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| REAL DECRETO 53/1992 |
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De 24 de enero,
por el que se aprueba el reglamento sobre
protección sanitaria contra radiaciones
ionizantes
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REAL DECRETO 53/1992 DE
24 DE ENERO, POR EL QUE SE APRUEBA EL REGLAMENTO
DE PROTECCIÓN SANITARIA CONTRA RADIACIONES
IONIZANTES
BOE 12-2-1992
Nota: Ver
BOE 15-4-1992 à Corrección de
errores
Por el Real Decreto
2519/1982, de 12 de agosto, se aprobó el
Reglamento sobre Protección Sanitaria contra las
Radiaciones Ionizantes, establecido en desarrollo
de la Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energía
Nuclear. Dicho Real Decreto fue modificado
parcialmente por Real Decreto 1753/1987, de 25 de
noviembre, con el fin de proceder a su adaptación
completa al régimen de derecho europeo sobre
protección radiológica, en particular a las
Directivas 80/836/EU- RATOM y 84/467/EURATOM,
relativas a la protección sanitaria de la
población y los trabajadores contra los peligros
que resultan de las radiaciones
ionizantes.
Estudiada la necesidad de
modificar ciertos aspectos de su contenido a la
vista del resultado de su aplicación práctica
desde su publicación, así como la de dotar a los
destinatarios del mismo de un texto fácilmente
accesible, se considera conveniente dar una nueva
redacción al citado Reglamento sobre Protección
Sanitaria contra las Radiaciones
Ionizantes.
Junto a la orientación
sanitaria en sentido estricto de esta
Reglamentación, que contiene medidas de protección
para el conjunto de la población, deben destacarse
las específicas medidas de protección que se
regulan para los trabajadores profesionalmente
expuestos, por lo que el presente Real Decreto se
dicta al amparo de lo establecido por el artículo
149.1, 7.ª y 16.ª, de la Constitución.
En
su virtud, a propuesta de los Ministros de Sanidad
y Consumo, de Trabajo y Seguridad Social y de
Industria, Comercio y Turismo, conforme a la
Reglamentación propuesta por el Consejo de
Seguridad Nuclear, de acuerdo con el Consejo de
Estado, previa deliberación del Consejo de
Ministros en su reunión del día 24 de enero de
1992, dispongo:
Artículo único.-Se aprueba
el adjunto Reglamento sobre Protección Sanitaria
contra las Radiaciones
Ionizantes.
REGLAMENTO SOBRE PROTECCION
SANITARIA CONTRA LAS RADIACIONES
IONIZANTES
TITULO PRIMERO
Disposiciones
generales
CAPITULO PRIMERO
Objeto y
ámbito de aplicación
Artículo 1.º Este
Reglamento tiene por objeto establecer las normas
básicas de protección radiológica para prevenir la
producción de efectos biológicos no estocásticos y
limitar la probabilidad de aparición de efectos
biológicos estocásticos, hasta valores que se
consideren aceptables para los trabajadores
profesionalmente expuestos y los miembros del
público, como consecuencia de las actividades que
impliquen un riesgo de exposición a las
radiaciones ionizantes.
El régimen relativo a
las medidas de protección contra las radiaciones
ionizantes previsto en la Ley 25/1964, de 29 de
abril sobre Energía Nuclear, estará constituido
por preceptos de la misma y los de este
Reglamento.
Art. 2.º El presente Reglamento
será aplicable a toda clase de actividades
nucleares y radiactivas, incluyendo las
explotaciones de minerales radiactivos, la
producción, tratamiento, manipulación,
utilización, posesión, almacenamiento y transporte
de materiales radiactivos naturales o artificiales
y los aparatos productores de radiaciones
ionizantes, así como la eliminación de tales
sustancias y, en general, a cualquier actividad
que implique un riesgo derivado de las radiaciones
ionizantes.
A los efectos de este Reglamento,
se utilizarán las definiciones contenidas en el
apéndice I.
CAPITULO II
Autoridades y
organismos administrativos
Art. 3.º
Corresponde a la Administración competente en cada
caso por razón de la materia y al Consejo de
Seguridad Nuclear en el ámbito de sus funciones,
asegurar el cumplimiento de lo dispuesto en este
Reglamento.
TITULO II
Normas básicas
de protección
CAPITULO
PRIMERO
Principios básicos
Art. 4.º El
número de personas expuestas a las radiaciones
ionizantes será el menor posible:
La limitación
de dosis individuales y colectivas que resulten de
exposiciones controlables debe estar basada en los
siguientes principios:
a) Los diferentes tipos
de actividades que implican una exposición a las
radiaciones ionizantes deben estar justificados
previamente por las ventajas que
proporcionen.
b) Todas las exposiciones se
mantendrán al nivel más bajo que sea
razonablemente posible.
c) Sin perjuicio de lo
previsto en el artículo 8.º, la suma de dosis
recibidas y comprometidas no debe sobrepasar los
límites de dosis establecidos en el apéndice II de
este Reglamento para los trabajadores
profesionalmente expuestos y miembros del
público.
Los criterios definidos en los
apartados a) y b) se aplican a todas las
exposiciones a las radiaciones ionizantes,
incluidas las exposiciones médicas.
El
criterio c) no se aplica a la exposición a que
puedan estar sometidos los individuos con motivo
de exámenes o tratamientos médicos.
El
titular de la actividad será responsable de que
los principios que aquí se establecen sean
aplicados en el ámbito de su instalación o
actividad.
CAPITULO
II
Normas de protección para trabajadores
profesionalmente expuestos
Art. 5.º El
trabajo se efectuará en condiciones tales que, en
régimen normal de trabajo, las dosis recibidas
sean las más bajas posibles y, en todo caso,
inferiores a los límites de dosis que se fijan en
este Reglamento.
Para la determinación de las
dosis totales se tendrán en cuenta las dosis
debidas a las fuentes internas y externas de
radiaciones ionizantes. En su cómputo no se
incluirán, sin embargo, las dosis debidas al fondo
radiactivo natural, las derivadas de exámenes o
tratamientos médicos (como pacientes), ni las
recibidas individualmente como miembros del
público.
En caso de exposición únicamente
externa del organismo entero o de una parte
importante del mismo, se considerará que se
respetan los límites de dosis cuando se cumplan
las condiciones definidas en el apéndice VI.
En
los casos de exposición únicamente interna, cuando
se trate de una mezcla de radionucleidos, los
métodos que se deberán utilizar se indican en el
punto 2 del apéndice III.
En caso de producirse
una exposición externa de todo el organismo o de
una parte importante del mismo, y una
contaminación radiactiva interna por uno o varios
radionucleidos, se considerará que se respetan los
límites de dosis cuando se cumplan las condiciones
establecidas en el apéndice VI.
Art. 6.º
Los límites de incorporación anual por inhalación
y los límites derivados de concentración de
actividades de radionucleidos en el aire inhalado
serán los que se fijan en el apéndice III para los
trabajadores profesionalmente expuestos.
Los
límites de incorporación anual por ingestión serán
los mismos que para los miembros del público, que
se fijan, asimismo, en el apéndice
III.
Art. 7.º Ninguna persona menor de
dieciocho años será asignada a un puesto de
trabajo que implique su calificación como
trabajador profesionalmente expuesto.
Las
mujeres en período de lactancia no desempeñarán
trabajos que supongan un riesgo significativo de
contaminación. En tales supuestos deberá
asegurarse una vigilancia adecuada de la posible
contaminación radiactiva de su
organismo.
Art. 8.º Cuando se presente una
situación cuya solución haga necesario exponer a
las personas al riesgo de recibir una dosis
superior a alguno de los límites anuales de dosis
fijados para los trabajadores profesionalmente
expuestos, especificados en el apéndice II, la
operación que implique este riesgo tendrá la
consideración de operación especial planificada y
deberá programarse de modo que se cumplan las
condiciones previstas en el apartado 1.4 del
apéndice II.
Toda dosis recibida como
consecuencia de una operación especial planificada
deberá quedar consignada como tal en el historial
dosimétrico, especificando, en su caso, las
incorporaciones de radionucleidos en el
organismo.
Art. 9.º Cuando en caso de
accidente y excepcionalmente se presenten
situaciones que den lugar a exposiciones que
impliquen la recepción de dosis superiores a los
límites de dosis fijados para condiciones normales
de trabajo, estas exposiciones tendrán la
consideración de exposiciones excepcionales y se
clasificarán en:
1. Exposiciones de
emergencia: Aquellas de carácter voluntario en las
que se sobrepasen los límites anuales de dosis
establecidos en el apéndice II y que están
justificadas cuando se trate de prestar asistencia
a individuos en peligro, de evitar la exposición
de un gran número de personas o de salvar una
instalación valiosa. Las personas que se presten a
este fin deberán ser informadas de los riesgos que
corren antes de intervenir en operaciones de este
tipo.
2. Exposiciones accidentales:
Aquellas de carácter fortuito e involuntario, en
las que se sobrepase alguno de los límites anuales
de dosis establecidos en el apéndice II.
Se
evaluarán las dosis recibidas como consecuencia de
exposiciones excepcionales, tanto se trate de
exposiciones totales como parciales. Si las dosis
recibidas como resultado de estas exposiciones
excepcionales fueran superiores a los límites
anuales de dosis correspondientes, el caso será
puesto inmediatamente en conocimiento de:
- El
servicio médico a que se refiere el artículo
40.
- El Consejo de Seguridad Nuclear.
- El
trabajador afectado.
CAPITULO
III
Normas de protección para
estudiantes
Art. 10. Los límites de dosis
para estudiantes que vayan a dedicarse a una
profesión que implique exposición a las
radiaciones ionizantes o que deban manejar fuentes
radiactivas por razón de sus estudios
serán:
Cuando los estudiantes tengan dieciocho
años o más: Igual a los límites establecidos para
los trabajadores profesionalmente
expuestos.
Cuando los estudiantes tengan más de
dieciséis y menos de dieciocho años: Tres décimos
de los límites establecidos para los trabajadores
profesionalmente expuestos.
Art. 11. Los
límites anuales de dosis para los estudiantes
menores de dieciséis años y para aquellos que,
excepcionalmente, estén sometidos al riesgo de
exposición a radiaciones ionizantes sin cumplirse
las condiciones establecidas en el artículo
anterior, serán los mismos que los establecidos
para los miembros del público. Sin embargo, las
contribuciones a las dosis anuales que pudiesen
recibir por su formación no deberán sobrepasar un
décimo de los límites anuales de dosis para los
miembros del público, sin que la dosis en el curso
de una exposición única pueda sobrepasar una
centésima de dichos límites de
dosis.
CAPITULO IV
Normas de
protección para los miembros del
público
Art. 12. Los límites de dosis para
los miembros del público son los que figuran en el
apéndice II.
Para la determinación de las dosis
totales se tendrán en cuenta las dosis debidas a
las fuentes internas y externas de radiaciones
ionizantes. En su cómputo no se incluirán, sin
embargo, las dosis debidas al fondo radiactivo
natural ni las derivadas de exámenes o
tratamientos médicos.
Art. 13. Los límites
de incorporación anual por ingestión y los límites
de incorporación anual por inhalación para los
miembros del público son los que figuran en el
apéndice III.
CAPITULO
V
Normas de protección para la población en
su conjunto
Art. 14. La dosis colectiva
recibida por la población en su conjunto y en
particular la dosis genética resultante de cada
actividad, será tan baja como razonablemente sea
posible, teniendo en cuenta los principios
contenidos en los apartados a) y b) del artículo
4.º de este Reglamento. Para la estimación de la
dosis genética, deberán tenerse en cuenta todas
las actividades que conlleven un riesgo de
exposición para la población en su
conjunto.
TITULO III
Medidas
fundamentales de vigilancia para la protección de
los trabajadores profesionalmente
expuestos
CAPITULO PRIMERO
Normas
generales
Art. 15. El Consejo de Seguridad
Nuclear, considerando el riesgo radiológico de las
actividades a que se refiere el artículo 2.º,
decidirá los casos en que las funciones de
protección radiológica que recaen en el titular de
la instalación deberán ser encomendadas a un
Servicio de Protección Radiológica, propio de su
organización, o a una Unidad Técnica de Protección
Radiológica contratada al efecto. En tales
supuestos los Servicios o Unidades de Protección
Radiológica serán propuestos por el titular al
Consejo de Seguridad Nuclear para su
aceptación.
Art. 16. Los Servicios o
Unidades Técnicas de Protección Radiológica
deberán ser expresamente autorizados y
supervisados por el Consejo de Seguridad
Nuclear.
Los Servicios de Protección
Radiológica propios del titular se organizarán y
actuarán independientemente del resto de unidades
funcionales de la actividad y mantendrán una
dependencia funcional directa con el titular de la
misma o, en su caso, persona en quien recaiga la
máxima responsabilidad dentro del establecimiento
o Centro.
Los Servicios y Unidades Técnicas de
Protección Radiológica podrán actuar en más de una
instalación o actividad cuando estén autorizados
al efecto por el Consejo de Seguridad
Nuclear.
Las funciones descritas en los
artículos 21 a 26 y 28 de este Reglamento estarán
encomendadas a los Servicios o Unidades Técnicas
de Protección Radiológica.
Art. 17. En todo
caso, quien ocupe el puesto de Jefe de Servicio o
Unidad de Protección Radiológica deberá estar en
posesión de un diploma expedido por el Consejo de
Seguridad Nuclear que le habilite al
efecto.
Art. 18. Antes de iniciar su
actividad, los trabajadores profesionalmente
expuestos y los estudiantes deberán recibir una
formación adecuada en materia de protección
radiológica y, además, ser informados e
instruidos, a un nivel adecuado a su
responsabilidad y al riesgo de exposición a las
radiaciones ionizantes en su puesto de trabajo,
sobre:
a) Riesgos de las radiaciones ionizantes
y sus efectos biológicos.
b) Normas generales
de protección contra las radiaciones y
precauciones que deben adoptar en régimen normal
de trabajo y en caso de accidente.
c) Normas
específicas, medios y métodos de trabajo para su
protección en las operaciones a realizar.
d)
Tipos y utilización de los instrumentos de
detección y medida de las radiaciones y de los
medios y equipos de protección personal.
e)
Necesidad de someterse a reconocimientos médicos
para determinar su estado sanitario y a exámenes
específicos que permitan valorar la posible
contaminación interna.
f) Actuación en
situación de emergencia.
g) Responsabilidades
derivadas de su puesto de trabajo con respecto a
la protección radiológica.
h) Importancia de
cumplir las medidas técnicas y
médicas.
CAPITULO
II
Prevención de la exposición
Art. 19.
La protección radiológica de los trabajadores
profesionalmente expuestos, en cuanto se refiere a
la incidencia de las radiaciones ionizantes sobre
la salud, se basará en las siguientes
medidas:
Clasificación de los trabajadores
profesionalmente expuestos según sus condiciones
de trabajo.
Clasificación de los lugares de
trabajo en diferentes zonas.
Aplicación de las
normas y medidas de control en las diferentes
zonas y a las distintas categorías de trabajadores
profesionalmente expuestos.
Estas medidas se
aplicarán igualmente a los
estudiantes.
Art. 20. Por razones de
vigilancia y control radiológico, los trabajadores
profesionalmente expuestos se clasificarán en dos
categorías:
(En el BOE no figura la categoría
A.)
Categoría B: Pertenecen a esta
categoría aquellas personas que, por las
condiciones en las que se realiza su trabajo, es
muy improbable que reciban dosis superiores a 3/10
de alguno de los límites anuales de dosis fijados
en el apéndice II.
Art. 21. Los lugares de
trabajo se clasificarán en función del riesgo de
exposición, en las siguientes zonas:
Zona
controlada: Es aquélla en la que no es improbable
recibir dosis superiores a 3/10 de los límites
anuales de dosis fijados en el apéndice
II.
Zona vigilada: Es aquélla en la que no es
improbable recibir dosis superiores a 1/10 de los
límites de dosis anuales fijados en el apéndice
II, siendo muy improbable recibir dosis superiores
a 3/10 de dichos límites anuales de dosis.
Zona
de libre acceso: Es aquélla en la que es muy
improbable recibir dosis superiores a 1/10 de los
límites de dosis anuales fijados en el apéndice
II. En ella no será necesario establecer medidas
especiales en materia de protección
radiológica.
Art. 22. La clasificación de
los lugares de trabajo en las zonas establecidas
deberá estar siempre actualizada de acuerdo con
las condiciones reales existentes.
Art. 23.
En las zonas controladas y vigiladas se realizará
una vigilancia, con los equipos del tipo y
sensibilidad adecuada, de:
a) Las tasas de
dosis y de fluencia, especificando la naturaleza y
calidad de la radiación emitida.
b) Las
concentraciones atmosférica y superficial de las
sustancias radiactivas contaminantes,
especificando su naturaleza y sus estados físico y
químico.
Los documentos correspondientes al
registro, evaluación y resultado de dicha
vigilancia deberán ser archivados por el titular
de la actividad, quien los tendrá a disposición de
la autoridad competente.
Cuando sea adecuado,
los resultados de estas medidas se usarán para
estimar las dosis individuales.
Art. 24.
Las zonas controladas y vigiladas estarán
delimitadas adecuadamente y señalizadas de forma
que quede de manifiesto el riesgo de exposición
existente en las mismas. Esta señalización se
efectuará de acuerdo con lo especificado en el
apéndice IV.
Art. 25. El acceso a las zonas
controladas y vigiladas estará limitado a las
personas autorizadas al efecto. En el interior de
las zonas controladas y vigiladas se establecerán
procedimientos de trabajo adaptados al riesgo
radiológico existente.
Art. 26. A la salida
de las zonas controladas y vigiladas en las que
haya riesgo de contaminación, existirán detectores
adecuados para comprobar la posible contaminación
y, en su caso, poder adoptar las medidas
oportunas.
Art. 27. En las zonas
controladas será obligatorio el uso de dosímetros
individuales y, en el caso de que exista riesgo de
contaminación, la utilización de equipos
personales de protección adecuados al riesgo
específico existente.
Art. 28. En las zonas
vigiladas deben efectuarse, mediante dosimetría de
área, una estimación de las dosis que pueden
recibirse. Si existe riesgo de contaminación, será
obligatorio el uso de equipo de protección
personal adecuado.
Art. 29. Los exámenes y
controles de los dispositivos de protección y de
los instrumentos de medición, deberán ser
efectuados por expertos cualificados a estos
efectos, que tendrán que comprobar periódicamente
su eficacia, buen estado y funcionamiento, así
como su correcta utilización, de acuerdo en su
caso con las previsiones establecidas al
efecto.
Los exámenes y controles realizados por
los expertos cualificados comprenderán además el
examen crítico previo de los proyectos de
instalación y la recepción de nuevas
instalaciones, desde el punto de vista de la
protección radiológica. Estos requisitos se
entenderán cumplimentados cuando la actividad se
haya sometido a un expediente de
autorización.
La formación de dichos expertos
será evaluada y acreditada por el Consejo de
Seguridad Nuclear de acuerdo con las disposiciones
reglamentarias que sean de
aplicación.
CAPITULO
III
Determinación de las dosis
Art. 30.
Las dosis recibidas por los trabajadores
profesionalmente expuestos deberán determinarse,
cuando las condiciones de trabajo sean normales,
con una periodicidad no superior a un mes, para la
dosimetría externa, y con la periodicidad que en
cada caso se establezcan, para la dosimetría
interna de aquellos que están expuestos a riesgo
de incorporación de radionucleidos. Todo ello con
el fin de mantener actualizado el historial
dosimétrico de los mismos y comprobar el
cumplimiento de las normas básicas de protección
establecidas en el título II.
El sistema
dosimétrico utilizado para la determinación de las
dosis individuales será el adecuado a los tipos y
energías de la radiación a que estén expuestos los
trabajadores, procedan éstas tanto de fuentes
internas como de fuentes externas.
La
dosimetría individual, tanto externa como interna,
será efectuada por Entidades o Instituciones
expresamente autorizadas y supervisadas por el
Consejo de Seguridad Nuclear.
Art. 31. Para
los trabajadores profesionalmente expuestos
pertenecientes a la categoría A será
obligatorio:
a) La utilización de dosímetros
individuales que midan la dosis externa,
representativa de la dosis para la totalidad del
organismo durante toda la jornada laboral.
b)
En el caso de riesgo de exposición parcial o no
homogénea del organismo, la utilización de
dosímetros adecuados en las partes potencialmente
más afectadas.
c) En el caso de riesgo de
contaminación interna, la realización de las
medidas o análisis pertinentes para evaluar las
dosis correspondientes.
Art. 32. Para los
trabajadores profesionalmente expuestos
pertenecientes a la categoría B no será preceptivo
el uso de dosímetros personales, siempre y cuando
se disponga de dosimetría de área o de zona en los
lugares de trabajo, que permita controlar que las
dosis recibidas son inferiores a 3/10 de los
límites anuales de dosis fijados en el apéndice
II.
Art. 33. Cuando a consecuencia de una
operación especial planificada hayan podido
superarse los límites anuales de dosis fijados en
el apéndice II, así como cuando se trate de
exposiciones excepcionales, deberá realizarse un
estudio para evaluar, con la mayor precisión
posible, las dosis recibidas en la totalidad del
organismo o en las regiones u órganos
afectados.
CAPITULO IV
Registro de
las dosis individuales
Art. 34. Será
obligatorio registrar todas las dosis recibidas
durante la vida laboral de los trabajadores
profesionalmente expuestos, en un historial
dosimétrico individual que estará, en todo
momento, a disposición del propio trabajador. En
el caso de que éste cese en su empleo, el titular
de la actividad deberá proporcionarle una copia
certificada de dicho historial.
Art. 35. En
el historial dosimétrico correspondiente a
trabajadores de la categoría A, se registrarán
como mínimo las dosis mensuales y las dosis
acumuladas durante cada período de doce meses. En
el caso de trabajadores de la categoría B, se
registrarán las dosis anuales determinadas o
estimadas.
Art. 36. Las dosis recibidas por
exposiciones excepcionales figurarán en el
historial dosimétrico, registradas por separado de
las recibidas durante el trabajo en condiciones
normales. De la misma forma figurarán las debidas
a operaciones especiales planificadas.
Art.
37. Los trabajadores profesionalmente expuestos
que lo sean en más de una actividad o instalación
vendrán obligados a dar cuenta expresa de tal
circunstancia a los encargados de la protección de
cada uno de los Centros en que trabajen, al objeto
de que en todos ellos conste, actualizado y
completo, su historial dosimétrico individual. A
tal fin, el trabajador deberá comunicar en cada
actividad los resultados dosimétricos que se le
proporcionen en las demás.
Cuando en un mismo
lugar de trabajo concurran trabajadores
profesionalmente expuestos dependientes de más de
un titular, estos últimos, vendrán obligados a
ponerse de acuerdo en la forma de determinar y
comunicarse las dosis recibidas como consecuencia
de esta actividad.
Art. 38. El historial
dosimétrico de los trabajadores profesionalmente
expuestos, los documentos correspondientes a la
evaluación de dosis y a las medidas de los equipos
de vigilancia, y los informes referentes a las
circunstancias y medidas adoptadas en los casos de
exposición excepcional, según se contempla en el
artículo 9.º de este Reglamento, deberán ser
archivados por el titular de la actividad donde
presten servicios dichas personas, por un período
mínimo de treinta años, contados a partir de la
fecha de cese del trabajador en aquellas
actividades que supusieran su clasificación como
profesionalmente expuesto.
El titular de la
actividad tendrá esta documentación a disposición
del Consejo de Seguridad Nuclear, y deberá
facilitar la información en ella contenida a las
Administraciones públicas que lo soliciten, en
función de sus propias competencias.
Salvo lo
dispuesto en el párrafo anterior, el titular de la
actividad no podrá facilitar esta información sin
consentimiento expreso del trabajador.
Al
producirse el cese definitivo en actividades
reguladas por este Reglamento, los titulares de
las mismas harán entrega al Consejo de Seguridad
Nuclear, de los expedientes referidos en el
párrafo primero de este artículo.
El titular de
la actividad transmitirá los resultados de los
controles dosimétricos al servicio médico, a quien
corresponderá interpretarlos desde el punto de
vista sanitario. En caso de urgencia, dicha
transmisión deberá ser inmediata.
Art. 39.
El historial dosimétrico de todo trabajador
profesionalmente expuesto deberá figurar, además,
en su protocolo médico.
CAPITULO
V
Vigilancia médica
Art. 40. La
vigilancia médica de los trabajadores
profesionalmente expuestos será realizada por un
servicio médico especializado, propio o
contratado, con capacidad reconocida oficialmente
a estos efectos por el órgano de la Comunidad
Autónoma competente en materia de sanidad, previo
informe del Consejo de Seguridad Nuclear, sin
perjuicio de lo dispuesto en las normas
reguladoras sobre servicios de Medicina de Empresa
y Enfermedades Profesionales. De las
autorizaciones concedidas al amparo de este
párrafo se dará comunicación al Consejo de
Seguridad Nuclear.
En el cumplimiento de sus
funciones los servicios médicos seguirán las
directrices o criterios establecidos en la Guía
7.4 del Consejo de Seguridad Nuclear que contiene
las bases para la vigilancia médica de los
trabajadores expuestos a las radiaciones
ionizantes.
Los servicios médicos a la vista
del historial dosimétrico, edad y estado de salud
del trabajador, adoptarán las medidas que estimen
oportunas. En caso de superación de los límites de
dosis correspondientes realizarán una revisión
excepcional de la persona afectada, fijarán los
criterios de exposición posterior y establecerán
su posible atención médica, que incluirá, en caso
necesario, su tratamiento en los Centros de
asistencia a que se refiere el artículo 52 de este
Reglamento.
Los servicios médicos tendrán
acceso a toda la información que consideren
necesaria para apreciar el estado de salud de los
trabajadores profesionalmente expuestos que
vigilen y para valorar las condiciones existentes
en los lugares de trabajo en la medida en que
puedan afectar a la aptitud de las personas para
realizar las tareas que se les
asignen.
Art. 41. Toda persona que vaya a
ser destinada a un puesto de trabajo que implique
un riesgo de exposición deberá ser sometida a un
examen de salud previo que permita comprobar que
no se halla incursa en ninguna de las
incompatibilidades que legalmente estén
determinadas y decidir su aptitud para el trabajo
al que se le destina.
Los trabajadores
profesionalmente expuestos estarán sometidos,
además, a exámenes de salud que permitan comprobar
que siguen siendo aptos para ejercer sus
funciones. Estos exámenes se realizarán una vez al
año y más frecuentemente si lo hiciera necesario
el estado de salud del trabajador, sus condiciones
de trabajo o los incidentes que puedan
ocurrir.
Art. 42. El examen médico de salud
previo de toda persona que vaya a ser destinada a
un puesto de trabajo que implique riesgo de
exposición tendrá por objeto la obtención de una
historia clínica completa que, además,
incluya:
El conocimiento del tipo de trabajo
realizado anteriormente y de los riesgos a que ha
estado expuesto como consecuencia de él y, en su
caso, del historial dosimétrico que debe ser
aportado por el trabajador.
Las posibles
exposiciones sufridas como resultado, bien sea de
las funciones ejercidas o de tratamientos y
diagnósticos médicos, con especificación de sus
causas, dosis recibidas, zonas expuestas y tipo de
manifestaciones clínicas observadas.
El
resultado de un examen clínico general y de
aquellos exámenes específicos necesarios para
apreciar el estado general de salud y el estado de
los órganos o aparatos que en función del riesgo
derivado del trabajo específico que haya de
realizar, se estime puedan ser afectados con mayor
probabilidad.
Art. 43. Los reconocimientos
médicos periódicos de los trabajadores
profesionalmente expuestos estarán adaptados a las
características de la exposición a las radiaciones
ionizantes o de la posible contaminación interna o
externa y comprenderán un examen clínico general y
aquellos otros exámenes necesarios para determinar
el estado de los órganos expuestos y sus
funciones.
Art. 44. Desde el punto de vista
médico, y de acuerdo con el resultado de los
reconocimientos oportunos, los trabajadores
profesionalmente expuestos se clasificarán en las
siguientes categorías:
- Aptos: Aquellos que
puedan realizar las actividades que implican
riesgo de exposición asociado al puesto de
trabajo.
- Aptos, en determinadas condiciones:
Aquellos que pueden realizar las actividades que
implican el riesgo de exposición asociado al
puesto de trabajo, siempre que se cumplan las
condiciones que al efecto se establezcan en base a
criterios médicos.
- No aptos: Aquellos que
deben mantenerse separados de puestos que implican
determinado riesgo de exposición.
No se
podrá emplear a ningún trabajador como
profesionalmente expuesto si las conclusiones
médicas se opusieran a ello. Las declaraciones en
materia de aptitud de los trabajadores y los
recursos que contra las mismas procedan se basarán
en las normas vigentes sobre calificación y
diagnóstico de las enfermedades profesionales y en
lo establecido en la legislación laboral
aplicable.
Art. 45. A cada trabajador
profesionalmente expuesto le será abierto un
protocolo médico que habrá de contener, al menos,
las informaciones referentes a sus destinos
laborales, los resultados de su examen médico
previo, sus reconocimientos médicos periódicos o
eventuales y el historial dosimétrico de toda su
vida profesional.
Estos protocolos se
archivarán al menos durante treinta años después
del cese de la actividad, en los servicios médicos
correspondientes a los Centros en los que aquellas
personas presten o hayan prestado sus servicios, y
estarán a disposición de la autoridad competente y
del propio trabajador.
Art. 46. El servicio
médico especializado podrá determinar la
conveniencia de que se prolongue durante el tiempo
que estime necesario la vigilancia médica de los
trabajadores que habiendo sido profesionalmente
expuestos, hayan sido declarados no aptos o hayan
cesado en esa actividad
profesional.
TITULO IV
Medidas
fundamentales de vigilancia para la protección del
público
Art. 47. La protección de los
miembros del público y de la población en su
conjunto se realizará mediante las medidas y
controles necesarios para que las operaciones de
producción y utilización de sustancias radiactivas
y radiaciones ionizantes se lleven a cabo con las
adecuadas garantías.
Art. 48. La vigilancia
se basará fundamentalmente en la evaluación de las
dosis que pudieran ser recibidas en régimen de
funcionamiento normal y, en caso de accidente, por
la población potencialmente afectada y estará
adecuada al riesgo que impliquen las
actividades.
Las estimaciones de las dosis a
efectuar tendrán en cuenta entre otros
aspectos:
a) La evaluación de las exposiciones
externas, indicando, según los casos, el tipo y la
calidad de las radiaciones en cuestión.
b) La
evaluación de los contaminantes radiactivos,
indicando la naturaleza y los estados físicos y
químicos de las sustancias radiactivas
contaminantes, así como la determinación de la
actividad de las sustancias radiactivas y su
concentración de actividad.
c) La
especificación de las características de los
grupos de referencia de la población y la
evaluación de las dosis que pueden recibir los
mismos tanto en circunstancias normales como
excepcionales.
d) En su caso, la evaluación de
la dosis genética y de la dosis anual
genéticamente significativa, teniendo en cuenta
las características demográficas y la suma de las
dosis debidas a las distintas fuentes.
La
frecuencia de las evaluaciones se fijará de manera
que se asegure, en cada caso, el cumplimiento del
presente Reglamento.
Los documentos relativos a
la medida de la exposición externa y de la
contaminación radiactiva, así como los resultados
de la evaluación de las dosis recibidas por la
población, deben conservarse y archivarse,
incluyendo los referentes a exposiciones
excepcionales.
Art. 49. Para la obtención
de la autorización administrativa que faculte el
ejercicio de actividades nucleares o radiactivas,
el solicitante deberá aportar los estudios
adecuados a cada caso conducentes a determinar el
riesgo de exposición a que pudiera estar sometida
la población como consecuencia de tales
actividades, tanto en funcionamiento normal como
en caso de accidente.
Art. 50. En aquellas
actividades en las que los resultados del estudio
de seguridad lo aconsejen, deberá proponerse,
además, un plan de emergencia donde se
especifiquen las normas de actuación del personal
en situación de accidente, teniendo en cuenta los
criterios que hubiera establecido al efecto el
Consejo de Seguridad Nuclear. En su caso deberán
tenerse en cuenta además las interconexiones con
el Plan Básico de Emergencia Nuclear y los Planes
Provinciales que correspondan.
Art. 51. En
la autorización administrativa correspondiente, a
la vista de los estudios mencionados en el
artículo anterior, se especificará si debe
disponerse de un sistema específico de vigilancia
para controlar, durante el ejercicio de la
actividad, las dosis que pudieran ser recibidas
por el público.
En este caso, las estimaciones
de dosis se realizarán con una periodicidad mínima
anual y sus resultados serán enviados al Consejo
de Seguridad Nuclear y registrados en copia que
será archivada por el titular de la actividad
junto con los datos que sirvieron de base para su
determinación.
Art. 52. La atención médica
de los irradiados o contaminados corresponderá a
los Centros de Asistencia que a tal efecto sean
autorizados, previo informe del Consejo de
Seguridad Nuclear, por el órgano de la Comunidad
Autónoma competente en materia de sanidad.
El
Ministro de Sanidad y Consumo mantendrá un
catálogo y registro general de estos Centros a los
efectos previstos en los artículos 15.2 y 40.9 de
la Ley 14/1986, de 25 de abril, General de
Sanidad.
TITULO V
De los residuos
radiactivos
Art. 53. Las actividades
incluidas en el ámbito de aplicación de este
Reglamento deberán ser proyectadas
convenientemente para evitar o reducir al mínimo
posible la evacuación al medio ambiente de
residuos radiactivos, tanto en régimen de
funcionamiento normal como en caso de accidente.
Como mínimo, tales actividades habrán de cumplir
las normas del presente título sin perjuicio de la
aplicación de los preceptos legales y
reglamentarios vigentes sobre tales
residuos.
Art. 54. Las actividades que
puedan dar lugar a residuos radiactivos que
supongan un riesgo radiológico significativo
deberán estar equipadas con los necesarios
sistemas de almacenamiento, tratamiento y
evacuación. Estos sistemas serán independientes de
otros sistemas de almacenamiento, tratamiento y
evacuación. El funcionamiento de aquéllos será
objeto de revisiones adecuadas para evitar
escapes.
Art. 55. Los límites para la
emisión de efluentes de residuos radiactivos al
medio ambiente deberán ser tales que las
concentraciones de actividad de radionucleidos en
ellos contenidos y las dosis susceptibles de ser
recibidas por la población a la que potencialmente
pueda afectar sean las más bajas posibles. Dichos
niveles serán siempre inferiores a los límites
especificados respectivamente en los apéndices II
y III de este Reglamento y, en su caso, a aquellos
otros límites inferiores que estuvieran
establecidos por el Consejo de Seguridad Nuclear
para cada actividad.
Art. 56. Toda
evacuación de residuos radiactivos al medio
ambiente requerirá autorización administrativa
expresa y se efectuará en las condiciones que en
dicha autorización se especifiquen.
A este
objeto, el solicitante de la autorización
adjuntará los estudios adecuados en cada caso,
relativos al vertido de efluentes radiactivos al
medio ambiente y a la capacidad de recepción de
contaminantes radiactivos de la zona en función de
sus características.
Art. 57. Con objeto de
que no se alcancen los límites especificados en
los apéndices II y III de este Reglamento, o
aquellos otros límites inferiores establecidos, en
su caso, por el Consejo de Seguridad Nuclear, en
las autorizaciones administrativas
correspondientes se establecerán los límites y
condiciones de emisión de efluentes radiactivos,
atendiendo a las características de la instalación
o actividad de que se trate. Asimismo, podrá
limitarse la actividad total de los efluentes
radiactivos que se evacuarán por año.
Art.
58. El almacenamiento de residuos radiactivos
deberá llevarse a cabo confinándolos en
recipientes cuyas características proporcionen una
protección suficiente contra las radiaciones
ionizantes, teniendo en cuenta las condiciones del
lugar de almacenamiento y la posible dispersión o
fuga del material radiactivo.
Art. 59. Los
recipientes que contengan residuos radiactivos
estarán señalizados adecuadamente.
Asimismo se
llevará un registro por duplicado, en archivos
situados en lugares independientes, en el que se
consignarán para cada recipiente los datos
físico-químicos más relevantes de contenido y,
como mínimo, los valores máximos del nivel de
exposición en contacto y a un metro de distancia
de la superficie, así como la fecha de la última
medición y, a ser posible, la
actividad.
TITULO
VI
Inspección
Art. 60. Todas las
actividades que se mencionan en el artículo 2.º de
este Reglamento quedarán sometidas a un régimen de
inspección desde el punto de vista de la
protección contra las radiaciones ionizantes. La
inspección se realizará por el personal
facultativo designado por el Consejo de Seguridad
Nuclear, sin perjuicio de las funciones
específicas de las Administraciones
competentes.
Serán también inspeccionados por
el Consejo de Seguridad Nuclear los Servicios o
Unidades Técnicas de Protección Radiológica, las
Entidades o Instituciones que efectúen la
dosimetría individual de los trabajadores
profesionalmente expuestos y los servicios médicos
que efectúen la vigilancia de los mismos, a fin de
garantizar el mantenimiento de las condiciones en
que fueron autorizados y la adecuación de sus
actuaciones.
Los inspectores serán considerados
como agentes de la autoridad a los efectos
señalados en el Código Penal, en todo lo relativo
al ejercicio de su cargo.
Art. 61. Los
inspectores verificarán el cumplimiento de las
disposiciones legales en materia de protección
radiológica y de todas aquellas especificaciones
fijadas por la Administración en las
correspondientes autorizaciones
reglamentarias.
Art. 62. El titular de una
actividad incluida en el ámbito de aplicación de
este Reglamento vendrá obligado a permitir o
facilitar a los inspectores:
a) El acceso a los
lugares que se consideren necesarios para el
cumplimiento de su labor.
b) La instalación del
equipo o instrumentación que se requiera para
realizar las pruebas y comprobaciones
necesarias.
c) La información, documentación,
equipos y elementos existentes que sean precisos
para el cumplimiento de su misión.
d) La toma
de muestras suficientes para realizar los análisis
y comprobaciones pertinentes. A petición del
titular de la actividad deberá dejarse en poder
del mismo una muestra de contraste debidamente
precintada y marcada.
Art. 63. Los
inspectores del Consejo de Seguridad Nuclear
quedarán facultados para requerir la suspensión
inmediata de los trabajos o actividades que,
realizándose sin observar las disposiciones de
este Reglamento, impliquen, a su juicio,
manifiesto peligro para las personas, animales o
bienes. Tales actuaciones se harán constar en acta
con las precisiones necesarias.
TITULO
VII
Sanciones
Art. 64.
1. Sin perjuicio
de las responsabilidades civiles, penales o de
otro orden en que puedan incurrir, las
infracciones a lo establecido en el presente
Reglamento serán sancionadas por la autoridad
competente en cada caso de conformidad con lo
establecido en los artículos 91 y siguientes de la
Ley 25/1964, de 29 de abril sobre Energía Nuclear,
en el artículo 2.º, apartado d), y disposición
adicional segunda de la Ley 15/1980, de 22 de
abril, de Creación del Consejo de Seguridad
Nuclear, y artículos 32 y siguientes de la Ley
14/1986, de 25 de abril General de
Sanidad.
2. Las infracciones de los
preceptos de este Reglamento se clasificarán en
leves, graves y muy graves.
2.1 Se consideran
infracciones leves:
a) La falta de información
a la Administración o el envío de información
incompleta o con retraso, siempre que no
constituya otra infracción y carezca de
trascendencia grave para la protección
radiológica.
b) El incumplimiento de
prescripciones legales o reglamentarias o del
contenido obligacional de las autorizaciones,
siempre que carezca de trascendencia grave para la
protección radiológica.
c) No facilitar las
actuaciones inspectoras cuando se trate de un mero
retraso en el cumplimiento de obligaciones de
información, comunicación o
comparecencia.
2.2 Se consideran
infracciones graves:
a) No contar, en los
supuestos necesarios de acuerdo con lo dispuesto
en este Reglamento, con un Servicio o Unidad
Técnica de Protección contra las
Radiaciones.
b) No efectuar la dosimetría
individual a través de una Entidad o Institución
autorizada por el Consejo de Seguridad Nuclear, de
conformidad con lo exigido en el artículo
30.
c) No realizar la vigilancia médica de los
trabajadores profesionalmente expuestos en los
términos prevenidos en este Reglamento, incluyendo
su no realización a través de un servicio médico
reconocido oficialmente, de conformidad con lo
previsto en el artículo 40, o dificultar las
actuaciones de dicho servicio médico.
d) No
tener clasificados adecuadamente los lugares de
trabajo o los trabajadores profesionalmente
expuestos.
e) Incumplir las obligaciones de
información y formación en materia de riesgos y
medidas de protección.
f) Incumplir las
prescripciones legales o reglamentarias o el
contenido obligacional de las autorizaciones
siempre que se genere un riesgo grave para la
protección radiológica, especialmente en materia
de:
- Comunicación de sucesos notificables de
conformidad con lo previsto en el presente
Reglamento.
- Aplicación de los criterios de
protección radiológica establecidos en el artículo
4.º del presente Reglamento, de forma que el
número de personas expuestas y las dosis por ellas
recibidas no sea el mínimo posible.
-
Procedimientos de trabajo y utilización de
equipos.
- Medidas de determinación de dosis,
registro y archivo de los resultados.
- Medidas
de protección individual o colectiva respecto a
los trabajadores profesionalmente expuestos o los
miembros del público.
- Medidas de vigilancia
médica, evaluación, registro y archivo de los
resultados.
- Señalización de lugares de
trabajo, equipos, fuentes y residuos
radiactivos.
- Medidas de control y
mantenimiento de los dispositivos de control y de
los instrumentos de medida.
- Evacuación de
desechos o residuos radiactivos, siempre que no
deba sancionarse de conformidad con lo prevenido
en el apartado 2.3, c), de este artículo.
g)
Impedir o retrasar las actuaciones inspectoras con
acciones u omisiones, siempre que no deban
calificarse como leves de conformidad con lo
previsto en el apartado 2.1, c), del presente
artículo.
h) No informar a la Administración o
enviar información falsa o con errores manifiestos
cuando implique una ausencia de la diligencia
exigible en la elaboración y control de documentos
o suponga un riesgo grave para la protección
radiológica, siempre que no deba sancionarse de
conformidad con lo dispuesto en el apartado 2.1,
a), de este artículo.
2.3 Se consideran
infracciones muy graves:
a) La inobservancia de
los preceptos relativos a la protección de los
estudiantes o a las mujeres en condiciones de
procrear o en períodos de embarazo y
lactancia.
b) Dar empleo a personas como
trabajadores profesionalmente expuestos cuando las
conclusiones médicas se opongan a ello.
c)
Exceder los límites de dosis establecidos en el
presente Reglamento, salvo las excepciones
previstas en el mismo, cuando impliquen un riesgo
grave en materia de protección radiológica.
d)
Efectuar descarga de residuos radiactivos que
violen los límites y condiciones de emisión
impuestos y constituyan un riesgo grave desde el
punto de vista de la protección radiológica.
e)
No paralizar o suspender a requerimiento del
Consejo de Seguridad Nuclear, de forma inmediata,
los trabajos que a juicio del mismo impliquen una
probabilidad de riesgo radiológico grave.
f)
Ejercer cualquier forma de presión sobre los
inspectores del Consejo de Seguridad Nuclear,
tales como la resistencia reiterada, coacción,
amenaza, violencia o desacato.
g) Cualquier
infracción que suponga el incumplimiento de
prescripciones legales, reglamentarias o del
contenido obligacional de las autorizaciones,
siempre que creen un riesgo grave e inminente en
materia de protección radiológica.
2.4
Graduación de las infracciones y sanciones:
Las
infracciones mencionadas anteriormente se
graduarán a los efectos de su correspondiente
sanción, en infracciones de grado mínimo, de grado
medio y de grado máximo en atención a la
negligencia o intencionalidad del sujeto
infractor, fraude o connivencia, incumplimiento de
las advertencias previas y requerimientos del
Consejo de Seguridad Nuclear, cifra de negocios de
la Empresa, número de trabajadores afectados en su
caso, perjuicio causado, así como otras
condiciones que se aprecien en la ejecución de las
actividades desarrolladas, permanencia o
transitoriedad de los riesgos inherentes a dichas
actividades, medidas o elementos de protección
adoptados e instrucciones impartidas en orden a la
prevención de tales riesgos, como circunstancias
que pueden atenuar o agravar la infracción
cometida.
2.4.1 Las infracciones leves se
sancionarán con multa en su grado mínimo de 25.000
a 200.000 pesetas; en su grado medio de 200.001 a
500.000 pesetas, y en su grado máximo de 500.001 a
1.000.000 de pesetas.
2.4.2 Las
infracciones graves se sancionarán con multa en su
grado mínimo de 1.000.001 a 2.500.000 pesetas; en
su grado medio de 2.500.001 a 5.000.000 de
pesetas, y en su grado máximo de 5.000.001 a
7.000.000 de pesetas.
2.4.3 Las
infracciones muy graves se sancionarán con multa
en su grado mínimo de 7.000.001 a 10.000.000 de
pesetas; en su grado medio de 10.000.001 a
25.000.000 de pesetas, y en su grado máximo de
25.000.001 a 100.000.000 de pesetas.
2.4.4
Podrán imponerse conjuntamente las multas
previstas en los apartados anteriores con las
sanciones de suspensión temporal o anulación de
permisos, licencias o autorizaciones.
2.4.5
Existe reincidencia cuando se comete una
infracción del mismo tipo y calificación que la
que motivó una sanción anterior en el plazo de los
trescientos sesenta y cinco días siguientes a la
notificación de ésta; en tal supuesto se requerirá
que la resolución sancionadora hubiese adquirido
firmeza.
Si se apreciase reincidencia, la
cuantía de la multa podrá incrementarse hasta el
duplo de la que hubiese correspondido a la
infracción cometida de acuerdo con lo establecido
en los apartados anteriores.
2.4.6 Cuando
las circunstancias del caso así lo aconsejen y
siempre que no se deriven daños ni perjuicios
directos a los trabajadores profesionalmente
expuestos o a los estudiantes o a la población, el
Consejo de Seguridad Nuclear podrá advertir y
aconsejar al titular de la actividad, en vez de
proponer la imposición de sanciones a la autoridad
sancionadora competente, dando cuenta a ésta de lo
actuado.
DISPOSICIONES
ADICIONALES
Primera.-El transporte de
material radiactivo, en todo lo no expresamente
regulado por su legislación específica, se regirá
por los preceptos de este Reglamento en cuanto le
sean de aplicación, interpretado y complementado
por las normas técnicas de protección contenidas
en la última edición del Reglamento para el
Transporte sin Riesgos de Material Radiactivo,
elaborado por el Organismo Internacional de
Energía Atómica.
Segunda.-Los deberes
empresariales en materia de seguridad e higiene
contenidos en los artículos 4. 2, d), y 19 del
Estatuto de los Trabajadores -Ley 8/1980, de 10 de
marzo)-, incluirán el cumplimiento de las
prescripciones derivadas del presente
Reglamento.
En materia de protección sanitaria
de los trabajadores contra las radiaciones
ionizantes serán de aplicación las disposiciones
del ordenamiento laboral en materia de vigilancia
del cumplimiento de las normas, participación de
los trabajadores y sus representantes y
responsabilidades y obligaciones
empresariales.
Tercera.-Queda sustituido el
apéndice del Reglamento sobre Instalaciones
Nucleares y Radiactivas, aprobado por Decreto
2869/1972, de 21 de julio, por el apéndice V del
presente Reglamento, en los términos previstos en
el mismo.
DISPOSICION
TRANSITORIA
Las prohibiciones recogidas en
los apartados 6. 1 y 6. 2 del apéndice V serán de
aplicación a partir del 1 de enero de
1993.
DISPOSICION
DEROGATORIA
Quedan derogados los Reales
Decretos 2519/1982, de 12 de agosto y 1753/1987,
de 25 de noviembre por los que se aprueba y
modifica parcialmente, respectivamente, el
Reglamento sobre Protección Sanitaria contra
Radiaciones Ionizantes.
DISPOSICIONES
FINALES
Primera.-El presente Reglamento se
dicta al amparo de lo dispuesto en el artículo
149.1.7.ª y 16.ª de la
Constitución.
Segunda.-Los Ministros
competentes podrán dictar las disposiciones
oportunas para el desarrollo y aplicación del
presente Reglamento.
APENDICE
I
Definiciones y otros términos de
interés
A) TERMINOS FISICOS, MAGNITUDES Y
UNIDADES
Radiaciones ionizantes.-Son las
radiaciones compuestas de fotones o de partículas
capaces de producir iones directa o
indirectamente.
Actividad (A).-Cociente dN por
dt, donde dN es el número de transformaciones
nucleares espontáneas que se producen en una
cantidad de un radionucleido durante el tiempo
dt.
A = dN/dt
La unidad de actividad en el
sistema internacional es el Becquerel (Bq).
1
Bq = 1 s(-1)
Dosis absorbida (D).-Es el
coeficiente dê por dm, donde dê es la energía
media cedida por la radiación a la materia en un
elemento de volumen y dm la masa de materia
contenida en dicho elemento de
volumen.
Nota: Ver figura en el
BOE
La unidad de dosis absorbida en el
sistema internacional es el Gray (Gy).
1 Gy =
1J/Kg
Transferencia lineal de energía o poder
de frenado lineal por colisión (L).-Es el cociente
dê por dl, donde dl es la distancia recorrida por
una partícula cargada en un medio y dE la pérdida
de energía media debida a las colisiones, con
transferencia de energía inferior a un valor
dado.
Nota: Ver figura en el BOE
Con
fines de protección radiológica se incluyen todas
las energías transferidas de tal modo
que:
Nota: Ver figura en el
BOE
Fluencia (de partículas) (¿).-Es el
cociente de dN por da, donde dN es el número de
partículas que penetran en una esfera y da el área
de la sección normal de dicha esfera.
¿ =
dN/da
Tasa de fluencia, o densidad de flujo
(Ý).-Es el cociente de d¿ por dt, donde d¿ es el
incremento de fluencia en el intervalo de tiempo
dt.
Nota: Ver figura en el
BOE
B) TERMINOS RADIOLOGICOS,
BIOLOGICOS Y MEDICOS
Exposición.-Es la
acción y efecto de someter a las personas a las
radiaciones ionizantes.
Exposición externa.-Es
la exposición del organismo a fuentes exteriores a
él.
Exposición interna.-Es la exposición del
organismo a fuentes interiores a él.
Exposición
total.-Es la suma de las exposiciones externa e
interna.
Exposición continua.-Es la exposición
externa prolongada cuya tasa puede, sin embargo,
variar con el tiempo, o la exposición interna
resultante de una incorporación permanente cuya
intensidad varía con el tiempo.
Exposición
única.-Es la exposición externa de corta duración
o la exposición interna resultante de una
incorporación de radionucleidos durante un corto
período de tiempo.
Exposición global.-Es la
exposición considerada como homogénea en el cuerpo
entero.
Exposición parcial.-Es la exposición
localizada esencialmente sobre una parte del
organismo o sobre uno o más órganos o tejidos, o
la exposición del cuerpo entero considerada como
no homogénea.
Factor de calidad (Q).-Es una
función de la transferencia lineal de energía (Lý)
utilizada para ponderar las dosis absorbidas con
objeto de tener en cuenta su significación con
fines de protección radiológica. Los valores de
los factores de calidad a utilizar para evaluar la
dosis equivalente están fijados en el apéndice
VI.
Factor de calidad efectivo (Q).-Es el valor
del factor de calidad cuando la dosis absorbida es
liberada por partículas que tienen diferentes
valores de L . Se calcula según la
ecuación:
Nota: Ver BOE
Dosis
equivalente (H).-Es el producto de la dosis
absorbida (D), el factor de calidad (Q) y el
producto de los demás factores modificantes (N)
que tienen en cuenta las características de la
radiación y la distribución de los radionucleidos.
Normalmente se considera N=1. Cuando se utilice
sólo la palabra "dosis", se trata siempre de
"dosis equivalente".
La unidad de dosis
equivalente en el sistema internacional es el
Sievert (Sv).
1 Sv = 1 J/kg
Indice de dosis
equivalente profunda (HI, p) en un punto.-Es la
dosis equivalente máxima en el volumen central de
28 centímetros de diámetro de una esfera de 30
centímetros de diámetro con centro en ese punto y
constituida de un material equivalente a tejido
blando con una densidad de 1 g.cm(-3).
Indice
de dosis equivalente superficial (HI, s) en un
punto.-Es la dosis equivalente máxima en el
volumen comprendido entre 0,07 milímetros y 1
centímetro de la superficie de una esfera de 30
centímetros de diámetro con centro en ese punto y
constituida de un material equivalente a tejido
blando con una densidad de 1 g.cm(-3). No es
necesario evaluar la dosis equivalente en la capa
externa de 0,07 milímetros de espesor.
Dosis
efectiva (He).-Es la suma ponderada de las dosis
equivalentes medias, recibidas en los distintos
órganos o tejidos.
Dosis interna integrada o
dosis comprometida.-Es la dosis que será recibida
en cincuenta años en un órgano o tejido, como
consecuencia de la incorporación de uno o varios
radionucleidos.
Dosis genética.-Es la dosis
que, si fuera efectivamente recibida por cada
individuo de una población dada, desde su
concepción hasta la edad media de procreación,
implicaría la misma carga genética para la
población en su conjunto que las dosis realmente
recibidas por los individuos de esta población. La
dosis genética se calcula efectuando el producto
de la dosis anual genéticamente significativa por
la edad media de procreación (treinta
años).
Dosis anual genéticamente
significativa.-Para una población es igual a la
media de las dosis individuales recibidas en las
gónadas. Cada dosis individual será ponderada por
un factor teniendo en cuenta el número probable de
niños que puedan ser engendrados después de la
exposición.
Dosis colectiva (S).-La dosis
colectiva (S) para una población o un grupo viene
dada por el sumatorio:
Nota: Ver BOE
donde Hi es la media de las dosis globales
o de las dosis a un órgano dado en los Pi miembros
del i-ésimo subgrupo de la población o del
grupo.
Dosis efectiva colectiva (Se).-Es la
integral de las dosis efectivas ocasionadas por
una instalación o actividad sobre la población
afectada por la misma, y viene definida por la
expresión:
Nota: Ver BOE
donde Pi
(He).dHe es el número de individuos que reciben
una dosis efectiva comprendida entre He y
He+dHe.
Esta magnitud se expresa en
sievert.persona (Sv.p).
Contaminación
radiactiva.-Es la presencia indeseable de
sustancias radiactivas en una materia, una
superficie, un medio cualquiera o en una
persona.
En el caso particular del organismo
humano, esta contaminación puede ser externa o
cutánea, cuando se ha depositado en la superficie
exterior, o interna cuando los radionucleidos han
penetrado en el organismo por cualquier vía
(inhalación, ingestión, percutánea,
etc.).
Límite de dosis.-Son los límites fijados
en el presente Reglamento para las dosis
resultantes de la exposición de los trabajadores
profesionalmente expuestos y de los miembros del
público, no teniendo en cuenta las dosis
resultantes del fondo radiactivo natural y de la
exposición sufrida como consecuencia de exámenes y
tratamientos médicos. Los límites de dosis se
aplican a la suma de las dosis recibidas por
exposición externa durante el período considerado
y de la dosis interna integrada resultante de la
incorporación de radionucleidos, durante el mismo
período.
Incorporación.-Es la actividad que
penetra en el organismo desde el medio
exterior.
Límites de incorporación anual.-Es la
actividad que, introducida en el organismo de un
individuo dado, ocasiona una dosis interna
integrada igual al límite de dosis anual apropiado
fijado en el apéndice II.
Límite derivado de
concentración de un radionucleido en el aire
inhalado.-Es la concentración media anual en el
aire inhalado expresado en unidades de actividad
por unidad de volumen, que de ser inhalada por el
hombre patrón durante un año laboral de dos mil
horas da lugar a una incorporación igual al límite
de incorporación anual.
Radiotoxicidad.-Es la
toxicidad debida a las radiaciones ionizantes
emitidas por un radionucleido incorporado y por
sus descendientes; la radiotoxicidad no sólo
depende de sus características radiactivas, sino
también de su estado físico-químico y del
metabolismo del elemento en el organismo o en un
determinado órgano.
Efectos biológicos
estocásticos.-Son los que se caracterizan por una
relación dosis-efecto de naturaleza
probabilística. Propiedades de estos efectos
biológicos estocásticos son la carencia de dosis
umbral y que su gravedad no depende de la dosis
recibida.
Efectos biológicos no
estocásticos.-Son los que se caracterizan por una
relación de causalidad determinista entre la dosis
y el efecto. Unicamente se manifiestan cuando la
dosis recibida alcanza o sobrepasa determinado
valor, dosis umbral. Su gravedad depende de la
dosis recibida.
C) OTROS TERMINOS DE
INTERES
Fuente.-Aparato o sustancia capaz
de emitir radiaciones ionizantes.
Fuente
encapsulada.-Fuente constituida por sustancias
radiactivas firmemente incorporadas en materias
sólidas y efectivamente inactivas, o encerradas en
una envoltura inactiva que presenta una
resistencia suficiente para evitar cualquier
dispersión de dichas sustancias radiactivas, en
las condiciones normales de empleo.
Sustancia
radiactiva.-Toda sustancia que contiene uno o
varios radionucleidos cuya actividad o
concentración debe tenerse en cuenta con fines de
protección radiológica.
Fondo radiactivo
natural.-Está constituido por el conjunto de
radiaciones ionizantes que provienen de fuentes
naturales terrestres o cósmicas (en la medida en
que la exposición que de ellas resulte no se vea
aumentada de manera significativa por la acción
humana).
Trabajadores profesionalmente
expuestos.-Aquellas personas sometidas, por las
circunstancias en que se desarrolla su trabajo,
bien sea de modo habitual, bien sea de modo
ocasional, a un riesgo de exposición a las
radiaciones ionizantes, susceptible de entrañar
dosis anuales superiores a un décimo de los
límites de dosis anuales fijados para los
trabajadores.
Estudiantes.-Personas que en el
seno o fuera de una Empresa reciben una formación
y enseñanza para ejercer un oficio o profesión,
relacionado directa o indirectamente con
actividades que pudieran implicar exposición a
radiaciones ionizantes.
Miembros del
público.-Individuos de la población, con excepción
de los trabajadores expuestos y estudiantes
durante sus horas de trabajo
habitual.
Población en su conjunto.-Toda la
población, comprendiendo los trabajadores
profesionalmente expuestos, los estudiantes y los
miembros del público.
Grupo de referencia
(grupos críticos) de la población.-Grupos formados
por personas cuya exposición sea razonablemente
homogénea y representativa de la de los individuos
más expuestos de la
población.
Accidente.-Acontecimiento imprevisto
que provoca daños a una instalación o una
perturbación para la buena marcha de esta
instalación y que puede implicar, para una o más
personas, recibir una dosis superior a los límites
de dosis.
APENDICE II
Límites de
dosis
Los límites de dosis se aplican a la
suma de las dosis recibidas por exposición externa
durante el período considerado y de la dosis
interna integrada resultante de la incorporación
de radionucleidos durante el mismo período.
Los
límites de dosis son valores que no deben ser
sobrepasados, pudiendo establecerse valores
inferiores teniendo en cuenta la evolución de los
conocimientos científicos y de conformidad con las
Directivas de EURATOM.
1. LIMITES ANUALES
DE DOSIS PARA LOS TRABAJADORES PROFESIONALMENTE
EXPUESTOS
1.1 Límite anual para el caso de
exposición total y homogénea del organismo.-El
límite anual de dosis para la totalidad del
organismo, referido a cualquier período de doce
meses consecutivos, es de 50 mSv.
1.2 Límites
anuales para el caso de exposición parcial del
organismo.-En el caso de exposición total no
homogénea o parcial del organismo son:
1.2.1 El
límite anual de dosis efectiva, referido a
cualquier período de doce meses consecutivos, es
de 50 mSv.
1.2.2 El límite anual de dosis para
el cristalino es de 150 mSv.
El límite anual de
dosis para la piel es de 500 mSv. Cuando la
exposición resulte de una contaminación radiactiva
cutánea, este límite se aplica a la dosis media
sobre una superficie de 100 centímetros cuadrados
en la región que reciba la dosis más alta.
El
límite anual de dosis para las manos, antebrazos,
pies y tobillos es de 500 mSv.
El límite anual
de dosis para cualquier otro órgano o tejido,
considerado individualmente, es de 500
mSv.
1.3 Límites especiales.
Para las
mujeres en condiciones de procrear, la dosis en el
abdomen no debe sobrepasar de 13 mSv en un
trimestre.
Para las mujeres gestantes, las
condiciones de trabajo deberán ser tales que la
dosis al feto desde el diagnóstico del embarazo
hasta el final de la gestación no exceda de 10
mSv. En general, este límite se asegura colocando
a la mujer en las condiciones de trabajo de los
trabajadores profesionalmente expuestos
pertenecientes a la categoría B.
1.4
Operaciones especiales planificadas.
1.4.1 Sólo
serán admitidos en operaciones especiales
planificadas los trabajadores profesionalmente
expuestos pertenecientes a la categoría A,
definida en el artículo 20.
Toda operación
especial planificada deberá estar debidamente
autorizada. Esta autorización no deberá darse más
que en situaciones excepcionales que surjan en el
curso de operaciones normales, cuando sea
imposible utilizar otras técnicas que no impliquen
tales exposiciones. Para dar esta autorización se
tendrá en cuenta la edad y el estado de salud de
las personas implicadas.
1.4.2 Las dosis
recibidas o la dosis interna integrada como
consecuencia de una operación especial planificada
no deberá sobrepasar en un año el doble de los
límites de dosis anuales fijados en este apéndice,
y, a lo largo de la vida de cada trabajador, el
quíntuplo de estos límites de dosis.
1.4.3 No
se autorizará la participación en operaciones
especiales planificadas a:
- Los trabajadores
profesionalmente expuestos que hayan recibido en
los doce meses anteriores una dosis superior al
límite anual de dosis.
- Los trabajadores
profesionalmente expuestos que hayan recibido
anteriormente dosis superiores a cinco veces el
límite anual de dosis, como consecuencia de
exposiciones excepcionales.
- Las mujeres en
condiciones de procrear.
- Los menores de
dieciocho años.
1.4.4 El sobrepasar los
límites de dosis como consecuencia de una
operación especial planificada no será en sí una
razón para excluir al trabajador profesionalmente
expuesto de sus ocupaciones habituales. Las
condiciones de exposición posteriores deberán
someterse al criterio del servicio médico
especializado.
1.4.5 Antes de participar en
una operación especial planificada, los
trabajadores profesionalmente expuestos deberán
recibir la información adecuada sobre los riesgos
y precauciones relativos a dicha
operación.
2. LIMITES ANUALES DE DOSIS
PARA LOS MIEMBROS DEL PUBLICO
2.1 Límite
anual para el caso de exposición total homogénea
del organismo.-El límite anual de dosis para la
totalidad del organismo, referido a cualquier
período de doce meses consecutivos, es de 5
mSv.
2.2 Límites anuales para el caso de
exposición total no homogénea o parcial del
organismo.
2.2.1 El límite anual de dosis
efectiva, referido a cualquier período de doce
meses consecutivos, es de 5 mSv.
2.2.2 El
límite anual de dosis para el cristalino es de 15
mSv.
El límite anual de dosis para la piel es
de 50 mSv. Cuando la exposición resulta de una
contaminación radiactiva cutánea, este límite se
aplica a la dosis media sobre una superficie de
100 centímetros cuadrados en la región que reciba
la dosis más alta.
El límite anual para las
manos, antebrazos, pies y tobillos es de 50
mSv.
El límite anual de dosis para cualquier
otro órgano o tejido, considerado individualmente,
es de 50 mSv.
APENDICE III
1.
Límites de incorporación anual por inhalación y
límites derivados de concentración de
radionucleidos en el aire inhalado para los
trabajadores profesionalmente expuestos y límites
de incorporación anual por inhalación y por
ingestión para los miembros del público.
Los
valores que figuran en la tabla A corresponden a
los límites anuales de dosis establecidos en el
apéndice II para los trabajadores profesionalmente
expuestos y los miembros del público.
Dichos
valores de la tabla A se refieren a los adultos.
En el caso de niños, se deberán tener en cuenta
las características anatómicas y fisiológicas, las
cuales pueden hacer necesaria la modificación de
estos valores.
2. Mezcla de
radionucleidos.
a) Si la composición de la
mezcla es desconocida, pero se puede excluir con
certeza la presencia de determinados
radionucleidos, se utilizará el menor de los
límites fijados para los radionucleidos que puedan
estar presentes.
b) Si la composición detallada
de la mezcla es desconocida, pero han sido
identificados los radionucleidos de dicha mezcla,
se utilizará el menor de los límites fijados para
los radionucleidos presentes.
c) Si la
concentración y la toxicidad de uno de los
radionucleidos predomina en la mezcla, se
utilizarán los límites de incorporación anual
fijados para dicho radionucleido.
d) Si la
composición de la mezcla de radionucleidos es
conocida, deberá cumplirse una de las siguientes
condiciones:
Nota: Ver BOE
donde:
Ij es la incorporación anual del
radionucleido j.
Ij. L es el límite de
incorporación anual de este radionucleido.
Cj
la concentración media anual en el aire del
radionucleido j.
Cj. L el límite derivado de
concentración de este radionucleido en el
aire.
TABLA A
TABLA B
TABLA
C
Nota: Ver BOE
APENDICE
IV
Señalización de zonas
El riesgo de
exposición vendrá señalizado utilizando su símbolo
internacional, un "trébol" enmarcado por una orla
rectangular del mismo color del símbolo y de la
misma anchura que el diámetro de la circunferencia
interior de dicho símbolo.
1. Zonas
controladas.-En las zonas controladas dicho trébol
será de color verde sobre fondo blanco.
1.1
Zonas de permanencia limitada.-Son aquellas en las
que existe el riesgo de recibir una dosis superior
a los límites anuales de dosis fijados en el
apéndice II.
En las zonas de permanencia
limitada el trébol será de color amarillo sobre
fondo blanco.
1.2 Zonas de acceso
prohibido.-Son aquellas en las que existe el
riesgo de recibir en una exposición única dosis
superiores a los límites anuales de dosis fijados
en el apéndice II.
En las zonas de acceso
prohibido, el trébol será de color rojo sobre
fondo blanco.
2. Zonas vigiladas.-En las
zonas vigiladas el trébol será de color gris
azulado sobre fondo blanco.
3. Si en
cualquiera de las zonas existiera solamente riesgo
de exposición externa se utilizará el trébol
general de la zona bordeado de puntas radiales; si
existiera riesgo de contaminación y el riesgo de
exposición externa fuera despreciable se utilizará
el trébol general de la zona en campo punteado; y
si existiera conjuntamente riesgo de contaminación
y de exposición se empleará el trébol general de
la zona bordeado de puntas radiales en campo
punteado.
4. Todas las señales
correspondientes a zonas controladas, de
permanencia limitada, de acceso prohibido y
vigiladas, se situarán en forma bien visible en la
entrada y en los lugares significativos de las
mismas.
5. Para todo tipo de zonas, las
anteriores señalizaciones se complementarán en la
parte superior con una leyenda indicativa al tipo
de zona, y en la parte inferior al tipo de
riesgo.
6. Cuando se deban señalizar con
carácter temporal los límites de una zona, se
emplearán vallas, barras metálicas articuladas o
soportes por los que se hagan pasar cuerdas,
cadenas, cintas, etc., que tendrán el color
correspondiente a la zona de que se
trate.
7. En los lugares de acceso entre
zonas contiguas de diversas características,
podrán señalizarse en el suelo los límites
correspondientes mediante líneas claramente
visibles con los colores correlativos a las zonas
de que se trate. Dicha señalización se podrá
complementar con una iluminación del color
apropiado a las zonas de que se trate.
8.
Dentro de las zonas controladas y vigiladas las
fuentes deberán estar
señalizadas.
APENDICE V
1. A los
fines previstos en el Reglamento de Instalaciones
Nucleares y Radiactivas, aprobado por Decreto
2869/1972, de 21 de julio, los principales
radionucleidos quedarán clasificados en cuatro
categorías o grupos -a, b, c y d-, en función de
su radiotoxicidad relativa, según se indica a
continuación:
a) Radiotoxicidad muy alta
(grupo 1):
c) Radiotoxicidad moderada
(grupo 3):
d) Radiotoxicidad baja (grupo
4):
Nota: Ver BOE
2. En cada caso, y
cuando fuera necesario, el Consejo de Seguridad
Nuclear adscribirá los radionucleidos que no
figuren en el presente apéndice, a uno de los
grupos de radiotoxicidad.
3. Sin perjuicio
de lo previsto en los puntos 5, 6 y 7 del presente
apéndice, quedan exentas de cualquier tipo de
declaración o autorización las actividades en que
se utilicen:
a) Sustancias radiactivas, cuando
la cantidad no supere en total los valores
siguientes:
Nucleidos de radiotoxicidad muy
alta (Grupo 1): 5 . 10(3) Bq.
Nucleidos de
radiotoxicidad alta (Grupo 2): 5 . 10(4)
Bq.
Nucleidos de radiotoxicidad moderada (Grupo
3): 5 . 10(5) Bq.
Nucleidos de radiotoxicidad
baja (Grupo 4): 5 . 10(6) Bq.
b) Sustancias
radiactivas cuya concentración sea inferior a 100
Bq . g(-1); o sustancias radiactivas naturales
sólidas cuya concentración sea inferior a 500 Bq .
g(-1).
c) Instrumentos de navegación y aparatos
de relojería que contengan pinturas
radioluminiscentes.
d) Aparatos emisores de
radiaciones ionizantes que contengan sustancias
radiactivas, en cantidades superiores a los
valores previstos en el apartado a), en las
condiciones siguientes:
- Ser de un tipo
autorizado por la autoridad competente.
-
Presentar ventajas que, con relación al riesgo
potencial y al dictamen de la autoridad
competente, justifiquen su utilización.
- Estar
construidos en forma de fuentes encapsuladas de
forma que se asegure una protección eficaz contra
todo contacto con las sustancias radiactivas y
contra cualquier escape o fuga de las mismas.
-
No presentar en ningún punto situado a 0,1 metros
de la superficie accesible del aparato y en
condiciones normales de funcionamiento, una tasa
de dosis superior a1 µSv h(-1)
e) Otros
aparatos que emitan radiaciones ionizantes y que
no estén contemplados en el apartado f), en las
condiciones siguientes:
- Ser de un tipo
autorizado por la autoridad competente.
-
Presentar ventajas que, con relación al riesgo
potencial y al dictamen de la autoridad
competente, justifiquen su utilización.
- No
presentar en ningún punto situado a 0,1 metros de
la superficie accesible del aparato y en
condiciones normales de funcionamiento, una tasa
de dosis superior a1 µSv h(-1)
f) Tubos
catódicos que proporcionen imágenes visuales
cuando no presenten en ningún punto situado a 0,05
metros de la superficie accesible del aparato, una
tasa de dosis superior a 5 µSv h(-1)
g) Mezcla
de radionucleidos, distintos del Th-natural y del
U-natural, pertenecientes a grupos de
radiotoxicidad diferente, siempre que la suma de
las relaciones entre la cantidad global de
radionucleidos de cada grupo y el límite
correspondiente al mismo fijado en el apartado a)
sea inferior o igual a la unidad.
h) Pinturas
radioluminiscentes, si la actividad global en
sustancias radiactivas no sobrepasa 2 . 10(9) Bq
de tritio, 1 . 10(8) Bq de Pm-147 ó 5 . 10(5) Bq
de Ra-226 y si estas pinturas se guardan o se
utilizan para la fabricación o la reparación de
los instrumentos y aparatos mencionados en la
letra c).
i) Camisas incandescentes de los
aparatos de gas impregnadas de torio.
j) Los
nucleidos In-115, Nd-144, Re-187 y Sm-147 quedan
exentos cualesquiera que sean las actividades
manejadas.
4. Quedan sujetas a un
procedimiento de declaración ante el Consejo de
Seguridad Nuclear las instalaciones donde se
utilicen, como reactivos químicos, uranio o torio
natural o sus compuestos en cantidad no superior a
3 kilogramos.
5. Quedan sujetas a un
procedimiento de autorización las actividades en
que intervengan:
a) Radionucleidos en una
cantidad superior a la indicada en el punto 3.a)
de este apéndice e igual o inferior a 1.000 veces
los valores establecidos en el mismo. En este
caso, se precisará autorización de puesta en
marcha correspondiente a instalación radiactiva de
tercera categoría.
b) Radionucleidos en una
cantidad superior a la indicada en el punto 3.a)
de este apéndice y superior, asimismo a 1.000
veces los valores establecidos en el mismo. En
este caso se precisarán autorizaciones de
construcción y puesta en marcha correspondientes a
instalación radiactiva de segunda categoría.
c)
Mezcla de radionucleidos, distintos del Th-natural
y del U-natural, pertenecientes a grupos de
radiotoxicidad diferente, si la suma de las
relaciones entre la cantidad global de
radionucleidos de cada grupo y el límite
correspondiente al mismo fijado en el apartado
3.a) de este apéndice es:
Superior a la unidad,
pero inferior o igual a 1.000. En este caso, se
precisará autorización de puesta en marcha
correspondiente a instalación radiactiva de la
tercera categoría.
Superior a 1.000. En este
caso se precisarán autorizaciones de construcción
y puesta en marcha correspondientes a instalación
radiactiva de segunda categoría.
d) La
fabricación, comercialización y reparación de los
aparatos e instrumentos a que se refiere el
apartado 3.c), cuando se superen las cantidades
definidas en los apartados 3.a) y 3.h), así como
la fabricación de camisas incandescentes de gas
impregnadas en torio.
e) La administración de
sustancias radiactivas a personas, con fines de
diagnóstico, tratamiento o investigación, que sólo
podrá hacerse en instalaciones radiactivas
autorizadas a tal fin.
6. Sin perjuicio de
otras prohibiciones que puedan
establecerse:
6.1 Queda prohibida la adición de
sustancias radiactivas en la producción o
fabricación de alimentos, juguetes, cosméticos y
ornamentos personales, así como la venta e
importación de tales productos cuando contengan
sustancias radiactivas.
6.2 Asimismo, queda
prohibida la adición de sustancias radiactivas a
la producción o fabricación de prótesis y demás
productos sanitarios, utensilios de uso doméstico
[excepto los enumerados en el punto 3.c) de este
mismo apéndice] y materiales de construcción o
reparación, excepto que expresamente sean
justificados sus beneficios ante el Consejo de
Seguridad Nuclear.
7. En cuanto a los
medicamentos que contengan sustancias radiactivas,
se estará a lo dispuesto en los artículos 51 a 53
de la Ley 25/1990, de 20 de diciembre, del
Medicamento.
APENDICE VI
1.
Relación entre el factor de calidad Q y la
transferencia lineal de energía L:
Nota:
Ver BOE
* Los valores intermedios se
obtienen a partir de la curva de la figura
1.
2. Valores del factor de calidad
efectivo Q: Los valores del factor de calidad
efectivo Q dependen de las condiciones de
exposición así como del tipo de radiación
incidente y de su energía. Los valores de la tabla
siguiente se utilizarán en caso de exposición
externa homogénea del cuerpo entero. Generalmente
serían adecuados los mismos valores para otras
condiciones de exposición. Si se requieren otros
valores, se deben calcular a partir de los valores
de Q indicados en el punto 1 y a partir de las
curvas de la figura 2.
Nota: Ver BOE
3. Factor de conversión: [Tasa de fluencia
de neutrones en cm(-2)s(-1) que corresponde a una
tasa de dosis equivalente de 1 Sv h(-1) y factor
de calidad efectivo Q en función de la energía de
neutrones (1)]. (Estos factores pueden igualmente
utilizarse para relacionar la tasa de fluencia de
neutrones y la tasa de índice de dosis
equivalente).
Nota: Ver BOE
4.
Factores de conversión.-[Tasa de fluencia de
protones en cm(-2) que corresponden a una tasa de
dosis equivalente a 1µSv h(-1)] y factor de
calidad efectivo Q en función de la energía de los
protones (1). (Estos factores pueden igualmente
utilizarse para relacionar la tasa de fluencia de
protones y la tasa de índice de dosis
equivalente).
Nota: Ver BOE
5.
Modos de evaluación de la dosis efectiva.-La dosis
efectiva es igual a:
Nota: Ver BOE
donde HT es la dosis equivalente media en
el órgano o tejido T, WT es el factor de
ponderación relativo al órgano o tejido T.
Los
valores de los factores de ponderación se indican
a continuación:
Nota: Ver BOE
(1)
Para determinar la contribución del resto del
organismo, se evaluará la dosis media para los
cinco órganos o tejidos más expuestos del resto
del organismo (con exclusión del cristalino, piel,
manos, antebrazos, pies y tobillos), utilizando
para cada uno de ellos un factor de ponderación
0,06, se ignorará entonces la irradiación de los
otros órganos y tejidos.
6. Los límites de
dosis fijados en el apéndice II se consideran
respetados si el índice de dosis equivalente
profunda no sobrepasa el límite de dosis fijado
para la exposición global y si el índice de dosis
equivalente superficial no sobrepasa el límite de
dosis fijado para la piel.
7. En caso de
exposiciones externa e interna asociadas, los
límites fijados en el apéndice II se consideran
respetados si se cumplen las condiciones
siguientes:
Nota: Ver BOE
donde:
H(I.p) es el índice de dosis
equivalente profunda anual,
HL es el límite de
dosis anual para la exposición global,
Ij es la
incorporación anual de radionucleido j,
I(j.L)
es el límite de incorporación anual de este
radionucleido.
b) Los límites de dosis fijados
según los casos de los puntos 1.2.2 y 2.2.2 del
apéndice II, son respetados.
b) Los límites de
dosis fijados según los casos de los puntos 1.2.2
y 2.2.2 del Apéndice II, son
respetados.
Nota: Ver BOE
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