manual proteccion radiologica v1 3

7/25/2019 Manual Proteccion Radiologica v1 3

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Manual de Proteccin Radiolgica

rea de Proteccin Radiolgica

Servicio de Prevencin y Medio AmbienteUniversitat de Valncia

Revis in: 1.3 [Octubre 2011] Fechas

Realizado por: Emilio Casal Zamorano Octubre 2011

Revisado por: Ana San Matas Izquierdo Octubre 2011

Aprobado por la Comisin de Proteccin Radiolgica:


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Manual de Proteccin Radiolgica Universitat de Valncia 2/42

Manual de Proteccin Radiolgica1. Introduccin ............................................................................................................................ 4

1.1. Objeto de Manual ................................................................................................................... 4

1.2. mbito de aplicacin del Manual............................................................................................ 4

1.3. Disponibilidad del Manual....................................................................................................... 41.4. Revisin del Manual ............................................................................................................... 4

2. Organizacin y responsabi lidades........................................................................................ 5

2.1. El rea de Proteccin Radiolgica. ........................................................................................ 52.1.1. Actividades a desarrollar por el rea de Proteccin Radiolgica................................... 52.1.2. Funciones del Jefe de Servicio de Proteccin Radiolgica. ........................................... 7

2.2. Personal de las instalaciones radiactivas............................................................................... 72.2.1. Titular de la instalacin radiactiva................................................................................... 82.2.2. Supervisor responsable de instalacin radiactiva .......................................................... 82.2.3. Operador de instalacin radiactiva ................................................................................. 92.2.4. Usuarios de material radiactivo ...................................................................................... 9

2.3. Servicio de Prevencin y Medio Ambiente........................................................................... 102.4. Comisin de Proteccin Radiolgica.................................................................................... 10

3. Medidas fundamentales de Pro tecc in Radiolgica......................................................... 11

3.1. Introduccin .......................................................................................................................... 11

3.2. Riesgos radiolgicos ............................................................................................................ 113.2.1. Laboratorios con equipos generadores de rayos X...................................................... 113.2.2. Instalaciones con equipos de rayos X con fines de diagnstico mdico...................... 113.2.3. Laboratorios con fuentes encapsuladas....................................................................... 123.2.4. Laboratorios con fuentes no encapsuladas.................................................................. 12

3.3. Clasificacin del personal..................................................................................................... 123.3.1.

Trabajadores expuestos ............................................................................................... 12

3.3.2. Miembros del pblico .................................................................................................... 133.4. Lmites de dosis.................................................................................................................... 13

3.4.1. Lmites de dosis para trabajadores expuestos ............................................................. 133.4.2. Proteccin especial durante el embarazo y la lactancia............................................... 143.4.3. Lmites de dosis para los miembros del pblico ........................................................... 14

3.5. Clasificacin de zonas.......................................................................................................... 143.5.1. Zona vigilada................................................................................................................. 143.5.2. Zona controlada............................................................................................................ 15

3.6. Sealizacin ......................................................................................................................... 15

3.7. Normas generales en zonas con riesgo radiolgico ............................................................ 163.7.1. Acceso a zona controlada ............................................................................................ 163.7.2. Trabajo en zona controlada .......................................................................................... 163.7.3. Salida de zona controlada ............................................................................................ 173.7.4. Acceso y trabajo en zonas vigiladas............................................................................. 173.7.5. Equipamiento y material ............................................................................................... 17

4. Vigi lanc ia y control de la radiacin ..................................................................................... 18

4.1. Vigilancia del ambiente de trabajo ....................................................................................... 184.1.1. Vigilancia y control de la radiacin externa .................................................................. 184.1.2. Vigilancia y control de la contaminacin ....................................................................... 19


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4.2. Evaluacin de la exposicin del trabajador expuesto .......................................................... 204.2.1. Control dosimtrico personal ........................................................................................ 204.2.2. Superacin de los lmites de dosis ............................................................................... 214.2.3. Utilizacin de los dosmetros........................................................................................ 214.2.4. Historial dosimtrico...................................................................................................... 22

4.3. Vigilancia sanitaria................................................................................................................ 23

4.3.1. Vigilancia sanitaria especial.......................................................................................... 234.4. Normas de proteccin de personas en formacin y estudiantes ......................................... 23

4.5. Vigilancia del pblico. ........................................................................................................... 24

5. Vigi lanc ia y control de mater ial radiactivo ......................................................................... 25

5.1. Normas Generales. .............................................................................................................. 25

5.2. Recepcin de productos radiactivos. ................................................................................... 25

5.3. Movimiento de material radiactivo........................................................................................ 25

5.4. Inventario y almacenamiento................................................................................................ 26

6. Vigi lancia de efluentes y residuos radiactivos .................................................................. 27

6.1. Introduccin .......................................................................................................................... 27

6.2. Fuentes encapsuladas fuera de uso .................................................................................... 27

6.3. Transferencia de sales naturales de uranio y torio .............................................................. 28

6.4. Gestin de materiales residuales con contenido radiactivo ................................................. 28

6.5. Gestin de efluentes lquidos ............................................................................................... 29

7. Procedimientos de emergencia........................................................................................... 32

7.1. Plan de Emergencia ............................................................................................................. 32

7.2. Fases del Plan de Emergencia ............................................................................................ 33

8. Formacin en proteccin radiolgica................................................................................. 35

8.1. Introduccin .......................................................................................................................... 35

8.2. Planes de formacin en proteccin radiolgica.................................................................... 35

9. Cri ter ios de optimizacin ..................................................................................................... 37

9.1. Optimizacin de la exposicin ocupacional.......................................................................... 37

9.2. Restriccin de dosis ............................................................................................................. 37

10. Definiciones y conceptos bsicos ...................................................................................... 38

Relacin de documentos descr ipt ivos del rea de Proteccin Radiolgica............................ 42

Relacin de procedimientos de trabajo del Servicio de Proteccin Radio lgica .................... 42


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1. IntroduccinEl creciente uso de las radiaciones ionizantes en los diferentes laboratorios docentes y deinvestigacin de la Universitat de Valncia, as como la diversidad de las tcnicas radioisotpicas

utilizadas y del equipamiento empleado, ha motivado la creacin del rea de ProteccinRadiolgica, integrada dentro del Servicio de Prevencin y Medio Ambiente.

El rea de Proteccin Radiolgica nace con el objetivo principal de organizar, asesorar y controlarel funcionamiento de las diferentes instalaciones radiactivas existentes en la Universitat deValncia.

1.1. Objeto de Manual

El objetivo del presente Manual es establecer las bases de actuacin de la referida rea deProteccin Radiolgica como Servicio de Proteccin Radiolgica, de acuerdo con lo establecido enel Reglamento sobre Proteccin Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes, el Real Decreto sobreinstalacin y utilizacin de aparatos de rayos X con fines de diagnstico mdico y siguiendo lasdirectrices marcadas en la Gua de Seguridad 7.3 del Consejo de Seguridad Nuclear sobre Bases

para el establecimiento de los servicios y unidades tcnicas de proteccin radiolgica.

1.2. mbito de aplicacin del Manual

El Manual de Proteccin Radiolgica es una gua de referencia para todas las instalacionesradiactivas de la Universitat de Valncia. En el documento anexo APR-01 mbito de actuacin del

rea de Proteccin Radiolgicase detallan las diferentes instalaciones existentes, con indicacinde su ubicacin as como de las fuentes radiactivas y equipos productores de radiacionesionizantes disponibles.

Cada instalacin debe desarrollar su propio Reglamento de funcionamiento, en el que se detallarnlos mtodos de trabajo y las reglas de manipulacin que garanticen la operacin segura de lainstalacin. Dichos reglamentos constituirn anexos a este Manual.

1.3. Disponibil idad del Manual

El Manual de Proteccin Radiolgica estar a disposicin de todos los trabajadores relacionadoscon actividades que impliquen riesgo radiolgico. Deber quedar constancia de su conocimiento enel correspondiente archivo, conservado por el rea de Proteccin Radiolgica.

1.4. Revis in del Manual

La revisin del Manual de Proteccin Radiolgica se realizar siempre que:

Se modifique la legislacin vigente en Espaa.

El Responsable de Proteccin Radiolgica lo estime oportuno debido a cambios en el

funcionamiento de las instalaciones radiactivas. Se pongan en marcha nuevas tcnicas que impliquen modificaciones en las normas

establecidas.

Cualquier modificacin del Manual deber ser realizada por el rea de Proteccin Radiolgicayaprobada por la Comisin de Proteccin Radiolgica, como rgano consultivo y asesor en materiade proteccin radiolgica de la Universitat de Valncia. En todo caso, cualquier modificacindeber ser remitida al Consejo de Seguridad Nuclear para su apreciacin favorable.


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2. Organizacin y responsabilidadesLa correcta aplicacin de la proteccin radiolgica requiere que se defina la lnea deresponsabilidad para las distintas instalaciones radiactivas de la Universitat de Valncia y lasfunciones asignadas a cada estamento, que debern ser conocidas y asumidas por todos losprofesionales implicados.

En los apartados siguientes se describe la organizacin del personal implicado con indicacin desus funciones y responsabilidades.

2.1. El rea de Proteccin Radiolgica.

El rea de Proteccin Radiolgica (APR), est integrada dentro del Servicio de Prevencin y MedioAmbiente. Est ubicada en el Departamento de Fsica Atmica, Molecular y Nuclear, en la Facultadde Fsica, en la 2 planta del Bloque C, del Campus de Burjassot.

El rea de Proteccin Radiolgica se constituir como Servicio de Proteccin Radiolgica, deacuerdo con lo establecido en el Reglamento de Proteccin Sanitaria contra RadiacionesIonizantes. En calidad de tal, a lo largo de los siguientes captulos de este Manual, nos referimos al

APR tambin como Servicio de Proteccin Radiolgica.

El rea de Proteccin Radiolgica estar dirigida por un PDI, que actuar como Jefe de Servicio deProteccin Radiolgica y que estar en posesin de un diploma, expedido por el Consejo deSeguridad Nuclear, que le habilite al respecto.

El APR contar con personal tcnico experto en proteccin radiolgica, cuya dotacin ycualificacin sern acordes con el mbito de actuacin y las funciones que desempeen.

En el documento anexo APR-02 Recursos humanos del rea de Proteccin Radiolgica sedetallan las personas que constituyen el APR, con indicacin de su titulacin y su calificacin enmateria de proteccin radiolgica.

2.1.1. Actividades a desarrollar por el rea de Proteccin Radiolgica.

El APR es responsable de la vigilancia del cumplimiento de la legislacin vigente en materia deproteccin radiolgica, adems de los condicionados especficos impuestos a las distintasinstalaciones y de la normativa propia establecida en los Reglamentos de funcionamiento de lasmismas.

Las principales misiones del APR sern:

Evaluar y emitir info rmes en materia de proteccin radiolgica en los siguientes casos:

Diseo, montaje, operacin, modificacin y clausura de las instalaciones radiactivas yradiolgicas.

Actividad con nuevas fuentes o tcnicas, as como modificacin de las condiciones detrabajo con las mismas.

Participacin en los procesos de adquisicin de equipos o dispositivos productores deradiaciones ionizantes.

Estudio de los riesgos radiolgicos derivados del funcionamiento de las instalaciones y delas actividades que en ellas se desarrollan.

Comprobacin peridica de la eficacia de los dispositivos y procedimientos de proteccinestablecidos.


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Colaboracin con los responsables de las distintas instalaciones en el establecimiento denormas, instrucciones y procedimientos especficos sobre proteccin radiolgica,aplicables a las actividades realizadas en las mismas.

Asesoramiento a los supervisores de las instalaciones que utilizan radiaciones ionizantes.

Informacin sobre optimizacin, de las tcnicas nuevas o de los proyectos de investigacinque impliquen el uso de radiaciones ionizantes.

Investigacin de las causas de las anomalas, incidencias y accidentes que pudieranproducirse en las instalaciones, como por ejemplo superaciones de lmites de dosisestablecidos y niveles de referencia.

Colaboracin en la preparacin de los Planes de Emergencia de las instalaciones.

Vigilancia operacional.

Clasificacin de los trabajadores expuestos en funcin de su riesgo radiolgico.

Control de la vigilancia dosimtrica de los trabajadores expuestos decidiendo las tcnicas yprocedimientos a emplear teniendo en cuenta los principios de optimizacin.

Clasificacin y sealizacin de las zonas con riesgo radiolgico de las instalaciones.

Realizacin de la vigilancia radiolgica de las instalaciones y de las actividades en ellasrealizadas, decidiendo el tipo y frecuencia de las medidas a efectuar.

Gestin y realizacin de la vigilancia radiolgica de los residuos radiactivos, slidos ylquidos generados en las instalaciones, decidiendo el tipo y frecuencia de las medidas.

Establecimiento de los niveles de referencia de los parmetros a medir en los distintosprocedimientos de vigilancia radiolgica.

Realizacin de los controles de calidad pertinentes en el equipamiento en las instalacionesde Radiodiagnstico.

Realizacin de la calibracin y comprobacin peridica del buen estado y funcionamientode los equipos de deteccin de la radiacin.

Establecimiento de las circunstancias en las cuales se ha de definir el cese de la operacin

de una instalacin o desarrollo de una prctica, por incumplimiento de las normas deproteccin radiolgica o por la aparicin de riesgos radiolgicos no aceptables.

Documentacin, registros y controles administ rativos.

Elaboracin de los procedimientos especficos aplicables a las actividades del APR.

Registro de los datos recogidos en los programas de vigilancia radiolgica del personal, delas instalaciones, de las operaciones y de los efluentes radiactivos.

Archivo de los historiales dosimtricos individuales de los trabajadores expuestos de lasinstalaciones.

Control de la vigilancia mdica de los trabajadores expuestos.

Gestin del inventario de las fuentes radiactivas de las instalaciones que por su naturaleza

lo requieran. Conocimiento de las fuentes radiactivas utilizadas en cada instalacin, as como su

actividad.

Registro de las copias de la documentacin preceptiva que se enve desde/a losorganismos competentes.

Formacin en materia de Proteccin Radiolgica.

Control y gestin de las licencias o acreditaciones del personal expuesto de las diferentesinstalaciones.


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Colaboracin con los responsables de las instalaciones, en la formacin y entrenamientodel personal expuesto, en un nivel adecuado a su responsabilidad y al riesgo de exposicina las radiaciones ionizantes.

Organizacin y participacin en cursos y seminarios relacionados directamente con laProteccin Radiolgica.

2.1.2. Funciones del Jefe de Servicio de Proteccin Radiolgica.

El responsable del APR, como Jefe de Servicio de Proteccin Radiolgica, tendr entre susfunciones y responsabilidades las siguientes:

Vigilancia del cumplimiento de las normas establecidas en este Manual.

Establecimiento de las actividades del APR y supervisin del cumplimiento de losprocedimientos especficos que regulan el funcionamiento del mismo.

Visado de los dictmenes, evaluaciones e informes emitidos, en relacin con las misionesdel APR.

Certificado de los historiales dosimtricos de los trabajadores expuestos.

Comunicacin por escrito, a los responsables de las instalaciones y prcticas, de lascircunstancias que aconsejan o exigen la paralizacin de las mismas por incumplimiento delas normas de Proteccin Radiolgica o la existencia de riesgos radiolgicos indebidos.

Informe peridico a la Comisin de Proteccin Radiolgica de las actuaciones del APR,poniendo en su conocimiento todas las deficiencias que puedan incidir en la seguridad delas instalaciones y en la proteccin de los trabajadores expuestos y miembros del pblico.

Otras actuaciones que son competencia del Jefe de Servicio de Proteccin Radiolgica son:

Establecimiento de una va de comunicacin fluida para la transmisin de informacin ydocumentacin necesaria para el cumplimiento de las misiones del APR con las distintasinstalaciones, de acuerdo con lo establecido por este Manual y en los procedimientosespecficos aplicables.

Tener conocimiento y, a ser posible, estar presente durante las inspecciones del CSN ascomo tener constancia y conocimiento de los informes y comunicaciones que remita dichoOrganismo.

2.2. Personal de las instalaciones radiactivas

Todas las personas que trabajen en una instalacin radiactiva deben estar formadas y capacitadaspara ello. Aquellas que, en virtud de su puesto de trabajo, manipulen materiales o equiposradiactivos o dirijan dichas actividades, deben estar provistas de la correspondiente licencia deoperador o supervisor, concedida por el Consejo de Seguridad Nuclear. En el caso deinstalaciones de radiodiagnstico deben disponer de la correspondiente acreditacin otorgadaigualmente por el CSN.

Adicionalmente, todo el personal que realice tareas relacionadas con la seguridad nuclear o la

proteccin radiolgica, deber disponer de la formacin necesaria para desempearadecuadamente sus funciones. A tal fin, el APR debe definir claramente los conocimientos yespecializacin necesarios y establecer los programas de formacin que se precisen en cada caso.

Las responsabilidades y funciones de cada una de estas personas son las siguientes:


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2.2.1. Titular de la instalacin radiactiva

El titular es el mximo responsable de la aplicacin de los principios de Proteccin Radiolgicareflejados en la legislacin vigente, en el mbito de la instalacin radiactiva. La titularidad de lainstalacin radiactiva corresponde al Rector de la Universitat de Valncia. Sin embargo, lacomplejidad de la estructura de la Universitat de Valncia, hace que la gestin se realice de formadescentralizada. Por ello, la responsabilidad de la instalacin radiactiva recae en el Director del

Departamento correspondiente.El titular de la instalacin es responsable de:

Garantizar el cumplimiento de las especificaciones de la autorizacin de la instalacinradiactiva, las normas establecidas en el correspondiente Manual de ProteccinRadiolgica, as como las disposiciones legales vigentes sobre instalaciones radiactivas.

Asegurar que se imparta una formacin en proteccin radiolgica adecuada previa ycontinuada a todo el personal de la instalacin.

Dotar a la instalacin radiactiva de las capacidades y medios humanos y materialesnecesarios.

Comunicar al Consejo de Seguridad Nuclear cualquier situacin, accidente incidente quereduzca la seguridad de los trabajadores en materia de proteccin radiolgica.

Tomar las medidas oportunas en caso de incumplimiento de las normas de ProteccinRadiolgica establecidas.

Firmar y tramitar la documentacin preceptiva de la instalacin radiactiva.

Facilitar a los inspectores del Consejo de Seguridad Nuclear el acceso, la documentacin ylos medios necesarios para el cumplimiento de su misin.

Aunque la responsabilidad final no puede delegarse, el Titular atribuir al Supervisor Responsablela autoridad necesaria para velar por el cumplimiento de las normas establecidas en el Manual deProteccin Radiolgica, dotndole de los medios humanos, tcnicos y materiales necesarios segnlas caractersticas de la instalacin radiactiva.

2.2.2. Supervisor responsable de instalacin radiactivaEn virtud de su licencia, est capacitado para dirigir el funcionamiento de la instalacin y lasactividades de los operadores.

Como responsable directo del funcionamiento de la instalacin, est obligado a cumplir y hacercumplir las normas especificadas en este Manual, en el Reglamento de Funcionamiento, en el Plande Emergencia y en cualquier otro documento, al amparo del cual se haya concedido lacorrespondiente autorizacin de la instalacin, en lo relativo a la operacin de la misma.

Asimismo, deber seguir fielmente los procedimientos de operacin, de los que una copia, puestaal da, deber estar permanentemente en lugar prefijado. Cuando no exista un procedimiento pararealizar una determinada operacin de carcter imprevisto y que no admite demora, el supervisorproceder a redactarlo antes de su ejecucin y lo incluir en el diario de operacin. En caso deurgencia adoptar las medidas que estime oportunas, dejando constancia de ellas en dicho diario.

Entre sus obligaciones y facultades tendr las siguientes:

Tiene la obligacin de detener, en cualquier momento, el funcionamiento de la instalacin,si estima que se han reducido las condiciones de seguridad radiolgica, comunicndoloinmediatamente al APR. Para autorizar la reanudacin de su funcionamiento deber tenerconstancia explcita de que se han restablecido dichas condiciones de seguridadradiolgica, con conocimiento del APR.


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En caso de emergencia adoptar las medidas que estime oportunas, de acuerdo con losplanes de emergencia aprobados, dejando constancia de ellas y comunicndolo a la mayorbrevedad posible al APR.

Ante cualquier accidente o incidente, que pueda afectar a la seguridad o la proteccinradiolgica de los trabajadores, debe comunicarlo al Consejo de Seguridad Nuclear,informando de ello al Jefe de Servicio de Proteccin Radiolgica.

Elaboracin del informe anual de la instalacin radiactiva, que debe remitir al APR, para suposterior envo por parte de ste, conjunto con el de las dems instalaciones, al Consejode Seguridad Nuclear dentro de los tres primeros meses del ao.

Debe llevar actualizado el diario de operacin de la instalacin.

Debe conocer y autorizar los trabajos que se realicen en la instalacin, siempre queafecten directamente a la operacin de la misma.

Debe redactar las normas de realizacin de nuevas tcnicas u operacionescomunicndoselas al Jefe de Servicio de Proteccin Radiolgica e incluyndolas en eldiario de operacin.

Debe controlar que slo salgan de la instalacin radiactiva radionucleidos con actividadesexentas.

Debe controlar que en los laboratorios con zonas autorizadas se utilicen exclusivamentelos radioistopos y las actividades permitidas.

Debe velar por la disponibilidad de los medios necesarios para el correcto funcionamientode la instalacin radiactiva y su adecuada utilizacin por el personal de la instalacin.

Control de los diferentes equipos de medida de la instalacin radiactiva.

Control y mantenimiento de un inventario actualizado del material radiactivo.

Gestin de los residuos radiactivos.

2.2.3. Operador de instalacin radiactiva

En virtud de su licencia est capacitado, bajo la direccin de un supervisor para manipular losdispositivos de control de los equipos y/o el material radiactivo de la instalacin, siguiendo losprocedimientos de operacin, el Reglamento de Funcionamiento y cualquier otro documento oficialde la instalacin, en lo relativo a la operacin de la misma.

Esta licencia es obligatoria, sin perjuicio de la titulacin que, por otros motivos, tambin pueda serexigible.

Tendr autoridad para detener en cualquier momento el funcionamiento de la instalacin si estimaque se han reducido las condiciones de seguridad y le es imposible informar al supervisor de estacircunstancia con la prontitud requerida.

2.2.4. Usuarios de material radiactivo

Toda persona que, sin necesitar licencia, utilice material radiactivo en una instalacin radiactiva,deber estar autorizado a tal efecto por el supervisor responsable de la misma, tras recibir laformacin y entrenamiento establecido.

Entre sus funciones y responsabilidades cabe sealar las siguientes:

Deber conocer y cumplir las normas de proteccin contra las radiaciones ionizantes ascomo su actuacin en caso de emergencia

Debe comunicar al supervisor responsable de la instalacin, de forma inmediata, cualquieraccidente o incidente.


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2.3. Servicio de Prevencin y Medio Ambiente

El rea de Proteccin Radiolgica colaborar con el resto de las reas del Servicio de Prevenciny Medio Ambiente (SPMA) y sus tcnicos trabajarn de forma coordinada, en particular en relacincon la identificacin y evaluacin de los riesgos derivados del uso de radiaciones ionizantes y en lagestin de residuos. Esta colaboracin se har extensiva a la formacin e informacin de lostrabajadores.

2.4. Comisin de Proteccin Radiolgica

La Comisin de Proteccin Radiolgica es un rgano de carcter consultivo y asesor del rea deProteccin Radiolgica de la Universitat de Valncia.

Est constituida por el Director del SPMA y un Tcnico del mismo, por el Jefe del rea deProteccin Radiolgica y un Tcnico del mismo y por los supervisores responsables de lasdiferentes instalaciones radiactivas y radiolgicas de la Universidad de Valencia. Actuar comopresidente de la Comisin el Director del SPMA.

La Comisin se reunir al menos una vez al ao, o a peticin del Jefe del Servicio de ProteccinRadiolgica o del responsable de cualquiera de las instalaciones.


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3. Medidas fundamentales de Proteccin RadiolgicaEste captulo resume las medidas fundamentales de Proteccin Radiolgica que se deben aplicar yse incluye en este Manual de Proteccin Radiolgica para que pueda servir de referencia en lasdistintas instalaciones radiactivas.

3.1. Introduccin

Se tomarn las medidas necesarias para conseguir que las dosis individuales, el nmero depersonas expuestas y la probabilidad de que se produzcan exposiciones potenciales sean lo msbajos posibles. En cualquier caso, las dosis recibidas por los trabajadores expuestos y losmiembros del pblico siempre han de ser inferiores a los lmites de dosis establecidos en lalegislacin y que se citan en este Manual.

3.2. Riesgos radiolgicos

En las instalaciones radiactivas se pueden presentar los siguientes tipos de riesgos radiolgicos:

Irradiacin externa.

Contaminacin radiactiva, que puede ser interna o externa.

A continuacin se detalla en cada tipo de instalacin los riesgos que se pueden presentar y lasfuentes de radiacin ms habituales.

3.2.1. Laborator ios con equipos generadores de rayos X

En los equipos generadores de rayos X, cabe distinguir entre los aprobados por el Ministerio deIndustria, Turismo y Comercio, de acuerdo con lo establecido en el anexo II del Reglamento sobreInstalaciones Nucleares y Radiactivas y los que no estn aprobados.

En las instalaciones con equipos generadores de rayos X aprobados, al estar autoblindados ydisponer de sistemas de seguridad redundantes, el riesgo de irradiacin es prcticamente nulo.

Entre ellosse encuentran algunos de los siguientes: Equipos de difraccin de rayos X

Irradiadores gamma de muestras biolgicas

En las instalaciones con equipos generadores de rayos X no aprobados, el nico riesgo posible esel de irradiacin externa, que slo se produce cuando est en funcionamiento el tubo de rayos X.Su utilizacin puede darse en:

Investigacin en fsica corpuscular

Experimentacin con animales

3.2.2. Instalaciones con equipos de rayos X con fines de diagnstico mdico

En las instalaciones con equipos generadores de rayos X con fines de diagnstico mdico, el nicoriesgo posible es el de irradiacin externa, que slo se produce cuando est en funcionamiento eltubo de rayos X. Su utilizacin se da en:

radiografa dental en la clnica odontolgica

radiografa y fluoroscopia en la clnica podolgica


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3.2.3. Laboratorios con fuentes encapsuladas

En las instalaciones con fuentes encapsuladas el riesgo ms habitual es el de irradiacin externa.

Las fuentes de radiacin son, en general:

Emisores gamma usados en espectrometra Mssbauer

Emisores gamma y beta que pueden encontrarse en:

gammatecas

laboratorios de docencia

laboratorios de investigacin

3.2.4. Laborator ios con fuentes no encapsuladas

En las instalaciones que utilicen fuentes no encapsuladas los riesgos posibles son los deirradiacin externa y/o contaminacin interna y externa. Dependiendo del radionucleido usado y desu forma de presentacin los riesgos pueden ser muy diversos.

3.3. Clasificacin del personalPor razones de seguridad, vigilancia y control radiolgico, las personas que trabajan en lasinstalaciones con riesgo radiolgico se clasifican, en funcin de las condiciones en que realizan sutrabajo, en trabajadores expuestos y miembros del pblico.

3.3.1. Trabajadores expuestos

Son personas que, por las circunstancias en que se desarrolla su trabajo, bien sea de modohabitual, bien de modo ocasional, estn sometidas a un riesgo de exposicin a las radiacionesionizantes susceptible de entraar dosis superiores a alguno de los lmites de dosis para miembrosdel pblico.

Los estudiantes y personas en formacin, mayores de dieciocho aos, que, durante sus estudios,

se encuentren expuestos a radiaciones ionizantes, se consideran incluidos en esta categora.Los trabajadores expuestos se clasifican en dos categoras:

Categora A

Pertenecen a esta categora los que puedan recibir una dosis efectiva superior a 6 mSv porao oficial, o una dosis equivalente superior a 3/10 de los lmites de dosis equivalente para elcristalino, la piel y las extremidades.

La condicin de trabajador expuesto de categora A exige obligatoriamente:

Superar el reconocimiento mdico inicial y los reconocimientos peridicos.

Haber recibido formacin en proteccin radiolgica.

Utilizar obligatoriamente dosmetro individual que mida la dosis externa, representativa dela totalidad del organismo siempre que realicen trabajos que supongan riesgos deexposicin externa.

Utilizar dosmetros adecuados en las partes potencialmente ms afectadas, en el caso deriesgo de exposicin parcial o no homognea del organismo.


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Categora B

Pertenecen a esta categora aquellos que es muy improbable que reciban dosis efectivassuperiores a 6 mSv por ao oficial, o a 3/10 de los lmites de dosis equivalente para elcristalino, la piel y las extremidades.

La condicin de trabajador expuesto de categora B exige obligatoriamente:

Superar el reconocimiento mdico establecido. Haber recibido formacin en proteccin radiolgica.

Estar sometido a un sistema de vigilancia dosimtrica que garantice que las dosis recibidasson compatibles con su clasificacin en categora B.

A cada trabajador expuesto le ser abierto:

Un protocolo mdico individual, conteniendo los resultados del examen de salud previo asu incorporacin a la instalacin y los exmenes mdicos anuales y ocasionales.

Un historial dosimtrico individual que, en el caso de personas de categora A, debecontener como mnimo las dosis mensuales, las dosis acumuladas en cada ao oficial y lasdosis acumuladas durante cada perodo de 5 aos oficiales consecutivos, y en el caso depersonas de categora B, las dosis anuales determinadas, o estimadas, a partir de los

datos de la vigilancia radiolgica de zonas.

3.3.2. Miembros del pblico

Se consideran miembros del pblico:

Los trabajadores no expuestos.

Los trabajadores expuestos, fuera de su horario de trabajo.

Cualquier otro individuo de la poblacin.

3.4. Lmites de dosis

Los lmites de dosis son valores que no deben ser sobrepasados y se aplican a la suma de lasdosis recibidas por exposicin externa durante el perodo considerado.

En el cmputo de las dosis totales, a efectos de comparacin con los lmites aplicables, no seincluirn las dosis debidas al fondo radiactivo natural, ni las derivadas de exmenes o tratamientosmdicos que eventualmente puedan recibir como pacientes.

3.4.1. Lmites de dosis para trabajadores expuestos

Los lmites de dosis para los trabajadores expuestos son los siguientes:

El lmite de dosis efectiva ser de 100 mSv durante todo perodo de cinco aos oficialesconsecutivos, sujeto a una dosis efectiva mxima de 50 mSv en cualquier ao oficial.

El lmite de dosis equivalente para el cristalino es de 150 mSv por ao oficial. El lmite de dosis equivalente para la piel es de 500 mSv por ao oficial. Dicho lmite se

aplica a la dosis promediada sobre cualquier superficie de un centmetro cuadrado, conindependencia de la zona expuesta.

El lmite de dosis equivalente para las manos, antebrazos, pies y tobillos es de 500 mSvpor ao oficial.


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3.4.2. Proteccin especial durante el embarazo y la lactancia

Tan pronto como una mujer embarazada informe de su estado, por escrito, al titular o al rea deprevencin de riesgos laborales, la proteccin del feto debe ser comparable a la de los miembrosdel pblico y, por ello, las condiciones de trabajo debern ser tales que las dosis al feto desde lanotificacin del embarazo al final de la gestacin no excedan de 1 mSv.

Este lmite de dosis se aplica exclusivamente al feto y no es directamente comparable con la dosisregistrada en el dosmetro personal de la trabajadora embarazada. Por ello, a efectos prcticos ypara exposicin a radiacin externa, se puede considerar que 1 mSv al feto es comparable a unadosis de 2 mSv en la superficie del abdomen.

La declaracin de embarazo no implica que las mujeres gestantes tengan que evitar el trabajo enpresencia de radiaciones o que deba prohibirse su acceso a zonas radiolgicas. No obstante, lascondiciones en que se realiza ese trabajo deben ser cuidadosamente evaluadas, de modo que seasegure la no-superacin del citado lmite.

Las mujeres en perodo de lactancia no desempearn trabajos que supongan un riesgosignificativo de contaminacin interna.

3.4.3. L mites de dosis para los miembros del pblico

Los lmites de dosis para los miembros del pblico son los siguientes:

El lmite de dosis efectiva ser de 1 mSv por ao oficial. No obstante, en circunstanciasespeciales, el CSN podr autorizar un valor de dosis efectiva ms elevado en un nico aooficial, siempre que el promedio en cinco aos oficiales consecutivos no sobrepase 1 mSvpor ao oficial.

El lmite de dosis equivalente para el cristalino es de 15 mSv por ao oficial.

El lmite de dosis equivalente para la piel es de 50 mSv por ao oficial. Dicho lmite seaplica a la dosis promediada sobre cualquier superficie cutnea de un centmetrocuadrado, con independencia de la superficie expuesta.

3.5. Clasificacin de zonasLos lugares de trabajo se clasificarn de acuerdo con la evaluacin de las dosis anuales previstasy la probabilidad y magnitud de exposiciones potenciales.

A tal efecto, se identificarn y delimitarn todos los lugares de trabajo en los que exista laposibilidad de recibir dosis superiores a los lmites de dosis establecidos para los miembros delpblico, y se establecern las medidas de Proteccin Radiolgica aplicables.

Dichas medidas debern adaptarse a la naturaleza de las instalaciones y de las fuentes, as comoa la magnitud y naturaleza de los riesgos. El alcance de los medios de prevencin y vigilancia, ascomo su naturaleza y calidad, debern estar en funcin de los riesgos vinculados a los puestos detrabajo que impliquen una exposicin a las radiaciones ionizantes.

3.5.1. Zona vigiladaAquella en la que existe probabilidad de recibir dosis superiores a los lmites de dosis para losmiembros del pblico, siendo muy improbable recibir dosis efectivas superiores a 6 mSv o dosisequivalentes superiores a los 3/10 de los lmites de dosis equivalentes para el cristalino, piel yextremidades.


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3.5.2. Zona controlada

Aquella en la que existe probabilidad de recibir dosis efectivas superiores a 6 mSv o dosisequivalentes superiores a los 3/10 de los lmites de dosis equivalente para el cristalino, piel yextremidades.

En esta zona ser necesario establecer procedimientos de trabajo con objeto de reducir la

exposicin a la radiacin ionizante y prevenir y limitar la probabilidad y magnitud de accidentesradiolgicos o sus consecuencias.

Dentro de las zonas controladas pueden existir algunas que, por sus caractersticas y en funcindel riesgo radiolgico, requieran una clasificacin ms restrictiva, como la considerada en losapartados siguientes:

3.5.2.1. Zona de permanencia limitada

Aquella en que existe un riesgo de recibir una dosis superior a los lmites de dosis si se permaneceen ella durante toda la jornada laboral completa (50 semanas / ao, 5 das / semana y 8 horas /da).

3.5.2.2. Zona de permanencia reglamentada

Aquella en que existe riesgo de recibir dosis superiores a cualquiera de los lmites de dosis encortos perodos de tiempo y que requiere prescripciones especiales desde el punto de vista de laoptimizacin.

3.5.2.3. Zona de acceso prohibido

Aquella en que existe riesgo de recibir, en una exposicin nica, dosis superiores a los lmites dedosis.

3.6. Sealizacin

El riesgo de irradiacin vendr sealizado mediante su smbolo internacional: un "trbol"enmarcado por una orla rectangular del mismo color y de idntica anchura que el dimetro del

crculo interior del mismo.Cuando exista solamente riesgo de radiacin externa y el riesgo de contaminacin seadespreciable, el "trbol" vendr rodeado de puntas radiales. Si el riesgo es de contaminacin y elde radiacin es despreciable el "trbol" ir sobre campo punteado. Si existen ambos riesgos irrodeado de puntas radiales y sobre campo punteado.

Adems, en la parte superior de la seal, una leyenda nos indicar el tipo de zona, y en la inferiorotra el tipo de riesgo de Irradiacin externa.

Los colores de los "trboles" indicarn la clasificacin de la zona, en orden creciente al riesgoasociado, stos son:

Gris azulado: Zona vigilada.

Verde: Zona controlada.

Amarillo: Zona de permanencia limitada.

Naranja: Zona de permanencia reglamentada.

Rojo: Zona de acceso prohibido.

Las seales se colocarn bien visibles a la entrada de las correspondientes reas y en los lugaressignificativos de ellas.


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En las zonas que no tienen una clasificacin permanente se colocar junto a la seal preceptiva uncartel indicando las restricciones aplicables.

Con riesgo de irradiacin externa

Con riesgo de contaminacin

Con riesgo de irradiacin externa y contaminacin

3.7. Normas generales en zonas con riesgo radiolgico

3.7.1. Acceso a zona controladaEl acceso a las zonas controladas estar restringido a personas debidamente autorizadas, esdecir, a trabajadores expuestos adscritos a ese lugar y con conocimiento de las normas a aplicar yel riesgo existente en el mismo.

3.7.2. Trabajo en zona controlada

El trabajo en zona controlada debe realizarse de modo que se cumplan estrictamente lasinstrucciones contenidas en los procedimientos de trabajo de las distintas instalaciones, con objeto


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de reducir la exposicin a radiaciones ionizantes, evitar la contaminacin radiactiva y prevenir ylimitar la probabilidad y magnitud de accidentes radiolgicos as como sus consecuencias.

Estos procedimientos de trabajo deben de estar a disposicin del trabajador en lasdiferentes unidades.

Cada trabajador conocer todos los procedimientos relacionados con su trabajo y con laproteccin radiolgica.

La zona debe de contar con instrumentos adecuados para identificar los riesgos.

Deben comprobarse peridicamente los dispositivos de seguridad tales comoenclavamientos, filtros, etc.

Si existe riesgo de contaminacin se cumplirn estrictamente las normas en cuanto autilizacin de ropa, guantes y calzado especiales y todas aquellas medidas destinadas aprevenir este riesgo.

El personal que trabaja en esta zona, obligatoriamente, debe llevar dosmetro personal.

3.7.3. Salida de zona controlada

En situacin normal y en reas con riesgo de contaminacin deben tomarse las siguientesprecauciones al abandonarlas:

Con detectores adecuados se realizar un control de contaminacin superficial de manos,pies y ropa.

Se proceder a la descontaminacin si fuera necesario.

3.7.4. Acceso y trabajo en zonas vigiladas

Las zonas vigiladas estarn delimitadas adecuadamente y sealizadas de forma que quedeclaramente indicado el riesgo de exposicin existente en las mismas.

El acceso a las zonas vigiladas estar limitado a las personas autorizadas.

En el interior de las zonas vigiladas se establecern procedimientos de trabajo adaptados al riesgoradiolgico existente.

3.7.5. Equipamiento y material

En las zonas controladas existirn a disposicin de los trabajadores expuestos:

Los medios necesarios para deteccin y medida de la radiacin y/o contaminacin.

Medios de proteccin adecuados para evitar en lo posible la irradiacin externa.

Ropa y calzado adecuado cuando los trabajadores puedan estar sometidos a un riesgo decontaminacin.

Material especfico que sea necesario para resolver una emergencia.


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4. Vigilancia y control de la radiacin

4.1. Vigilancia del ambiente de trabajo

Es el conjunto de medidas que deben establecerse con objeto de comprobar experimentalmente, y

con la periodicidad necesaria, que tanto las dosis recibidas, como los niveles de riesgo existentes,en las diferentes zonas de trabajo, estn dentro de los lmites correspondientes a cada zona. Dichavigilancia incluye tanto la de la radiacin externa como la de la posible contaminacin desuperficies.

4.1.1. Vigilancia y contro l de la radiacin externa

La vigilancia de la radiacin externa en el puesto de trabajo se puede efectuar mediante dosimetrade rea, que se aborda en el apartado siguiente, como tambin mediante dosimetra personal quese incluye en el apartado 4.2 sobre evaluacin de la exposicin del trabajador expuesto.

4.1.1.1. Dosimetra de rea

La vigilancia de la radiacin externa en las reas de trabajo puede dividirse en tres categoras: De rutina: Asociada a las operaciones habituales o cotidianas.

Operacional: Proporciona informacin sobre un procedimiento en particular.

Especial: Se aplica a una situacin que se sospecha anmala.

La vigilancia de rutina en el puesto de trabajo debe realizarse para confirmar que dicho trabajo serealiza satisfactoriamente. sta se har mediante los procedimientos adecuados, de formacontinuada y en tanto no se produzcan cambios significativos.

La vigilancia operacional se realizar para estimar el riesgo asociado con procedimientos detrabajo determinados.

La vigilancia especial se practicar cuando:

No haya informacin suficiente sobre una situacin especial para decidir las medidas deseguridad a tomar.

Se aplique un procedimiento en circunstancias especiales.

Cuando se midan las tasas de dosis externas se especificar la naturaleza y calidad de lasradiaciones de que se trate.

4.1.1.2. Instrumentacin

Se realizar la vigilancia de las dosis absorbidas, las tasas de dosis absorbidas o de fluencia conlos equipos del tipo y sensibilidad adecuados a la naturaleza y calidad de la radiacin emitida.

Dichos equipos pueden ser fijos o porttiles, distribuidos en la forma siguiente:

Equipos fijos: Se ubicarn, previa fijacin de un nivel de alarma, en aquellos lugares enque las caractersticas de las fuentes utilizadas as lo aconseje.

Equipos porttiles: Dispondrn de ellos el Servicio de Proteccin Radiolgica y lasinstalaciones que manejen fuentes encapsuladas y no encapsuladas.

4.1.1.3. Niveles de actuacin

Se debern definir niveles de actuacin en trminos de tasa de dosis de radiacin, de manera queen caso de alcanzarse, se tomen las medidas de investigacin o de intervencin necesarias.


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4.1.1.4. Registro de documentacin

Los documentos correspondientes al registro, evaluacin y resultado de la vigilancia y control de laradiacin externa debern ser archivados por el Servicio de Proteccin Radiolgica, quien lostendr a disposicin de la Autoridad competente.

4.1.2. Vigilancia y control de la contaminacinEs el conjunto de medidas que deben establecerse con objeto de comprobar empricamente, y conla periodicidad necesaria, los niveles de contaminacin existentes en las instalaciones.

Cuando se midan las concentraciones de actividad en el aire y la contaminacin superficial, seespecificar la naturaleza de los radionucleidos contaminantes y su estado fisicoqumico en casode contaminacin.

La vigilancia de la contaminacin puede ser:

De rea: superficial y ambiental.

Personal: interna y externa.

La vigilancia rutinaria se realizar peridicamente en puntos de referencia establecidos

previamente por parte del Servicio de Proteccin Radiolgica y mediante el procedimientoespecfico correspondiente, sin perjuicio de los controles que deban realizar los operadores de lainstalacin de acuerdo con su Reglamento de funcionamiento.

Las medidas de control de la contaminacin externa se realizarn en los lugares de trabajo, al finalde la jornada, al salir de zonas con riesgo de contaminacin radiactiva, y siempre que se sospecheque existe contaminacin o se produzca un incidente o accidente. Las normas de actuacin en elcaso de contaminacin personal o ambiental sern las descritas en los procedimientoscorrespondientes y cualquier incidencia se anotar en el Diario de Operaciones de la instalacin.

Se debe disponer de una zona especfica con todo lo necesario para la descontaminacin de laspersonas.

En caso de contaminacin interna significativa se debe estimar la actividad incorporada y enviar sies necesario al trabajador a un Centro de referencia. Este accidente o incidente se registrar en su

historial dosimtrico.Las personas que trabajan con fuentes no encapsuladas debern notificar al Servicio de ProteccinRadiolgica cualquier sospecha de contaminacin interna. De la misma forma se notificarn lassituaciones de contaminacin externa persistente.

Cuando se desee evaluar la contaminacin desprendible, o cuando no se pueda estimardirectamente el nivel de contaminacin superficial, por el excesivo fondo ambiental, se proceder ala realizacin de frotis de las zonas posiblemente contaminadas.

Quien haya ocasionado una contaminacin importante o quien conozca que se ha producido estobligado a comunicarlo inmediatamente al Servicio de Proteccin Radiolgica.

4.1.2.1. Instrumentacin

La medida de la posible contaminacin se realizar por medio de equipos, fijos o porttiles,adecuados en sensibilidad y respuesta en energa al radionucleido empleado en cada caso.

Los equipos fijos se situarn a la salida de las zonas con riesgo de contaminacin. Los equiposporttiles estarn disponibles en el Servicio de Proteccin Radiolgica y en las instalaciones quemanejan fuentes radiactivas.

4.1.2.2. Niveles de actuacin

Contaminacin externa.


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Para aquellas instalaciones en las que, en condiciones normales de trabajo, exista contaminacinsuperficial persistente, se definir un nivel de accin (expresado en Bq/cm 2) que, en caso desuperarse, obligar a adoptar medidas de descontaminacin.

Contaminacin interna.

Se establecer un nivel de registro de 1 mSv y un nivel de investigacin de 5 mSv.

Estos valores se refieren a las dosis efectivas comprometidas resultantes de la incorporacin deradiactividad a lo largo de un periodo anual.

4.1.2.3. Registro de documentacin

Los documentos correspondientes al registro, evaluacin y resultado de la vigilancia y control de lacontaminacin debern ser archivados por el Servicio de Proteccin Radiolgica, que los tendr adisposicin de la autoridad competente.

4.2. Evaluacin de la exposicin del trabajador expuesto

4.2.1. Control dosimtrico personal

4.2.1.1. Determinacin de dosis por irradiacin externa

La dosimetra personal externa de los trabajadores expuestos deber ser realizada por un Serviciode Dosimetra Personal expresamente autorizado por el CSN.

Los resultados de los controles dosimtricos se remitirn al rea de Prevencin de RiesgosLaborales, a quin corresponder interpretarlos desde el punto de vista sanitario. En caso deurgencia, dicha transmisin deber ser inmediata.

Trabajadores expuestos de categora A

Las dosis individuales por irradiacin externa se estimarn, como mnimo mensualmente, condosmetros personales.

El dosmetro de solapa permite estimar las dosis equivalentes individuales, profunda y superficial, acuerpo entero.

En el caso de riesgo de exposicin parcial o no homognea del organismo, se debern utilizardosmetros adecuados en las partes potencialmente ms afectadas.

En situaciones de exposicin especialmente autorizada y en cuantas situaciones sea necesario acriterio del Servicio de Proteccin Radiolgica, se pueden utilizar dosmetros personales de lecturadirecta, por la ventaja que supone su lectura inmediata. Su control y registro depende del Serviciode Proteccin Radiolgica. Su uso nunca sustituye a los dosmetros personales determoluminiscencia, de uso obligatorio para todos trabajadores expuestos de categora A.

Trabajadores expuestos de categora B

Se pueden estimar las dosis a trabajadores de categora B con dosmetros personales o a partir delos datos obtenidos de la dosimetra de rea de los diferentes locales y zonas de trabajo, siempreque estos datos permitan demostrar que dichos trabajadores estn clasificados correctamente enla categora B.

La metodologa para el uso de los dosmetros o instrumentos utilizados para la dosimetra de rea,y el procedimiento de asignacin de dosis asociado, debern incluirse en un protocolo escritosujeto a la evaluacin e inspeccin del CSN.


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4.2.1.2. Determinacin de dosis por contaminacin interna

Las dosis resultantes de una eventual contaminacin interna deben determinarse con unaperiodicidad acorde al periodo de semidesintegracin efectivo de los contaminantes por serviciosde dosimetra expresamente autorizados a tal fin por el CSN.

El Servicio de Proteccin Radiolgica es responsable de identificar a aquellos trabajadores

expuestos que, por las circunstancias en que se desarrolla su trabajo, deberan someterse acontroles de contaminacin interna (rutinarios o especiales) en Servicios de dosimetra autorizados.Para ello, se tendrn en cuenta:

El tipo de trabajo que desarrollan.

Las caractersticas del material radiactivo que manipulan (actividad, energa, tipo dedesintegracin, forma fsica y qumica).

Los resultados de la vigilancia radiolgica de la contaminacin ambiental y de superficie delas instalaciones.

Las incidencias operacionales de las instalaciones (derrames, fugas, etc.).

El Servicio de Proteccin Radiolgica enviar un informe con resultados de los controles al rea dePrevencin de Riesgos Laborales del SPMA.

4.2.1.3. Estimaciones especiales de dosis

En los casos en los que no sea posible o resulten inapropiadas las mediciones individuales, lavigilancia individual se basar en una estimacin realizada a partir de mediciones individualeshechas a otros trabajadores expuestos o a partir de los resultados de la vigilancia del ambiente detrabajo, hacindose constar expresamente este hecho en el historial dosimtrico del trabajador.

4.2.1.4. Estimacin de dos is en exposiciones accidentales y de emergencia

En caso de exposiciones accidentales se evaluarn las dosis asociadas y, en la medida de loposible, su distribucin en el cuerpo. En caso de exposiciones de emergencia se realizar unavigilancia individual o evaluaciones de las dosis individuales en funcin de las circunstancias queconcurran.

4.2.2. Superacin de los lmites de dosis

Cuando a consecuencia de una exposicin especialmente autorizada, exposicin accidental oexposicin de emergencia se hayan podido superar los lmites de dosis, deber realizarse unestudio para evaluar, con la mayor rapidez y precisin posible, las dosis recibidas en la totalidaddel organismo o en las regiones u rganos afectados.

Estos casos, y los resultados del estudio, sern inmediatamente puestos en conocimiento del reade Prevencin de Riesgos Laborales, encargado de la vigilancia y control de la salud de lostrabajadores, del CSN y del trabajador afectado.

4.2.3. Utilizacin de los dosmetros

El uso del dosmetro es personal y restringido a la instalacin a la que est asignado.

El dosmetro se debe de colocar en aquella posicin que sea ms representativa de la parte msexpuesta de la superficie del cuerpo.

Las dosis a las extremidades, especialmente a las manos, pueden ser algo mayores, pero a menosque sea probable que estas dosis se aproximen a los tres dcimos de los lmites de dosisequivalente apropiados, no ser necesaria la utilizacin de dosmetros adicionales.


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En aquellos casos en los que sea necesario el uso del delantal plomado, el dosmetro se colocardebajo de este, y en la posicin recomendada anteriormente.

En los casos particulares en que los valores registrados estn prximos a los niveles deinvestigacin, puede ser necesaria, a juicio del Servicio de Proteccin Radiolgica, la utilizacin dedos dosmetros, uno debajo del delantal para estimar la dosis efectiva, y otro por encima deldelantal para estimacin de la dosis equivalente en cristalino y piel.

Si un dosmetro se pierde o se daa, el usuario del mismo estar obligado a comunicarlo alServicio de Proteccin Radiolgica inmediatamente.

La responsabilidad de la utilizacin correcta del dosmetro es del propio usuario.

El trabajador est obligado a efectuar el cambio mensual del dosmetro en el plazo y en la formaestablecidos por el Servicio de Proteccin Radiolgica, quin deber comunicar al responsable dela instalacin el uso indebido o la negligencia reiterada en la utilizacin o cambio de los dosmetrospor parte de algn trabajador.

4.2.4. Historial dosimtrico

Todas las dosis recibidas por un trabajador expuesto quedarn registradas en su historialdosimtrico. Este historial es individual para cada trabajador, se mantendr debidamenteactualizado y estar en todo momento a su disposicin.

Se registrarn, conservarn y mantendrn a disposicin del trabajador y de la autoridadcompetente los siguientes documentos:

En el caso de las exposiciones accidentales y de emergencia, as como en caso desuperacin de lmites, los informes relativos a las circunstancias y a las medidasadoptadas.

Los resultados de la vigilancia del ambiente de trabajo que se hayan utilizado para estimarlas dosis individuales.

El historial dosimtrico de todo trabajador expuesto de categora A figurar, adems, en su historialmdico.

El historial dosimtrico correspondiente a los trabajadores de la categora A contendr las dosismensuales, las dosis acumuladas en cada ao oficial y las dosis acumuladas durante cada perodode 5 aos oficiales consecutivos.

En el caso de trabajadores de la categora B, se registrarn las dosis anuales determinadas con eluso de dosmetro o estimadas mediante dosimetras de rea realizadas en la zona de trabajo.

La dosis recibida como consecuencia de una exposicin especialmente autorizada deber quedarconsignada como tal en el historial dosimtrico especificando, en su caso, las incorporaciones deradionucleidos en el organismo.

Las dosis recibidas como consecuencia de una exposicin especialmente autorizada, as como lasrecibidas por exposiciones en caso de accidente o de emergencia, figurarn en el historialdosimtrico, registradas por separado de las recibidas durante el trabajo en condiciones normales.

Aquellos trabajadores expuestos que trabajen en otras instalaciones radiactivas o radiolgicas,ajenas a la Universitat de Valncia, estarn obligados a informar de tal circunstancia al Servicio deProteccin Radiolgica o, en su defecto, al Supervisor responsable de la instalacin. El Servicio deProteccin Radiolgica le har entrega de una copia de sus informes dosimtricos paraconocimiento de los titulares de las dems instalaciones o actividades, a la vez que le exigir copiade las lecturas dosimtricas de las otras instalaciones, al objeto de que en todas ellas conste,actualizado y completo, su historial dosimtrico individual. A tal fin, el trabajador deber comunicaren cada instalacin los resultados dosimtricos que se le proporcionen en las dems. Nunca podrutilizar el mismo dosmetro en distintas instalaciones.


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El Servicio de Proteccin Radiolgica, deber archivar:

El historial dosimtrico de los trabajadores expuestos.

Los documentos correspondientes a la evaluacin de las dosis y a las medidas de losequipos de vigilancia.

Los informes referentes a las circunstancias y medidas adoptadas en los casos de

exposicin accidental o de emergencia, hasta que el trabajador haya o hubiera (en caso defallecimiento) alcanzado la edad de 75 aos, y nunca por un perodo inferior a treinta aoscontados a partir de la fecha de cese del trabajador en aquellas actividades que supusieransu clasificacin como trabajador expuesto.

Cuando un trabajador cause baja, el Servicio de Proteccin Radiolgica le proporcionar una copiacertificada de su historial dosimtrico actualizado hasta ese momento.

4.3. Vigilancia sanitaria

La vigilancia y control sanitario de los trabajadores expuestos de las diferentes instalaciones serrealizada por el rea de Prevencin de Riesgos Laborales del Servicio de Prevencin y Medio

Ambiente de la Universitat de Valncia, debidamente autorizado al respecto, como Servicio dePrevencin de Riesgos Laborales.

El Servicio de Proteccin Radiolgica enviar anualmente al rea de Prevencin de RiesgosLaborales una relacin de todos los trabajadores expuestos, en la que consten las dosisacumuladas y las incidencias dignas de mencin, con el fin de actualizar sus historialesdosimtricos.

El rea de Prevencin de Riesgos Laborales, a la vista del resultado de los reconocimientosmdicos, establecer la categora de aptitud del trabajador, notificndolo al Servicio de ProteccinRadiolgica. En aquellos casos que presenten duda, se tomar una decisin conjunta entre ambosServicios (valorndose aspectos radiolgicos y sanitarios).

No se podr emplear o clasificar a ningn trabajador en un puesto especfico como trabajadorexpuesto de categora A durante ningn perodo si las conclusiones mdicas no lo considerasenapto para dicho puesto especfico.

4.3.1. Vigilancia sanitaria especial

El Servicio de Proteccin Radiolgica informar al rea de Prevencin de Riesgos Laborales decualquier superacin de los lmites de dosis establecidos por parte de los trabajadores.

En caso de superacin, o sospecha fundada de superacin de alguno de los lmites de dosisestablecidos, se deber realizar una vigilancia sanitaria especial. Las condiciones posteriores deexposicin se sometern a lo establecido por el rea de Prevencin de Riesgos Laborales.

Adems de lo indicado anteriormente, se aplicarn todas aquellas medidas que el rea dePrevencin de Riesgos Laborales considere adecuadas, tales como otros exmenes, medidas dedescontaminacin o tratamiento teraputico de urgencia y, en caso necesario, atencin ytratamiento mdico en los servicios de asistencia a los lesionados y contaminados por istopos

radiactivos y radiaciones ionizantes.

4.4. Normas de proteccin de personas en formacin y estudiantes

Las condiciones de exposicin y la proteccin radiolgica operacional de las personas enformacin y los estudiantes mayores de 18 aos, sern, segn el caso, equivalentes a las de lostrabajadores expuestos de categora A B.


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4.5. Vigilancia del pblico.

La exposicin de miembros del pblico en general debe mantenerse en el valor ms bajo que searazonablemente posible y siempre por debajo de los lmites indicados en el captulo anterior.

El Servicio de Proteccin Radiolgica deber confirmar que el riesgo de exposicin a que puedaestar sometida la poblacin como consecuencia de las actividades realizadas en las diferentesinstalaciones radiactivas y radiolgicas, no es significativo desde el punto de vista de la proteccinradiolgica. A tal efecto, establecer las medidas de vigilancia para evaluar y controlar, durante elejercicio de la actividad, las dosis que pudieran ser recibidas por el pblico.

El acceso a zonas vigiladas y controladas debe estar restringido. Las personas ajenas a lainstalacin, que espordicamente tengan necesidad de acceder a reas protegidas, sernacompaadas por personal de la instalacin.

Ser el supervisor responsable de instalacin radiactiva el encargado de limitar el acceso a lasmismas por parte de personal no autorizado, proporcionando la informacin necesaria relativa a laproteccin radiolgica y siempre reduciendo al mximo el tiempo de exposicin. De igual forma, sedebe controlar todas las llaves, dispositivos de cierre y contraseas utilizadas para acceder a las

reas de seguridad, con objeto de reducir la probabilidad de utilizarlos inadecuadamente.


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5.4. Inventario y almacenamiento.

El material radiactivo se almacenar en cada una de las instalaciones de forma que garantice,segn el estudio de seguridad realizado previamente, el nivel radiolgico atendiendo a laclasificacin de la zona. Los productos radiactivos debern ir marcados al menos con ladescripcin del producto y fecha de almacenamiento. Si presentan riesgo de irradiacin se debernblindar convenientemente ponindolos en contenedores secundarios apropiados que se tendrn

preparados segn las actividades y radioistopos que est previsto utilizar. Dichos productos sealmacenarn bajo control en lugares apropiados y sealizados (gammatecas, congeladores,neveras) y nunca junto a materiales inflamables, txicos, corrosivos o explosivos.

Se realizarn medidas de radiacin y contaminacin peridicas en las reas de almacenamiento.

El supervisor responsable de cada laboratorio deber mantener un inventario actualizado de todoslos productos radiactivos almacenados, indicando los usos del mencionado material, registrandoas mismo la salida del material del lugar almacenado en su totalidad en sus partes alcuotas aotras dependencias autorizadas. El material radiactivo que no haya sido utilizado se dar de baja yse eliminar cmo residuo radiactivo.


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6. Vigilancia de efluentes y residuos radiactivos

6.1. Introduccin

Se considera residuo radiactivo cualquier material o producto de desecho, para el que no est

previsto ningn uso, que contiene o est contaminado con radionucleidos en concentraciones oniveles de actividad superiores a los establecidos por la autoridad reguladora, previo informefavorable del Consejo de Seguridad Nuclear.

La gestin de esos materiales contaminados, as como la de las propias fuentes cuando handejado de ser tiles, debe llevarse a cabo con arreglo a los principios generales de proteccinradiolgica y, en el caso de residuos slidos, siguiendo las recomendaciones de la Gua deSeguridad del CSN Gestin de materiales residuales slidos con contenido radiactivo generadosen instalaciones radiactivas. Son necesarias medidas para minimizar las dosis que, por esa causa,puedan recibir los trabajadores de la instalacin o el pblico en general. Adems, toda evacuacinde efluentes y residuos radiactivos ha de someterse a un estricto control, requiriendo autorizacinexpresa del Ministerio de Economa, previo informe del CSN, y se ajustar a los lmites ycondiciones que en la misma se establezcan atendiendo a las caractersticas de la prctica.

Los niveles de actividad de los efluentes radiactivos liberados al medio ambiente debern ser talesque las concentraciones de actividad de los radionucleidos en ellos contenidos, y las dosissusceptibles de ser recibidas por la poblacin a la que potencialmente pueda afectar, sean las msbajas razonablemente posibles, teniendo en cuenta factores econmicos y sociales, y siempreinferiores a los lmites especificados para los miembros del pblico y, en su caso, a aquellos otrosvalores inferiores que estuvieran establecidos por el CSN.

6.2. Fuentes encapsuladas fuera de uso

Las fuentes encapsuladas utilizadas en determinados laboratorios de investigacin o docencia seconvierten en residuos radiactivos slidos cuando ya no son tiles en la instalacin, por diversascausas, como deterioro, baja actividad para el uso que tenan o, simplemente porque ya no se vana utilizar ms. En tales casos, se debe establecer la va de gestin ms adecuada.

En el caso de que se trate de fuentes exentas, stas pueden ser evacuadas por mtodosconvencionales. Lo mismo ocurre si su actividad, en el momento de la evacuacin, est por debajode los niveles que se hayan establecido para su evacuacin convencional, con la correspondienteautorizacin.

En caso contrario, las fuentes deben gestionarse como residuos radiactivos a travs de unaempresa autorizada. El procedimiento normal de gestin de las fuentes agotadas o fuera de usodebe ser la retirada por la propia entidad que en su momento las suministr, o en su defecto porotra empresa autorizada al efecto.

En el caso de fuentes radiactivas con periodo de semidesintegracin medio o largo, el supervisorresponsable de la instalacin debe prestar especial atencin, en el momento de establecer losacuerdos de adquisicin, para que los contratos correspondientes incluyan una clusula quecomprometa a los suministradores a su retirada posterior, tanto si la fuente ha de ser sustituida por

otra semejante como si no es se el caso.Cuando el procedimiento anterior no sea posible, el supervisor responsable de la instalacin tendrque concertar con la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos S.A. (ENRESA) la retirada de lasfuentes en desuso, informando de ello al Servicio de Proteccin Radiolgica.

Para una adecuada gestin de las fuentes es necesario conservar, durante toda su vida til, elcertificado de calibracin y cualquier otro certificado que facilite su retirada y transporte (certificadode forma especial, certificado de hermeticidad, etc.). Cualquiera que sea la va de eliminacin delas fuentes radiactivas que han estado en uso en una instalacin, a la hora de su transferencia, el


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supervisor responsable de la instalacin deber registrar en el Diario de operacin de la instalacinla siguiente informacin:

Istopo, actividad total (Bq) y fecha de la actividad.

Medida de tasa de dosis en contacto con el contenedor de la fuente y niveles decontaminacin en el mismo.

Fecha de la transferencia. Empresa a la que se transfiere la fuente.

Por su parte, el Servicio de Proteccin Radiolgica mantendr un registro de todas lasevacuaciones de fuentes que se lleven a cabo en las diferentes instalaciones.

6.3. Transferencia de sales naturales de uranio y tor io

Para determinadas tcnicas de microscopa electrnica se utilizan sales de uranio y torio encantidades no exentas pero siempre inferiores a los 3 Kg. El Reglamento sobre InstalacionesNucleares y Radiactivas (artculo 79), indica que el empleo de dichas sales en estas condicionesqueda sometido nicamente a un procedimiento de declaracin ante el Consejo de SeguridadNuclear, no siendo necesario llevar a cabo el proceso de solicitud de autorizacin como instalacin

radiactiva.La mayora de los residuos slidos, lquidos y mixtos provenientes de la utilizacin de sales deuranio y torio en estas tcnicas tienen actividades por debajo de los lmites de exencin. Por tantono han de ser gestionados como residuos radiactivos, pero s como residuos txicos teniendo encuenta su riesgo qumico. No obstante, pueden producirse determinados residuos que superen loslmites de exencin. En estos casos, los residuos generados debern tratarse como radiactivos yser retirados a travs de ENRESA. Uno u otro caso deberan explicitarse en el citadoprocedimiento de declaracin.

El Servicio de Proteccin Radiolgica efectuar el procedimiento de declaracin ante el Consejo deSeguridad Nuclear del empleo de dichas sales por las diferentes instalaciones que las utilicen. Porsu parte, el supervisor responsable de cada instalacin se encargar de la gestin de los residuos,dejando registro de ello, cuando proceda, en el Diario de operaciones y notificndolo al SPR.

6.4. Gestin de materiales residuales con contenido radiactivo

La gestin de los materiales residuales con contenido radiactivo implica el establecimiento de unaserie de procedimientos tcnicos y administrativos, cuyo objetivo es acondicionar y controlar losresiduos, de manera que desde el momento de su generacin se optimice su gestin y se minimiceel impacto radiolgico y el detrimento que podran causar a la salud y el medio ambiente en suconjunto. Dichos procedimientos deben permitir que el flujo de entrada-salida del materialradiactivo en la instalacin sea fcilmente trazable, dejando constancia de ello en los registroscorrespondientes.

En cualquier plan de gestin de materiales residuales con contenido radiactivo se han de tener encuenta una serie de operaciones que se indican a continuacin:

Caracterizacin: Consiste en la determinacin, con la mayor exactitud y fiabilidad posible,de la actividad de los residuos que se generan en el desarrollo de las tcnicas

radioisotpicas, teniendo en cuenta para ello, el radionucleido contaminante, su actividad ysus propiedades fsico-qumicas.

Clasificacin. La clasificacin de materiales residuales con contenido radiactivo puederealizarse en funcin de diferentes parmetros, como por ejemplo:

Va de evacuacin de los residuos, por va convencional o a travs deENRESA.


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Tipologa de los residuos, slidos, lquidos, mixtos o biolgicos.

Actividad de los residuos, de baja o media actividad.

Segregacin. La segregacin de los materiales residuales con contenido radiactivo sedebe realizar teniendo en cuenta la generacin y las caractersticas fisicoqumicas de cadatipo de residuo, el radioistopo contaminante, el riesgo radiolgico asociado y la posibleexistencia de otros riesgos.

Los procedimientos de segregacin deben estar debidamente documentados en elReglamento de funcionamiento de las instalaciones.

Sealizacin. Los embalajes y contenedores utilizados para el acondicionamiento enorigen de los materiales residuales radiactivos debern estar sealizados medianteetiquetas adhesivas especficas, que permita identificar fcilmente el radioistopocontaminante y los posibles riesgos asociados.

Almacenamiento. Los materiales residuales con contenido radiactivo se mantendrnalmacenados hasta el momento de su evacuacin por va convencional o su transferenciaa ENRESA. Cada instalacin dispondr de un lugar adecuado para albergar los materialesresiduales con contenido radiactivo que se generen, con las medidas de seguridadadecuadas, supervisadas por el SPR.

Evacuacin. Antes de su salida de la instalacin, se haga la evacuacin por vaconvencional o como residuo radiactivo, se deben realizar una serie de controles previos asu evacuacin que deben estar recogidos en los correspondientes procedimientos deevacuacin. En el caso de que la retirada sea gestionada como residuos radiactivos loscontroles sern los que establezca la empresa gestora de dichos residuos y debernconservarse en la instalacin los correspondientes albaranes de retirada.

En el Diario de Operacin de la instalacin se registrarn adecuadamente lasevacuaciones efectuadas.

El responsable de este conjunto de actuaciones ser el supervisor de la instalacin, con lacolaboracin del Servicio de Proteccin Radiolgica. A fin de garantizar que la gestin de materialresidual se efecta adecuadamente, el Servicio de Proteccin Radiolgica llevar a cabo unprograma de verificaciones peridicas en el que se incluirn todas las fases de la gestin. La

periodicidad se determinar teniendo en cuenta el volumen de material residual generado.De acuerdo con la Gua de Seguridad 9.2 del C.S.N., los registros que se cumplimenten enrelacin con la gestin de los materiales residuales slidos con contenido radiactivo estarn entodo momento actualizados y a disposicin del CSN.

6.5. Gestin de efluentes lquidos

En las instalaciones radiactivas de investigacin se generan lquidos que contienen radionucleidos,como consecuencia del uso de fuentes no encapsuladas. Una parte de esos lquidos proceden deactividades de laboratorio y se producen en cantidades relativamente pequeas.

La gestin de esos lquidos contaminados con radionucleidos debe llevarse a cabo teniendo encuenta los siguientes aspectos:

Solubilidad en agua.

Concentracin de los diversos radionucleidos.

Perodo de semidesintegracin de los radionucleidos presentes.

La gestin de estos lquidos contaminados con contenido radiactivo comprende el conjunto deactuaciones tcnico-administrativas aplicables desde su generacin hasta su destino final. Elresponsable de este conjunto de actuaciones ser el supervisor de la instalacin, con lacolaboracin del Servicio de Proteccin Radiolgica.


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El destino final de los lquidos a los que aqu se hace referencia puede ser la descarga al sistemade alcantarillado o su evacuacin como residuo radiactivo. Los criterios bsicos para decidir uno uotro destino son los siguientes:

Los lquidos contaminados con radionucleidos hidrosolubles se descargarn directamenteal sistema general de efluentes convencionales de la instalacin, o despus de un tiempode almacenamiento suficiente para reducir las concentraciones de radionucleidos por

debajo de niveles aceptables de acuerdo con el condicionado de autorizacin de lasinstalaciones.

Se evacuarn como residuos radiactivos los lquidos orgnicos insolubles en agua oaquellos hidrosolubles que por su concentracin de actividad y caractersticas no puedanser descargados despus de tiempos razonables al sistema general convencional delestablecimiento sanitario o centro.

Como en el caso de los slidos, un principio bsico que ha de aplicarse en el trabajo conradionucleidos es el de minimizar la cantidad de residuos generados. Las normas y procedimientospertinentes afectan a las sucesivas fases de la gestin que, a efectos prcticos, puedenidentificarse como las siguientes:

Caracterizacin y segregacin. El diseo de la instalacin debe permitir:

La separacin de los efluentes lquidos de los slidos.

La separacin de los efluentes lquidos con contenido radiactivo de aquellossin l.

La separacin, segn su naturaleza, de los efluentes lquidos con contenidoradiactivo, en funcin de su va de gestin.

Existirn en la instalacin sistemas adecuados para la recogida y canalizacin de losresiduos lquidos, y procedimientos para la segregacin.

La mayor parte de los lquidos contaminados hidrosolubles pueden ser evacuados por vaconvencional. No obstante, ser preciso separar las vas de eliminacin de aquellos quepuedan evacuarse directamente de los que necesitan un tiempo de decaimiento.

En el caso de otros lquidos, cuya va de evacuacin final sea la retirada por una empresa

autorizada para su gestin como residuo radiactivo, la segregacin se har de acuerdo conlos criterios de aceptacin que establezca dicha empresa.

Valoracin de la actividad. Se establecern procedimientos para determinar o estimar laconcentracin de radiactividad en todos los lquidos real o potencialmente contaminadosque se produzcan en la instalacin.

Almacenamiento. Los depsitos para el almacenamiento de residuos lquidos durante eltiempo necesario para la reduccin de su actividad, as como los contenedores en que seconserven los residuos lquidos cuyo destino final es la retirada por una empresaautorizada, se ubicarn en uno o varios almacenes especficos.

Evacuacin. Los criterios de evacuacin de todos los lquidos que se descarguen a la redde desage general de la instalacin, deben adecuarse a los principios generales deproteccin radiolgica y, en particular, han de ser tales que se garantice que las dosisrecibidas por los miembros del pblico estarn por debajo de los lmites legalmenteestablecidos.

En el caso de que los residuos lquidos deban ser gestionados como residuos radiactivos,los controles a efectuar en la instalacin, previamente a su evacuacin, sern los queestablezca la empresa gestora de dichos residuos y debern archivarse en la instalacinlos correspondientes albaranes de retirada con indicacin expresa en el Diario deOperacin.


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A fin de garantizar que la gestin de los residuos lquidos se efecta adecuadamente, el Serviciode Proteccin Radiolgica llevar a cabo un programa de verificaciones peridicas en el que seincluirn todas las fases de la gestin. La periodicidad se determinar teniendo en cuenta elvolumen generado.


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7. Procedimientos de emergenciaEn todas las instalaciones radiactivas existe un Plan de Emergencia que forma parte de ladocumentacin preceptiva de puesta en marcha de la instalacin radiactiva. En el figuran lasnormas de actuacin en caso de que se produzca un accidente radiolgico, es decir, en caso deque se pierda el control normal sobre el material radiactivo.

Para poder definir un Plan de Emergencia hay que conocer las caractersticas de la instalacinradiactiva y, segn stas, analizar los posibles accidentes que se puedan producir. En unainstalacin radiactiva de investigacin los accidentes pueden ser:

Accidentes probables. Producidos por una manipulacin errnea de material radiactivo:derrames, roturas de viales, etc. dando lugar a la contaminacin superficial de zonas detrabajo, pavimentos, material de laboratorio, contaminacin personal, ropa, equipos, etc.

Accidentes improbables. Producidos por el uso indebido de material radiactivo (robo,contaminaciones no detectadas, manipulacin en zonas no autorizadas, etc.) o fallos en lossistemas de proteccin (averas en los sistemas de ventilacin, monitores).

Accidentes catastrficos. Producidos por fenmenos tales como incendios, terremotos,inundaciones, explosiones, etc. Normalmente los riesgos producidos por la catstrofe

minimizan el riesgo radiolgico.Si el accidente producido no causa contaminacin ni radiacin personal se considera incidente y noactiva el Plan de Emergencia de la instalacin radiactiva. El Plan de Emergencia se activa slo siexiste contaminacin y/o radiacin externa de personal o posibilidad de contaminacin interna.

7.1. Plan de Emergencia

Se define como el conjunto de actuaciones a seguir en caso de producirse un accidenteradiolgico. Los objetivos fundamentales son:

Restringir las exposiciones todo lo razonablemente posible.

Controlar la situacin.

Obtener la informacin necesaria para evaluar las causas y consecuencias del accidente.

Medios materiales.

La instalacin radiactiva tiene que estar dotada, al menos, de los siguientes recursos deemergencia:

Sistema contra incendios.

Alumbrado de emergencia.

Ducha de emergencia.

Lavabo

Equipos de medida de contaminacin y radiacin.

Productos descontaminantes.

Botiqun de primeros auxilios.

Equipos de proteccin personal.


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Personal implicado.

Las personas que vayan a participar en el Plan de Emergencia deben poseer un conocimientosuficiente de la instalacin y de proteccin radiolgica. Estarn controladas mediante dosimetrapersonal. Tienen que protegerse de los riesgos de:

Exposicin externa. Es necesario conocer los factores bsicos para reducir la exposicinexterna: tiempo, distancia, blindaje.

Exposicin interna. Utilizar mscaras respiratorias de proteccin, provistas de los filtrosadecuados, cuando la concentracin en aire de material radiactivo sea elevada.

Contaminacin externa. Utilizar ropa de proteccin desechable (bata, calzas, guantes,gorro).

7.2. Fases del Plan de Emergencia

Un Plan de Emergencia tiene que ser lo suficientemente flexible para permitir su adaptacin a lassituaciones reales de cada accidente. A continuacin se enumeran una serie de fases que,generalmente, hay que cumplir:

1) Impedir el acceso de personal a la dependencia donde se ha producido el accidente.

2) Localizar a las personas que puedan haber estado sometidas a exposiciones ocontaminaciones. Proceder a la lectura inmediata de su dosmetro personal y a unreconocimiento mdico en un sitio especializado.

3) Cuando la contaminacin afecta a una dependencia completa o puede dar lugar acontaminacin ambiental, clausurar el lugar del accidente y cerrar los sistemas deventilacin. En caso de que el accidente solo afecte a una zona de la dependencia,acotarla y sealizarla mediante cinta que indique Precaucin. Zona contaminada.

4) Descontaminacin del personal afectado.

5) Descontaminacin de reas.

6) Notificacin a las autoridades competentes. Se notificar inmediatamente al Consejo deSeguridad Nuclear y a las autoridades autonmicas y locales competentes.

En esta notificacin previa constarn los siguientes datos:

manual proteccion radiologica v1 3

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