use o por

los métodos de seguimiento de ciclo que se

apliquen, una central desee modificar el conte-

nido de la lista anterior, deberá proponer al CSN

una lista equivalente de parámetros para su

aceptación.

4.3.3. Cuando el contenido habitual del IDN,

junto con el del IGC (BWR) u otra documen-

tación, se considere suficiente para cumplir

con lo requerido en este apartado, sólo será

necesario incluir en el ISR los valores de los

parámetros relacionados con los análisis de se-

guridad.

4.4. Información sobre el diseño mecánico del

combustible.

4.4.1. Se incluirán de forma explícita los datos

resultantes de la verificación específica del cum-

plimiento de los criterios de diseño del elemento

combustible para el ciclo.

4.5. Análisis de seguridad específicos del ciclo.

4.5.1. En el contexto de esta Instrucción, se

han considerado como análisis de seguridad del

ciclo todos aquellos que son necesarios para

demostrar que el núcleo, una vez renovado el

combustible, cumple los criterios de seguridad

establecidos en el Estudio de Seguridad. En este

sentido, se consideran análisis de seguridad

tanto los análisis termomecánicos y termohi-

dráulicos como los análisis de transitorios y ac-

cidentes.

En los análisis de seguridad del ciclo se debe-

rán identificar aquellos parámetros que cam-

bian como consecuencia del nuevo núcleo y

que tengan impacto en los análisis de seguri-

dad, debiendo demostrarse que con dichos

cambios no se superan los límites de seguridad

establecidos.

4.5.2. La demostración citada en el punto ante-

rior podrá realizarse de manera específica para

cada ciclo, o bien de manera genérica. En este

caso, se elaborará un documento-base en el que

se identifiquen todos aquellos parámetros de se-

guridad que pueden cambiar como consecuen-

cia de una recarga y el margen de variación per-

mitido sin que se requieran nuevos análisis de

seguridad. El documento deberá justificar de ma-

nera adecuada que la variación de los paráme-

tros identificados dentro de los márgenes esta-

blecidos no lleva a superar los límites de

seguridad.

En aquellos casos en que se disponga de dicho

documento aceptado y la recarga no incorpore

otros aspectos que requieran un proceso de

aceptación adicional, bastará con presentar los

valores de los parámetros identificados en el do-

cumento-base correspondientes al ciclo. En to-

dos los demás casos, se deberán presentar los

análisis específicos del ciclo necesarios para de-

mostrar que se siguen cumpliendo los límites es-

tablecidos en el Estudio de Seguridad.

7

4.6. Informe de los límites de operación del nú-

cleo (ILON).

4.6.1. Aquellas centrales que dispongan de un

informe de los límites de operación del núcleo

(ILON) aprobado, deberán remitir el correspon-

diente al nuevo ciclo junto al ISR, que conten-

drá los análisis de seguridad necesarios para jus-

tificar los cambios que se hayan introducido en

el citado ILON.

4.6.2. En el supuesto de que alguno de los lí-

mites de operación contenidos en el ILON pre-

cise ser modificado durante el ciclo, deberá re-

mitirse al CSN un análisis de seguridad para

justificar que el cambio no requiere autorización.

Si el cambio requiere autorización, se tratará

como se describe en la Guía de Seguridad

GS-1.11, del CSN.

Quinto. Revisión de la documentación de

seguridad de la recarga

5.1. La documentación relacionada con los aná-

lisis de seguridad de la recarga (ISR, IDN, IGC,

ILON, y otra documentación específica) deberá

revisarse cuando se detecten aspectos erróneos

o cuando durante la operación del ciclo se de-

tecten desviaciones respecto a lo anticipado por

el diseño, de cuyo análisis pueda deducirse que

el contenido de la documentación de recarga no

es adecuado para los usos previstos. En el caso

de que la información afectada se refiera al

mapa de carga del núcleo, o sea necesaria para

el cumplimiento de requisitos de vigilancia, o

para la realización de pruebas requeridas, la si-

tuación se pondrá en conocimiento del CSN con

la mayor brevedad.

5.2. Las revisiones que se realicen de la docu-

mentación descrita en esta Instrucción deberán

remitirse al CSN, junto a la justificación de que

los cambios no requieren autorización. En el su-

puesto de que se requiera autorización, se ac-

tuará conforme a lo establecido en la Guía de

Seguridad GS-1.11, del CSN.

Sexto. Programa general de actividades de

la recarga

6.1. Aspectos generales. El programa general de

actividades de la recarga deberá contener una

secuencia temporal de las principales activida-

des previstas para la parada, además de infor-

mación específica sobre determinadas activida-

des, según se expone a continuación. Esta

información específica podrá incluirse en apar-

tados dentro de un documento general o bien

como anexos independientes, en función del vo-

lumen o del contenido de los mismos.

Se remitirá el programa de actividades previstas

en parada. En dicho programa deberá figurar la

previsión en el tiempo, desde el inicio de la pa-

rada (desacoplamiento del turbogrupo) hasta su

finalización (acoplamiento del turbogrupo), de

las actividades que constituyen el camino críti-

co y de aquellas otras paralelas relacionadas con

la seguridad nuclear. Asimismo, cada una de

ellas se desglosará individualmente en las fases

de que consta, señalándose, a su vez, la fecha

y duración previstas para su realización.

6.2. Inspección en servicio. Se deberá presentar

un programa de trabajo de las inspecciones que

se prevé efectuar durante la parada, suministran-

do como mínimo la información que se cita en

el apartado A) del anexo I de esta Instrucción.

6.3. Actividades de mantenimiento. Se enviará

el informe relativo a las evaluaciones de segu-

ridad de las planificaciones de actividades de

mantenimiento en recarga, realizadas de acuer-

do con los criterios establecidos en la normati-

va vigente.

6.4. Modificaciones de diseño. Se deberá sumi-

nistrar la relación de modificaciones de diseño

relacionadas con la seguridad a ejecutar duran-

te la parada, con una breve descripción de las

mismas. En el caso excepcional de que sea ne-

cesario implantar alguna modificación de dise-

8

ño relacionada con la seguridad durante la pa-

rad de recarga, y no haya sido incluida en los

informes requeridos por la Guía de Seguridad

GS-1.11, del CSN, deberá ser incorporada en el

programa general de actividades de la recarga,

adjuntándose su documentación asociada.

6.5. Inspección del combustible. Se deberá pre-

sentar el plan de inspección del combustible

irradiado, debiendo justificarse adecuadamente

aquellos casos en que no se estime necesario

realizar dicha inspección.

Se incluirán, como mínimo, los siguientes as-

pectos:

a) Criterios establecidos para la selección del

combustible a inspeccionar.

b) Listado de elementos que se ha previsto ins-

peccionar.

c) Alcance de la inspección y medios y equi-

pos a utilizar durante la misma.

En caso de que se prevea la necesidad de una

posible reconstitución de combustible, se hará

constar dicha posibilidad y la estimación del nú-

mero de varillas afectadas.

6.6. Información sobre pruebas especiales y re-

quisitos de vigilancia específicos. Durante las pa-

radas para recarga se cumplimenta una buena

parte de los requisitos de vigilancia de los sis-

temas, equipos y componentes importantes para

la seguridad y, asimismo se realizan otras prue-

bas especiales que pueden venir impuestas por

condicionados del CSN, por aplicación temporal

de normativa o por otras causas.

Con objeto de facilitar y simplificar el proceso

de revisión y evaluación de este tipo de prue-

bas o requisitos de vigilancia por parte del CSN,

se indicarán en este apartado los programas de

actividades correspondientes a aquellas que se

hayan identificado como de interés especial.

Con carácter general, salvo que específicamen-

te no le sea aplicable a la central, se incluirán

las siguientes:

a) Pruebas de fugas locales.

b) Prueba integrada de fugas.

c) Prueba de actuación de salvaguardias tecno-

lógicas.

Adicionalmente, con carácter específico para

cada central, se incluirán en este apartado los

programas de actividades correspondientes a la

realización de pruebas especiales o requisitos de

vigilancia específicos que se hayan identificado

previamente por el CSN.

6.7. Pruebas nucleares de arranque del ciclo. En

el programa de actividades descrito en el aparta-

do 9.2 se identificarán las pruebas nucleares de

arranque del ciclo, justificando las posibles mo-

dificaciones respecto a la secuencia habitual. Los

cambios en los procedimientos de prueba, si los

hubiera, se tratarán conforme a lo establecido en

la Guía de Seguridad GS-1.11, del CSN.

6.8. Dosis previstas. La planificación de trabajos

que conllevan una carga radiológica debe incluir

una estimación detallada y realista de los pará-

metros radiológicos del trabajo a efectuar, que

permita tomar decisiones sobre la protección ra-

diológica a incorporar durante la realización de

éstos.

a) Parámetros radiológicos: se realizará una es-

timación preliminar de la dosis colectiva global

de la recarga y de la carga de trabajo expresa-

da en horas por persona. Se identificarán los tra-

bajos que se prevé puedan suponer una carga

radiológica superior a la habitual en otras re-

cargas, explicando la causa de tal previsión y las

dosis colectivas asociadas a los mismos.

b) Técnicas de reducción de dosis: se expon-

drán las innovaciones que, al objeto de reducir

9

las dosis, se van a introducir en las operaciones

a realizar durante la parada, describiendo las téc-

nicas a utilizar y los trabajos a los que afectan.

Séptimo. Información a suministrar duran-

te la parada

7.1. Se considera conveniente que durante el

período de parada de la central, se proporcio-

ne al CSN, con periodicidad semanal, al menos

la siguiente información:

a) Avance de la ejecución de los trabajos más

importantes realizados durante la semana. Se in-

dicarán aquellos que se hayan finalizado y los

que hayan comenzado.

b) Previsión de los trabajos más importantes a

acometer durante la semana siguiente. Se iden-

tificarán en este apartado aquellos trabajos de

los que continúa su ejecución y los que se van

a iniciar. Se hará especial mención a aquellas

pruebas que constituyan un hito importante den-

tro del camino crítico de la parada.

7.2. Durante la parada se irá comunicndo la in-

formación específica sobre las desviaciones sig-

nificativas que se detecten en pruebas, ensayos

e inspecciones, a medida que se vayan suce-

diendo. Asimismo, se informará de aquellos tra-

bajos cuyas dosis colectivas a recibir se desvíen,

o se estime que puedan desviarse, en un 50 por

100 con respecto a la estimación previa, si-

guiendo el formato de la tabla 2 del anexo II

de la presente Instrucción.

Octavo. Informe final

8.1. Aspectos generales. El informe final deberá

contener un resumen general de las actividades

realizadas, e información detallada de determi-

nados aspectos, según se indica a continuación.

Esta información podrá incluirse en apartados

dentro de un documento general o en anexos

independientes, en función del volumen o con-

tenido de los mismos.

Se incluirá la información relativa a las princi-

pales actividades desarrolladas, haciendo men-

ción especial de las desviaciones del programa

o de los resultados obtenidos respecto a los pre-

vistos y a las incidencias más importantes habi-

das durante la misma.

8.2. Inspección en servicio. Se remitirá el infor-

me final de resultados de los ensayos, pruebas

e inspecciones realizadas en la parada y, en su

caso, durante el ciclo de operación, suminis-

trando la información que se cita en el aparta-

do B) del anexo I a esta Instrucción.

8.3. Actividades de mantenimiento. Se remitirá

un informe sobre el seguimiento de las funcio-

nes clave de seguridad en recarga en relación

con las actividades de mantenimiento realizadas,

análisis de sus resultados y de las posibles des-

viaciones con respecto a lo planificado.

8.4. Modificaciones de diseño. Se incluirá un ba-

lance final de las modificaciones de diseño re-

lacionadas con la seguridad implantadas duran-

te la parada, señalando las desviaciones respecto

de lo previsto. En el caso de que se hayan im-

plantado modificaciones de diseño que hayan

requerido pruebas funcionales o de presión de

estructuras, sistemas o componentes de seguri-

dad, se hará constar este hecho, adjuntando la

siguiente información:

Tipo, alcance y condiciones de prueba.

Identificación de las estructuras, sistemas o com-

ponentes probados.

Comparación de los resultados con los criterios

de aceptación.

8.5. Inspección del combustible. Se incluirán los

resultados de las actividades de inspección de

combustible irradiado, elementos inspecciona-

dos, fallos o defectos detectados, problemas es-

tructurales, deformaciones, daños en rejillas, ar-

queo de barras, acumulación de depósitos, etc.

10

Además, se analizarán las posibles causas de los

defectos encontrados y se compararán los re-

sultados obtenidos en la inspección con los re-

sultados de campañas previas de la propia cen-

tral, así como con la experiencia exterior

existente para el tipo de combustible de que se

trate.

En caso de que se haya realizado reconstitución

o reparación de combustible, se incluirá infor-

mación sobre el número de elementos afecta-

dos, número de varillas sustituidas e impacto de

la reconstitución o reparación en los análisis de

seguridad.

8.6. Pruebas especiales y requisitos de vigilan-

cia específicos. Con carácter general, se incluirá

la siguiente información acerca de las pruebas

de vigilancia o especiales que se indican a con-

tinuación:

a) Pruebas de fugas locales: En relación con las

pruebas en que se mide la tasa de fuga a tra-

vés de los dispositivos de aislamiento de la con-

tención primaria, sea o no válvula de aislamiento

(pruebas de tipos B o C), se incluirá un aparta-

do en el informe que contenga, al menos, la si-

guiente información:

Tasas de fugas inicial y final de cada compo-

nente sometido a prueba.

Tasas de fugas inicial total y final total siguien-

do el máximo y el mínimo camino de fugas.

Descripción detallada de las medidas correcto-

ras más significativas adoptadas para mantener

la estanqueidad de la contención.

b) Prueba integrada de fugas. Para las pruebas

en que se mide la estanqueidad global de la

contención (pruebas de tipo A), se incluirá un

apartado en el que se indiquen el objetivo, desa-

rrollo y resultados de la prueba. Adicionalmen-

te, para cada una de las fses de la prueba se

adjuntará la siguiente información:

Fase de estabilización: datos de entrada de los

parámetros medidos y gráficos de temperatura

seca y húmeda.

Fase de prueba: se proporcionarán los datos de

entrada, resultados obtenidos y los gráficos de

las variables más significativas, tanto para las

pruebas nulas como para las definitivas.

Fase de verificación: se proporcionarán los da-

tos de entrada, resultados obtenidos, los gráfi-

cos de las variables más significativas y los cer-

tificados de calibración de equipos y de

personal.

c) Prueba de actuación de las salvaguardias tec-

nológicas. Se proporcionará un informe de prue-

ba que incluya la siguiente información:

Comportamiento de los generadores diesel de

emergencia. Verificación explícita del cumpli-

miento de los criterios de aceptación aplicables.

Descripción de las deficiencias encontradas en

la actuación de los sistemas de salvaguardias,

en caso de que se hayan producido, y las ac-

ciones y comprobaciones realizadas para su re-

solución.

Con carácter específico para cada central, se in-

cluirá en el informe la información correspon-

diente a las pruebas especiales y requisitos de

vigilancia específicos que se hayan incluido en

el apartado 6.6.

8.7. Pruebas nucleares de arranque del ciclo. Se

incluirán los resultados de todas las pruebas

identificadas en el programa enviado previa-

mente (ver apartado 6.7), incluyendo una com-

paración entre las predicciones y los valores en-

contrados, así como el cumplimiento de los

criterios de aceptación y análisis de las discre-

pancias detectadas. Este último concluirá si de

la realización de las pruebas se deduce algún

impacto en los documentos asociados a la re-

11

carga (ISR, IDN, IGC, etc.), en cuyo caso se pro-

cederá a su revisión como se ha indicado en el

apartado quinto de esta Instrucción.

8.8. Reducción de dosis: dosis recibidas. La

aplicación del criterio ALARA a la operación de

las centrales nucleares requiere conocer con de-

talle el riesgo radiológico asociado a los distin-

tos sistemas, trabajos y departamentos. La cla-

sificación que se propone en esta Instrucción,

se considera adecuada a efectos de suministrar

una información de las dosis recibidas compa-

tible con la solicitada por la Comisión de las

Comunidades Europeas en el cuestionario Doc.

número 3650/90/ES MC/ae y del formato NEA

1 utilizado en el Sistema de Información sobre

E x p o s i c i ó n O c u p a c i o n a l ( I S O E ) d e l a

NEA-OECD.

a) Parámetros radiológicos: la información soli-

citada se recoge en las tablas 1, 2 y 3 del ane-

xo II de esta Instrucción, si bien el titular se

ajustará a las modificaciones futuras del forma-

to NEA 1 del ISOE en lo que le afecten. La ta-

bla 1 es un resumen de los parámetros radioló-

gicos de la recarga. La tabla 2 es el desglose por

sistemas, trabajos y departamentos, de dichos

parámetros radiológicos, de la carga de trabajo

y del número de trabajadores involucrados. Los

datos de las tablas 1 y 2 provendrán de la do-

simetría operacional. La tabla 3 hace referencia

a tasas de dosis en lugares concretos de la ins-

talación.

b) Técnicas de reducción de dosis: análisis de

los resultados obtenidos como consecuencia de

la aplicación del programa de reducción de do-

sis durante la recarga. En particular, para cada

una de las innovaciones que se hayan introdu-

cido en la planta al objeto de reducir dosis, se

indicará una valoración, al menos cualitativa, de

la relación coste-beneficio y la reducción de do-

sis conseguida para cada uno de los trabajos a

los que afecta.

A modo de orientación sobre este tipo de inno-

vaciones, se recomienda seguir lo indicado en la

Guía de Seguridad, del CSN, GS- 1.7 «Información

a remitir al CSN por los titulares sobre la explo-

tación de las centrales nucleares», en relación con

las técnicas y prácticas de reducción de dosis.

Noveno. Plazos de presentación de la docu-

mentación relacionada con la recarga

9.1. Informe de seguridad de la recarga.

a) En aquellas recargas en las que no se haga

uso de nuevas metodologías de diseño o análi-

sis, no se incluyan cambios en las Especificaci-

nes Técnicas de Funcionamiento o modificacio-

nes que requieran autorización derivadas del

nuevo núcleo, el ISR se deberá presentar, como

mínimo, dos meses antes de la fecha prevista

para alcanzar Modo o Condición 3 en el arran-

que del nuevo ciclo.

En el caso de tener aprobado un documen-

to-base de licenciamiento de recargas, bastará

con presentar los valores para el ciclo de los pa-

rámetros identificados en dicho documento,

quince días antes de la fecha prevista para al-

canzar Modo o Condición 3.

El IDN y el IGC se presentarán, como mínimo,

quince días antes de la fecha prevista para al-

canzar Modo o Condición 3.

b) En todos los demás casos, el ISR deberá pre-

sentarse, como mínimo, tres meses antes de la

fecha prevista para alcanzar Modo o Condición

3 en el arranque del nuevo ciclo, teniendo en

cuenta los requisitos de los puntos siguientes.

c) En las recargas en que se introduzcan cam-

bios de Especificaciones Técnicas de Funciona-

miento derivados del nuevo núcleo, se deberá

comunicar la relación de las especificaciones

afectadas y los cambios previsibles con el má-

ximo detalle posible, al menos dos meses antes

de la fecha de presentación del ISR.

12

Los cambios previstos en los parámetros conte-

nidos en el ILON se tratarán, a efectos de pla-

zo, como cambios a las Especificaciones Técni-

cas de Funcionamiento.

d) En aquellas recargas en que se vaya a hacer

uso de nuevas metodologías de diseño o análi-

sis, éstas deberán haber sido aceptadas previa-

mente de forma genérica o específica para la

central. Con dos meses de antelación a la fecha

de presentación del ISR, se deberá comunicar la

intención de introducir cualquier cambio o mo-

dificación sobre la metodología utilizada en la

recarga anterior, haciendo referencia a su apro-

bación, y se presentará la documentación equi-

valente a la contenida en el ES para su incor-

poración a dicho documento una vez aceptada

su aplicación.

e) En los casos en que deban sustituirse algunos

de los elementos que estaba previsto cargar en

el núcleo y sea necesario hacer un rediseño de

la recarga, se deberá notificar por escrito al CSN,

antes de cambiar de modo de operación, que se

han realizado todos los análisis necesarios para

garantizar la seguridad de la planta en el nuevo

modo de operación que se vaya a alcanzar.

La nueva revisión de la documentación de la re-

carga (ISR, IDN, IGC, etc.) deberá ser remitida

al CSN en el plazo máximo de un mes después

de alcanzar Modo o Condición 1.

9.2 Programa general de actividades de la re-

carga. El programa general de actividades de la

recarga (descrito en el apartado 6) deberá ser

remitido al CSN en un plazo no inferior a un

mes antes de la fecha prevista para el inicio de

las actividades de la parada.

Las revisiones de dicho programa, en particular los

programas detallados citados en el apartado A.1

del anexo I, se enviarán al CSN de manera que se

garantice que, al menos veinticuatro horas antes

del inicio del proceso de parada, se disponga de

información actualizada sobre el mismo.

También se remitirá, al menos veinticuatro horas

antes del comienzo de la recarga, la estimación fi-

nal de la dosis colectiva de recarga y de la dosis

colectiva estimada por actividades, conforme al lis-

tado de la tabla 2 del anexo II, así como las ho-

ras por persona estimadas para cada una de ellas.

9.3. Informe final. El informe final deberá ser

remitido al CSN en un plazo no superior a tres

meses después de la finalización de la parada.

Décimo. Infracciones y sanciones




posiciones de esta Instrucción, serán sanciona-

bles de conformidad con lo establecido en el

Capítulo XIV de la Ley 25/1964, de 29 de abril,

sobre Energía Nuclear, en la redacción dada al

mismo por la disposición adicional quinta de la

Ley 54/1997, de 27 de noviembre, del Sector

Eléctrico, así como por la disposición adicional

quinta de la Ley 14/1999, de 4 de mayo, de Ta-

sas y Precios Públicos por Servicios prestados

por el Consejo d Seguridad Nuclear.


Queda derogada cualquier norma de igual o in-

ferior rango que se oponga a la presente Ins-

trucción.

Disposición final única. Entrada en vigor


siguiente al de su publicación en el «Boletín Ofi-

cial del Estado».

Madrid, 10 de abril de 2002.—La Presidenta, Ma-

ría-Teresa Estevan Bolea.

Ilmo. Sr. Secretario general del Consejo de Se-

guridad Nuclear.

13

ANEXO IInspección en servicio

A) Propuesta de programa de inspecciones.

A.1) Inspecciones relativas al Manual de Ins-

pección en Servicio (MIES o MISI).

1. Introducción. Deberá referenciarse el nom-

bre de la central a la que aplica y su unidad,

así como el número de la parada durante la que

se ejecutará dicho programa.

También deberá indicarse el número de inter-

valo de inspección en el que se encuentra, el

año a que corresponde dicha parada con

respecto al inicio del intervalo en vigor y

a qué período dará cumplimiento dicho

programa.

2. Objetivos. Deberán indicarse los porcentajes

de inspección, pruebas, etc. que pretenden cu-

brirse durante la parada, definiéndolos con el

mayor grado de detalle posible.

3. Referencias. Se deberá referenciar explícita-

mente la normativa aplicable a la inspección en

servicio (IES) durante la parada que no esté ya

referenciada en los Manuales de Inspección en

Servicio. En particular, se deberán referenciar ex-

plícitamente los casos de Códigos (Code Cases)

aprobados aplicables a la Sección XI del Códi-

go ASME, que se pretendan utilizar durante la

parada.

4. Personal y equipos. Definición sucinta de las

previsiones de personal, equipos y medios a uti-

lizar durante la parada, así como de los requi-

sitos a los que se dará cumplimiento.

5. Programa.

5.1. Ensayos no destructivos (END).

El documento en este punto deberá estar es-

tructurado en dos apartados:

a) Requeridos por el Código ASME, Sección XI.

Programa resumido: incluirá un programa resu-

mido identificando por ítem, categoría y clase,

el número de áreas y ensayos previstos realizar.

Se señalarán los porcentajes que se pretenden

cubrir sobre el programa definido para el inter-

valo en vigor.

Programa detallado: listar los equipos, válvulas

y tuberías a inspeccionar, detallando el área,

ítem, categoría, examen y procedimientos apli-

cables; para válvulas y tuberías, indicar como

mínimo el sistema y línea la que pertenecen.

b) Requeridos por otra normativa: listar detalla-

damente las áreas previstas a examinar en cum-

plimiento con los requisitos de otras normativas

aplicables en IES («Generic letters», «Nureg», «1.

E. Bulletin», Condicionado del permiso de ex-

plotación, requisitos del CSN, etc.).

5.2. Inspección de soportes.

Programa resumido: incluirá un programa resu-

mido identificando por ítem y categoría, el nú-

mero de áreas y ensayos previstos realizar. Asi-

mismo, deberá señalar el porcentaje que se

pretende cubrir sobre el programa definido para

el intervalo en vigor.

Programa detallado: listar detalladamente los

soportes a inspeccionar, identificándose número

de soporte, categoría, ítem, tipo, procedimiento

de examen, etc.

5.3. Inspecciones y pruebas de amortiguadores.

Programa resumido: indicará el número de amor-

tiguadores a inspeccionar y probar funcionalmen-

te, justificándolo. En particular, para las pruebas

funcionales, tanto el número como la justificación

deberá realizarse por grupos definidos de prueba

(similar diseño o características de aplicación).

Programa detallado: listar detalladamente los

amortiguadores a inspeccionar o probar, identi-

14

ficándose número de amortiguador, tipo, grupo,

procedimiento de examen, etc.

5.4. Pruebas funcionales de válvulas.

Programa resumido: se incluirá un programa re-

sumido para cada tipo de prueba (fugas, accio-

namiento, tarado, etc.), indicándose el alcance

general que se pretende realizar en la parada,

justificando éste mediante referencia a la nor-

mativa aplicable en cada caso.

Programa detallado: incluirá por cada tipo de

prueba, el listado detallado, porsistemas, de las

válvulas objeto de prueba, indicando la válvula,

función, categoría, frecuencia de prueba, proce-

dimiento, etc.

5.5. Pruebas funcionales de bombas.

Programa resumido: se incluirá el programa re-

sumido que se pretende realizar en la parada,

justificándolo.

Programa detallado: incluirá el listado de las

bombas que serán objeto de pruebas durante la

parada, indicándose la referencia de la bomba,

su función y el procedimiento aplicable.

5.6. Pruebas de presión.

Listar las pruebas a efectuar durante la parada,

indicando el tipo de prueba (fugas o hidrostáti-

ca), citando su alcance y las condiciones bási-

cas de prueba.

5.7. Inspección de los tubos de los generado-

res de vapor (PWR).

Definir el alcance de las inspecciones que se

pretende realizar durante la parada de recar-

ga, con el mayor grado de detalle posible,

identificándose los tipos de exámenes a reali-

zar, corrientes inducidas (bobinas estándar y

bobinas rotatorias) o ultrasonidos, así como las

pruebas adicionales que pudieran efectuarse

para verificar la integridad de los tubos. Asi-

mismo, deberá incluirse la lista de los proce-

dimientos a utilizar durante la misma.

5.8. Procedimientos. Lista de procedimientos,

con sus respectivas revisiones, a utilizar duran-

te la parada.

A.2) Programa de inspecciones no incluidas en

el MIES.

El programa requerido por este punto corres-

ponde a los programas de inspección sistemáti-

cos establecidos en la central como cumpli-

miento de algún requisito de vigilancia,

condicionado del CSN, por aplicación temporal

de alguna normativa, etc. Esta información po-

drá incluirse como anexo.

Con carácter específico, se deberá incluir in-

formación sobre el programa de vigilancia de

espesores. Se deberán proporcionar los si-

guientes datos como mínimo, para cada siste-

ma y línea alcance del programa: área, confi-

guración, diámetro, espesor nominal, espesor

mínimo y material. Asimismo, se deberá indi-

car si el área a inspeccionar lo ha sido en an-

teriores paradas o es la primera vez que se aco-

mete su inspección.

B) Informe Final de Resultados.

B.1) Inspecciones relativas al MIES.

1. Introducción. Se deberán indicar las fechas

en las que ha tenido lugar la inspección, refe-

renciando el número de parada y ciclo de ope-

ración a que corresponden los resultados, así

como el nombre de la central a la que aplica y

su unidad.

También deberá indicarse, para qué año y perí-

odo del intervalo en vigor computarán las ins-

pecciones y pruebas realizadas.

2. Alcance. Se deberá indicar el grado de cum-

plimiento con el programa de inspección pre-

sentado, identificándose claramente las desvia-

ciones producidas al mismo (por cambios de

15

normativas, por interferencias, etc.), así como

definir explícitamente las áreas con interferen-

cias superiores al 10 por 100. Este alcance de-

berá ser tratado para cada programa de inspec-

ción o pruebas individualmente.

3. Personal y equipo. Listar el personal partici-

pante y equipo utilizado tanto en las inspeccio-

nes como en las pruebas realizadas, así como

citar los bloques de calibración utilizados.

4. Evaluación y conclusiones. Recapitulación

del contenido del informe, citando expresa-

mente las áreas y componentes en las que se

han detectado indicaciones o anomalías notifi-

cables en:

Ensayos no destructivos (END).

Inspección de soportes.

Inspección de amortiguadores.

Pruebas de válvulas.

Pruebas de bombas.

Pruebas de presión.

Deberá incluirse una tabla resumen donde se

identifiquen, por categoría e ítem, las áreas exis-

tentes y las programadas para el intervalo, así

como las inspeccionadas y los porcentajes de

avance de inspección en los casos que sea re-

querido (END, soportes y amortiguadores).

5. Anexos al Informe Final de Resultados.

a) Listado de control de ordenador de resul-

tados de END.

b) Resultados de pruebas de soportes y amor-

tiguadores.

c) Resultados de pruebas funcionales de bom-

bas y válvulas.

Recapitulación de pruebas efectuadas du-

rante el ciclo de operación.

Resultados de pruebas efectuadas durante

la parada.

d) Resultados de pruebas de presión.

e) Resultados de otros exámees y pruebas.

f) Listado de áreas con interferencias superio-

res al 10 por 100, definiéndose el grado de

interferencia, su categoría (evitable o no

evitable) y la acción correctora.

g) Listado de procedimientos y revisiones uti-

lizados durante la parada.

6. Inspección de los tubos de los generadores de

vapor (PWR). Deberá identificarse, como míni-

mo, el alcance realizado, personal participante

en la inspección, equipos y técnicas utilizadas y

resultados. Estos resultados deberán encontrar-

se suficientemente detallados, con el fin de dar

a conocer el estado de los tubos de los gene-

radores de vapor. Para lo cual, deberá incluirse,

al menos, la información siguiente:

Listado de tubos por defectología.

Listado de tubos taponados, identificando sus

causas.

Identificación de los procedimientos utilizados.

Esta información podrá incluirse como anexo.

B.2) Inspecciones en servicio no incluidas en el

MIES.

En este punto deberán incluirse las inspeccio-

nes realizadas de acuerdo con el punto A.2 de

este anexo. De forma específica, deberá in-

cluirse información sobre los resultados de la

vigilancia de espesores, proporcionando los si-

guientes datos como mínimo, para cada siste-

ma y línea alcance del programa: área, confi-

guración, diámetro, espesor nominal, espesor

mínimo material, espesores medidos, criterios

de evaluación y medidas correctoras, en su

caso.

16

ANEXO IIDatos radiológicos

Tabla 1. Resumen de parámetros radiológicos

Duración de la recarga

Fecha comienzo Fecha finalización

1.A. Dosis externa

1.A.1. Dosis colectiva oficial cubierta por el período de la recarga. (Se calculará como la suma de la

dosis oficiales mensuales de cada uno de los meses afectados por la recarga, independientemente del

número de días de recarga del mes natural).

Plantilla Contrata TOTAL

1.A.2. Distribución de dosis de la dosimetría operacional.

Intervalos de dosis (mSv)Número de personas Dosis Colectiva (mSv-p)

Plantilla Contrata Plantilla Contrata

< 0,10 mSv

0,1 - 1 mSv

1 - 2 mSv

2 - 3 mSv

3 - 4 mSv

4 - 5 mSv

5 - 6 mSv

6 - 10 mSv

10 - 20 mSv

20 - 50 mSv

>50 mSv

17

1.B. Dosis interna

1.B.1. Distribución de dosis interna.

Intervalo de dosis (mSv) Plantilla Contrata Total

< Nivel Registro

Nivel Registro - 6 mSv

6-20 mSv

20-50 mSv

>50 mSv

Tabla 2. Parámetros radiológicos por sistemas, trabajos y departamentos

Duración Dosis colectiva Número de personas

Sistema o trabajo horas x (mSv-persona) Observaciones

personaPlantilla Contrata Total Plantilla Contrata Total

1 Reposición combustible

Apertura de la vasija (1)

Movimiento combustible

Cierre de la vasija (2)

Limpieza de la cavidad,

canal y tubo

TOTAL

2 Vasija y componentes

del reactor

Reparación

Modificación

Mantenimiento

Inspección

TOTAL

18

(1) Todas las operaciones anteriores al cambio de combustible.(2) Todas las operaciones posteriores al cambio de combustible, excepto limpieza de la cavidad, canal y tubo.

3 Generador vapor (PWR)

(a) Primario

Reparaciones (enumérense)

Modificaciones ”

Mantenimiento:

Apertura paso de

hombre

Cierre de paso de

hombre

Montaje tapones tubería

Otros

Inspección:

Corrientes inducidas

Otros

TOTAL PRIMARIO

(b) Secundario

Reparaciones (enumérense)

Modificaciones ”

Mantenimiento:

Eliminación de

sedimentos

(incluida apertura y

cierre del secundario)

Otros

Inspección (enumérense)

TOTAL SECUNDARIO

19

Tabla 2. Parámetros radiológicos por sistemas, trabajos y departamentos (continuación)




4 Sistema de eliminación

del calor residual y

sistema de inyección de

seguridad

Reparaciones

Modificaciones

Mantenimiento

Inspección

TOTAL

5 Sistema de control

químico y de volumen

y sistema de sellado de

las bombas de agua de

refrigeración

Reparaciones

Modificaciones

Mantenimiento

Inspección

TOTAL

6 (PWR) Presurización

Reparaciones

Modificaciones

Mantenimiento

Inspección

TOTAL

20





7 Sistema de depuración

del agua del reactor

Reparaciones

Modificaciones

Mantenimiento

Inspección

TOTAL

8 Bombas refrigeración

Reparaciones

Modificaciones

Mantenimiento

Inspección

TOTAL

9 (PWR) Circuito primario

Reparaciones

Modificaciones

Mantenimiento

Inspección

TOTAL

10 Válvulas

(PWR)

Circuito primario

Eliminación de calor

Residual

Control químico y de

volumen

Presionador

Otros

TOTAL

21





10 Válvulas (continuación)

(BWR)

Sistema de recirculación

Sistema de vapor

Eliminación de calor

Residual

Sistema de depuración

Otros

TOTAL

11 Inspecciones de rutina

Ensayos no destructivos

Inspección de soportes y

amortiguadores

Otros

TOTAL

12 Trabajos generales

Limpieza, pintura

Preparación del lugar de

trabajo

Blindajes

Manipulación de residuos

Otros

TOTAL

13 Andamiaje

Sistema (enumérese)

TOTAL

22





14 Aislamiento

Sistema (enumérense)

TOTAL

15 (BWR) Sistema de vapor

Reparaciones

Modificaciones

Mantenimiento

Inspecciones

TOTAL

16 (BWR)

Sistema de recirculación

y sistema de sellado de

las bombas de agua de

refrigeración

Reparaciones

Modificaciones

Mantenimiento

Inspección

TOTAL

17 Mecanismo de

accionamiento de las

barras de control

N.o afectados

Reparaciones

Modificación

Mantenimiento

Inspección

TOTAL

23





18 A. Sistemas no

mencionados supra

(enumérense)

TOTAL

B. Grandes tareas

Sustitución de generadores

de vapor

Sustitución de la tapa

Eliminación de RTD-bypass

Descontaminación de

sistemas

Aumento de potencia

Otros (enumérense)

TOTAL

19 Dosis por departamento

de personal o por equipo

Protección radiológica

Operación

Limpieza +

Descontaminación +

Manipulación de residuos

Mantenimiento mecánico

Mantenimiento eléctrico +

Instrumentación

Inspección

Andamiaje

Manipulación de

combustible

Química

Otros

24

(a) Los datos solicitados se refieren a los obtenidos con dosimetría operacional, en otro caso indicar explícitamente elmétodo de estimación de las dosis.

(b) En los números 1 al 18 se solicita la dosis total, así como la correspondiente a cuatro trabajos principales: repara-ción, modificación, inspección y mantenimiento.

(c) En el número 19 se solicitan dosis correspondientes a los principales departamentos, equipos, o las correspondien-tes secciones de cada organización.





Tabla 3.A. Tasas de dosis en BWR

LUGARTasa de dosis (*) Nivel de agua Fecha de

(mSv/h) (% de llenado) la medida

1. Conducción desde el circuito primario

al sistema de depuración de agua del

reactor.

2. Bajo los mecanismos guía de las barras

de control.

3. Sobre tubería de vapor principal fuera

de contención.

* En contacto con el aislamiento.

COMENTARIOS:

25

Tabla 3.B. Tasa de dosis en PWR

3.B.1. Niveles de radiación en cajas de agua

COMENTARIOS:

Punto de medida

1 2

Rama caliente Rama fría

Centro de la caja de agua

Lazo

Fecha mSv/h% Llenado

Fecha mSv/h% Llenado

secundario secundario

1

2

3

26

PLACA DE TUBOS

RAMA CALIENTE

BOCA DE HOMBRE

PLACA SEPARADORA

RAMA FRÍA

BOCA DE HOMBRE

Tabla 3.B. Tasa de dosis en PWR (continuación)

3.B.2. Niveles de radiación en tuberías

COMENTARIOS:

Punto Lazo 1 Lazo 2 Lazo 3

de

medida Fecha mSv/h % Llenado Fecha mSv/h % Llenado Fecha mSv/h % Llenado

1

2

27

RAMA CALIENTE RAMA FRÍA

Inst

rucc

ión

IS-0

3, s

obre

exp

erto

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pro

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CSN Instrucción IS-03, sobre expertos en protección contra lasradiaciones ionizantes

Instrucción de 6 de noviembrede 2002, del Consejo deSeguridad Nuclear, número IS-03, sobre cualificacionespara obtener el reconocimientode experto en protección contralas radiaciones ionizantesPublicada en el BOE nº 297 de 12 de diciembre de 2002

Instrucción de 6 de noviembre de 2002,del Consejo de Seguridad Nuclear, númeroIS-03, sobre cualificaciones para obtenerel reconocimiento de experto en proteccióncontra las radiaciones ionizantes

El artículo 2.a) de la Ley 15/1980, de 22 de abril,

de creación del Consejo de Seguridad Nuclear,

tras la modificación introducida por la disposi-

ción adicional primera de la Ley 14/1999, de 4

de mayo, de Tasas y Precios Públicos por ser-

vicios prestados por el Consejo de Seguridad

Nuclear, atribuye a este ente público la facultad

de «elaborar y aprobar las instrucciones, circu-

lares y guías de carácter técnico relativas a las

instalaciones nucleares y radiactivas y a las ac-

tividades relacionadas con la seguridad nuclear

y la protección radiológica».

Por otra parte, la propia Ley de Creación atri-

buye al Consejo de Seguridad Nuclear, en la le-

tra j) del artículo 2.o, la función de «conceder y

renovar, mediante la realización de las pruebas

que el propio Consejo establezca, las licencias

de operador y supervisor para instalaciones nu-

cleares y radiactivas, los diplomas de Jefe de Ser-

vicio de Protección Radiológica, y las acredita-

ciones para dirigir u operar las instalaciones de

rayos X con fines de diagnóstico médico».

Hasta este momento, el Consejo de Seguridad

Nuclear ha venido aprobando documentos de ca-

rácter recomendatorio, en los que venía infor-

mando a los titulares de las instalaciones, y de

las entidades que les prestan servicios, acerca de

los criterios, procedimientos y cualificación re-

queridos al personal para llevar a cabo las ac-

tuaciones que procedan con el fin de garantizar

la protección radiológica en todas las etapas: de

construcción, funcionamiento, desmantelamiento

y clausura, de la instalación de que se trate.

En esta línea recomendatoria fue aprobada, por

el Consejo de Seguridad Nuclear, la Guía de Se-

guridad GS-7.2 «Cualificaciones para obtener el

reconocimiento de experto en protección con-

tra las radiaciones ionizantes para responsabili-

zarse del correspondiente Servicio o Unidad

Técnica», entendiendo como experto, única-

mente, el Jefe del Servicio o Unidad Técnica de

Protección Radiológica.

En la presente Instrucción se indican las pautas

sobre la formación y experiencia mínimas que

el Consejo de Seguridad Nuclear considera ne-

cesarias para los aspirantes a ser reconocidos

como expertos en protección contra las radia-

ciones ionizantes, tanto para los responsables

del Servicio o Unidad como para los técnicos a

su cargo.

La aprobación de esta Instrucción obedece a la

necesidad de regular la formación y experiencia

requerida tanto a los solicitantes del diploma

que les acredite como Jefe de un Servico o Uni-

dad Técnica de Protección Radiológica como a

las personas a su cargo, que en esta Instrucción

se denominan Técnicos Expertos en Protección

Radiológica, y de dar a conocer a los interesa-

dos de ambos niveles los procedimientos admi-

nistrativos a seguir para constatar su adecuada

cualificación.



2, apartados a) y j), de la Ley 15/1980, de 22 de

abril, de Creación del Consejo de Seguridad Nu-

clear, según la redacción otorgada por la Dis-

posición adicional primera de la Ley 14/1999, de

4 de mayo, previa consulta a los sectores afec-

tados, y tras los informes técnicos oportunos,

este Consejo, en su reunión del día 6 de no-

viembre de 2002 ha acordado lo siguiente:


La presente Instrucción tiene por objeto estable-

cer los requisitos sobre formación y experiencia

mínimas que el Consejo de Seguridad Nuclear

3

(CSN) considera necesarias para los aspirantes a

ser reconocidos como expertos en protección

contra las radiaciones ionizantes (denominados,

en adelante, expertos en protección radiológica),

tanto en lo que respecta a los responsables del

Servicio o Unidad Técnica de Protección Radio-

lógica como a los técnicos a su cargo.

La presente Instrucción será de aplicación a las

personas interesadas en obtener la cualificación

de experto en protección radiológica para reali-

zar las actividades encomendadas a un Servicio

de Protección Radiológica (SPR) o a una Unidad

Técnica de Protección Radiológica (UTPR).

Atendiendo al grado de responsabilidad ejerci-

da por el experto en protección radiológica se

establecen en esta Instrucción dos niveles:

Experto cualificado con diploma de Jefe de un

SPR o UTPR concedido por el CSN, y Técnico

experto en protección radiológica, que se acre-

ditará mediante certificación expedida por el

Jefe de Servicio o Unidad bajo cuya dirección

actúe.


Las definiciones de los términos y conceptos uti-

lizados en la presente Instrucción se correspon-

den con las contenidas en los siguientes docu-

mentos legales:

Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energía Nu-

clear («Boletín Oficial del Estado» número 107,

de 4 de mayo, artículo segundo), modificada por

la Ley 54/1997, de 27 de noviembre, del Sector

Eléctrico («Boletín Oficial del Estado» número

285, del 28).

Ley 15/1980, de 22 de abril, de creación del

Consejo de Seguridad Nuclear («Boletín Oficial

del Estado» número 100, del 25), modificada por

la Ley 14/1999, de 4 de mayo, de Tasas y Pre-

cios Públicos por servicios prestados por el Con-

sejo de Seguridad Nuclear («Boletín Oficial del

Estado» número 107, del 5).


el que se aprueba el Reglamento sobre Instala-

ciones Nucleares y Radiactivas («Boletín Oficial

del Estado» número 313, del 31).



nitaria contra Radiaciones Ionizantes («Boletín

Oficial del Estado» número 178, del 26).

Real Decreto 1891/1991, de 30 de diciembre, so-

bre Instalación y Utilización de Aparatos de Ra-

yos X con fines de diagnóstico médico («Bole-

tín Oficial del Estado» número 3, de 3 de enero

de 1992).


el que se establecen los Criterios de Calidad en

Radiodiagnóstico («Boletín Oficial del Estado»

número 311, del 29).


el que se establecen los Criterios de Calidad en

Medicina Nuclear («Boletín Oficial del Estado»

número 303, del 19).

Real Decreto 1566/1998, de 17 de julio, por el

que se establecen los Criterios de Calidad en Ra-

dioterapia («Boletín Oficial del Estado» número

206, de 28 de agosto).

Real Decreto 413/1997, e 21 de marzo, sobre

Protección Operacional de los Trabajadores Ex-

ternos con riesgo de exposición a radiaciones

ionizantes por intervención en zona controlada

(«Boletín Oficial del Estado» número 91, de 16

de abril).

Tercero. Requisitos y procedimiento a se-

guir para obtener el diploma de Jefe de un

SPR o UTPR

4

3.1. Requisitos.

3.1.1. Titulación. Se exigirá título oficial de Li-

cenciado, Ingeniero o Arquitecto, o bien, reco-

nocido oficialmente como equivalente, en el

caso de no tratarse de títulos nacionales.

3.1.2. Formación específica. Se requerirá:

a) Formación sobre los fundamentos y la tec-

nología de la protección radiológica, equivalen-

te a un curso de trescientas horas de duración.

b) Conocimientos en materia de seguridad y

protección radiológica, respecto de las instala-

ciones en las que vaya a prestar servicio.

3.1.3. Experiencia y entrenamiento. Se deberá

acreditar una experiencia mínima de tres años

en el campo de la protección radiológica. No

obstante, este tiempo estará en función del tipo

de instalación a la que vaya a prestar servicio

y de las prácticas ejercidas durante el período

de experiencia. Por tanto, el candidato solici-

tante deberá remitir al CSN, para su evaluación,

cuanta documentación acredite de forma feha-

ciente el grado de participación en las tareas

desarrolladas en materia de protección radioló-

gica y, en particular, el entrenamiento en las

técnicas específicas de que se trate.

En el caso particular de que el candidato soli-

cite obtener el diploma como Jefe de un SPR o

UTPR para dar servicio a instalaciones de rayos

X con fines de diagnóstico médico, exclusiva-

mente, se deberá acreditar una experiencia mí-

nima de seis meses en el control y/o verifica-

ción de la seguridad radiológica de las

instalaciones de radiodiagnóstico médico.

3.1.4. Aptitud médica. El candidato deberá dis-

poner de un certificado de aptitud para realizar

las actividades que implican riesgo de exposi-

ción asociado al puesto de trabajo, de confor-

midad con lo establecido en el capítulo IV del

Reglamento sobre Protección Sanitaria contra

Radiaciones Ionizantes, aprobado por Real De-

creto 783/2001, de 6 de julio.

3.2. Procedimiento administrativo.

3.2.1. Solicitud. El interesado en obtener el di-

ploma de Jefe de un determinado SPR o UTPR

deberá solicitarlo, mediante instancia personal

dirigida al Presidente del Consejo de Seguridad

Nuclear, según modelo orientativo que se in-

cluye en el anexo I, acompañada de la siguien-

te documentación:

a) Copia del documento nacional de identidad

(DNI) o pasaporte.

b) Información sobre la formación académica y

experiencia profesional del solicitante (se ad-

juntará cuanta documentación se estime con-

veniente para acreditar las cualificaciones se-

ñaladas en los apartados 3.1.1, 3.1.2 y 3.1.3).

c) Certificado del titular de la entidad propo-

niendo al candidato que se ha de responsa-

bilizar del SPR o UTPR.

d) Certificado de aptitud médica, y como se es-

pecifica en el apartado 3.1.4.

e) Justificante del pago de la tasa correspon-

diente.

3.2.2. Evaluación del candidato. Presentada en

forma correcta y completa la documentación

que se relaciona en el punto 3.2.1 y apreciada

favorablemente por el Tribunal designado al

efecto por el Consejo de Seguridad Nuclear, el

candidato será sometido a un examen de apti-

tud que consistirá en una prueba teórica sobre

los temas que se relacionan en el anexo II y una

prueba práctica fundamentada en los temas que

se relacionan en el anexo III.

El Tribunal delimitará la amplitud de las prue-

bas, pudiendo incluso eximir de la realización

de alguna de ellas, en función del alcance del

diploma solicitado, de la experiencia y de la for-

mación específica acreditada por el candidato.

5

En el caso de que el candidato no supere las

pruebas requeridas podrá optar por una segun-

da convocatoria.

3.2.3. Concesión del diploma. El Consejo de Se-

guridad Nuclear emitirá un diploma a favor del

candidato que, a juicio del Tribunal designado,

cumpla con los requisitos de formación y ex-

periencia requeridos y haya superado las prue-

bas establecidas.

El diploma de jefe del SPR o UTPR será espe-

cífico para una entidad determinada y para las

actividades autorizadas a dicho SPR o UTPR. Por

consiguiente, cualquier modificación que afecte

a las condiciones de concesión de dicho diplo-

ma requerirá una nueva solicitud y su aproba-

ción por parte del CSN. Asimismo, el cese de

actividades requerirá la comunicación inmedia-

ta a dicho organismo.

Cuarto. Requisitos para la obtención del re-

conocimiento de técnico experto en protec-

ción radiológica

4.1. Requisitos.

4.1.1. Formación. Se requiere una titulación mí-

nima de Formación Profesional de grado supe-

rior o equivalente, valorándose las especialidades

relacionadas con la aplicación de las radiaciones

ionizantes, o bien formación adecuada en mate-

ria de seguridad y protección radiológica.

Asimismo, se requiere un conocimiento sobre

los fundamentos y la tecnología de la protec-

ción radiológica, en función de la actividad a

desarrollar, distinguiéndose las dos modalidades

de instalaciones que se indican a continuación.

Modalidad A: instalaciones a las que se refiere

el Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre,

por el que se aprueba el Reglamento sobre ins-

talaciones nucleares y radiactivas.

Modalidad B: instalaciones que operan al am-

paro del Real Decreto 1891/1991, de 30 de di-

ciembre, sobre instalación y utilización de apa-

ratos de rayos X con fines de diagnóstico mé-

dico.

En los anexos IV y V se incluyen los programas

de formación teórica y los contenidos de las cla-

ses prácticas de ambas modalidades, equivalen-

tes, cada uno de ellos, a un curso de cuarenta

horas de duración (treinta horas de teoría y diez

horas de práctica).

4.1.2. Experiencia y entrenamiento. Se acredita-

rá una experiencia o entrenamiento mínimo de

tres meses en las tareas propias de la modali-

dad elegida, de los cuales, al menos uno, co-

rresponderá a prácticas sobre las tareas especí-

ficas del puesto de trabajo a desempeñar.

4.1.3. Aptitud médica. El candidato que requiera

ser clasificado como trabajador profesionalmente

expuesto, deberá disponer de un certificado de

aptitud para realizar las actividades que implican

riesgo de exposición asociado al puesto de tra-

bajo, de conformidad con lo establecido en el ca-

pítulo IV del Reglamento sobre Protección Sani-

taria contra Radiaciones Ionizantes, aprobado por

Real Decreto 783/2001, de 6 de julio.

4.2. Certificación. El Jefe del SPR o UTPR certi-

ficará la cualificación de los técnicos expertos

en protección radiológica, garantizando el cum-

plimiento de los requisitos de formación y en-

trenamiento señalados en los puntos 4.1.1 y

4.1.2, de acuerdo con el modelo que se propo-

ne en el anexo VI.

Quinto. Entrenamiento continuado

La actualización de normativa en materia de pro-

tección radiológica, la puesta en marcha de nue-

vas técnicas que requieran el uso de radiacio-

nes ionizantes, la adquisición de equipamiento

y, en general, la aplicación del criterio de opti-

mización radiológica, exigirá una formación con-

tinuada y la actualización de procedimientos de

6

trabajo de las personas que realizan las tareas

del SPR o UTPR.

Con este fin, el Jefe de SPR o UTPR adecuará

en todo momento su nivel de formación y ga-

rantizará, mediante los programas de formación

y entrenamiento que procedan, que se mantie-

ne un nivel de competencia del personal de SPR

o UTPR en consonancia con las funciones asig-

nadas y de acuerdo con su responsabilidad.

Sexto. Archivo

El SPR o UTPR deberá disponer de un archivo,

actualizado y disponible ante el CSN, que con-

tenga la documentación relativa a la certificación

de los técnicos expertos en protección radioló-

gica. En dicho archivo constará:

Copia de la titulación académica y de los di-

plomas o certificados acreditativos de la forma-

ción a que se refiere el apartado 4.1.1.

Documentación de los cursos de formación es-

pecíficos realizados en cumplimiento de lo re-

querido en el apartado 4.1.1 (plan docente, que

incluya: profesorado, programa del curso y ma-

terial utilizado, así como resultados de los exá-

menes propuestos).

Documentación acreditativa de la formación con-

tinuada impartida a las personas del SPR o UTPR,

según lo expuesto en el apartado quinto.

Séptimo. Infracciones y sanciones




posiciones de esta Instrucción serán sanciona-

bles de conformidad con lo establecido en el

capítulo XIV de la Ley 25/1964, de 29 de abril,

sobre Energía Nuclear, en la redacción dada al

mismo por la disposición adicional quinta de la

Ley 54/1997, de 27 de noviembre, del Sector

Eléctrico, así como por la disposición adicional

quinta de la Ley 14/1999, de 4 de mayo, de Ta-

sas y Precios Públicos por servicios prestados

por el Consejo de Seguridad Nuclear.

Disposición transitoria única. Plazo de re-

gularización.

El titular de un SPR o UTPR que, a la entrada

en vigor de la presente Instrucción, cuente con

personas que, bajo la dirección del Jefe, reali-

zan funciones propias del SPR o UTPR, dispon-

drá de un plazo de seis meses a contar desde

la fecha de entrada en vigor para regularizar la

situación de las mismas, de conformidad con lo

establecido en el apartado cuarto.


Quedan derogadas cuantas disposiciones de

igual o inferior rango se opongan a lo dispues-

to en la presente Instrucción.




cial del Estado».

Madrid, 6 de noviembre de 2002.—La Presiden-

ta, María Teresa Estevan Bolea.


guridad Nuclear.

7

ANEXO IModelo de solicitud de diploma de Jefe de Servicio de Protección Radiológica

Datos del solicitante

Nombre:________________________________ 1er Apellido: _______________________________________

2er Apellido: _______________________________________

DNI o Pasaporte: _________________________

Titulación académica: _______________________________________________________________________

Domicilio (Calle, no):________________________________________________________________________

Localidad: _______________________________________ Provincia: ________________________________

C.P.: ____________________________________________ Teléfono: ______________ / ________________

Datos de la instalación o en el caso de una unidad técnica de protección radiológica, datos de la entidad

a la que pertenezca

Instalación o Entidad: _______________________________________________________________________

Titular (Empresa u Organismo): ______________________________________________________________

Emplazamiento: __________________________________ Localidad: ________________________________

Provincia: __________________________ C.P.: ________ Teléfono:_______________ / ________________

Observaciones: _____________________________________________________________________________

__________________________________________________________________________________________

___________________

En ____________________ a, ________ de ______________________ de _________

(Firma)

Excmo. Sr. Presidente del Consejo de Seguridad Nuclear

C/ Justo Dorado, 11 - 28040 MADRID

Al dorso se indica la documentación a adjuntar a la solicitud.

8

9

Dorso que se cita:

1. Copia del documento nacional de identidad

o pasaporte.

2. Documentación que acredite la formación

académica o profesional y, en particular, su ex-

periencia con radiaciones ionizantes. Copia por

ambas caras de los diplomas de los cursos de

capacitación realizados.

3. a) Caso de que el diploma se vaya a aplicar

en un SPR:

Certificado del titular de la instalación en el que

consten las misiones que el solicitante va a

desempeñar dentro de la instalación y para las

cuales ha de aplicarse el Diploma.

b) Caso de que el diploma se vaya a aplicar en

el ámbito de una UTPR:

Certificado emitido por el Gerente de la entidad

a la que pertenezca la UTPR, o declaración ju-

rada en el caso de que éste sea el solicitante del

diploma, en el que consten las misiones que el

solicitante va a desempeñar en las instalaciones

a las que preste servicio y para las cuales ha de

aplicarse el diploma.

4. Certificado de aptitud para realizar las activi-

dades que implican riesgo de exposición aso-

ciado al puesto de trabajo, de conformidad con

lo establecido en el capítulo IV del Reglamento

sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Io-

nizantes, aprobado por Real Decreto 783/2001,

de 6 de julio.

5. Impreso de liquidación (modelo 801) debi-

damente ingresado (ejemplar para el Consejo de

Seguridad Nuclear).

ANEXO IIPrograma de Formación Teórica para obtener el diploma de Jefe de un Servicio oUnidad Técnica de Protección Radiológica

1. Conceptos básicos.

1.1. Radiactividad natural y artificial. Leyes fun-

damentales.

1.2. Naturaleza y propiedades de la radiación.

1.3. Reacciones nucleares. Sección eficaz. Fisión

nuclear.

1.4. Interacción de la radiación con la materia.

1.5. Equipos productores de radiaciones ioni-

zantes.

1.6. Magnitudes y unidades radiológicas.

2. Detección y medida de la radiación ionizante.

2.1. Principios físicos de detección.

2.2. Sistemas de detección y medida.

2.3. Control de calidad, calibración y verifica-

ción de sistemas de detección y medida.

2.4. Estadística de contaje y errores. Fiabilidad.

Límites de detección. Tratamiento estadísti-

co de resultados.

3. Riesgos de la radiación ionizante.

3.1. Irradiación externa.

3.2. Contaminación. Vías de incorporación, depó-

sito y eliminación en el organismo humano.

3.3. Impacto ambiental. Fuentes emisoras de ra-

diación. Vías de exposición.

4. Radiobiología.

4.1. Mecanismos de acción de la radiación io-

nizante sobre los organismos vivos.

4.2. Radiosensibilidad celular.

4.3. Respuesta celular a la radiación. Curva de

supevivencia celular. Factores modificadores.

4.4. Respuesta sistemática y orgánica total a la

radiación. Efectos somáticos y genéticos.

Efectos estocásticos y no estocásticos o de-

terministas.

4.5. Detrimento producido por la acción de la

radiación ionizante.

4.6. Estudios epidemiológicos.

5. Dosimetría.

5.1. Principales sistemas de dosimetría personal.

Características y ámbito de aplicación.

5.2. Métodos directos e indirectos para la deter-

minación de la contaminación interna. Esti-

mación de la dosis.

5.3. Dosimetría de área o de zona.

5.4. Indicadores biológicos.

6. Protección radiológica.

6.1. Objetivos y principios.

6.2. Justificación de actividades que implican un

riesgo radiológico.

6.3. Optimización de la protección radiológica.

6.4. Limitación de dosis.

7. Instalaciones nucleares y radiactivas.

7.1. Instalaciones nucleares. Tipos y caracterís-

ticas generales.

7.2. Instalaciones del ciclo del combustible nu-

clear. Tipos y características generales.

7.3. Instalaciones radiactivas con fines científi-

cos, médicos, agrícolas, comerciales o in-

dustriales. Categorías. Características de las

fuentes radiactivas, equipos portadores de

fuentes radiactivas o equipos generadores

de radiaciones ionizantes, de uso frecuente

en las instalaciones, tales como:

Irradiación industrial.

Control de procesos.

Radiología industrial.

Investigación.

Docencia.

Medicina nuclear.

Radioterapia.

Diagnóstico médico.

8. Protección radiológica intrínseca.

8.1. Análisis de riesgos radiológicos de la insta-

lación.

8.2. Medidas de seguridad radiológica asocia-

das al proyecto (selección de emplaza-

miento, diseño, selección de fuentes y

aparatos radiactivos, equipos de medida,

sistemas de protección, ...).

8.3. Normativa específica aplicable (Normas

UNE, CEI, ISO, Marca CE, certificado de

conformidad...).

8.4. Confinamiento de fuentes radiactivas.

8.5. Cálculo de blindajes:

a) Partículas cargadas. Radiación de frenado.

b) Radiación electromagnética.

Cálculo de blindajes para fuentes puntuales.

Cálculo de blindajes para fuentes extensas de

geometrías sencillas.

c) Neutrones. Consideración sobre los mecanis-

mos de activación neutrónica en el cálculo de

blindajes.

8.6. Sistemas auxiliares. Ventilación y filtración.

Aire acondicionado. Gestión de residuos.

Sistemas contra incendios.

9. Protección radiológica operacional.

9.1. Riesgos radiológicos asociados a las instala-

ciones, tanto durante el funcionamiento nor-

mal, como en situaciones de emergencia.9.2. Clasificación de los trabajadores profesio-

nalmente expuestos y de las zonas de tra-

bajo, en función de los riesgos asociados.

9.3. Establecimiento de normas de trabajo, ac-

ceso y permanencia en zonas con riesgo ra-

diológico.

9.4. Vigilancia y control sobre el movimiento,

transporte y almacenamiento del material

radiactivo.

9.5. Vigilancia de la radiación, contaminación,

efluentes y residuos radiactivos.

9.6. Descontaminación, descripción de técnicas

y procesos.

9.7. Mantenimiento, verificación y calibración de

los sistemas de detección y medida de las

radiaciones ionizantes.

9.8. Vigilancia médica y dosimétrica de los tra-

bajadores profesionalmente expuestos.

9.9. Formación y entrenamiento del personal.

9.10. Optimización de la protección radiológica.

10

9.11. Control de calidad en las instalaciones.

9.12. Participación en la planificación y realiza-

ción de simulacros de emergencia.

10. Protección radiológica del público.

10.1. Sistema de limitación de vertidos.

10.2. Metodología de cálculo de dosis por ver-

tidos líquidos y gaseosos.

10.3. Dispersión atmosférica e hidrológica.

10.4. Estudio analítico radiológico.

10.5. Programa de vigilancia radiológica am-

biental.

10.6. Origen y gestión de los residuos radiacti-

vos sólidos.

10.7. Almacenamiento de residuos.

10.8. Desmantelamiento de instalaciones.

11. Legislación y normativa.

11.1. Legislación aplicable:

• Ley 25/1964 sobre la Energía Nuclear.

• Ley 15/1980 de Creación del Consejo de Se-

guridad Nuclear, modificada por la Ley 14/99.

• Ley 54/1997 del Sector Eléctrico, que modifi-

ca la Ley 25/1964 y la Ley 15/1980.

• Real Decreto 1836/1999, por el que se aprue-

ba el Reglamento sobre Instalaciones Nuclea-

res y Radiactivas.

• Real Decreto 783/2001, por el que se aprue-

ba el Reglamento sobre Protección Sanitaria

contra Radiaciones Ionizantes.

• Real Decreto 1132/1990, por el que se esta-

blecen medidas fundamentales de protección

radiológica de las personas sometidas a exá-

menes y tratamientos médicos.

• Real Decreto 1891/1991, sobre instalación y

utilización de aparatos de rayos X con fines

de diagnóstico médico.


blecen los criterios de calidad en radiodiag-

nóstico.


blecen los criterios de calidad en medicina nu-

clear.

• Real Decreto 479/1993, por el que se regulan

los radiofármacos de uso humano.


blecen los criterios de calidad en radiotera-

pia.

• Real Decreto 413/1997, sobre protección ope-

racional de los trabajadores externos con ries-

go de exposición a radiaciones ionizantes por

intervención en zona controlada.

• Real Decreto 220/1997, por el que se crea y

regula la obtención del título oficial de Espe-

cialista en Radiofisica Hospitalaria.

• Orden de Ministerio de Sanidad y Consumo,

de 12 de julio de 1982, sobre exploraciones

radiológicas en Medicina e Higiene Escolar.

• Orden del Ministerio de Relaciones con las

Cortes y de la Secretaría del Gobierno, de 18

de octubre de 1989, por la que se suprimen

las exploraciones radiológicas sistemáticas en

los exámenes de salud de carácter preventivo.

• Reglamentación aplicable al transporte de ma-

teriales radiactivos.

• Normativa del CSN.

11.2. Recomendaciones y normativa nacionales:

• Guías de Seguridad del Consejo de Seguridad

Nuclear.

• Normas UNE.

• Publicaciones técnicas aplicables de la Socie-

dad Española de Protección

• Radiológica, Sociedad Española de Física Mé-

dica, Sociedad Nuclear Española...

11.3. Recomendaciones y normativa internacio-

nales:

• Directivas del EURATOM aplicables.

• Normas ISO, CEI, EN...

• Recomendaciones de la Comisión Internacio-

nal de Protección Radiológica,

• Organismo Internacional de la Energía Ató-

mica, Agencia para la Energía Nuclear de la

OCDE...

11

ANEXO IIIPrograma de formación práctica para obtener el diploma de Jefe de unServicio o Unidad Técnica de ProtecciónRadiológica

1. Descripción de las instalaciones. Verificación

de los sistemas implicados en protección radio-

lógica.

2. Organización del Servicio de Protección Ra-

diológica.

3. Clasificación de los lugares de trabajo y do-

simetría de los trabajadores expuestos.

4. Verificación de los detectores de radiación y

contaminación.

5. Cálculo de la dosis debida a irradiación ex-

terna y estimación de la dosis debida a conta-

minación interna que pudiera recibir el perso-

nal de operación.

6. Técnicas de descontaminación aplicables a

personas, materiales y equipos.

7. Técnicas de muestreo y medida para la esti-

mación de la contaminación de fluidos.

8. Gestión de residuos y efluentes radiactivos

producidos en las instalaciones.

9. Programas de reducción de dosis. Optimiza-

ción de la protección radiológica.

10. Participación en la organización de la pro-

tección radiológica dentro del Plan de Emer-

gencia. Simulacros de emergencia. Actuación en

caso de accidente.

11. Programas de formación continuada de los

trabajadores expuestos.

12. Diseño de las instalaciones.

13. Verificación de los equipos y fuentes ra-

diactivas.

14. Procedimientos de operación y control de

las técnicas aplicables en las instalaciones.

15. Registro de instalaciones de rayos X con fi-

nes de diagnóstico médico.

16. Control de calidad en las instalaciones.

ANEXO IVPrograma de formación teórica para el técnico experto en protección radiológica deun Servicio o Unidad Técnica de ProtecciónRadiológica

Modalidad A: Instalaciones nucleares

y radiactivas

1. Las radiaciones ionizantes: Naturaleza de la

radiación alfa, beta, rayos X, gamma y neu-

trones. Interacción de la radiación con la

materia.

2. Magnitudes y unidades Detección y medida

de la radiación. Estadística básica asociada a las

medidas. Equipos de medida.

3. Riesgos de la radiación. Irradiación externa y

contaminación. Radiotoxicidad. Incorporación

de los radionucleidos en el organismo humano.

Vías de incorporación.

4. Efectos biológicos de las radiaciones ioni-

zantes. Efectos estocásticos y no estocásticos o

deterministas. Efectos somáticos y genéticos. Sín-

drome de irradiación aguda.

5. Protección radiológica: Conceptos, objeti-

vos y principios. Limitación de dosis. Progra-

mas de reducción de dosis para una determi-

nada práctica. Criterios básicos para el cálculo

de blindajes.

12

6. Protección radiológica operacional, de

acuerdo con lo establecido en el Reglamento

sobre protección sanitaria contra radiaciones

ionizantes. Funciones y responsabilidades del

personal, en operación normal y en caso de

accidente.

7. Procedimientos operacionales, tales como:

Recepción, control, almacenamiento y movi-

miento del material radiactivo. Verificaciones

periódicas. Control de calidad. Gestión de re-

siduos radiactivos. Vigilancia de efluentes. Ac-

tuación en caso de incidente o accidente ra-

diológico. Registros.

8. Legislación y normativa básica en vigor, apli-

cable a las instalaciones nucleares y radiactivas:

Ley 25/1964 sobre la Energía Nuclear.

Ley 15/1980 de creación del Consejo de Seguri-

dad Nuclear, modificada por la Ley 14/1999.

Real Decreto 783/2001 por el que se aprueba el


Radiaciones Ionizantes.

Real Decreto 1836/1999 por el que se aprueba

el Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y

Radiactivas.

Reglamentación aplicable al transporte de mate-

riales radiactivos.

Normativa del Consejo de Seguridad Nuclear.

9. Legislación y normativa específica aplicable a

las instalaciones a las que se vaya a prestar ser-

vicios: Condicionado de autorización y especifi-

caciones técnicas de funcionamiento de las ins-

talaciones, Reglamento de Funcionamiento y

Plan de Emergencia.

Modalidad B: Instalaciones de rayos X

con fines de diagnóstico médico

1. Conceptos básicos: Producción y cualidades de

los rayos X. Naturaleza de los rayos X. Interacción

de la radiación con la materia. Atenuación de los

rayos X. Formación de la imagen radiológica.

2. Características fisicas de los equipos y haces

de radiación: Generadores, tubos, sistemas de

imagen y dispositivos asociados.

3. Magnitudes y unidades. Detección y medida

de la radiación. Equipos de medida.

4. Riesgos existentes en las instalaciones de ra-

yos X: Radiación directa, dispersa y de fuga.

5. Efectos biológicos de las radiaciones ioni-

zantes. Efectos estocásticos y no estocásticos o

deterministas. Efectos somáticos y genéticos. Sín-

drome de irradiación aguda.

6. Protección radiológica: Conceptos, objetivos

y principios. Sistema de limitación de dosis. Pro-

gramas de reducción de dosis para una deter-

minada práctica.

7. Protección radiológica operacional, de acuer-

do con lo establecido en el Reglamento sobre

protección sanitaria contra radiaciones ionizan-

tes. Funciones y responsabilidades del personal,

en operación normal y en caso de accidente.

8. Procedimientos operacionales, de acuerdo

con lo establecido en el Real Decreto 1891/1991

sobre instalación y utilización de aparatos de ra-

yos X con fines de diagnóstico médico.

9. Legislación y normativa básica en vigor apli-

cables a las instalaciones de radiodiagnóstico

médico:

Ley 25/1964 sobre la Energía Nuclear.

Ley 15/1980 de creación del Consejo de Seguri-

dad Nuclear, modificada por la Ley 14/1999.

Real Decreto 783/2001 por el que se aprueba el



Real Decreto 1132/1990 por el que se estable-

cen medidas fundamentales de protección ra-

diológica de las personas sometidas a exámenes

y tratamientos médicos.

13

Real Decreto 1891/1991 sobre instalación y uti-

lización de aparatos de rayos X con fines de

diagnóstico médico.

Real Decreto 1976/1999 por el que se estable-

cen los criterios de calidad en radiodiagnóstico.

Normativa del Consejo de Sguridad Nuclear.

ANEXO VPrograma de clases prácticas para formación del personal técnico experto enprotección radiológica perteneciente a unServicio o Unidad Técnica de ProtecciónRadiológica

Modalidad A: Instalaciones nucleares

y radiactivas

1. Verificación previa al uso de equipos de de-

tección de la radiación ionizante. Medida de ni-

veles de radiación y de contaminación ambien-

tal y superficial. Interpretación de los resultados.

2. Criterios de selección de los equipos detec-

tores en función del tipo, energía e intensidad

de la radiación incidente.

3. Dosímetros personales: Tipos y característi-

cas. Dosímetros cuya lectura es realizada por

centros debidamente autorizados por el CSN y

dosímetros operacionales de lectura directa. Ma-

nejo y precauciones. Dosimetría interna, conta-

dor de cuerpo entero.

4. Comprobación de la variación de la dosis

producida por una fuente de radiación puntual

en función de la distancia, tiempo de exposi-

ción y blindaje.

5. Manejo de fuentes radiactivas encapsuladas y

no encapsuladas. Uso de los sistemas de pro-

tección. Actuación en caso de incidentes con

contaminación radiactiva y en caso de acciden-

tes. Procedimientos de descontaminación apli-

cables a personas, materiales y equipos.

6. Aplicación práctica de la gestión de residuos

radiactivos: Clasificación, almacenamiento, eti-

quetado y registro. Decaimiento, dilución y eva-

cuación controlada de residuos radiactivos lí-

quidos y gaseosos.

7. Determinación de los factores tiempo, blin-

daje y distancia para diferentes casos prácticos,

en función de los niveles de radiación medidos

o estimados.

8. Clasificación y señalización de zonas de tra-

bajo.

Modalidad B: Instalaciones de rayos X

con fines de diagnóstico médico

1. Verificación previa al uso de equipos de de-

tección de la radiación ionizante. Medida de ni-

veles de radiación. Interpretación de los resul-

tados. Criterios de selección de los equipos

detectores de radiación.

2. Estimación de la dosis que podría recibir el per-

sonal de operación y miembros del público con-

siderando la carga de trabajo semanal, los resul-

tados de las medidas de los niveles de radiación,

los factores de ocupación y de uso. Comproba-

ción de la eficacia de los blindajes estructurales y

de los dispositivos de protección personal.

3. Clasificación y señalización de zonas de tra-

bajo.

4. Comprobación de la variación de la tasa de

dosis producida por la radiación dispersa en

función del tamaño del campo irradiado y de

las magnitudes correspondientes, tales como

diferencia de potencial e intensidad de la

corriente.

5. Determinación de los niveles de radiación

dispersa que recibiría el operador en función

de su posición con respecto al foco emisor y

al paciente.

14

15

6. Parámetros que intervienen en la calidad de

la imagen. Control de calidad de generadores y

tubos de rayos X (parámetros geométricos, ra-

diación de fuga, tiempo de exposición, rendi-

miento del tubo, calidad del haz, rejillas, con-

trol automático de exposición). Control de

calidad de los sistemas de visualización, sopor-

tes de la imagen, procesado y almacenamiento.

Control de calidad en equipos de mamografía.

Aplicación de programas de reducción de dosis

y procedimientos para optimización de la pro-

tección radiológica.

7. Utilización del Protocolo Español de Control

de Calidad en Radiodiagnóstico. Interpretación

de los resultados de los controles de calidad.

16

Anexo VIModelo de certificación

D/Dña. ................................................... Jefe de .......................................................... (Denominación del SPR o UTPR)

................................................................. CERTIFICA QUE ...................................................................................

D/Dña. ........................................................, ha recibido la adecuada formación como técnico experto en protecciónradiológica para realizar funciones del SPR ó UTPR.

1. DATOS PERSONALES

NOMBRE Y APELLIDOS: ................................................................................................................

ESTUDIOS ACADÉMICOS: ................................................................................................................

FECHA DE INGRESO EN EL SPR o UTPR: ................................................................................................................

CARGO O FUNCIÓN DESEMPEÑADA EN EL SPR o UTPR: ................................................................................................................

MODALIDAD Instalaciones nucleares y radiactivas �Instalaciones de radiodiagnóstico médico �

2. FORMACIÓN EN MATERIA DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

ENTIDAD DURACIÓN EXAMEN

Teoría(h) Prácticas(h) SÍ NO

1. DENOMINACIÓN DEL PROGRAMA ESPECÍFICO (ANEXOS IV y V)

...................................................................... ............................. ..................... .......................

...................................................................... ............................. ..................... .......................

2. DENOMINACIÓN DE CURSOS HOMOLOGADOS POR EL CSN

...................................................................... ............................. ..................... .......................

...................................................................... ............................. ..................... .......................

...................................................................... ............................. ..................... .......................

3. OTROS CURSOS DE FORMACIÓN...................................................................... ............................. ..................... ............................................................................................. ............................. ..................... ............................................................................................. ............................. ..................... .......................

3. EXPERIENCIA EN MATERIA DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

ENTIDAD TRABAJO DESARROLLADO Y TIPO DURACIÓN .......................................................... DE INSTALACIÓN (Fecha: inicio - final).......................................................... .......................................................... .................................................................................................................... .......................................................... ..........................................................

OBSERVACIONES: ..................................................................................................................................................................................................................................................................................................................

En ......................................, a ........... de ....................................... de ....................

FIRMA DEL JEFE DEL SPR o UTPR ...................................................................SELLO DE LA ENTIDAD ...................................................................

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CSN Instrucción IS-04, sobre documentación de centrales nucleares en desmantelamiento

Instrucción de 5 de febrerode 2003, del Consejo deSeguridad Nuclear, número IS-04, por la que se regulanlas transferencias, archivo ycustodia de los documentosrelativos a la protecciónradiológica en centralesnucleares con objeto de sudesmantelamiento y clausuraPublicada en el BOE nº 51 de 28 de febrero de 2003

Instrucción de 5 de febrero de 2003, delConsejo de Seguridad Nuclear, número IS-04, por la que se regulan lastransferencias, archivo y custodia de losdocumentos relativos a la protecciónradiológica en centrales nucleares conobjeto de su desmantelamiento y clausura

El Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el

que se aprueba el Reglamento sobre Protección

Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes («Boletín

Oficial del Estado» del 26), establece, en su ar-

tículo 38, que el historial dosimétrico de los tra-

bajadores expuestos, los documentos corres-

pondientes a la evaluación de dosis y a las

medidas de los equipos de vigilancia y los in-

formes referentes a las circunstancias y medidas

adoptadas en los casos de exposición acciden-

tal o de emergencia, deberán ser archivados por

el titular de la práctica, hasta que el trabajador

haya o hubiera alcanzado la edad de setenta y

cinco años, y nunca por un período inferior a

treinta años, contados a partir de la fecha de

cese del trabajador en aquellas actividades que

supusieran su clasificación como trabajador

expuesto.

Establece asimismo el mencionado artículo que

el titular de la práctica facilitará esta documen-

tación al Consejo de Seguridad Nuclear y, en

función de sus propias competencias, a las Ad-

ministraciones Públicas, y a los Juzgados y Tri-

bunales que la soliciten.

Asimismo el artículo 54 del citado Reglamen-

to de Protección Sanitaria contra las Radiacio-

nes Ionizantes, dispone que «los documentos

relativos a la medición de la exposición exter-

na y a las estimaciones de la incorporación de

radionucleidos y de la contaminación radiacti-

va, así como los resultados de la evaluación

de las dosis recibidas por los grupos de refe-

rencia y por la población, deben archivarse por

el titular».

El penúltimo párrafo del artículo 38 preceptúa

que al producirse el cese definitivo en las prác-

ticas reguladas por este Reglamento, los titula-

res de las mismas harán entrega al Consejo de

Seguridad Nuclear de los expedientes referidos

en el párrafo primero de este artículo, sin que

se prevea el destino que deben seguir los do-

cumentos y registros entregados.

Por otra parte resulta obligatorio, de acuerdo

con el artículo 34 del Reglamento sobre Protec-

ción Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes, re-

gistrar todas las dosis recibidas durante la vida

laboral de los trabajadores expuestos en un his-

torial dosimétrico individual.

Resulta por tanto necesario dictar la presente

Instrucción, con el fin de determinar qué tipo

de documentación deberá archivarse, custodiar-

se y entregarse cuando se produzca el cese de

las prácticas, con anterioridad a efectuarse la

transferencia de la titularidad y en todo caso con

vistas al proceso de desmantelamiento, y con

objeto de dar a esta documentación un trata-

miento adecuado y, en todo caso, homogéneo

con el previsto en el Reglamento sobre Protec-

ción Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes, a

efectos de dar cumplimiento a los artículos 35

h) y 37 de la Ley 30/1992, de 26 de noviembre,

de Régimen Jurídico de las Administraciones Pú-

blicas y del Procedimiento Administrativo Co-

mún («Boletín Oficial del Estado» del 27), don-

de se reconoce el derecho de los ciudadanos a

acceder a los archivos y registros, y teniendo en

cuenta lo dispuesto en la Ley Orgánica 15/1999,

de 13 de diciembre, de Protección de Datos de

Carácter Personal.

Como quiera que el Consejo de Seguridad Nu-

cear se obliga a disponer y gestionar un archi-

vo que se prevé de notables dimensiones y al

que deberá dedicar importantes medios mate-

riales y personales para su ordenación, proce-

sado y mantenimiento, deberá preverse su fi-

3

nanciación mediante la oportuna modificación

de la Ley 14/1999, de 4 de mayo, de Tasas y

Precios Públicos por Servicios Prestados por el

Consejo de Seguridad Nuclear.

Constituyendo los titulares de centrales nuclea-

res el ámbito de aplicación de esta Instrucción,

se contemplará en futuras regulaciones el resto

de instalaciones nucleares y las instalaciones ra-

diactivas. Asimismo queda fuera de regulación

por la presente Instrucción lo referente a la

transferencia de archivos y documentación re-

lativos a los historiales médicos de los trabaja-

dores expuestos (artículo 44 del Reglamento so-

bre Protección Sanitaria contra Radiaciones

Ionizantes).



2) de la Ley 15/1980, de 22 de abril, de crea-


redacción dada por la disposición adicional pri-

mera de la Ley 14/1999, de 4 de mayo, tenien-

do en cuenta el acuerdo del Consejo de Segu-

ridad Nuclear de fecha 12 de diciembre de 2000

por el que se adoptan los instrumentos jurídicos

administrativos en la toma de decisiones, y pre-

via consulta a los sectores afectados, y tras los

informes técnicos oportunos, este Consejo, en

su reunión del día 05 de febrero del 2003, ha

dispuesto lo siguiente:


La presente Instrucción tiene por objeto regular

el archivo y custodia de los documentos y re-

gistros exigidos en los artículos 38, 34, 54 y con-

cordantes del Real Decreto 783/2001, de 6 de

julio, por el que se aprueba el Reglamento so-

bre Protección Sanitaria contra Radiaciones Io-

nizantes, con carácter previo a la transferencia

de titularidad de las centrales nucleares que se

efectúe con objeto de su desmantelamiento y

clausura.

Esta Instrucción será de aplicación a los titula-

res de las autorizaciones de explotación de cen-

trales nucleares, contempladas en el Real De-

creto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que

se aprueba el Reglamento sobre Instalaciones

Nucleares y Radiactivas.

Segundo. Archivo de la documentación

Los titulares de las autorizaciones definidas en

el punto anterior, cuando se produzca el cese

definitivo en las prácticas y con carácter previo

a la transferencia de titularidad y de la conce-

sión de la autorización de desmantelamiento de

las centrales nucleares, deberán remitir al Con-

sejo de Seguridad Nuclear toda la documenta-

ción a que se hace referencia en los artículos 38

en relación con el 34, el 54 y concordantes del



nitaria contra Radiaciones Ionizantes.

Los titulares deberán asimismo remitir al Con-

sejo de Seguridad Nuclear los documentos y re-

gistros que se produzcan con anterioridad a la

transferencia de titularidad pero que se verifi-

quen o evidencien con posterioridad a la mis-

ma, en cuanto se obtengan y en todo caso den-

tro del plazo de seis meses a contar desde que

se produzca la mencionada transferencia de

titularidad.

A estos efectos, se detalla en los anexos la do-

cumentación que los titulares de las centrales

nucleares deben necesariamente remitir al Con-

sejo de Seguridad Nuclear, todo ello sin perjui-

cio de lo establecido en las respectivas autori-

zaciones y los tiempos de registro del sistema

documental licenciado en cada instalación.

Tercero. Responsabilidad del archivo

El Consejo de Seguridad Nuclear deberá man-

tener y gestionar el archivo de la documenta-

ción referida en esta instrucción hasta que el

trabajador a que se refiera en cada caso haya

4

o hubiera alcanzado la edad de setenta y cin-

co años, y nunca por un período inferior a trein-

ta años a partir de la entrega de la documen-

tación que efectúe cada uno de los titulares de

las centrales nucleares a partir del cese de las

prácticas.

El Consejo de Seguridad Nuclear se considera-

rá como mero depositario de la documentación

recibida y no asumir ninguna responsabilidad

derivada de la veracidad o exactitud de los da-

tos en ella contenidos, sin perjuicio del deven-

go de las tasas que esta actividad pueda oca-

sionar, que serán exigibles al titular de la

instalación o a las entidades que asuman los de-

rechos y obligaciones derivadas de la extinción,

modificación y subrogación del titular inicial-

mente responsable.

Cuarto. Desarrollo y elaboración de nor-

mativa posterior

El Consejo de Seguridad Nuclear desarrollará el

contenido de esta Instrucción para cada caso

concreto teniendo en cuenta las singularidades

de los mismos, así como se implementarán las

normas por las que deberá regularse el traspa-

so de la documentación necesaria correspon-

diente a las fases de desmantelamiento y clau-

sura de las centrales nucleares y otro tipo de

instalaciones.

Quinto. Infracciones y sanciones

El incumplimiento de esta Instrucción Técnica

supone una infracción de un requerimiento re-

glamentario y le será de aplicación lo dispues-

to en los artículos 91 a 95, ambos inclusive, de

la Ley 25/1964, de Energía Nuclear, en la re-

dacción dada a los mismos por la disposición

adicional quinta de la Ley 54/1997, del Sector

Eléctrico, modificada por la disposición adicio-

nal quinta de la Ley 14/1999, de Tasas y Precios

Públicos, por servicios prestados por el Conse-

jo de Seguridad Nuclear.




cial del Estado».

Lo que comunico a V. I. para su conocimiento

y efectos oportunos.

Madrid, 5 de febrero de 2003.—La Presidenta,

María Teresa Estevan Bolea.


guridad Nuclear.

ANEXO IProtección radiológica de los trabajadoresexpuestos

Dosimetría de la radiación externa:

Historiales dosimétricos a los que se hace refe-

rencia en el artículo 34 del Real Decreto

783/2001.

Certificados dosimétricos expedidos por el ser-

vicio de dosimetría personal autorizado con el

que, en cada momento, se hubiera concertado

la prestación de dicho servicio.

Registros relativos a cualquier asignación de do-

sis que modifique los datos que aparecen en los

certificados dosimétricos expedidos por el ser-

vicio de dosimetría personal autorizado.

En caso de los trabajadores expuestos a los que

se hubieran asignado dosis a partir de los re-

sultados de la vigilancia radiológica del am-

biente de trabajo se deberán archivar y remitir,

para cada dosis asignada, tanto las medidas de

los equipos de vigilancia como los documentos

relativos a la evaluación de dichas dosis.

En caso de que el servicio de dosimetría perso-

nal autorizado hubiera formado parte de la or-

5

ganización de la propia instalación se deberá ar-

chivar y remitir además cuanta información re-

sulte necesaria para poder reproducir las dosis

que figuran en los certificados dosimétricos que,

como mínimo, incluirá:

Procedimientos que regulan el funcionamiento

del servicio de dosimetría.

Lecturas registradas por el sistema de lectura y

gráficas de emisión (glow curves) asociadas a

las lecturas, en los términos que hubiera reque-

rido el CSN para el funcionamiento del servicio

de dosimetría personal.

Factores de calibración.

Factores de corrección de sensibilidad del(os)

elemento(s) sensible(s).

Lecturas de dosímetros de calibración.

Lecturas de dosímetros de fondo.

Algoritmo de cálculo de las dosis.

Calibraciones anuales del sistema de lectura.

Anomalías acaecidas en el proceso de asigna-

ción de dosis.

Asignaciones de dosis en caso de anomalías en

las lecturas dosimétricas.

Asignaciones de dosis en caso de pérdidas de

las lecturas dosimétricas.

Dosimetría de la radiación interna:

Historiales dosimétricos a los que se hace refe-

rencia en el artículo 34 del Real Decreto

783/2001.

Certificados expedidos por el servicio de dosime-

tría personal autorizado con el que, en cada mo-

mento, se hubiera concertado la prestación de di-

cho servicio, y datos relativos a las medidas

obtenidas (isótopos y actividad) en las determi-

naciones instrumentales realizadas como partedel

programa de control de la contaminación interna.

Registros relativos a cualquier asignación de do-

sis que modifique los datos que aparecen en los

certificados dosimétricos expedidos por el ser-

vicio de dosimetría personal autorizado.

En caso de los trabajadores expuestos a los que

se hubieran asignado dosis a partir de los re-

sultados de la vigilancia radiológica del am-

biente de trabajo se deberán archivar y remitir,

para cada dosis asignada, tanto las medidas de

los equipos de vigilancia como los documentos

relativos a la evaluación de dichas dosis.

En caso de que el servicio de dosimetría perso-

nal autorizado hubiera formado parte de la or-

ganización de la propia instalación se deberá ar-

chivar y remitir además cuanta información

resulte necesaria para poder reproducir las do-

sis que figuran en los certificados dosimétricos

que, como mínimo, incluirá:

Procedimientos que regulan el funcionamiento

del servicio de dosimetría.

Procedimiento de cálculo de dosis.

Valores de los parámetros utilizados en el algo-

ritmo de cálculo de dosis.

Registros de los espectros obtenidos en la rea-

lización de las medidas de contaminación

interna.

Informes elaborados en relación con la asigna-

ción de dosis.

Informes elaborados en relación con la calibra-

ción de los equipos.

Registros correspondientes a las verificaciones,

mediante fuente radiación, de la calibración de

los detectores de INa.

Información adicional:

En caso de trabajadores que se hubiera visto in-

volucrados en una exposición accidental o de

emergencia, en los términos del artículo 32 del

Real Decreto 783/2001, se deberá archivar y re-

mitir cuanta información resulte pertinente para

aclarar las circunstancias acaecidas y las medi-

das que se hubieran adaptado.

6

En caso de trabajadores que se hubiera visto in-

volucrados en una superación de los límites de

dosis, se deberá archivar y remitir cuanta infor-

mación resulte pertinente para aclarar las cir-

cunstancias acaecidas y las medidas que se hu-

bieran adaptado.

En caso de sucesos notificables con implicacio-

nes radiológicas, que hubieran requerido la es-

timación de las dosis recibidas por los trabaja-

dores expuestos como consecuencia del suceso,

se deberán archivar y remitir cuantos informes

se hubieran elaborado con tal motivo.

ANEXO IIProtección radiológica del público y el medioambiente

Control de efluentes y vigilancia ambiental:

Los Manuales de Cálculo de Dosis en el Exte-

rior (MCDE) en sus diferentes revisiones.

Procedimientos y registros de los efluentes:

Los procedimientos del MCDE relativos al Pro-

grama de Control de Efluentes (PROCER).

Los documentos correspondientes a los resulta-

dos de todos los análisis, verificaciones y cál-

culos realizados, de acuerdo con lo establecido

en dichos procedimientos

Procedimientos y registros de la vigilancia ra-

diológica ambiental:

Los procedimientos del MCDE relativos al pro-

grama de vigilancia radiológica ambiental

(PVRA).



culos realizados por la propia instalación y por

los laboratorios colaboradores, obtenidos en la

aplicación de los procedimientos correspon-

dientes.

En las instalaciones en que el control de efluen-

tes y el programa de vigilancia radiológica am-

biental no estén desarrollados en el MCDE, la

información a mantener y remitir aplicando los

mismos criterios, sería:

Programa de control de efluentes en sus dife-

rentes revisiones.

Programa de vigilancia radiológica ambiental en

sus diferentes revisiones.

Procedimientos necesarios para el adecuado

desarrollo de ambos programas.



culos realizados por la propia instalación y por

los laboratorios colaboradores, obtenidos en la

aplicación de los procedimientos correspon-

dientes.

7

Inst

rucc

ión

IS-0

5, s

obre

val

ores

de

exen

ción

par

a nu

clei

dos

CSN Instrucción IS-05, sobre valores de exención para nucleidos

Instrucción IS/05 de 26 defebrero de 2003, delConsejo de SeguridadNuclear, por la que sedefinen los valores deexención para nucleidossegún se establece en lastablas A y B del anexo I delReal Decreto 1836/1999Publicada en el BOE nº 86 de 10 de abril de 2003

Instrucción IS/05 de 26 de febrero de2003, del Consejo de Seguridad Nuclear,por la que se definen los valores deexención para nucleidos según seestablece en las tablas A y B del anexo Idel Real Decreto 1836/1999

El Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre,

por el que se aprobó el Reglamento sobre Ins-

talaciones Nucleares y Radiactivas («Boletín Ofi-

cial del Estado» número 313, de 31 de diciem-

bre de 1999) establece en su artículo 35 que, a

los efectos del mismo, no tendrán la considera-

ción de instalación radiactiva aquellas en que in-

tervengan sustancias radiactivas cuya actividad o

actividad por unidad de masa no exceda de los

valores de exención indicados en la tabla A del

anexo I del mencionado Reglamento.

También se establece que, cuando sea necesa-

rio, el Consejo de Seguridad Nuclear asignará

valores adecuados para las actividades y activi-

dades por unidad de masa de los nucleidos que

no se recojan en la tabla A.

Los valores de exención que se recogen en la

referida tabla A se corresponden con los indi-

cados en el anexo I de la Directiva 96/29 Eura-

tom del Consejo de la Unión Europea por la que

se establecen las normas básicas relativas a la

protección sanitaria de los trabajadores y de la

población contra los riesgos que resultan de las

radiaciones ionizantes.

Aplicando la misma metodología y consideran-

do los mismos criterios de dosis, el National Ra-

diological Protection Board del Reino Unido, en

su documento NRPB-R306, ha determinado los

valores correspondientes a otros nucleidos. Tras

su análisis, dicho documento se ha considerado

adecuado como base para la asignación de los

valores a aquellos nucleidos no incluidos en la

citada tabla A del Reglamento sobre Instalacio-

nes Nucleares y Radiactivas, así como los con-

tenidos en la tabla B del mismo que también se

completa en esta instrucción.



2º) de la Ley 15/1980, de 22 de abril, de crea-


redacción otorgada por la Disposición adicional


via consulta a los sectores afectados, tras los in-

formes técnicos oportunos, este Consejo de Se-

guridad Nuclear, en su deliberación del día 26

de febrero de 2003 ha dispuesto lo siguiente:


El objeto de esta instrucción es asignar los va-

lores de actividad y de actividad por unidad de

masa para los nucleidos de las tablas A y B del

anexo I del Real Decreto 1836/1999, de 3 de di-

ciembre, por el que se aprobó el Reglamento so-

bre Instalaciones Nucleares y Radiactivas.

Segundo. Asignación de valores

En las tablas que se adjuntan se recogen los nu-

cleidos ya considerados en las tablas A y B del


ciembre, por el que se aprobó el Reglamento

sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas, a los

que se añaden otros a los que mediante esta

Instrucción se les asigna un valor de actividad

y de actividad por unidad de masa.


Las tablas reseñadas en la presente Instrucción

sustituyen y dejan sin efecto las tablas A y B del


ciembre, por el que se aprobó el Reglamento so-

bre Instalaciones Nucleares y Radiactivas.

Disposición final única

La presente instrucción entrará en vigor al día

siguiente de su publicación en el «Boletín Ofi-

cial del Estado».

Lo que comunico a V.I. para su conocimiento y

efectos oportunos.

Madrid, 26 de febrero de 2003. La Presidenta,

María-Teresa Estevan Bolea.

Ilmo. Sr. Secretario General del Consejo de Se-

guridad Nuclear.

3

Tabla A

ActividadActividad por

Elemento/nucleido —unidad de masa

(Bq)—

(kBq/kg)

Hidrógeno:

Compuestos tritiados

(inc OBT).................. 1 109 1 106

Elemental ...................... 1 109 1 106

Berilio:

Be-7................................ 1 107 1 103

Be-10.............................. 1 106 1 104

Carbono:

C-11................................ 1 106 1 101

C-11 monóxido ............ 1 109 1 101

C-11 dióxido ................ 1 109 1 101

C-14................................ 1 107 1 104

C-14 monóxido ............ 1 1011 1 108

C-14 dióxido ................ 1 1011 1 107

Nitrógeno:

N-13 .............................. 1 109 1 102

Neón:

Ne-19 ............................ 1 109 1 102

Oxígeno:

O-15 .............................. 1 109 1 102

Fluor:

F-18 ................................ 1 106 1 101

Sodio:

Na-22 ............................ 1 106 1 101

Na-24 ............................ 1 105 1 101

Magnesio:

Mg-28+ .......................... 1 105 1 101

Aluminio:

A1-26.............................. 1 105 1 101

Silicio:

Si-31 .............................. 1 106 1 103

Si-32 .............................. 1 106 1 103

Fósforo:

P-32................................ 1 105 1 103

P-33................................ 1 108 1 105

Tabla A (continuación)



(Bq)—

(kBq/kg)

Azufre:

S-35 ................................ 1 108 1 105

S-35 (orgánico) ............ 1 108 1 105

S-35 (vapor) .................. 1 109 1 106

Cloro:

Cl-36 .............................. 1 106 1 104

Cl-38 .............................. 1 105 1 101

Cl-39 .............................. 1 105 1 101

Argón:

Ar-37 .............................. 1 108 1 106

Ar-39 .............................. 1 104 1 107

Ar-41 .............................. 1 109 1 102

Potasio:

K-40 .............................. 1 106 1 102

K-42 .............................. 1 106 1 102

K-43 .............................. 1 106 1 101

K-44 .............................. 1 105 1 101

K-45 .............................. 1 105 1 101

Calcio:

Ca-41.............................. 1 107 1 105

Ca-45.............................. 1 107 1 104

Ca-47.............................. 1 106 1 101

Scandio:

Sc-43 .............................. 1 106 1 101

Sc-44 .............................. 1 105 1 101

Sc-44m .......................... 1 107 1 102

Sc-46 .............................. 1 106 1 101

Sc-47 .............................. 1 106 1 102

Sc-48 .............................. 1 105 1 101

Sc-49 .............................. 1 105 1 103

Titanio:

Ti-44+ ............................ 1 105 1 101

Ti-45 .............................. 1 106 1 101

Vanadio:

V-47................................ 1 105 1 101

4




(Bq)—

(kBq/kg)

V-48................................ 1 105 1 101

V-49................................ 1 107 1 104

Cromo:

Cr-48 .............................. 1 106 1 102

Cr-49 .............................. 1 106 1 101

Cr-51 .............................. 1 107 1 103

Manganeso:

Mn-51 ............................ 1 105 1 101

Mn-52 ............................ 1 105 1 101

Mn-52m.......................... 1 105 1 101

Mn-53 ............................ 1 109 1 104

Mn-54 ............................ 1 106 1 101

Mn-56 ............................ 1 105 1 101

Hierro:

Fe-52 .............................. 1 106 1 101

Fe-55 .............................. 1 106 1 104

Fe-59 .............................. 1 106 1 101

Fe-60+ ............................ 1 105 1 102

Cobalto:

Co-55 ............................ 1 106 1 101

Co-56 ............................ 1 105 1 101

Co-57 ............................ 1 106 1 102

Co-58 ............................ 1 106 1 101

Co-58m .......................... 1 107 1 104

Co-60 ............................ 1 105 1 101

Co-60m .......................... 1 106 1 103

Co-61 ............................ 1 106 1 102

Co-62m .......................... 1 105 1 101

Níquel:

Ni-56 .............................. 1 106 1 101

Ni-57 .............................. 1 106 1 101

Ni-59 .............................. 1 108 1 104

Ni-63 .............................. 1 108 1 105

Ni-65 .............................. 1 106 1 101

Ni-66 .............................. 1 107 1 104

Cobre:

Cu-60 ............................ 1 105 1 101




(Bq)—

(kBq/kg)

Cu-61 ............................ 1 106 1 101

Cu-64 ............................ 1 106 1 102

Cu-67 ............................ 1 106 1 102

Zinc:

Zn-62.............................. 1 106 1 102

Zn-63.............................. 1 105 1 101

Zn-65.............................. 1 106 1 101

Zn-69.............................. 1 106 1 104

Zn-69m .......................... 1 106 1 102

Zn-71m .......................... 1 106 1 101

Zn-72.............................. 1 106 1 102

Galio:

Ga-65 ............................ 1 105 1 101

Ga-66 ............................ 1 105 1 101

Ga-67 ............................ 1 106 1 102

Ga-68 ............................ 1 105 1 101

Ga-70 ............................ 1 106 1 103

Ga-72 ............................ 1 105 1 101

Ga-73 ............................ 1 106 1 102

Germanio:

Ge-66 ............................ 1 106 1 101

Ge-67 ............................ 1 105 1 101

Ge-68+ .......................... 1 105 1 101

Ge-69 ............................ 1 106 1 101

Ge-71 ............................ 1 108 1 104

Ge-75 ............................ 1 106 1 103

Ge-77 ............................ 1 105 1 101

Ge-78 ............................ 1 106 1 102

Arsénico:

As-69 .............................. 1 105 1 101

As-70 .............................. 1 105 1 101

As-71 .............................. 1 106 1 101

As-72 .............................. 1 105 1 101

As-73 .............................. 1 107 1 103

As-74 .............................. 1 106 1 101

As-76 .............................. 1 105 1 102

As-77 .............................. 1 106 1 103

As-78 .............................. 1 105 1 101

5




(Bq)—

(kBq/kg)

Selenio

Se-70 .............................. 1 106 1 101

Se-73 .............................. 1 106 1 101

Se-73m .......................... 1 106 1 102

Se-75 .............................. 1 106 1 102

Se-79 .............................. 1 107 1 104

Se-81 .............................. 1 106 1 103

Se-81m .......................... 1 107 1 103

Se-83 .............................. 1 105 1 101

Bromo:

Br-74 .............................. 1 105 1 101

Br-74m .......................... 1 105 1 101

Br-75 .............................. 1 106 1 101

Br-76 .............................. 1 105 1 101

Br-77 .............................. 1 106 1 102

Br-80 .............................. 1 105 1 102

Br-80m .......................... 1 107 1 103

Br-82 .............................. 1 106 1 101

Br-83 .............................. 1 106 1 103

Br-84 .............................. 1 105 1 101

Kripton:

Kr-74 .............................. 1 109 1 102

Kr-76 .............................. 1 109 1 102

Kr-77 .............................. 1 109 1 102

Kr-79 .............................. 1 105 1 103

Kr-81 .............................. 1 107 1 104

Kr-81m .......................... 1 1010 1 103

Kr-83m .......................... 1 1012 1 105

Kr-85 .............................. 1 104 1 105

Kr-85m .......................... 1 1010 1 103

Kr-87 .............................. 1 109 1 102

Kr-88 .............................. 1 109 1 102

Rubidio:

Rb-79.............................. 1 105 1 101

Rb-81.............................. 1 106 1 101

Rb-81m .......................... 1 107 1 103

Rb-82m .......................... 1 106 1 101




(Bq)—

(kBq/kg)

Rb-83+ .......................... 1 106 1 102

Rb-84.............................. 1 106 1 101

Rb-86.............................. 1 105 1 102

Rb-87.............................. 1 107 1 104

Rb-88.............................. 1 105 1 101

Rb-89.............................. 1 105 1 101

Estroncio:

Sr-80 .............................. 1 107 1 103

Sr-81 .............................. 1 105 1 101

Sr-82+ ............................ 1 105 1 101

Sr-83 .............................. 1 106 1 101

Sr-85 .............................. 1 106 1 102

Sr-85m............................ 1 107 1 102

Sr-87m............................ 1 106 1 102

Sr-89 .............................. 1 106 1 103

Sr-90+ ............................ 1 104 1 102

Sr-91 .............................. 1 105 1 101

Sr-92 .............................. 1 106 1 101

Itrio:

Y-86................................ 1 105 1 101

Y-86m ............................ 1 107 1 102

Y-87+ ............................ 1 106 1 101

Y-88................................ 1 106 1 101

Y-90................................ 1 105 1 103

Y-90m ............................ 1 106 1 101

Y-91................................ 1 106 1 103

Y-91m ............................ 1 106 1 102

Y-92................................ 1 105 1 102

Y-93................................ 1 105 1 102

Y-94................................ 1 105 1 101

Y-95................................ 1 105 1 101

Zirconio:

Zr-86 .............................. 1 107 1 102

Zr-88 .............................. 1 106 1 102

Zr-89 .............................. 1 106 1 101

Zr-93+ ............................ 1 107 1 103

Zr-95 .............................. 1 106 1 101

Zr-97+ ............................ 1 105 1 101

6




(Bq)—

(kBq/kg)

Niobio:

Nb-88 ............................ 1 105 1 101

Nb-89 (2,03 horas) ...... 1 105 1 101

Nb-89 (1,01 hora) ........ 1 105 1 101

Nb-90 ............................ 1 105 1 101

Nb-93m .......................... 1 107 1 104

Nb-94 ............................ 1 106 1 101

Nb-95 ............................ 1 106 1 101

Nb-95m .......................... 1 107 1 102

Nb-96 ............................ 1 105 1 101

Nb-97 ............................ 1 106 1 101

Nb-98 ............................ 1 105 1 101

Molibdeno:

Mo-90 ............................ 1 106 1 101

Mo-93 ............................ 1 108 1 103

Mo-93m.......................... 1 106 1 101

Mo-99 ............................ 1 106 1 102

Mo-101 .......................... 1 106 1 101

Tecnecio:

Tc-93 .............................. 1 106 1 101

Tc-93m .......................... 1 106 1 101

Tc-94 .............................. 1 106 1 101

Tc-94m .......................... 1 105 1 101

Tc-95 .............................. 1 106 1 101

Tc-95m+ ........................ 1 106 1 101

Tc-96 .............................. 1 106 1 101

Tc-96m .......................... 1 107 1 103

Tc-97 .............................. 1 108 1 103

Tc-97m .......................... 1 107 1 103

Tc-98 .............................. 1 106 1 101

Tc-99 .............................. 1 107 1 104

Tc-99m .......................... 1 107 1 102

Tc-101 ............................ 1 106 1 102

Tc-104 ............................ 1 105 1 101

Rutenio:

Ru-94.............................. 1 106 1 102

Ru-97.............................. 1 107 1 102

Ru-103............................ 1 106 1 102




(Bq)—

(kBq/kg)

Ru-105............................ 1 106 1 101

Ru-106+.......................... 1 105 1 102

Rodio:

Rh-99.............................. 1 106 1 101

Rh-99m .......................... 1 106 1 101

Rh-100............................ 1 106 1 101

Rh-101............................ 1 107 1 102

Rh-101m ........................ 1 107 1 102

Rh-102............................ 1 106 1 101

Rh-102m ........................ 1 106 1 102

Rh-103m ........................ 1 108 1 104

Rh-105............................ 1 107 1 102

Rh-106m ........................ 1 105 1 101

Rh-107............................ 1 106 1 102

Paladio:

Pd-100............................ 1 107 1 102

Pd-101............................ 1 106 1 102

Pd-103............................ 1 108 1 103

Pd-107............................ 1 108 1 105

Pd-109............................ 1 106 1 103

Plata:

Ag-102............................ 1 105 1 101

Ag-103............................ 1 106 1 101

Ag-104............................ 1 106 1 101

Ag-104m ........................ 1 106 1 101

Ag-105............................ 1 106 1 102

Ag-106............................ 1 106 1 101

Ag-106m ........................ 1 106 1 101

Ag-108m+ ...................... 1 106 1 101

Ag-110m ........................ 1 106 1 101

Ag-111............................ 1 106 1 103

Ag-112............................ 1 105 1 101

Ag-115............................ 1 105 1 101

Cadmio

Cd-104............................ 1 107 1 102

Cd-107............................ 1 107 1 103

Cd-109............................ 1 106 1 104

7




(Bq)—

(kBq/kg)

Cd-113............................ 1 106 1 103

Cd-113m ........................ 1 106 1 103

Cd-115............................ 1 106 1 102

Cd-115m ........................ 1 106 1 103

Cd-117............................ 1 106 1 101

Cd-117m ........................ 1 106 1 101

Indio:

In-109 ............................ 1 106 1 101

In-110 (4,9 horas) ........ 1 106 1 101

In-110 (69,1 minutos) .. 1 105 1 101

In-111 ............................ 1 106 1 102

In-112 ............................ 1 106 1 102

In-113m.......................... 1 106 1 102

In-114 ............................ 1 105 1 103

In-114m.......................... 1 106 1 102

In-115 ............................ 1 105 1 103

In-115m.......................... 1 106 1 102

In-116m.......................... 1 105 1 101

In-117 ............................ 1 106 1 101

In-117m.......................... 1 106 1 102

In-119m.......................... 1 105 1 102

Estaño:

Sn-110 ............................ 1 107 1 102

Sn-111 ............................ 1 106 1 102

Sn-113 ............................ 1 107 1 103

Sn-117m ........................ 1 106 1 102

Sn-119m ........................ 1 107 1 103

Sn-121 ............................ 1 107 1 105

Sn-121m+ ...................... 1 107 1 103

Sn-123 ............................ 1 106 1 103

Sn-123m ........................ 1 106 1 102

Sn-125 ............................ 1 105 1 102

Sn-126+ .......................... 1 105 1 101

Sn-127 ............................ 1 106 1 101

Sn-128 ............................ 1 106 1 101

Antimonio:

Sb-115 ............................ 1 106 1 101




(Bq)—

(kBq/kg)

Sb-116 ............................ 1 106 1 101

Sb-116m ........................ 1 105 1 101

Sb-117 ............................ 1 107 1 102

Sb-118m ........................ 1 106 1 101

Sb-119 ............................ 1 107 1 103

Sb-120 (5,76 días) ........ 1 106 1 101

Sb-120 (15,89 minutos) 1 106 1 102

Sb-122 ............................ 1 104 1 102

Sb-124 ............................ 1 106 1 101

Sb-124m ........................ 1 106 1 102

Sb-125 ............................ 1 106 1 102

Sb-126 ............................ 1 105 1 101

Sb-126m ........................ 1 105 1 101

Sb-127 ............................ 1 106 1 101

Sb-128 (9,01 horas) ...... 1 105 1 101

Sb-128 (10,4 minutos) .. 1 105 1 101

Sb-129 ............................ 1 106 1 101

Sb-130 ............................ 1 105 1 101

Sb-131 ............................ 1 106 1 101

Telurio:

Te-116 ............................ 1 107 1 102

Te-121 ............................ 1 106 1 101

Te-121m ........................ 1 106 1 102

Te-123 ............................ 1 106 1 103

Te-123m ........................ 1 107 1 102

Te-125m ........................ 1 107 1 103

Te-127 ............................ 1 106 1 103

Te-127m ........................ 1 107 1 103

Te-129 ............................ 1 106 1 102

Te-129m ........................ 1 106 1 103

Te-131 ............................ 1 105 1 102

Te-131m ........................ 1 106 1 101

Te-132 ............................ 1 107 1 102

Te-133 ............................ 1 105 1 101

Te-133m ........................ 1 105 1 101

Te-134 ............................ 1 106 1 101

Yodo:

I-120 .............................. 1 105 1 101

8




(Bq)—

(kBq/kg)

I-120m............................ 1 105 1 101

I-121 .............................. 1 106 1 102

I-123 .............................. 1 107 1 102

I-124 .............................. 1 106 1 101

I-125 .............................. 1 106 1 103

I-126 .............................. 1 106 1 102

I-128 .............................. 1 105 1 102

I-129 .............................. 1 105 1 102

I-130 .............................. 1 106 1 101

I-131 .............................. 1 106 1 102

I-132 .............................. 1 105 1 101

I-132m............................ 1 106 1 102

I-133 .............................. 1 106 1 101

I-134 .............................. 1 105 1 101

I-135 .............................. 1 106 1 101

Xenon:

Xe-120............................ 1 109 1 102

Xe-121............................ 1 109 1 102

Xe-122+.......................... 1 109 1 102

Xe-123............................ 1 109 1 102

Xe-125............................ 1 109 1 103

Xe-127............................ 1 105 1 103

Xe-129m ........................ 1 104 1 103

Xe-131m ........................ 1 104 1 104

Xe-133m ........................ 1 104 1 103

Xe-133............................ 1 104 1 103

Xe-135m ........................ 1 109 1 102

Xe-135............................ 1 1010 1 103

Xe-138............................ 1 109 1 102

Cesio:

Cs-125 ............................ 1 104 1 101

Cs-127 ............................ 1 105 1 102

Cs-129 ............................ 1 105 1 102

Cs-130 ............................ 1 106 1 102

Cs-131 ............................ 1 106 1 103

Cs-132 ............................ 1 105 1 101

Cs-134 ............................ 1 104 1 101

Cs-134m ........................ 1 105 1 103




(Bq)—

(kBq/kg)

Cs-135 ............................ 1 107 1 104

Cs-135m ........................ 1 106 1 101

Cs-136 ............................ 1 105 1 101

Cs-137+ .......................... 1 104 1 101

Cs-138 ............................ 1 104 1 101

Bario:

Ba-126............................ 1 107 1 102

Ba-128............................ 1 107 1 102

Ba-131............................ 1 106 1 102

Ba-131m ........................ 1 107 1 102

Ba-133............................ 1 106 1 102

Ba-133m ........................ 1 106 1 102

Ba-135m ........................ 1 106 1 102

Ba-137m ........................ 1 106 1 101

Ba-139............................ 1 105 1 102

Ba-140+.......................... 1 105 1 101

Ba-141............................ 1 105 1 101

Ba-142............................ 1 106 1 101

Lantano:

La-131 ............................ 1 106 1 101

La-132 ............................ 1 106 1 101

La-135 ............................ 1 107 1 103

La-137 ............................ 1 107 1 103

La-138 ............................ 1 106 1 101

La-140 ............................ 1 105 1 101

La-141 ............................ 1 105 1 102

La-142 ............................ 1 105 1 101

La-143 ............................ 1 105 1 102

Cerio:

Ce-134............................ 1 107 1 103

Ce-135............................ 1 106 1 101

Ce-137............................ 1 107 1 103

Ce-137m ........................ 1 106 1 103

Ce-139............................ 1 106 1 102

Ce-141............................ 1 107 1 102

Ce-143............................ 1 106 1 102

Ce-144+.......................... 1 105 1 102

9




(Bq)—

(kBq/kg)

Praseodimio:

Pr-136 ............................ 1 105 1 101

Pr-137 ............................ 1 106 1 102

Pr-138m.......................... 1 106 1 101

Pr-139 ............................ 1 107 1 102

Pr-142 ............................ 1 105 1 102

Pr-142m.......................... 1 109 1 107

Pr-143 ............................ 1 106 1 104

Pr-144 ............................ 1 105 1 102

Pr-145 ............................ 1 105 1 103

Pr-147 ............................ 1 105 1 101

Neodimio:

Nd-136 .......................... 1 106 1 102

Nd-138 .......................... 1 107 1 103

Nd-139 .......................... 1 106 1 102

Nd-139m ........................ 1 106 1 101

Nd-141 .......................... 1 107 1 102

Nd-147 .......................... 1 106 1 102

Nd-149 .......................... 1 106 1 102

Nd-151 .......................... 1 105 1 101

Prometio:

Pm-141 .......................... 1 105 1 101

Pm-143 .......................... 1 106 1 102

Pm-144 .......................... 1 106 1 101

Pm-145 .......................... 1 107 1 103

Pm-146 .......................... 1 106 1 101

Pm-147 .......................... 1 107 1 104

Pm-148 .......................... 1 105 1 101

Pm-148m+ .................... 1 106 1 101

Pm-149 .......................... 1 106 1 103

Pm-150 .......................... 1 105 1 101

Pm-151 .......................... 1 106 1 102

Samario:

Sm-141 .......................... 1 105 1 101

Sm-141m........................ 1 106 1 101

Sm-142 .......................... 1 107 1 102

Sm-145 .......................... 1 107 1 102




(Bq)—

(kBq/kg)

Sm-146 .......................... 1 105 1 101

Sm-147 .......................... 1 104 1 101

Sm-151 .......................... 1 108 1 104

Sm-153 .......................... 1 106 1 102

Sm-155 .......................... 1 106 1 102

Sm-156 .......................... 1 106 1 102

Europio:

Eu-145............................ 1 106 1 101

Eu-146............................ 1 106 1 101

Eu-147............................ 1 106 1 102

Eu-148............................ 1 106 1 101

Eu-149............................ 1 107 1 102

Eu-150 (34,2 años) ...... 1 106 1 101

Eu-150 (12,6 horas) ...... 1 106 1 103

Eu-152............................ 1 106 1 101

Eu-152m ........................ 1 106 1 102

Eu-154............................ 1 106 1 101

Eu-155............................ 1 107 1 102

Eu-156............................ 1 106 1 101

Eu-157............................ 1 106 1 102

Eu-158............................ 1 105 1 101

Gadolinio:

Gd-145 .......................... 1 105 1 101

Gd-146+ ........................ 1 106 1 101

Gd-147 .......................... 1 106 1 101

Gd-148 .......................... 1 104 1 101

Gd-149 .......................... 1 106 1 102

Gd-151 .......................... 1 107 1 102

Gd-152 .......................... 1 104 1 101

Gd-153 .......................... 1 107 1 102

Gd-159 .......................... 1 106 1 103

Terbio:

Tb-147............................ 1 106 1 101

Tb-149............................ 1 106 1 101

Tb-150............................ 1 106 1 101

Tb-151............................ 1 106 1 101

Tb-153............................ 1 107 1 102

10




(Bq)—

(kBq/kg)

Tb-154............................ 1 106 1 101

Tb-155............................ 1 107 1 102

Tb-156............................ 1 106 1 101

Tb-156m (24,4 horas) .. 1 107 1 103

Tb-156m (5 horas)........ 1 107 1 104

Tb-157............................ 1 107 1 104

Tb-158............................ 1 106 1 101

Tb-160............................ 1 106 1 101

Tb-161............................ 1 106 1 103

Disprosio:

Dy-155 .......................... 1 106 1 101

Dy-157 .......................... 1 106 1 102

Dy-159 .......................... 1 107 1 103

Dy-165 .......................... 1 106 1 103

Dy-166 .......................... 1 106 1 103

Holmio:

Ho-155 .......................... 1 106 1 102

Ho-157 .......................... 1 106 1 102

Ho-159 .......................... 1 106 1 102

Ho-161 .......................... 1 107 1 102

Ho-162 .......................... 1 107 1 102

Ho-162m........................ 1 106 1 101

Ho-164 .......................... 1 106 1 103

Ho-164m........................ 1 107 1 103

Ho-166 .......................... 1 105 1 103

Ho-166m........................ 1 106 1 101

Ho-167 .......................... 1 106 1 102

Erbio:

Er-161 ............................ 1 106 1 101

Er-165 ............................ 1 107 1 103

Er-169 ............................ 1 107 1 104

Er-171 ............................ 1 106 1 102

Er-172 ............................ 1 106 1 102

Tulio:

Tm-162 .......................... 1 106 1 101

Tm-166 .......................... 1 106 1 101

Tm-167 .......................... 1 106 1 102




(Bq)—

(kBq/kg)

Tm-170 .......................... 1 106 1 103

Tm-171 .......................... 1 108 1 104

Tm-172 .......................... 1 106 1 102

Tm-173 .......................... 1 106 1 102

Tm-175 .......................... 1 106 1 101

Iterbio:

Yb-162 .......................... 1 107 1 102

Yb-166 .......................... 1 107 1 102

Yb-167 .......................... 1 106 1 102

Yb-169 .......................... 1 107 1 102

Yb-175 .......................... 1 107 1 103

Yb-177 .......................... 1 106 1 102

Yb-178 .......................... 1 106 1 103

Lutecio:

Lu-169 ............................ 1 106 1 101

Lu-170 ............................ 1 106 1 101

Lu-171 ............................ 1 106 1 101

Lu-172 ............................ 1 106 1 101

Lu-173 ............................ 1 107 1 102

Lu-174 ............................ 1 107 1 102

Lu-174m ........................ 1 107 1 102

Lu-176 ............................ 1 106 1 102

Lu-176m ........................ 1 106 1 103

Lu-177 ............................ 1 107 1 103

Lu-177m ........................ 1 106 1 101

Lu-178 ............................ 1 105 1 102

Lu-178m ........................ 1 105 1 101

Lu-179 ............................ 1 106 1 103

Hafnio:

Hf-170 ............................ 1 106 1 102

Hf-172+ .......................... 1 106 1 101

Hf-173 ............................ 1 106 1 102

Hf-175 ............................ 1 106 1 102

Hf-177m ........................ 1 105 1 101

Hf-178m ........................ 1 106 1 101

Hf-179m ........................ 1 106 1 101

Hf-180m ........................ 1 106 1 101

Hf-181 ............................ 1 106 1 101

11




(Bq)—

(kBq/kg)

Hf-182 ............................ 1 106 1 102

Hf-182m ........................ 1 106 1 101

Hf-183 ............................ 1 106 1 101

Hf-184 ............................ 1 106 1 102

Tantalo:

Ta-172 ............................ 1 106 1 101

Ta-173 ............................ 1 106 1 101

Ta-174 ............................ 1 106 1 101

Ta-175 ............................ 1 106 1 101

Ta-176 ............................ 1 106 1 101

Ta-177 ............................ 1 107 1 102

Ta-178 ............................ 1 106 1 101

Ta-179 ............................ 1 107 1 103

Ta-180 ............................ 1 106 1 101

Ta-180m ........................ 1 107 1 103

Ta-182 ............................ 1 104 1 101

Ta 182m ........................ 1 106 1 102

Ta-183 ............................ 1 106 1 102

Ta-184 ............................ 1 106 1 101

Ta-185 ............................ 1 105 1 102

Ta-186 ............................ 1 105 1 101

Tugseno:

W-176 ............................ 1 106 1 102

W-177 ............................ 1 106 1 101

W-178+ .......................... 1 106 1 101

W-179 ............................ 1 107 1 102

W-181 ............................ 1 107 1 103

W-185 ............................ 1 107 1 104

W-187 ............................ 1 106 1 102

W-188+ .......................... 1 105 1 102

Renio:

Re-177 ............................ 1 106 1 101

Re-178 ............................ 1 106 1 101

Re-181 ............................ 1 106 1 101

Re-182 (64 horas) ........ 1 106 1 101

Re-182 (12,7 horas) ...... 1 106 1 101

Re-184 ............................ 1 106 1 101

Re-184m ........................ 1 106 1 102




(Bq)—

(kBq/kg)

Re-186 ............................ 1 106 1 103

Re-186m ........................ 1 107 1 103

Re-187 ............................ 1 109 1 106

Re-188 ............................ 1 105 1 102

Re-188m ........................ 1 107 1 102

Re-189+.......................... 1 106 1 102

Osmio:

Os-180............................ 1 107 1 102

Os-181............................ 1 106 1 101

Os-182............................ 1 106 1 102

Os-185............................ 1 106 1 101

Os-189m ........................ 1 107 1 104

Os-191............................ 1 107 1 102

Os-191m ........................ 1 107 1 103

Os-193............................ 1 106 1 102

Os-194+ ........................ 1 105 1 102

Iridio:

Ir-182.............................. 1 105 1 101

Ir-184.............................. 1 106 1 101

Ir-185.............................. 1 106 1 101

Ir-186 (15,8 horas)........ 1 106 1 101

Ir-186 (1,75 horas)........ 1 106 1 101

Ir-187.............................. 1 106 1 102

Ir-188.............................. 1 106 1 101

Ir-189+ .......................... 1 107 1 102

Ir-190.............................. 1 106 1 101

Ir-190m (3,1 horas) ...... 1 106 1 101

Ir-190m (1,2 horas) ...... 1 107 1 104

Ir-192.............................. 1 104 1 101

Ir-192m .......................... 1 107 1 102

Ir-193m .......................... 1 107 1 104

Ir-194.............................. 1 105 1 102

Ir-194m .......................... 1 106 1 101

Ir-195.............................. 1 106 1 102

Ir-195m .......................... 1 106 1 102

Platino:

Pt-186 ............................ 1 106 1 101

Pt-188+ .......................... 1 106 1 101

12




(Bq)—

(kBq/kg)

Pt-189 ............................ 1 106 1 102

Pt-191 ............................ 1 106 1 102

Pt-193 ............................ 1 107 1 104

Pt-193m.......................... 1 107 1 103

Pt-195m.......................... 1 106 1 102

Pt-197 ............................ 1 106 1 103

Pt-197m.......................... 1 106 1 102

Pt-199 ............................ 1 106 1 102

Pt-200 ............................ 1 106 1 102

Oro:

Au-193 .......................... 1 107 1 102

Au-194 .......................... 1 106 1 101

Au-195 .......................... 1 107 1 102

Au-198 .......................... 1 106 1 102

Au-198m ........................ 1 106 1 101

Au-199 .......................... 1 106 1 102

Au-200 .......................... 1 105 1 102

Au-200m ........................ 1 106 1 101

Au-201 .......................... 1 106 1 102

Mercurio:

Hg-193 .......................... 1 106 1 102

Hg-193m ........................ 1 106 1 101

Hg-194+ ........................ 1 106 1 101

Hg-195 .......................... 1 106 1 102

Hg-195m+ (orgánico) .. 1 106 1 102

Hg-195m+ (inorgánico) 1 106 1 102

Hg-197 .......................... 1 107 1 102

Hg-197m (orgánico) .... 1 106 1 102

Hg-197m (inorgánico) .. 1 106 1 102

Hg-199m ........................ 1 106 1 102

Hg-203 .......................... 1 105 1 102

Talio:

Tl-194 ............................ 1 106 1 101

Tl-194m.......................... 1 106 1 101

Tl-195 ............................ 1 106 1 101

Tl-197 ............................ 1 106 1 102

Tl-198 ............................ 1 106 1 101

Tl-198m.......................... 1 106 1 101




(Bq)—

(kBq/kg)

Tl-199 ............................ 1 106 1 102

Tl-200 ............................ 1 106 1 101

Tl-201 ............................ 1 106 1 102

Tl-202 ............................ 1 106 1 102

Tl-204 ............................ 1 104 1 104

Plomo:

Pb-195m ........................ 1 106 1 101

Pb-198............................ 1 106 1 102

Pb-199............................ 1 106 1 101

Pb-200............................ 1 106 1 102

Pb-201............................ 1 106 1 101

Pb-202............................ 1 106 1 103

Pb-202m ........................ 1 106 1 101

Pb-203............................ 1 106 1 102

Pb-205............................ 1 107 1 104

Pb-209............................ 1 106 1 105

Pb-210+.......................... 1 104 1 101

Pb-211............................ 1 106 1 102

Pb-212+.......................... 1 105 1 101

Pb-214............................ 1 106 1 102

Bismuto:

Bi-200 ............................ 1 106 1 101

Bi-201 ............................ 1 106 1 101

Bi-202 ............................ 1 106 1 101

Bi-203 ............................ 1 106 1 101

Bi-205 ............................ 1 106 1 101

Bi-206 ............................ 1 105 1 101

Bi-207 ............................ 1 106 1 101

Bi-210 ............................ 1 106 1 103

Bi-210m+ ...................... 1 105 1 101

Bi-212+ .......................... 1 105 1 101

Bi-213 ............................ 1 106 1 102

Bi-214 ............................ 1 105 1 101

Polonio:

Po-203............................ 1 106 1 101

Po-205............................ 1 106 1 101

Po-206............................ 1 106 1 101

Po-207............................ 1 106 1 101

13




(Bq)—

(kBq/kg)

Po-208............................ 1 104 1 101

Po-209............................ 1 104 1 101

Po-210............................ 1 104 1 101

Astato:

At-207 ............................ 1 106 1 101

At-211 ............................ 1 107 1 103

Francio:

Fr-222 ............................ 1 105 1 103

Fr-223 ............................ 1 106 1 102

Radón:

Rn-220+.......................... 1 107 1 104

Rn-222+.......................... 1 108 1 101

Radio:

Ra-223+.......................... 1 105 1 102

Ra-224+.......................... 1 105 1 101

Ra-225 ............................ 1 105 1 102

Ra-226+.......................... 1 104 1 101

Ra-227 ............................ 1 106 1 102

Ra-228+.......................... 1 105 1 101

Actinio:

Ac-224............................ 1 106 1 102

Ac-225+.......................... 1 104 1 101

Ac-226............................ 1 105 1 102

Ac-227+.......................... 1 103 1 10-1

Ac-228............................ 1 106 1 101

Torio:

Th-226+.......................... 1 107 1 103

Th-227............................ 1 104 1 101

Th-228+.......................... 1 104 1 100

Th-229+.......................... 1 103 1 100

Th-230............................ 1 104 1 100

Th-231............................ 1 107 1 103

Th-232............................ 1 104 1 101

Th-232sec ...................... 1 103 1 100

Th-234+.......................... 1 105 1 103




(Bq)—

(kBq/kg)

Protactinio:

Pa-227 ............................ 1 106 1 103

Pa-228 ............................ 1 106 1 101

Pa-230 ............................ 1 106 1 101

Pa-231 ............................ 1 103 1 100

Pa-232 ............................ 1 106 1 101

Pa-233 ............................ 1 107 1 102

Pa-234 ............................ 1 106 1 101

Uranio:

U-230+ .......................... 1 105 1 101

U-231 ............................ 1 107 1 102

U-232+ .......................... 1 103 1 100

U-233 ............................ 1 104 1 101

U-234 ............................ 1 104 1 101

U-235+ .......................... 1 104 1 101

U-236 ............................ 1 104 1 101

U-237 ............................ 1 106 1 102

U-238+ .......................... 1 104 1 101

U-238 sec ...................... 1 103 1 100

U-239 ............................ 1 106 1 102

U-240 ............................ 1 107 1 103

U-240+ .......................... 1 106 1 101

Neptunio:

Np-232 .......................... 1 106 1 101

Np-233 .......................... 1 107 1 102

Np-234 .......................... 1 106 1 101

Np-235 .......................... 1 107 1 103

Np-236

(1.15 105 años) ........ 1 105 1 102

Np-236

(22,5 horas) .............. 1 107 1 103

Np-237+ ........................ 1 103 1 100

Np-238 .......................... 1 106 1 102

Np-239 .......................... 1 107 1 102

Np-240 .......................... 1 106 1 101

Plutonio:

Pu-234............................ 1 107 1 102

14




(Bq)—

(kBq/kg)

Pu-235............................ 1 107 1 102

Pu-236............................ 1 104 1 101

Pu-237............................ 1 107 1 103

Pu-238............................ 1 104 1 100

Pu-239............................ 1 104 1 100

Pu-240............................ 1 103 1 100

Pu-241............................ 1 105 1 102

Pu-242............................ 1 104 1 100

Pu-243............................ 1 107 1 103

Pu-244............................ 1 104 1 100

Pu-245............................ 1 106 1 102

Pu-246............................ 1 106 1 102

Americio:

Am-237 .......................... 1 106 1 102

Am-238 .......................... 1 106 1 101

Am-239 .......................... 1 106 1 102

Am-240 .......................... 1 106 1 101

Am-241 .......................... 1 104 1 100

Am-242 .......................... 1 106 1 103

Am-242m+ .................... 1 104 1 100

Am-243+ ........................ 1 103 1 100

Am-244 .......................... 1 106 1 101

Am-244m ...................... 1 107 1 104

Am-245 .......................... 1 106 1 103

Am-246 .......................... 1 105 1 101

Am-246m ...................... 1 106 1 101

Curio:

Cm-238 .......................... 1 107 1 102

Cm-240 .......................... 1 105 1 102

Cm-241 .......................... 1 106 1 102

Cm-242 .......................... 1 105 1 102

Cm-243 .......................... 1 104 1 100

Cm-244 .......................... 1 104 1 101

Cm-245 .......................... 1 103 1 100

Cm-246 .......................... 1 103 1 100

Cm-247 .......................... 1 104 1 100




(Bq)—

(kBq/kg)

Cm-248 .......................... 1 103 1 100

Cm-249 .......................... 1 106 1 103

Cm-250 .......................... 1 103 1 10-1

Bequerelio:

Bk-245............................ 1 106 1 102

Bk-246............................ 1 106 1 101

Bk-247............................ 1 104 1 100

Bk-249............................ 1 106 1 103

Bk-250............................ 1 106 1 101

Californio:

Cf-244 ............................ 1 107 1 104

Cf-246 ............................ 1 106 1 103

Cf-248 ............................ 1 104 1 101

Cf-249 ............................ 1 103 1 100

Cf-250 ............................ 1 104 1 101

Cf-251 ............................ 1 103 1 100

Cf-252 ............................ 1 104 1 101

Cf-253 ............................ 1 105 1 102

Cf-254 ............................ 1 103 1 100

Einsteinio:

Es-250 ............................ 1 106 1 102

Es-251 ............................ 1 107 1 102

Es-253 ............................ 1 105 1 102

Es-254 ............................ 1 104 1 101

Es-254m ........................ 1 106 1 102

Fermio:

Fm-252 .......................... 1 106 1 103

Fm-253 .......................... 1 106 1 102

Fm-254 .......................... 1 107 1 104

Fm-255 .......................... 1 106 1 103

Fm-257 .......................... 1 105 1 101

Mendelevio:

Md-257 .......................... 1 107 1 102

Md-258 .......................... 1 105 1 102

15

Tabla B. Lista de radionucleidos en equilibriosecular a los que hace referencia el apartado2. b) de este anexo

Nucleido padre Nucleidos hijos

Ac-225+ Fr-221, At-217, Bi-213, Po-

213(0.978), Tl-209(0.0216),

Pb-209 (0.978)

Ac-227+ Fr-223(0.0138)

Ag-108m+ Ag-108(0.089)

Am-242m+ Am-242

Am-243+ Np-239

Ba-140+ La-140

Bi-210m+ Tl-206

Bi-212+ Tl-208(0.36), Po-212(0.64)

Ce-144+ Pr-144

Cs-137+ Ba-137m

Fe-60+ Co-60m

Gd-146+ Eu-146

Ge-68+ Ga-68

Hf-172+ Lu-172

Hg-194+ Au-194

Hg-195m+ Hg-195(0.542)

Ir-189+ Os-189m

Mg-28+ Al-28

Np-237+ Pa-233

Os-194+ Ir-194

Pb-210+ Bi-210, Po-210

Pb-212+ Bi-212, Tl-208(0.36), Po-

212(0.64)

Pm-148m+ Pm-148(0.046)

Pt-188+ Ir-188

Ra-223+ Rn-219, Po-215, Pb-211, Bi-211,

Tl-207

Ra-224+ Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212,

Tl-208(0.36), Po-212(0.64)

Ra-226+ Rn-222, Po-218, Pb-214, Bi-214,

Po-214, Pb-210, Bi-210, Po-

210

Ra-228+ Ac-228

Rb-83+ Kr-83m

Rn-220+ Po-216

Rn-222+ Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214

Ru-106+ Rh-106

Tabla B. Lista de radionucleidos en equilibriosecular a los que hace referencia el apartado2. b) de este anexo (continuación)

Nucleido padre Nucleidos hijos

Re-189+ Os-189m(0.241)

Sn-121m+ Sn-121(0.776)

Sn-126+ Sb-126m

Sr-82+ Rb-82

Sr-90+ Y-90

Tc-95m+ Tc-95(0.04)

Ti-44+ Sc-44

Th-226+ Ra-222, Rn-218, Po-214

Th-228+ Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212,

Bi-212, Tl-208(0.36), Po-

212(0.64)

Th-229+ Ra-225, Ac-225, Fr-221, At-217,

Bi-213, Po-213(0.978), Pb-

209(0.978)

Th-sec Ra-228, Ac-228, Th-228, Ra-224,

Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-

212, Tl-208(0.36), Po-

212(0.64)

Th-234+ Pa-234m

U-230+ Th-226, Ra-222, Rn-218, Po-214

U-232+ Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216,

Pb-212, Bi-212, Tl-208(0.36).

Po-212(0.64)

U-235+ Th-231

U-238+ Th-234, Pa-234m

U-sec Th-234, Pa-234m, U-234, Th-

230, Ra-226, Rn-222, Po-218,

Pb-214, Bi-214, Po-214, Pb-

210, Bi-210, Po-210

U-240+ Np-240m

W-178+ Ta-178

W-188+ Re-188

Xe-122+ I-122

Y-87+ Sr-87m

Zr-93+ Nb-93m

Zr-97+ Nb-97

Nota:a) El número en paréntesis es el tanto por uno producido deese isótopo.

16

Reso

luci

ones

del

Con

sejo

de

Segu

ridad

Nuc

lear

CSN Resoluciones del Consejo deSeguridad Nuclear

1 Resolución de 5 de noviembre de 19922 Resolución de 1 de octubre de 19933 Resolución de 28 de julio de 19944 Resolución de 16 de julio de 19975 Resolución de 20 de marzo de 20006 Resolución de 30 de octubre de 2002

Resoluciones del Consejo de Seguridad Nuclear1 Resolución de 5 de noviembre de 19922 Resolución de 1 de octubre de 19933 Resolución de 24 de julio de 19944 Resolución de 16 de julio de 19975 Resolución de 20 de marzo de 20006 Resolución de 30 de octubre de 2002

1 Resolución de 5 denoviembre de 1992 del Consejode Seguridad Nuclear, por laque se establecen las normas aque habrán de sujetarse lahomologación de cursos oprogramas que habiliten para ladirección y operación de lasinstalaciones de rayos X confines diagnósticos, y laacreditación directa delpersonal que ejerza dichasfuncionesPublicada en el BOE nº 274 de 14 de noviembre de 1992

Resolución de 5 de noviembre de 1992 delConsejo de Seguridad Nuclear, por la que seestablecen las normas a que habrán desujetarse la homologación de cursos oprogramas que habiliten para la dirección yoperación de las instalaciones de rayos Xcon fines diagnósticos, y la acreditacióndirecta del personal que ejerza dichasfunciones

El Consejo de Seguridad Nuclear, en ejercicio de

las atribuciones que le asigna el apartado g) del

artículo 2.º de la Ley 15/1980, de 22 de abril, y

el artículo 14 del Real Decreto 1891/1991, de 30

de diciembre, que regula la instalación y utili-

zación de aparatos de rayos X con fines de diag-

nóstico médico, a fin de que el personal que di-

rija u opere dichas instalaciones pueda acreditar

ante el Consejo los conocimientos, adiestra-

miento y experiencia precisos, bien mediante la

superación de los cursos o programas objeto de

homologación, bien directamente por medio de

la pertinente documentación justificativa, una

vez recabados los correspondientes informes a

los Ministerios de Educación y Ciencia y de

Sanidad y Consumo, y a las Asociaciones y

Colegios profesionales interesados, ha resuelto

lo siguiente:

Primero. Las entidades o instituciones que ten-

gan es tab lec idos e impar tan cursos de

Radiodiagnóstico General podrán solicitar del

Consejo de Seguridad Nuclear la homologación

de los mismos a los efectos que se contemplan

en el artículo 14 del Real Decreto 1891/1991,

acompañando a la solicitud la siguiente docu-

mentación:

a) Relación del profesorado que imparta o vaya

a impartir las materias propias del curso, con in-

dicación de la titulación y experiencia poseída.

b) Medios materiales con que cuenta, de es-

pecífica aplicación al curso a homologar.

c) Programa teórico y práctico.

d) Sistema de evaluación de la actividad for-

mativa.

Las solicitudes de homologación se presentarán

en el Registro General del Consejo de Seguridad

Nuclear, sin perjuicio de lo dispuesto en el

ar t ículo 66 de la Ley de Procedimiento

Administrativo.

Segundo. El profesorado que imparta los cur-

sos objeto de la homologación deberá estar en

posesión de titulación universitaria y ser exper-

to en las materias objeto de los mismos, con una

experiencia didáctica o profesional de tres años,

como mínimo.

Tercero. Las instalaciones donde se impartan

los cursos objeto de la homologación habrán de

contar con los equipos o dispositivos necesarios

para la consecución de los objetivos generales

y específicos previstos en las prácticas que se

recogen en el anexo.

Tales instalaciones deberán estar inscritas en el

Registro de Instalaciones de «Rayos X con fines

de diagnóstico médico» al que se refiere el artí-

culo 9º del citado Real Decreto 1891/1991.

Cuarto. Los programas habrán de comprender

las materias y horas lectivas que se relacionan

asimismo en el anexo.

Los cursos que se puedan programar para un

colectivo específico (Odontólogos, Veterinarios,

Podólogos) incluirán las materias referentes a

las áreas de protección aplicada al radiodiag-

nóstico, orientadas al tipo y características de

las instalaciones en que desarrollarán sus acti-

vidades. En este caso podrá proponerse la aco-

modación del número de horas al contenido del

programa.

Quinto. El personal que vaya a recibir los cur-

sos objeto de la homologación habrá de reunir

5

los siguientes requisitos de titulación que habrán

de ser acreditados documentalmente:.

1. Cursos que, una vez homologados, acrediten

para dirigir el funcionamiento de las instalaciones

de rayos X con fines diagnósticos: licenciatura en

Medicina y Cirugía, Odontología, Veterinaria o

Podólogos.

2. Cursos asimismo homologados que capaciten

para operar los mismos equipos bajo la super-

visión de los titulados del apartado precedente:

Bachiller, Formación Profesional de segundo

grado o equivalente.

Sexto. Presentada en forma correcta y comple-

ta la documentación que se relaciona en los

apartados anteriores y apreciados favorable-

mente el programa y el sistema de evaluación

propuestos, una vez comprobado que cumplen

los requisitos mínimos exigibles, el Consejo de

Seguridad Nuclear procederá a dictar la resolu-

ción expresa de homologación de los corres-

pondientes cursos.

La homologación será específica para cada mo-

dalidad de curso, cualquiera que sea el número

que de la misma se imparta. Los cambios que

dentro de cada modalidad pudieran producirse

y que afecten a los requisitos del apartado pri-

mero habrán de contar con la aprobación ex-

presa de la Dirección Técnica del Consejo de

Seguridad Nuclear.

Este Organismo podrá en cualquier momento re-

alizar las auditorías y comprobaciones precisas

a fin de constatar el cumplimiento del conteni-

do de la resolución de homologación.

Séptimo. Las instituciones o entidades que

cuenten con cursos homologados harán constar

expresamente en el certificado de aptitud que

se expida al final del mismo la referencia a la

resolución de homologación concedida por el

Consejo de Seguridad Nuclear, y que, como con-

secuencia de la misma, el titulado queda acre-

ditado bien para dirigir o bien para operar los

aparatos de rayos X con fines diagnósticos de

conformidad a lo establecido en los artículos 13

y 14 del citado Real Decreto 1891/1991, de 30

de diciembre.

Los responsables de la entidad o institución que

organice los cursos remitirán en los diez prime-

ros días de cada mes una relación con el per-

sonal que en el mes anterior haya aprobado los

cursos homologados, con referencia completa de

sus datos personales y académicos, así como la

modalidad de capacitación que se le reconoce.

Octavo. Las autoridades académicas y adminis-

traciones educativas que tengan establecidos en

sus planes de estudios cursos o programas de

enseñanza reglada o de especialización que con-

tengan las materias que se incluyen en el ane-

xo de esta Resolución podrán solicitar del

Consejo de Seguridad Nuclear la homologación

de los mismos, a los efectos previstos en esta

Resolución. Para ello deberá remitirse, junto a

la solicitud, la documentación pertinente que

justifique el cumplimiento de los requisitos bá-

sicos exigidos en los apartados precedentes.

Noveno. Los licenciados en Medicina y Cirugía,

Odontología o Veterinaria y los Podólogos que a

la entrada en vigor del Real Decreto 1891/1991

cuenten con un mínimo de cinco años de ejerci-

cio profesional y acrediten al mismo tiempo ha-

ber realizado cursos de especialización sobre las

materias relacionadas en el anexo podrán solicitar

del Consejo de Seguridad Nuclear la acreditación

para dirigir el funcionamiento de las instalaciones

de rayos X con fines diagnósticos. El solicitante in-

dicará, en su caso, el tipo y características de la

instalación en que desarrolle sus actividades.

En los mismos términos del párrafo anterior po-

drán solicitar acreditación para operar dichas

6

instalaciones los diplomados universitarios en

Enfermería.

Décimo. La solicitud de acreditación basada en

el correspondiente título académico que se

contempla en el apartado anterior deberá ir

acompañada de la documentación justificativa

del período de ejercicio profesional y de los

cursos de especialización a que se hace refe-

rencia en el mismo. El Consejo de Seguridad

Nuclear apreciará la adecuación de ambas cir-

cunstancias a las condiciones mínimas de acre-

ditación.

En el plazo de dos meses desde la presentación

correcta o completa de la documentación o des-

de el vencimiento del concedido para la subsa-

nación, el Consejo de Seguridad Nuclear dicta-

rá la correspondiente resolución.

Undécimo. 1. Los licenciados en Medicina y

Cirugía, especialistas en Electrorradiología,

Medicina Nuclear, Radiodiagnóstico u Oncología

Radioterápica, podrán solicitar del Consejo de

Seguridad Nuclear la acreditación para dirigir el

funcionamiento de las instalaciones de rayos X

con fines diagnósticos, para lo que acompaña-

rán copia compulsada del título de la especiali-

dad o certificación acreditativa del mismo, ex-

pedidos por el Ministerio de Educación y

Ciencia.

2. Los técnicos especialistas en Radiodiagnóstico,

Medicina Nuclear o Radioterapia podrán asimis-

mo solicitar del Consejo de Seguridad Nuclear

la acreditación para operar las instalaciones de

rayos X con fines diagnósticos, para lo que

acompañarán del mismo modo copia compul-

sada del título de Técnico Especialista o certifi-

cación acreditativa del mismo, expedidos por el

Ministerio de Educación y Ciencia.

En el plazo de un mes desde la presentación de

las solicitudes a que se refieren los párrafos pre-

cedentes, el Consejo de Seguridad Nuclear dic-

tará resolución expresa de acreditación.

Duodécimo. A los efectos previstos en el artí-

culo 14 del Real Decreto 1891/1991, quedan ho-

mologados los cursos de adiestramiento de su-

pervisores y operadores de instalaciones de

Radiodiagnóstico General y Radiología Dental

autorizados por el Consejo de Seguridad Nuclear

con anterioridad a la entrada en vigor de esta

Resolución. Los poseedores de diplomas o cer-

tificados de adiestramiento que hayan sido ex-

pedidos con la aprobación de dichos cursos, so-

licitarán del Consejo que se extienda diligencia

en los referidos diplomas o certificados por la

que se hará constar tanto la fecha de la autori-

zación oficial del curso como que la capacita-

ción se concede bien para dirigir o bien para

operar las instalaciones de rayos X con fines

diagnósticos.

Decimotercero. La presente Resolución entra-

rá en vigor al día siguiente de su publicación en

el «Boletín Oficial del Estado». Contra las dicta-

das por este Consejo de Seguridad Nuclear en

su aplicación podrán los interesados interponer

los recursos administrativos y jurisdiccionales

que legalmente procedan.

Madrid, 5 de noviembre de 1992.—El Presidente,

Donato Fuejo Lago.

ANEXOContenido del programa de formación para ladirección de las instalaciones de rayos X confines diagnósticos

Física de las radiaciones

Area 1. Estructura atómica:

Estructura del átomo.

Unidades de energía en física atómica.

Ondas electromagnéticas.

Excitación e ionización.

7

Area 2. Interacción de electrones con la materia:

Tipos de colisión.

Poder de frenado y alcance.

Espectro de los rayos X.

Area 3. Interacción de fotones con la materia:

Atenuación de fotones.

Tipos de interacción de fotones.

La formación de la imagen radiológica desde el

punto de vista de la interacción.

Absorción y dispersión de fotones.

Area 4. Magnitudes y unidades radiológicas:

Exposición X.

Dosis absorbida D.

Dosis equivalente H.

Dosis efectiva He.

Aspectos generales referidos a todas las

magnitudes.

Magnitudes de interés en la dosimetría del

paciente.

Características físicas de los equipos

y haces de rayos X

Area 5. Características físicas de los equipos y

haces de rayos X:

Elementos de un tubo de rayos X.

Curvas de carga.

Dispositivos asociados al tubo de rayos X.

Características de la radiación producida por tu-

bos de rayos X.

Sistemas de imagen.

Detección y medida de las radiaciones

Area 6. Fundamentos de la detección de radia-

ciones:

Principios físicos de la detección.

Comportamiento del detector frente a las carac-

terísticas del haz de radiación.

Dosimetría de la radiación.

Area 7. Detectores utilizados en instalaciones de

radiodiagnóstico:

Cámara de ionización. Equilibrio electrónico y

equivalencia a aire.

Contadores proporcionales.

Contadores Geiger-Müller.

Dosimetría personal basada en la ionización ga-

seosa.

Dosímetros de termoluminiscencia (TLD).

Emulsión fotográfica.

Detectores de semiconductor.

Instrumentos de detección para dosimetría en

haz directo.

Area 8. Control de calidad de instalaciones y ca-

libración de detectores:

Introducción.

Medida de la radiación de un tubo de rayos X;

métodos directos e indirectos.

Determinación de la calidad del espectro.

Determinación del kilovoltaje en pico.

Determinación del producto intensidad-tiempo

(mAs).

Fotoexposímetro (Fototimer) y dispositivos aso-

ciados de seguridad.

Calibración, verificación y margen de utilización

de los distintos tipos de detectores.

Radiobiología

Area 9. Mecanismos de acción. Respuesta celular:

Mecanismos de acción de la radiación sobre un

material biológico.

Mecanismos de acción y curva de relación res-

puesta-dosis.

Radiosensibilidad.

Respuesta celular a la radiación.

Factores que influyen en la respuesta (físicos,

químicos y biológicos).

Area 10. Respuestas sistémica y orgánica total:

Respuesta sistémica a la radiación.

Respuesta orgánica total a la radiación (adulto,

embrión y feto).

Efectos tardíos de la radiación: Somáticos y ge-

néticos.

Factores de riesgo y de ponderación.

Estimación de riesgos durante el embarazo.

Criterios de la ICRP sobre efectos radiobiológicos.

8

Recomendaciones de la ICRP con repercusión

en conceptos radiobiológicos.

Protección contra las radiaciones

Area 11. Criterios generales:

Concepto y objetivos de la protección radio-

lógica.

Organismos competentes en protección radio-

lógica.

El sistema de protección radiológica. Criterios de

justificación y optimización en protección ra-

diológica.

Límites de dosis para los trabajadores profesio-

nalmente expuestos y en miembros del público.

Recomendaciones de la ICRP con repercusión en

aspectos generales de la protección radiológica.

Area 12. Protección radiológica operacional:

Clasificación de los trabajadores profesional-

mente expuestos.

Vigilancia de las zonas de trabajo.

Sistemas de acceso y de control.

Vigilancia del personal en cuanto a la radiación.

Examen de salud previo y periódico.


en la protección radiológica operacional.

Blindajes.

Protección aplicada al radiodiagnóstico

Area 13. Protección radiológica específica en

radiodiagnóstico. Aspectos generales:

Consideraciones generales.

Aspectos de equipamiento de los servicios de

radiología relacionados con la optimización de

la protección radiológica.

Aspectos organizativos y de diseño del servicio

de radiología que afectan a las dosis.

Accidentes y averías en equipos con repercusión

en la protección radiológica.

Area 14. Aspectos particulares de protección radio-

lógica en distintas unidades de radiodiagnóstico:

Normas básicas de protección en unidades de

radiografía básica.


radiología general con radioscopia.


radiología especial (incluyendo TAC, digital, ma-

mografía y angiografía).

Normas básicas de protección utilizando unida-

des móviles.

Normas básicas de protección en radiología pe-

diátrica.

Normas básicas de protección en radiología

dental.

Recomendaciones básicas de protección en uni-

dades de radiología para otros usos (incluyen-

do podológico, veterinario y densitometría

ósea).

Area 15. Garantía de calidad en instalaciones

de radiodiagnóstico:

Aspectos generales de la garantía de calidad en

radiodiagnóstico.

Control de la película radiográfica y del sistema

de visualización de imagen.

Control de generadores y tubos de rayos X.

Control de intensificadores y monitores de tele-

visión.

Control de calidad de imagen radiográfica y su

relación con la dosis.

Normativa y legislación nacional

Area 16. Aspectos generales legales y adminis-

trativos:

Ley 25/1964, sobre energía nuclear y reglamen-

tos que la desarrollan.

Ley de creación del Consejo de Seguridad

Nuclear (Ley 15/1980).

Reglamento de protección sanitaria contra las ra-

diaciones ionizantes.




Comentarios sobre otras normas de aplicación

a equipos e instalaciones de radiodiagnóstico

médico.

9

Area 17. Aspectos legales y administrativos de

ámbito nacional. Gestión técnica y administra-

tiva de instalaciones y de personal:

Procedimiento de declaración y registro de los

equipos e instalaciones de rayos X con fines de


Características técnicas de las salas de radio-

diagnóstico.

Especificaciones técnicas para la utilización de

las instalaciones de radiodiagnóstico.

El diario de operación.

Archivos e informes.

Requisitos del personal de operación.

Sanciones.

Normativa y legislación comunitaria

Area 18. Directrices y normas de ámbito europeo:

Legislación y normativa de ámbito comunitario.

Directivas que la desarrollan.

Guías y documentos comunitarios de armoni-

zación.

Documentos de normalización.

Prácticas para dirección de instalaciones

de radiodiagnóstico

Objetivo general:

El titulado que dirija el funcionamiento de una

instalación de radiodiagnóstico deberá poseer

los conocimientos necesarios para asegurar la

protección radiológica en la instalación en sus

tres aspectos: equipo, instalación y operación, y

conocer los requisitos exigibles en calidad de

imagen para garantizar un óptimo aprovecha-

miento de la cadena de imagen, así como los

fundamentos de los controles de calidad básicos

para la adecuada protección del personal de

operación, del paciente y de los miembros del

público.

Objetivos específicos:

Estas prácticas cubrirán los objetivos específicos

del programa de prácticas para operación de las

instalaciones de radiodiagnóstico y además los

que se citan a continuación:

1. Conocer los criterios de uso de los monito-

res de radiación utilizados habitualmente en ra-

diología.

2. Estimar las dosis anuales que podría recibir

el personal de operación y los miembros del pú-

blico, considerando la eficacia de los blindajes.

3. Interpretar, además, los resultados de los si-

guientes controles de calidad básicos (miliam-

peraje relativo, perpendicularidad, homogenei-

dad en el contraste, filtración).

4. Aplicar algún criterio para estimar la calidad

de las imágenes radiográficas, empleando pa-

trones adecuados.

5. Conocer y saber justificar una clasificación y

señalización de zonas de la instalación de ra-

diología.

Contenido del programa de formación para laoperación de las instalaciones de rayos X confines diagnósticos

Física de las radiaciones

Area 1. Estructura atómica:

Estructura del átomo.

Unidades de energía en física atómica.

Ondas electromagnéticas.

Excitación e ionización.

Area 2. Interacción de la radiación con la

materia:

Tipos de interacción para fotones y electrones.

Espectro de los rayos X.

La formación de imagen radiológica desde el

punto de vista de la interacción.

Atenuación, absorción y dispersión de fotones.

Area 3. Magnitudes y unidades radiológicas:

Exposición X.

Dosis absorbida D.

Dosis equivalente H.

Dosis efectiva He.

Magnitudes de interés en la dosimetría del pa-

ciente.

10

Características físicas de los equipos

y haces de rayos X

Area 4. Características físicas de los equipos y

haces de rayos X:

Elementos de un tubo de rayos X.

Dispositivos asociados al tubo de rayos X.

Características de la radiación producida por tu-

bos de rayos X.

Características de los distintos sistemas de imagen.

Detección y medida de las radiaciones

Area 5. Fundamentos de la detección de radia-

ciones:

Principios físicos de la detección.

Dosimetría de la radiación.

Area 6. Detectores utilizados en instalaciones de

radiodiagnóstico:

Cámara de ionización.

Dosimetría personal basada en la ionización ga-

seosa.

Dosímetros de termoluminiscencia (TLD).

Emulsión fotográfica.

Instrumentos de detección para dosimetría en

haz directo.

Area 7. Control de calidad de instalaciones y ca-

libración de detectores:

Importancia de la calidad del espectro.

Determinación del producto intensidad-tiempo

(mAs).

Fotoexposímetro (Fototimer) y dispositivos aso-

ciados de seguridad.

Calibración y verificación de los distintos tipos

de detectores.

Radiobiología

Area 8. Mecanismos de acción. Respuesta celular:

Mecanismos de acción de la radiación sobre un

material biológico.

Mecanismos de acción y curva de relación res-

puesta-dosis.

Radiosensibilidad. Respuesta celular a la radia-

ción.

Factores que influyen en la respuesta celular (fí-

sicos, químicos y biológicos).

Area 9. Respuestas sistémica y orgánica total:

Respuesta sistémica a la radiación.

Respuesta orgánica total a la radiación (adulto,

embrión y feto).

Efectos tardíos de la radiación: somáticos y ge-

néticos.

Factores de riesgo y de ponderación.

Criterios de la ICRP sobre efectos radiobiológicos.


en conceptos radiobiológicos.

Protección contra las radiaciones

Area 10. Criterios generales:

Concepto y objetivos de la protección radiológica.

Organismos competentes en protección radio-

lógica.

El sistema de protección radiológica. Criterios de

justificación y optimización en protección ra-

diológica.

Límites de dosis para trabajadores profesional-

mente expuestos y en miembros del público.

Recomendaciones de la ICRP con repercusión en

aspectos generales de la protección radiológica.

Area 11. Protección radiológica operacional:

Clasificación de los trabajadores profesional-

mente expuestos.

Vigilancia de las zonas de trabajo.

Sistemas de acceso y de control.

Vigilancia del personal en cuanto a la radiación.

Examen de salud previo y periódico.


en la protección radiológica operacional.

Blindajes.

Protección aplicada al radiodiagnóstico

Area 12. Protección radiológica específica en ra-

diodiagnóstico. Aspectos generales:

Consideraciones generales.

Aspectos de equipamiento de los servicios de

radiología relacionados con la optimización de

la protección radiológica.

11

Aspectos organizativos y de diseño del servicio

de radiología que afectan a las dosis.

Accidentes y averías en equipos con repercusión

en la protección radiológica.

Area 13. Aspectos particulares de protección ra-

diológica en distintas unidades de radiodiag-

nóstico:


radiografía básica.


radiología general con radioscopia.


radiología especial (incluyendo TAC, digital, ma-

mografía y angiografía).

Normas básicas de protección utilizando unida-

des móviles.

Normas básicas de protección en radiología pe-

diátrica.

Normas básicas de protección en radiología

dental.

Recomendaciones básicas de protección en uni-

dades de radiología para otros usos (incluyen-

do podológico, veterinario, densitometría ósea).

Area 14. Garantía de calidad en instalaciones

de radiodiagnóstico:

Aspectos generales de la garantía de calidad en

radiodiagnóstico.

Control de la película radiográfica y del sistema

de visualización de la imagen.

Control de generadores y tubos de rayos X.

Control de intensificadores y monitores de tele-

visión.

Control de calidad de imagen radiográfica y su

relación con la dosis.

Normativa y legislación nacional

Area 15. Aspectos generales legales y adminis-

trativos:

Ley 25/1964 sobre energía nuclear y reglamen-

tos que la desarrollan.

Ley de creación del Consejo de Seguridad

Nuclear (Ley 15/1980).

Reglamento de protección sanitaria contra las ra-

diaciones ionizantes.




Comentarios sobre otras normas de aplicación

a equipos e instalaciones de radiodiagnóstico

médico.

Area 16. Aspectos legales y administrativos de

ámbito nacional. Gestión técnica y administra-

tiva de instalaciones y de personal:

Procedimiento de declaración y registro de los

equipos e instalaciones de rayos X con fines de


Especificaciones técnicas para la utilización de

las instalaciones de radiodiagnóstico.

El diario de operación.

Archivos e informes.

Requisitos del personal de operación.

Sanciones.

Normativa y legislación comunitaria

Area 17. Directrices y normas de ámbito europeo:

Legislación y normativa de ámbito comunitario.

Directivas que la desarrollan.

Guías y documentos comunitarios de armoni-

zación.

Documentos de normalización.

Prácticas para operación de instalaciones

de radiodiagnóstico

Objetivo general:

El operador, bajo la supervisión del titulado que

dirija el funcionamiento de una instalación de

radiodiagnóstico deberá poseer los conocimien-

tos y habilidades necesarios para asegurar la

protección radiológica en la instalación.

Objetivos específicos:

1. Conocer los distintos tipos de monitores de

radiación que se utilizan en radiología, conocer

su uso y saber interpretar las indicaciones y los

resultados de las medidas.

12

2. Poder estimar las dosis que recibirá el per-

sonal de operación a partir de la carga de tra-

bajo semanal y de los resultados de medidas de

la radiación ambiental.

3. Poder estimar cualitativamente la eficacia de

los blindajes a partir de los valores de dosis o

tasa de dosis deducidos de medidas experi-

mentales.

4. Ser capaz de estimar el incremento de la in-

tensidad de radiación dispersa, en función del

tamaño de campo irradiado y de los parámetros

de operación (kilovoltaje, miliamperaje, tiempo)

y respecto a la posición del operador con rela-

ción al foco y al paciente.

5. Ser capaz de aplicar los procedimientos bá-

sicos de operación que supongan reducción de

las dosis (colimación, técnica apropiada).

6. Conocer los parámetros de funcionamiento

de una procesadora con objeto de poder efec-

tuar un control de los mismos (incluyendo tem-

peratura, PH).

7. Poder interpretar los resultados de algunos

controles de calidad básicos (kilovoltaje, tiempo

de disparo, reproducibilidad, reciprocidad, coin-

cidencia de campos de luz y de radiación, ren-

dimiento, procesado).

Planificación de los cursos de formación del personal de dirección y operación de instalaciones de radiodiagnóstico

Nivel

Dirigir Horas clases teóricas:................. 18

Horas prácticas: ......................... 4

Horas seminarios y ejercicios:... 3

Horas totales: ............................ 25

Operar Horas clases teóricas: ............... 17

Horas prácticas: ......................... 4

Horas seminarios y ejercicios:... 3

Horas totales: ............................ 24

13

2 Resolución de 1 de octubrede 1993 del Consejo deSeguridad Nuclear, por la quese modifica la de 5 denoviembre de 1992 queestablece las normas sobrehomologación de cursos oprogramas que habilitan parala dirección y operación delas instalaciones de rayos Xcon fines diagnósticos yacreditación directa delpersonal que ejerza dichasfuncionesPublicada en el BOE nº 251 de 20 de octubre de 1993

Resolución de 1 de octubre de 1993 delConsejo de Seguridad Nuclear, por la quese modifica la de 5 de noviembre de 1992que establece las normas sobrehomologación de cursos o programas quehabilitan para la dirección y operación delas instalaciones de rayos X con finesdiagnósticos y acreditación directa delpersonal que ejerza dichas funciones

La Resolución del Consejo de Seguridad Nuclear

de 5 de noviembre de 1992, dictada en ejerci-

cio de las atribuciones que al Organismo reco-

noce el apartado g) del artículo segundo de la

Ley 15/1980, de 22 de abril, y en desarrollo del

artículo 14 del Real Decreto 1891/1991, de 30

de diciembre, que regula la instalación y utili-

zación de aparatos de rayos X con fines de diag-

nóstico médico, tiene por objeto la determina-

ción de los procedimientos de acreditación de

los conocimientos, adiestramiento y experiencia

con que ha de contar el personal que realiza

funciones de dirección u operación de dichas

instalaciones.

El apartado undécimo dos de la Resolución prevé

la acreditación directa mediante el título de la es-

pecialidad para operar aquellos equipos, aplicable

a los Técnicos especialistas en Radiodiagnóstico,

Medicina Nuclear o Radioterapia.

Esta vía simple de reconocimiento de la capaci-

tación es extensiva a otros colectivos profesio-

nales con una especialización reconocida cuyos

programas de enseñanza abarquen los conoci-

mientos indispensables, en apreciación del

Consejo de Seguridad Nuclear, para desempeñar

las funciones de operación de los referidos

equipos. En esta situación se encuentran los

Ayudantes Técnicos Sanitarios o Diplomados en

Enfermería que se hallen en posesión del di-

ploma de especialidad de Electrología y

Radiología.

En consecuencia, recabados los correspondien-

tes informes a los Ministerios de Educación y

Ciencia y de Sanidad y Consumo, así como a

las Asociaciones y Colegios Profesionales inte-

resados, el Consejo de Seguridad Nuclear ha

resuelto:

Primero. Se modifica el primer párrafo del apar-

tado undécimo dos de la Resolución de 5 de

noviembre de 1992, que queda redactado como

sigue:

«Los Técnicos especialistas en Radiodiagnóstico,

Medicina Nuclear o Radioterapia y los Ayudantes

Técnicos Sanitarios o Diplomados en Enfermería

que cuenten con el diploma de especialidad de

Electrología y Radiología obtenido conforme al

Decreto 1153/1961, de 22 de junio, podrán asi-

mismo solicitar del Consejo de Seguridad

Nuclear la acreditación para operar las instala-

ciones de rayos X con fines diagnósticos, para

lo que acompañarán del mismo modo copia

compulsada de los correspondientes títulos o

certificación acreditativa de los mismos, expedi-

dos por el Ministerio de Educación y Ciencia.»

Segundo. La presente Resolución entrará en vi-

gor al día siguiente de su publicación en el

«Boletín Oficial del Estado».

Madrid, 1 de octubre de 1993.—El Presidente,

Donato Fuejo Lago.

17

3 Resolución de 28 de juliode 1994, del Consejo deSeguridad Nuclear, por la quese regulan los ficheros detratamiento automatizado dedatos de carácter personalexistentes en el organismoPublicada en el BOE nº 180 de 29 de julio de 1994

Resolución de 28 de julio de 1994, del Consejo de Seguridad Nuclear, por la que se regulan los ficheros detratamiento automatizado de datos de carácter personal existentes en el organismo

La disposición adicional segunda 2, de la Ley

Orgánica 5/1992, de 29 de octubre, de

Regulación del Tratamiento Automatizado de

Datos de Carácter Personal («Boletín Oficial del

Estado» número 262, de 31 de octubre), conce-

día el plazo de un año desde su entrada en vi-

gor (el 31 de enero de 1993) para que las ins-

tituciones públicas responsables de ficheros

automatizados ya existentes adoptaran una dis-

posición de regulación del fichero o adaptaran

la que existiera. Posteriormente, el Real

Decreto-ley 20/1993, de 22 de diciembre

(«Boletín Oficial del Estado» número 310, del

28), ha prorrogado por seis meses el plazo de

un año establecido en aquella disposición adi-

cional.

A fin de dar cumplimiento al mandato legal de

adecuación de los ficheros automatizados ges-

tionados por este Consejo de Seguridad Nuclear

y asegurar a los afectados el ejercicio de sus le-

gítimos derechos, el Consejo de Seguridad

Nuclear, en ejercicio de las competencias que le

vienen atribuidas por el artículo 33.14 del Real

Decreto 1157/1982, de 30 de abril («Boletín

Oficial del Estado» de 7 de junio), por el que se

aprueba el Estatuto del Ente, en su reunión del

día 28 de julio de 1994, ha aprobado las si-

guientes normas:

Primera. Sin perjuicio de su sujeción a las dis-

posiciones de general aplicación, los ficheros au-

tomatizados objeto de la presente regulación se

hallan también amparados legal y reglamentaria-

mente por las siguientes disposiciones específi-

cas: Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energía

Nuclear, Ley 15/1980, de 22 de abril, de creación

del Consejo de Seguridad Nuclear; Decreto

2869/1972, de 21 de julio, por el que se aprue-

ba el Reglamento de Instalaciones Nucleares y

Radiactivas; Real Decreto 1157/1982, de 30 de

abril, por el que se aprueba el Estatuto del

Consejo de Seguridad Nuclear; y Real Decreto

53/1992, de 24 de enero, por el que se aprueba

el Reglamento sobre Protección Sanitaria contra


Segunda. Los ficheros automatizados de datos

de carácter personal existentes en el ámbito de

gestión del Consejo de Seguridad Nuclear, son

los siguientes:

Banco Dosimétrico.

Fichero de Licencias.

Fichero de Personal.

Tercera. El Banco Dosimétrico tiene por finali-

dad el conocimiento de las dosis de radiacio-

nes individuales recibidas por los trabajadores

profesionalmente expuestos a las radiaciones io-

nizantes de las instalaciones nucleares y ra-

diactivas del país con el fin de evitar, en la me-

dida de lo posible, la superación de límites

legalmente establecidos, así como la realización

de estudios generales y sectoriales que eviden-

cien, tanto la distribución estadística de dosis

como la identificación de grupos radiológica-

mente más significativos y la actuación sobre

ellos.

Vienen obligados a suministrar los datos perso-

nales referidos a trabajadores profesionales ex-

puestos los centros de dosimetría autorizados

por el Consejo de Seguridad Nuclear, centros

que a su vez los recaban de las empresas en

que aquéllos prestan sus servicios.

La estructura básica de este fichero está consti-

tuida por una base de datos de tipo matricial

que permite la interrelación múltiple entre per-

sona, trabajo, empresa, instalación, dosis perso-

21

nal, dosis en extremidades, cristalino y conta-

minación externa e interna.

Los datos de carácter personal incluidos en el

mismo son los siguientes: nombre y apellidos,

documento nacional de identidad y fecha de na-

cimiento, empresas e instalaciones donde ha

prestado o presta servicios como trabajador pro-

fesionalmente expuesto, centro de dosimetría

que realiza las lecturas, y dosis conocida en cual-

quiera de sus acepciones.

La recogida de datos tiene lugar en soporte

magnético procedente de los diversos centros de

dosimetría autorizados por el Consejo, no pre-

viéndose cesión externa de los mismos ya que

se trata de un banco de datos de acceso res-

tringido a la aplicación interna de consulta y vi-

gilancia del organismo en orden al cumplimien-

to de sus propios finalidades.

Cuarta. El fichero de Licencias tiene por fi-

nalidad el soporte de la gestión para la con-

cesión, denegación, prórroga y control de las

licencias, títulos y acreditaciones que habilitan

al personal que reúna las condiciones regla-

mentariamente establecidas para dirigir y ope-

rar instalaciones nucleares y radiactivas y equi-

pos de rayos X con fines de diagnósticos, así

como para dirigir servicios de protección

radiológica.

Las personas a las que se solicitan datos o que

resultan obligadas a suministrarlos son los peti-

cionarios de las referidas licencias, acreditacio-

nes o títulos.

El fichero está estructurado básicamente en dos

registros: el primero comprende las licencias de

operadores y supervisores de instalaciones ra-

diactivas o instalaciones nucleares y títulos de

Jefes de Servicio de Protección Radiológica, y el

segundo las acreditaciones para operar o dirigir

instalaciones de rayos X con fines diagnósticos,

incorporándose a soporte informático y archivo

documental.

Los datos de carácter personal incluidos en el

mismo son los identificativos, académicos, pro-

fesionales y de aptitud precisos para el cumpli-

miento de sus fines.

Los datos se recogen a partir de las solicitudes

de licencias, títulos y acreditaciones; y son de

uso interno del Consejo.

Quinta. El fichero de Personal tiene por fi-

nalidad la gestión mecanizada de las situa-

ciones o incidencias que afectan a todo el

personal que presta sus servicios en el orga-

nismo.

Las personas a las que se solicitan datos o que

resultan obligadas a suministrarlos, según los ca-

sos, son las vinculadas al Consejo de Seguridad

Nuclear por una relación de dependencia esta-

tutaria o contractual.

La estructura básica de este fichero está consti-

tuida por los referentes de gestión administrati-

va, nóminas y acción social.

Los datos que contiene el fichero de personal

son los identificativos, familiares, administrativos

y económicos que sean necesarios para el ejer-

cicio de las funciones a que va dirigida la exis-

tencia del fichero.

Los datos registrados son facilitados por los pro-

pios interesados cuando se incorporan al orga-

nismo, siendo de aplicación y control internos,

y previéndose únicamente su cesión a las

Administraciones Públicas a que se refiere la

norma novena.

Estos datos personales se mantienen vigentes

mientras los interesados permanecen en activo

en el organismo.

22

Sexta. La responsabilidad de adoptar las medidas

precisas para garantizar que los datos automatiza-

dos de carácter personal se utilizan para los fines

previstos expresamente y por las personas debida-

mente autorizadas corresponde, bajo la autoridad

del Presidente del Consejo de Seguridad Nuclear, al

Secretario general del mismo, sin perjuicio de la que

corresponda por su gestión directa, control y cus-

todia a los Jefes de las Unidades de quienes de-

pendan los correspondientes ficheros.

Séptima. El ejercicio de los derechos reconoci-

dos a los afectados por la Ley Orgánica 5/1992

se realizará conforme a lo previsto en la misma,

en el Real Decreto 1332/1994, de 20 de junio,

y en las demás disposiciones de desarrollo de

la citada Ley Orgánica.

Los derechos de acceso, rectificación y cancelación

de datos podrán ejercerse, cuando sea procedente,

ante la Secretaría General del Consejo de Seguridad

Nuclear (calle Justo Dorado, 11, 28040 Madrid).

Octava. Los datos registrados en los referidos fi-

cheros se conservan indefinidamente, salvo lo

previsto en la norma quinta.

Novena. Sin perjuicio del uso interno que tie-

nen por principio, la cesión de datos de los fi-

cheros automatizados que se regulan por esta

Resolución se ajustará a los supuestos previstos

en las disposiciones legales y reglamentarias en

vigor.

Décima. La presente Resolución entrará en vi-

gor el día siguiente de su publicación en el

«Boletín Oficial del Estado».

Madrid, 28 de julio de 1994.—El Presidente,

Donato Fuejo Lago.

23

4 Resolución de 16 de juliode 1997, del Consejo deSeguridad Nuclear, por la quese constituye el Registro deEmpresas Externas reguladoen el Real Decreto 413/1997,de 21 de marzoPublicada en el BOE nº 238 de 4 de octubre de 1997

Resolución de 16 de julio de 1997, delConsejo de Seguridad Nuclear, por la quese constituye el Registro de EmpresasExternas regulado en el Real Decreto413/1997, de 21 de marzo

La aprobación del Real Decreto 413/1997, de 21

de marzo («Boletín Oficial del Estado» número

91, de 16 de abril), sobre protección operacio-

nal de los trabajadores externos con riesgo de

exposición a radiaciones ionizantes por inter-

vención en zona controlada, ha supuesto la

transposición de la Directiva 90/641/EURATOM

a nuestro Derecho interno.

El artículo 3 del citado Real Decreto prevé la

creación de un Registro de Empresas Externas

en el Consejo de Seguridad Nuclear, en el que

éstas deben aportar los datos que permitan un

mejor control del grado de cumplimiento de sus

obligaciones sobre protección radiológica. De

acuerdo con lo establecido en la disposición

transitoria primera del citado Real Decreto, las

empresas externas vienen obligadas a registrar-

se en un plazo de seis meses a partir de la crea-

ción oficial del Registro.

Por lo tanto, en aplicación de los preceptos men-

cionados, el Pleno del Consejo de Seguridad

Nuclear, en su reunión de 16 de julio de 1997,

ha resuelto lo siguiente:

Primero. De conformidad con lo dispuesto en

el artículo 3 del Real Decreto 413/1997, de 21

de marzo, sobre protección operacional de los

trabajadores externos con riesgo de exposición

a radiaciones ionizantes por intervención en

zona controlada, queda constituido en el Consejo

de Seguridad Nuclear el Registro Oficial de

Empresas Externas a que se refiere dicha dispo-

sición.

Segundo. Las empresas afectadas por el Real

Decreto 413/1997, de 21 de marzo, deberán pre-

sentar en el Registro General del Consejo de

Seguridad Nuclear, en un plazo máximo de seis

meses a partir de la publicación de esta

Resolución, una solicitud de inscripción en la

que figuren los siguientes datos:

a) Identificación de la empresa.

b) Razón social.

c) Código de identificación fiscal.

d) Actividad que desarrolla.

e) Declaración de que se dispone de los me-

dios técnicos y humanos, que podrán ser pro-

pios o contratados, y de los conocimientos ne-

cesarios para dar cumplimiento a lo establecido

en el Real Decreto 413/1997.

La solicitud de inscripción deberá presentarse

por duplicado, mediante el formato definido en

el apéndice, y la declaración a la que se refie-

re el apartado e) anterior mediante el formato

definido en el anexo a dicho apéndice.

Tercero. Recibida la solicitud de inscripción, el

Consejo de Seguridad Nuclear entregará al soli-

citante en el mismo acto, como justificante de

inscripción en el Registro Oficial de Empresas

Externas, una de las dos copias de la citada so-

licitud presentadas por el declarante, registrada

y sellada.

Cuarto. La baja en el Registro regulado en la

presente Resolución se producirá a petición de

las empresas afectadas cuando cesen volunta-

riamente en la realización de la actividad decla-

rada, o de oficio por el Consejo de Seguridad

Nuclear, en los supuestos descritos en el artícu-

lo siguiente.

Quinto. Se procederá a dar de baja de oficio,

previa audiencia del interesado, a aquellas em-

presas que incurran con posterioridad a su ins-

cripción, en cualquier causa de inhabilitación o

pérdida de capacidad que les impida desarrollar

la actividad a la que afecta el Real Decreto

27

413/1997, de 21 de marzo, y, en todo caso, cuan-

do incumplan alguno de los requisitos necesa-

rios para la inscripción.

Sexto. Cualquier modificación, de los datos que

figuren en la solicitud de inscripción deberá ser

comunicada por escrito al Consejo de Seguridad

Nuclear.

Séptimo. El Consejo de Seguridad Nuclear, en

virtud de lo establecido en el artículo 3.2 del

Real Decreto 413/1997, de 21 de marzo, podrá

efectuar el control e inspecciones que estime ne-

cesarios a las empresas externas, con objeto de

verificar la autenticidad de los datos que obran

en el Registro Oficial de Empresas Externas, así

como el grado de cumplimiento de las disposi-

ciones establecidas en dicha disposición.

La presente Resolución entrará en vigor el día

siguiente al de su publicación en el «Boletín

Oficial del Estado».



Madrid, 16 de julio de 1997.

El Presidente, Juan Manuel Kindelán Gómez de

Bonilla.

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APÉNDICE

SOLICITUD DE INSCRIPCIÓN EN EL REGISTRO OFICIAL DE EMPRESAS EXTERNAS DEL CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR

APARTADOS A CUMPLIMENTAR POR LA EMPRESA EXTERNA

IDENTIFICACIÓN DE LA EMPRESA

Denominación: Código CIF:

Representante:

Empresas constituyentes (si hubiera):

Dirección: Localidad:

Provincia (código postal): Teléfono:

RAZÓN SOCIAL:

Descripción: Ámbito (centrales nucleares, instalaciones radiactivas, otras):

ACTIVIDAD QUE DESARROLLA:

Como anexo se adjunta la Declaración definida en el artículo 3.º del Real Decreto 413/1997, de 21 de mar-zo, de acuerdo con el formato establecido en la Resolución de 16 de julio de 1997, del Consejo de SeguridadNuclear.

En el día de la fecha la empresa cuyos datos figuran en los apartados anteriores queda inscrita en el RegistroOficial de Empresas Externas del Consejo de Seguridad Nuclear.

(Espacio reservado para el sello del Registro General del Consejo de Seguridad Nuclear)

DOCUMENTACIÓN ADJUNTA:

En ................................................... a ................ de .................................................................... de 199......

SELLO DE LA EMPRESA FIRMA DEL RESPONSABLE(Representante legal)

APARTADO A CUMPLIMENTAR POR EL CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR

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ANEXO

DECLARACIÓN

D./D.ª: DNI:

Cargo en la empresa:

En calidad de representante legal de la empresa:

a que se hace referencia en la solicitud de inscripción en el Registro Oficial de Empresas Externas del Consejode Seguridad Nuclear, y en relación con las obligaciones que le competen como empresa externa de acuerdocon el contenido del Real Decreto 413/1997, de 21 de marzo («BOE» de 16 de abril).

DECLARA:

1) Que se compromete al cumplimiento de las obligaciones establecidas en el artículo 4 del Real Decreto413/1997 para lo cual dispone de medios técnicos y humanos, propios o contratados, con capacidad para:

a) Respetar y hacer respetar los principios básicos y las normas de protección fijados en los artículos4 al 11 del Reglamento de Protección Sanitaria Contra las Radiaciones Ionizantes (Real Decreto53/1992, de 24 de enero).

b) Proporcionar a sus trabajadores la información y formación relativas a la protección radiológica exi-gidas en ejecución de su trabajo, de acuerdo con el artículo 18 del Real Decreto 53/1992.

c) Controlar las dosis recibidas por sus trabajadores en la ejecución de sus trabajos de acuerdo conlos artículos 30 al 33 del Real Decreto 53/1992.

d) Mantener los archivos dosimétricos correspondientes de acuerdo con los artículos 34 al 39 del RealDecreto 53/1992 y registrar en el Documento Individual de Seguimiento Radiológico las dosis asig-nadas por el sistema dosimétrico oficial.

e) Mantener la vigilancia médica de sus trabajadores de acuerdo con los artículos 40 al 46 del RealDecreto 53/1992.

2) Que se compromete a comunicar por escrito al Consejo de Seguridad Nuclear cualquier modificación dela información contenida en la solicitud de inscripción en el Registro Oficial de Empresas Externas delConsejo de Seguridad Nuclear.

En ................................................... a ................ de .................................................................... de 199......

SELLO DE LA EMPRESA FIRMA DEL RESPONSABLE(Representante legal)

5 Resolución de 20 demarzo de 2000 del Consejode Seguridad Nuclear, por laque se procede a dar debaja de oficio a lasempresas de trabajotemporal incluidas dentrodel Registro de EmpresasExternas regulado en el RealDecreto 413/ 1997, de 21de marzoPublicada en el BOE nº 78 de 31 de marzo de 2000

Resolución de 20 de marzo de 2000 delConsejo de Seguridad Nuclear, por la que se procede a dar de baja de oficio a lasempresas de trabajo temporal incluidasdentro del Registro de Empresas Externasregulado en el Real Decreto 413/ 1997, de 21 de marzo

El Real Decreto 216/1999, de 5 de febrero, sobre

disposiciones mínimas de seguridad y salud en el

trabajo en el ámbito de las empresas de trabajo

temporal, que entró en vigor el 17 de marzo de

1999, establece en su artículo 8, letra f) que nin-

guna empresa clasificada como de trabajo tempo-

ral puede celebrar contratos de puesta a disposi-

ción para trabajos que impliquen la exposición a

radiaciones inonizantes en zonas controladas según

el Real Decreto 53/1992, de 24 de enero, sobre

protección sanitaria contra radiaciones ionizantes.

Por lo tanto, en aplicación de los preceptos men-

cionados y en base a las definiciones de empresa

externa y trabajador externo contenidas en el Real

Decreto 413/1997, de 21 de marzo, sobre protec-

ción operacional de los trabajadores externos con

riesgo de exposición a radiaciones ionizantes por

intervención en zona controlada, el Consejo de

Seguridad Nuclear, ha resuelto lo siguiente:

Primero. De conformidad a lo dispuesto en

el artículo 8 letra f) del Real Decreto 216/1999,

de 5 de febrero, sobre disposiciones mínimas

de seguridad y salud en el trabajo en el ám-

bito de las empresas de trabajo temporal, es-

tas empresas no podrán celebrar contratos de

puesta a disposición con trabajadores clasifi-

cados como trabajadores externos y, en con-

secuencia, no estarán clasificadas como em-

presa externa.

Segundo. A la fecha de publicación de la pre-

sente Resolución se procede a dar de baja a las

empresas temporales incluidas en el Registro de

Empresas Externas.

Tercero. En el plazo máximo de dos meses a par-

tir de la publicación de la presente Resolución, las

empresas de trabajo temporal afectadas deberán

remitir al Consejo de Seguridad Nuclear el docu-

mento individual de seguimiento radiológico (car-

né radiológico), de cada uno de sus trabajadores,

clasificados como trabajadores externos, junto con

la ficha de emisión asociada a cada carné.

Cuarto. Todas aquellas empresas de trabajo

temporal que hayan emitido carnés radiológicos

para sus trabajadores, independientemente de

que hubieran solicitado, previamente, su ins-

cripción en el Registro de Empresas Externas,

deberán remitir estos junto con la ficha de emi-

sión asociada, al Consejo de Seguridad Nuclear

en el plazo máximo de dos meses a partir de la

publicación de la presente Resolución.

Quinto. Contra la presente Resolución, que

pone fin a la vía administrativa, podrá interpo-

nerse recurso contencioso-administrativo en el

plazo de dos meses a contar desde el día si-

guiente a la publicación de la misma, ante la

Sala correspondiente del Tribunal Superior de

Justicia de Madrid, sin perjuicio de cualquier

otro que el interesado estime pertinente.

La presente Resolución entrará en vigor el día

siguiente al de su publicación en el «Boletín

Oficial del Estado».



Madrid, 20 de marzo de 2000.—El Presidente,

Juan Manuel Kindelán Gómez de Bonilla.

Ilmo. Sr. Secretario general del Consejo de

Seguridad Nuclear.

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6 Resolución de 30 de octubrede 2002, del Consejo deSeguridad Nuclear, por la quese regulan nuevos ficheros detratamiento automatizado dedatos de carácter personalexistentes en el organismo:destinatarios de publicaciones,visitantes y datos médicosPublicada en el BOE nº 310 de 27 de diciembre de 2002

Resolución de 30 de octubre de 2002, delConsejo de Seguridad Nuclear, por la quese regulan nuevos ficheros de tratamientoautomatizado de datos de carácterpersonal existentes en el organismo:destinatarios de publicaciones, visitantes ydatos médicos

La disposición adicional segunda.2 de la Ley Or-

gánica 5/1992, de 29 de octubre, de Regulación

del Tratamiento Automatizado de Datos de Ca-

rácter Personal («Boletín Oficial del Estado» nú-

mero 262, de 31 de octubre), concedía el plazo

de un año desde su entrada en vigor (el 31 de

enero de 1993), que posteriormente se porrogó

por otros seis meses, para que las instituciones

públicas responsables de ficheros automatizados

ya existentes adoptaran una disposición de re-

gulación del fichero o adaptara la que existiera,

en cumplimiento de lo cual la Presidencia de

este Consejo de Seguridad Nuclear adoptó la Re-

solución de 28 de Julio de 1994 («Boletín Ofi-

cial del Estado» número 180, de 29 de julio), que

regulaba los ficheros de tratamiento automatiza-

do de datos de carácter personal existentes en-

tonces en el organismo, y que eran el Banco

Dosimétrico, el Fichero de Licencias y el Fiche-

ro de Personal.

La disposición adicional primera de la Ley Or-

gánica 15/1999, de 13 de diciembre de normas

reguladoras de Protección de Datos de carácter

personal («Boletín Oficial del Estado» número

298, del 14), que ha venido a derogar la Ley Or-

gánica 5/1992, establecía que los ficheros y tra-

tamientos automatizados inscritos o no en el Re-

gistro General de Protección de Datos deberían

adecuarse a la misma dentro del plazo de tres

años a contar desde su entrada en vigor y que

vence el próximo 14 de enero de 2003.

Asimismo, la referida disposición establecía que,

en dicho plazo, las Administraciones Públicas,

que sean responsables de ficheros de titularidad

pública, deberían aprobar la pertinente disposi-

ción de regulación del fichero o adaptar la exis-

tente.

A fin de dar cumplimiento al mandato legal de

adecuación de los ficheros automatizados ges-

tionados por este Consejo de Seguridad Nucle-

ar y asegurar a los afectados el ejercicio de sus

legítimos derechos, el Consejo de Seguridad Nu-

clear, en ejercicio de las competencias que le

vienen atribuidas por el artículo 33.14 del Real

Decreto 1157/1982, de 30 abril («Boletín Oficial

del Estado» de 7 de junio), por el que se aprue-

ba su Estatuto, en su reunión del día 30 de oc-

tubre de 2002 ha acordado la aprobación de las

siguientes normas:

Primera. Sin perjuicio de su sujeción a las dis-

posiciones de general aplicación, los ficheros au-

tomatizados objeto de la presente regulación se

hallan también amparados legal y reglamenta-

riamente por las siguientes disposiciones espe-

cíficas: Ley 25/1964, de 29 abril, sobre Energía

Nuclear; Ley 15/1980, de 22 abril, de creación

del Consejo de Seguridad Nuclear; Decreto

1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se

aprueba el Reglamento sobre Instalaciones Nu-

cleares y Radiactivas; Real Decreto 1157/1982,

de 30 abril, por el que se aprueba el Estatuto

del Consejo de Seguridad Nuclear, y Real De-

creto 783/2001, de 6 de julio, por el que se

aprueba el Reglamento sobre Protección Sanita-

ria contra Radiaciones Ionizantes.

Segunda. Los ficheros automatizados de da-

tos de carácter personal existentes en el ám-

bito de gestión del Consejo de Seguridad Nu-

clear, son los siguientes: Banco Dosimétrico,

Fichero de Licencias, Fichero de Personal, que

ya fueron objeto de regulación en la Resolu-

ción de 28 de julio de 1994, y los de Destina-

tarios de Publicaciones, Visitantes y Datos Mé-

dicos cuya regulación viene a efectuarse por

la presente.

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Tercera. El Fichero de Destinatarios de publica-

ciones tiene por finalidad la de recoger las di-

recciones de los destinatarios de publicaciones

institucionales del Consejo de Seguridad Nuclear.

Las personas o colectivos sobre los que se pre-

tendan obtener datos de carácter personal o que

resulten obligados a suministrarlos serán precisa-

mente aquellos destinatarios de publicaciones ins-

titucionales del Consejo de Seguridad Nuclear,

siendo el procedimiento de recogida de los da-

tos mediante boletines de suscripción y peticio-

nes a través de fax o de correo electrónico.

La estructura básica de este fichero y la des-

cripción de los tipos de datos incluidos en el

mismo son las siguientes: nombre y apellidos,

documento nacional de identidad, domicilio y

cargo, siendo este último de carácter opcional,

no previéndose cesiones de datos ni transferen-

cias a países terceros, y las medidas de seguri-

dad sobre el mismo son de nivel básico.

Cuarta. El Fichero de Visitantes tiene por fina-

lidad el control de los accesos a la sede de este

ente público. Las personas o colectivos sobe los

que se pretenden obtener datos de carácter per-

sonal o que resulten obligados a suministrarlos

son aquellos visitantes que acceden al Consejo

de Seguridad Nuclear, siendo el procedimiento

de recogida de los datos el formulario que se

rellena en el control de accesos.

La estructura básica del fichero y la descripción

de los tipos de datos incluidos en el mismo son:

nombre y apellidos y documento nacional de

identidad, no previéndose cesiones de datos ni

transferencias a países terceros, y las medidas de

seguridad sobre el mismo son de nivel básico.

Quinta. El Fichero de Datos Médicos tiene la

finalidad de recoger la historia clínica y los an-

tecedentes relevantes, desde el punto de vista

médico, acontecidos al personal del Consejo de

Seguridad Nuclear durante el tiempo que estén

al servicio de dicho ente público.

El colectivo sobre el que se pretende obtener

datos o que resulte obligado a suministrarlos

será el del personal al servicio del Consejo de

Seguridad Nuclear, siendo el procedimiento de

recogida de datos el formulario que provee el

sistema de gestión informatizado.

La estructura básica del fichero y la descripción

de los tipos de datos incluidos en el mismo son:

nombre y apellidos, documento nacional de

identidad, domicilio, cargo, lugar de trabajo, nú-

mero de afiliación a la seguridad social, datos

cuantitativos y cualitativos de las distintas prue-

bas médicas realizadas durante su vida laboral

adscrita al Consejo de Seguridad Nuclear, trata-

mientos médicos, datos correspondientes a la

prevención y seguridad en su puesto laboral y

un histórico de todas las patologías así como de

su vida laboral desde el punto de vista estricta-

mente médico.

No se prevén cesiones de datos ni transferen-

cias a países terceros.

Las medidas de seguridad sobre el fichero son

de nivel alto.

Sexta. La responsabilidad de adoptar las medi-

das precisas para garantizar que los datos auto-

matizados de carácter personal se utilizan para

los fines previstos expresamente y por las per-

sonas debidamente autorizadas corresponde,

bajo la autoridad de la Presidenta del Consejo

de Seguridad Nuclear, al Secretario general de

mismo, sin perjuicio de la que corresponda por

su gestión directa, control y custodia a los jefes

de las unidades de quienes dependan los co-

rrespondientes ficheros.

Séptima. El ejercicio de los derechos de acce-

so, rectificación, cancelación y oposición, reco-

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nocidos a los afectados por la Ley Orgánica

15/1999, se realizará conforme a lo previsto en

la misma, en el Real Decreto 1332/1994, de 20

junio, y en las demás disposiciones de desarro-

llo de la citada Ley Orgánica, y podrán ejercer-

se, cuando sea procedente, ante el órgano res-

ponsable de los referidos ficheros que es la

Secretaría General del Consejo de Seguridad Nu-

clear (calle Justo Dorado, 11, 28040 Madrid).

Octava. Los datos registrados en los referidos

ficheros se conservarán indefinidamente.

Novena. Sin perjuicio del uso interno que tie-

nen por principio, en su caso, la cesión de da-

tos de los ficheros automatizados que se regu-

lan por esta Resolución se ajustará a los su-

puestos previstos en las disposiciones legales y

reglamentarias en vigor.

Décima. La presente Resolución entrará en vi-

gor el día siguiente de su publicación en el «Bo-

letín Oficial del Estado».



Madrid, 30 de octubre de 2002.—La Presidenta,

María Teresa Estevan Bolea.


guridad Nuclear.

39

carné radiológico

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