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MANUAL DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA DE LAS INSTALACIONES RADIACTIVAS Y RADIOLÓGICAS DE LA UNIVERSIDAD DE SEVILLA
REVISIÓN‐3: Julio de 2016
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Manual elaborado por Celestino Ignacio Sánchez Angulo, con la colaboración de la Gerencia y el Servicio de Prevención de Riesgos Laborales de la Universidad de Sevilla, en base a los requerimientos de la Guía de Seguridad 7.3, rev. 1, del Consejo de Seguridad Nuclear, y al Manual General de Protección Radiológica elaborado por las Sociedades Españolas de Protección Radiológica y de Física Médica.
Primera versión: Abril de 2006
Revisión‐1: Junio de 2008
Revisión‐2: Noviembre de 2011
Revisón‐3: Julio de 2016
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INDICE 1. INTRODUCCIÓN ........................................................................................................................................... 9 1.1 OBJETO DEL MANUAL ................................................................................................................................. 10 1.2 ÁMBITO DE APLICACIÓN DEL MANUAL ............................................................................................................ 10 1.3 DISPONIBILIDAD DEL MANUAL ...................................................................................................................... 10 1.4 REVISIÓN DEL MANUAL ............................................................................................................................... 11 1.4.1 Objeto de las revisiones ....................................................................................................................... 11 1.4.2 Frecuencia de las revisiones ................................................................................................................. 11 1.4.3 Procedimiento a seguir ........................................................................................................................ 11 2. ORGANIZACIÓN Y RESPONSABILIDADES .................................................................................................... 11 2.1 INTRODUCCIÓN ......................................................................................................................................... 11 2.2 FUNCIONES Y RESPONSABILIDADES EN MATERIA DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA ...................................................... 11 2.2.1 Gerencia de la Universidad de Sevilla .................................................................................................. 12 2.2.2 Dirección de Recursos Humanos .......................................................................................................... 12 2.2.3 Servicios Universitarios ........................................................................................................................ 12 2.2.4 Directores de Centros y Departamentos Universitarios ...................................................................... 13 2.2.5 Personal de las Instalaciones Radiactivas ............................................................................................ 13 2.2.6 Servicio de Prevención de Riesgos Laborales ....................................................................................... 15 2.2.7 Trabajadores externos ......................................................................................................................... 15 2.2.8 Jefe de la Unidad de Protección Radiológica ....................................................................................... 15 2.3 LA UNIDAD DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA ...................................................................................................... 15 2.3.1 Datos de contacto .............................................................................................................................. 16 2.3.2 Organización ........................................................................................................................................ 16 2.3.3 Dependencia ........................................................................................................................................ 16 2.3.4 Funciones y Obligaciones ..................................................................................................................... 18 2.3.5 Funciones del Jefe de la UPRUS ........................................................................................................... 20 3. IDENTIFICACIÓN DE LAS INSTALACIONES RADIACTIVAS Y RADIOLÓGICAS DE LA UNIVERSIDAD DE SEVILLA ................................................................................................................ 22 3.1 INSTALACIONES DE TERCERA CATEGORÍA. LABORATORIOS CON FUENTES RADIACTIVAS NO ENCAPSULADAS PARA INVESTIGACIÓN Y DOCENCIA ...................................................................................... 22 3.2 INSTALACIONES DE TERCERA CATEGORÍA. LABORATORIOS CON FUENTES RADIACTIVAS ENCAPSULADAS Y EQUIPOS GENERADORES DE RADIACIÓN PARA INVESTIGACIÓN Y DOCENCIA .......................................................... 25 3.3 INSTALACIONES DE SEGUNDA CATEGORÍA. LABORATORIOS CON FUENTES RADIACTIVAS Y EQUIPOS GENERADORES DE RADIACIÓN PARA INVESTIGACIÓN Y DOCENCIA .......................................................... 26 3.4 INSTALACIONES DE RAYOS X CON FINES DE DIAGNÓSTICO MÉDICO ....................................................................... 28 4. CONCEPTOS BÁSICOS EN PROTECCIÓN RADIOLÓGICA ............................................................................. 29 4.1 EL RIESGO DE EXPOSICIÓN A RADIACIONES IONIZANTES ...................................................................................... 29 4.2 CLASIFICACIÓN DEL PERSONAL ...................................................................................................................... 30 4.2.1 Trabajadores profesionalmente expuestos ......................................................................................... 30 4.2.2 Contratación y traslado de los trabajadores expuestos ....................................................................... 31 4.2.3 Miembros del público .......................................................................................................................... 32 4.3 LÍMITES DE DOSIS ...................................................................................................................................... 32 4.3.1 Límites de dosis para trabajadores expuestos ..................................................................................... 32 4.3.1.1 Protección especial durante el embarazo y la lactancia ......................................................... 33 4.3.1.2 Exposiciones especialmente autorizadas ................................................................................. 33 4.3.2 Límites de dosis para personas en formación y estudiantes ............................................................... 34
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4.3.3 Límites de dosis para los miembros del público .................................................................................. 34 4.4 CLASIFICACIÓN DE ZONAS ............................................................................................................................ 35 4.4.1 Zona vigilada ........................................................................................................................................ 35 4.4.2 Zona controlada ................................................................................................................................... 35 4.4.2.1 Zona de permanencia limitada ................................................................................................. 36 4.4.2.2 Zona de permanencia reglamentada ........................................................................................ 36 4.4.2.3 Zona de acceso prohibido ......................................................................................................... 36 4.5 SEÑALIZACIÓN .......................................................................................................................................... 36 5. RIESGOS RADIOLÓGICOS EN LAS INSTALACIONES UNIVERSITARIAS. CLASIFICACIÓN DE ZONAS Y DE PERSONAL ................................................................................................ 38 5.1 RADIODIAGNÓSTICO ................................................................................................................................... 38 5.2 EQUIPOS DE RAYOS X PARA ESTUDIOS DE DIFRACCIÓN Y FLUORESCENCIA ............................................................... 38 5.3 INSTALACIONES CON FUENTES RADIACTIVAS NO ENCAPSULADAS .......................................................................... 39 5.4 INSTALACIONES CON FUENTES RADIACTIVAS ENCAPSULADAS............................................................................... 39 5.5 INSTALACIONES CON ACELERADORES DE PARTÍCULAS Y LABORATORIOS DE
RADIOFARMACIA ....................................................................................................................................... 39 6. NORMAS GENERALES DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA EN
ZONAS CON RIESGO RADIOLÓGICO ........................................................................................................... 41 6.1 ACCESO Y TRABAJO EN ZONAS VIGILADAS ........................................................................................................ 41 6.2 ACCESO Y TRABAJO EN ZONAS CONTROLADAS .................................................................................................. 41 7. VIGILANCIA Y CONTROL DE LA RADIACIÓN ................................................................................................ 43 7.1 VIGILANCIA DEL AMBIENTE DE TRABAJO .......................................................................................................... 43 7.1.1 Vigilancia y control de la radiación externa ................................................................................... 43 7.2 EVALUACIÓN DE LA EXPOSICIÓN DEL TRABAJADOR EXPUESTO .............................................................................. 45 7.2.1 Determinación de dosis por irradiación externa .................................................................................. 45 7.2.2 Determinación de dosis por contaminación interna ............................................................................ 46 7.2.3 Estimaciones especiales de dosis ......................................................................................................... 47 7.2.4 Estimación de dosis en exposiciones accidentales y de emergencia ................................................... 47 7.2.5 Superación de los límites de dosis ....................................................................................................... 47 7.2.6 Utilización de los dosímetros ............................................................................................................... 47 7.2.7 Historial dosimétrico ............................................................................................................................ 48 7.3 VIGILANCIA SANITARIA DE LOS TRABAJADORES EXPUESTOS ................................................................................. 49 7.4 NORMAS DE PROTECCIÓN DE PERSONAS EN FORMACIÓN Y ESTUDIANTES ............................................................... 51 7.5 VIGILANCIA DEL PÚBLICO ............................................................................................................................. 51 7.6 PROTECCIÓN RADIOLÓGICA DEL PACIENTE ....................................................................................................... 52 7.6.1 Procedimientos médico‐legales ........................................................................................................... 52 8. PROYECTO Y ACEPTACIÓN DE INSTALACIONES Y EQUIPOS CON
RIESGO RADIOLÓGICO ............................................................................................................................... 53 8.1 RECEPCIÓN Y ACEPTACIÓN DE EQUIPOS .......................................................................................................... 53 8.2 SOLICITUD DE LA AUTORIZACIÓN DE FUNCIONAMIENTO Y DECLARACIÓN
DE INSTALACIONES RADIOLÓGICAS ................................................................................................................ 54 9. GESTIÓN Y CONTROL DEL MATERIAL RADIACTIVO .................................................................................... 55 9.1 MANIPULACIÓN DE MATERIAL RADIACTIVO ..................................................................................................... 55 9.1.1 Recepción ............................................................................................................................................. 55
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9.1.2 Almacenamiento .................................................................................................................................. 56 9.1.3 Utilización ............................................................................................................................................. 56 9.1.4 Transporte ............................................................................................................................................ 56 10. NORMAS ESPECÍFICAS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA ............................................................................ 57 10.1 EQUIPOS DE RAYOS X CON FINES DE DIAGNÓSTICO MÉDICO ................................................................................ 57 10.1.1 Normas específicas para equipos dentales de película intraoral ......................................................... 58 10.1.2 Equipos de pantomografía dental ........................................................................................................ 59 10.2 EQUIPOS DE RAYOS X PARA ESTUDIOS DE DIFRACCIÓN Y FLUORESCENCIA .............................................................. 59 10.3 ACELERADORES DE PARTÍCULAS PARA LA INVESTIGACIÓN ................................................................................... 59 10.4 FUENTES RADIACTIVAS ENCAPSULADAS .......................................................................................................... 59 10.5 FUENTES RADIACTIVAS NO ENCAPSULADAS ..................................................................................................... 60 10.5.1 Control de la contaminación ................................................................................................................ 61 10.5.2 Principios generales de descontaminación de personas, equipos y superficies de trabajo ................ 62 10.5.3 Normas específicas para la descontaminación radiactiva personal .................................................... 63 10.5.4 Normas de emergencia para actuación ante derrames de material radiactivo .................................. 65 10.5.4.1 Accidentes con daños personales importantes .............................................................................. 65 10.5.4.2 Grandes derrames de actividad (más de 50 MBq, 1.35 mCi), sin daños personales ...................... 65 10.5.4.3 Pequeños derrames de actividad (menos que 50 MBq, 1.35 mCi) ................................................ 66 10.5.4.4 Riesgo de incendio.......................................................................................................................... 67 11. GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS ....................................................................................................... 68 11.1 FUENTES RADIACTIVAS ENCAPSULADAS FUERA DE USO ...................................................................................... 68 11.2 MATERIALES RESIDUALES SÓLIDOS CON CONTENIDO RADIACTIVO ......................................................................... 69 11.2.1 Caracterización y segregación .............................................................................................................. 69 11.2.2 Almacenamiento y evacuación ............................................................................................................ 70 11.3 RESIDUOS RADIACTIVOS LÍQUIDOS ................................................................................................................. 72 11.3.1 Caracterización y segregación .............................................................................................................. 73 11.3.2 Almacenamiento y evacuación ............................................................................................................ 73 12. ACTUACIONES EN EMERGENCIAS RADIOLÓGICAS .................................................................................... 75 12.1 SUCESOS NOTIFICABLES CON CARÁCTER INMEDIATO (UNA HORA) ....................................................................... 76 12.2 SUCESOS NOTIFICABLES EN 24 HORAS ............................................................................................................ 76 12.3 LÍNEA DE AUTORIDAD ................................................................................................................................. 77 12.4 INFORMES DE EVALUACIÓN DE EMERGENCIAS ................................................................................................. 78 12.5 EMERGENCIAS EN LABORATORIOS QUE UTILIZAN FUENTES RADIACTIVAS ................................................................ 79 12.5.1 Pérdida de hermeticidad de fuentes encapsuladas ............................................................................. 79 12.5.2 Pérdida de fuentes radiactivas ............................................................................................................. 79 12.5.3 Actuaciones ante la contaminación radiactiva .................................................................................... 79 12.5.4 Actuaciones ante incendio u otra catástrofe ....................................................................................... 81 12.6 EMERGENCIAS EN RADIODIAGNÓSTICO CON FINES MÉDICOS ............................................................................... 81 12.6.1 Accidentes e incidentes previsibles ..................................................................................................... 81 12.6.2 Medidas a tomar .................................................................................................................................. 82 12.7 EMERGENCIAS EN ACELERADORES DE PARTÍCULAS ............................................................................................ 82 12.8 SIMULACROS ............................................................................................................................................ 83
13. REGISTROS DE LAS INSTALACIONES RADIACTIVAS ..................................................................................... 84 13.1 REGISTROS RELATIVOS A LOS TRABAJADORES EXPUESTOS ................................................................................... 84 13.2 REGISTROS RELATIVOS A LA VIGILANCIA DE LAS ÁREAS ....................................................................................... 85 13.3 REGISTROS RELATIVOS A LAS FUENTES Y EQUIPOS PRODUCTORES DE RADIACIONES IONIZANTES .................................. 85 13.3.1 Fuentes radiactivas encapsuladas ........................................................................................................ 85 13.3.2 Fuentes radiactivas no encapsuladas ................................................................................................... 86 13.3.3 Equipos generadores de radiación ionizante ....................................................................................... 86
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13.3.4 Equipos de rayos X en radiodiagnóstico médico.................................................................................. 86 13.3.5 Residuos radiactivos sólidos y líquidos ................................................................................................ 87 13.3.6 Vigilancia médica de la salud ............................................................................................................... 87 13.3.7 Información de las Instalaciones Radiactivas ....................................................................................... 87 14. FORMACIÓN Y ENTRENAMIENTO EN PROTECCIÓN RADIOLÓGICA ........................................................... 88 14.1 TRABAJADORES EXTERNOS ........................................................................................................................... 88 14.2 PERSONAL DE LA UNIDAD DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA ................................................................................... 89 ANEXO A: DEFINICIONES Y CONCEPTOS BÁSICOS ................................................................................................ 90 ANEXO B: REFERENCIAS........................................................................................................................................ 96 ANEXO C: EMISIÓN, REVISIÓN Y APROBACIÓN DE PROCEDIMIENTOS ................................................................ 99 ANEXO D: PLANOS DE LAS INSTALACIONES RADIACTIVAS (EN VOLUMEN ANEXO).
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1. INTRODUCCIÓN La Unidad de Protección Radiológica de la Universidad de Sevilla (UPRUS en adelante) de la Universidad de Sevilla fue creada el 1 de febrero de 2004 mediante una Resolución de la Gerencia, adscribiéndose al Servicio de Prevención de Riesgos Laborales (SPRL en adelante). En febrero de 2008 fue autorizada por el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) como Servicio de Protección Radiológica propio de la Universidad. El objeto principal de la Protección Radiológica es asegurar un nivel apropiado de protección al hombre y al medio ambiente sin limitar de forma indebida las prácticas beneficiosas de la exposición a las radiaciones. Este objetivo no sólo se puede conseguir mediante la aplicación de conceptos científicos. Es necesario establecer unas normas que garanticen la prevención de la incidencia de efectos biológicos deterministas (manteniendo las dosis por debajo de un umbral determinado) y la aplicación de todas las medidas razonables para reducir la aparición de efectos biológicos estocásticos (probabilísticos) a niveles aceptables. Para conseguir estos objetivos, se deben aplicar los principios del Sistema de Protección Radiológica propuestos por la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP):
‐ Los diferentes tipos de actividades que implican una exposición a las radiaciones ionizantes deben estar previamente justificados por las ventajas que proporcionen, frente al detrimento que puedan causar.
‐ Las dosis individuales, el número de personas expuestas y la probabilidad de que se produzcan exposiciones potenciales, deberán mantenerse en el valor más bajo que sea razonablemente posible, teniendo en cuenta factores económicos y sociales.
‐ La suma de dosis recibidas y comprometidas no debe superar los límites de dosis establecidos en la legislación vigente, para los trabajadores expuestos, las personas en formación, los estudiantes y los miembros del público.
Esta limitación no se aplica a ninguna de las exposiciones siguientes:
‐ La exposición de personas durante su propio diagnóstico o tratamiento médico. ‐ La exposición deliberada y voluntaria de personas, cuando ello no constituya parte de
su ocupación, para ayudar o aliviar a pacientes en diagnóstico o tratamiento médico. ‐ La exposición de voluntarios que participen en programas de investigación médica y
biomédica. De acuerdo con la legislación europea y nacional se deben establecer requisitos relativos a:
‐ Funciones, responsabilidades y cualificaciones del personal involucrado en las instalaciones.
‐ Equipamiento. ‐ Procedimientos. ‐ Actividades desarrolladas.
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1.1 OBJETO DEL MANUAL
El objeto de este Manual General es establecer las directrices para la aplicación de la normativa básica relativa a la protección contra los riesgos derivados de la exposición a la radiación ionizante, específicamente a las instalaciones radiactivas y radiológicas universitarias, sus trabajadores expuestos, los pacientes y los miembros del público. Para adoptar las recomendaciones de 1990 de la Comisión Internacional de Protección Radiológica (Publicación ICRP‐60), la Comisión Europea modificó su normativa (Directiva 96/29/Euratom y Directiva 97/43/Euratom) y en consecuencia, dado que la transposición de las Directivas comunitarias es obligatoria para los países miembros, fue necesario modificar, entre otros, el Reglamento de Protección Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes (R.D. 783/2001 de 6 de Julio de 2001), modificado por el R.D. 1439 de 5‐11‐2010. En este Manual se establecen los siguientes aspectos:
‐ El marco de desarrollo de la protección radiológica en dichas instalaciones, de modo que se cumplan los tres principios citados en el apartado anterior.
‐ La unificación de los criterios básicos en lo referente a la protección contra los riesgos derivados de la exposición a las radiaciones.
‐ La determinación de las líneas de responsabilidad del personal de las instalaciones. ‐ El establecimiento de las actuaciones básicas a llevar a cabo, tanto por los
trabajadores expuestos, como por las Instalaciones, Centros, Servicios, Unidades o personas responsables de conseguir estos objetivos y del cumplimiento de la legislación vigente, determinando la relación entre ellos.
1.2 ÁMBITO DE APLICACIÓN DEL MANUAL
Será de aplicación a todo el personal que utilice equipos emisores de radiación ionizante o material radiactivo, o que esté involucrado en su adquisición, mantenimiento o en cualquier otra actividad relacionada con dichos equipos o materiales.
1.3 DISPONIBILIDAD DEL MANUAL
Una copia del Manual de Protección Radiológica estará disponible en la Gerencia de la Universidad, en las diferentes instalaciones radiactivas y radiológicas, en los Decanatos o Direcciones de Centros en que se encuentren las instalaciones, en la propia UPRUS y en el SPRL. Tendrán conocimiento y acceso al Manual todos los trabajadores expuestos y/o relacionados con actividades que impliquen riesgo radiológico, por lo que se les comunicará su existencia y contenido antes de ocupar su puesto de trabajo.
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1.4 REVISIÓN DEL MANUAL
1.4.1 Objeto de las revisiones
Este Manual estará sometido a revisión con el fin de perfeccionar los métodos o procedimientos que conduzcan a un logro mejor de los objetivos de la Protección Radiológica. 1.4.2 Frecuencia de las revisiones Este Manual deberá someterse a revisión:
‐ Siempre que se modifique la legislación nacional o autonómica en esta materia. ‐ Cuando las circunstancias lo aconsejen debido a una modificación en las
recomendaciones o protocolos de organismos internacionales o nacionales vinculados con la Protección Radiológica.
Si se estima oportuno a la vista de la experiencia adquirida en la puesta en práctica de los procedimientos de este Manual, o porque la mejor evidencia científica así lo recomiende. 1.4.3 Procedimiento a seguir Cualquier modificación del Manual deberá ser realizada por la UPRUS y aprobada por el Ilmo. Sr. Gerente, como máximo responsable y representante del Titular en la Universidad de Sevilla. En cualquier caso, cualquier modificación deberá ser remitida al CSN para su apreciación favorable. 2. ORGANIZACIÓN Y RESPONSABILIDADES 2.1 INTRODUCCIÓN Conseguir los objetivos de la Protección Radiológica es una tarea en la que están involucrados todos los estamentos de cada Centro: las personas que ostentan la autoridad en los órganos de Dirección y Gestión, los profesionales dedicados al ejercicio de la protección radiológica y los trabajadores, expuestos o no a las radiaciones ionizantes. Del conocimiento de sus obligaciones y del estricto cumplimiento de las normas con relación a dichos objetivos dependerá la disminución del riesgo, con el consiguiente beneficio, tanto para el personal profesionalmente expuesto, pacientes en instalaciones sanitarias, y miembros del público. 2.2 FUNCIONES Y RESPONSABILIDADES EN MATERIA DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Las funciones y responsabilidades en materia de Protección Radiológica de los distintos profesionales implicados son:
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2.2.1 Gerencia de la Universidad de Sevilla El Ilmo. Sr. Gerente, como representante del Titular de la Institución, el Magfco. Sr. Rector, es responsable legal de que se sigan las normas contenidas en este Manual, de que se cumplan las disposiciones legales vigentes sobre Protección Radiológica y de que se instruya e informe al personal, en el ámbito de su responsabilidad, en los aspectos relacionados con dicha materia. Asimismo, es el responsable de la coordinación de los distintos Centros y Servicios universitarios implicados en la gestión, utilización y mantenimiento de las instalaciones radiactivas y radiológicas. A la UPRUS se comunicarán los movimientos de personal (altas, bajas y traslados) producidos en las instalaciones radiactivas y radiológicas, de forma que se permita adoptar las medidas necesarias para su adscripción o baja en la instalación correspondiente. En las inspecciones preceptivas que los funcionarios del CSN realicen al Centro, vendrá obligado a facilitar el acceso, la documentación y los medios necesarios para el cumplimiento de su misión. Aunque la responsabilidad final no puede delegarse, el Gerente atribuirá al Jefe de la UPRUS la autoridad necesaria para velar por el cumplimiento de las normas establecidas en este Manual, y que obligan a todos los miembros de los distintos Centros y Servicios de la Universidad.
2.2.2 Dirección de Recursos Humanos El Director de Recursos Humanos establecerá, en colaboración con el UPRUS la metodología más apropiada para la incorporación de los trabajadores expuestos en sus puestos de trabajo, en cumplimiento de lo establecido en este Manual. 2.2.3 Servicios Universitarios
‐ PAS Laboral y Funcionario, PDI Los directores de estos Servicios, de acuerdo con sus atribuciones, son responsables del cumplimiento de las normas establecidas en este Manual en lo relativo a la contratación del personal que vaya a ser destinado a Centros con riesgo radiológico.
‐ Patrimonio Responsable del cumplimiento de las normas establecidas en este Manual en lo relativo a la adquisición de equipos productores de radiaciones ionizantes, materiales radiactivos y resto de la dotación que comporte el correcto funcionamiento de una instalación radiactiva.
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‐ Obras y Proyectos y Mantenimiento Responsables del cumplimiento de las normas establecidas en este Manual en lo relativo a las obras, centralizadas o descentralizadas, así como el mantenimiento que afecte a las instalaciones con riesgo radiológico.
2.2.4 Directores de Centros y Departamentos Universitarios Deben establecer la organización y las líneas de responsabilidad dentro de sus Centros o Departamentos, en lo relativo a su funcionamiento como instalación radiactiva. Así mismo deben coordinar con el Jefe de la UPRUS las actividades que dicha Unidad debe realizar en su instalación, facilitándole el acceso a los equipos y la documentación necesaria para el desarrollo de sus funciones. 2.2.5 Personal de las instalaciones radiactivas Todas las personas que trabajen en una instalación radiactiva deben estar formadas y capacitadas para ello. Aquellas que, en virtud de su puesto de trabajo, manipulen los dispositivos de control de la instalación y/o el material radiactivo o dirijan dichas manipulaciones, deben estar provistas de la correspondiente acreditación (en el caso de una instalación de rayos X con fines de diagnóstico médico) o licencia de operador o supervisor (en el caso de instalaciones radiactivas), ambas concedidas por el CSN. Quedan exceptuadas de la obligación de disponer de las citadas licencias los estudiantes en formación o personas que realicen trabajos de investigación en los que eventualmente se utilice material radiactivo o equipos productores de radiación ionizante, con las siguientes condiciones:
‐ Siempre que dicha utilización sea eventual. En otro caso, deberán solicitar la correspondiente licencia acreditativa.
‐ Siempre que los trabajos se realicen bajo la dirección de un supervisor u operador de la instalación que se responsabilizará de su trabajo.
‐ Siempre que hayan recibido la correspondiente formación en Protección Radiológica
adecuada a la instalación en que trabajen.
Las responsabilidades y funciones de supervisores y operadores son las siguientes: a) Supervisor de instalación radiactiva o Titulado que dirija una instalación de rayos X
con fines de diagnóstico médico:
En virtud de su licencia o acreditación, está capacitado para dirigir el funcionamiento de la instalación y las actividades de los operadores, siendo responsable de tener actualizado el Diario de Operación.
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Como responsable directo del funcionamiento de la instalación, está obligado a cumplir y hacer cumplir las normas especificadas en este Manual, en el Reglamento de Funcionamiento, en el Plan de Emergencia y en cualquier otro documento oficialmente aprobado. Tiene autoridad para detener, en cualquier momento, el funcionamiento de la instalación, si estima que se han reducido las condiciones de seguridad radiológica, comunicándolo inmediatamente a la UPRUS. Para autorizar la reanudación de su funcionamiento deberá tener constancia explícita de que se han restablecido dichas condiciones de seguridad radiológica, con la aprobación de la UPRUS. En caso de emergencia adoptará las medidas que estime oportunas, de acuerdo con los Planes de Emergencia aprobados, dejando constancia de ellas y comunicándolo a la mayor brevedad posible a la UPRUS. Participará activamente con el UPRUS en la elaboración de la documentación preceptiva de la instalación y elaborará el informe anual de la instalación. Comunicará a la UPRUS, previamente a su aplicación, las nuevas técnicas o la modificación de las existentes que puedan influir en las condiciones de seguridad radiológica.
b) Operador de instalación radiactiva o de rayos X con fines de diagnóstico médico:
Tanto en el caso del radiodiagnóstico, como en el de las instalaciones radiactivas médicas, su acreditación o licencia de operación, respectivamente, se concede a efectos de dejar constancia de su cualificación en materia de protección radiológica, sin perjuicio de otras titulaciones requeridas en cada caso, para el mejor desempeño en su puesto de trabajo. En virtud de su licencia o acreditación está capacitado, bajo la dirección de un supervisor (en el caso de una instalación radiactiva), o de un titulado que dirija la instalación (en el caso del radiodiagnóstico), para manipular los dispositivos de control de los equipos y/o el material radiactivo de la instalación. Esta licencia o acreditación es obligatoria, sin perjuicio de la titulación que, por otros motivos, también pueda ser exigible, como ya se ha mencionado. Tendrá autoridad para detener en cualquier momento el funcionamiento de la instalación si estima que se han reducido las condiciones de seguridad y le es imposible informar al supervisor de esta circunstancia con la prontitud requerida.
c) Personas sin acreditación ni licencia:
Toda persona que, sin necesitar licencia ni acreditación, trabaje en una instalación deberá conocer y cumplir las normas de protección contra las radiaciones ionizantes así como su actuación en caso de emergencia.
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2.2.6 Servicio de Prevención de Riesgos Laborales Las diferentes áreas del SPRL colaborarán con la UPRUS para la determinación y evaluación de los riesgos derivados del uso de radiaciones ionizantes que puedan afectar a la seguridad y a la salud de los trabajadores. Esta colaboración se hará extensiva a la formación e información de los mismos. 2.2.7 Trabajadores externos De acuerdo con el Real Decreto 413/1997, se entiende por trabajador externo cualquier trabajador clasificado como expuesto que efectúe una intervención de cualquier carácter, en la zona controlada de una instalación radiactiva, y que esté empleado de forma temporal o permanente por una empresa externa a la Universidad. La empresa externa deberá hallarse inscrita en el Registro de Empresas Externas, que a tal efecto fue constituido por el CSN, y será la responsable de la Protección Radiológica de sus trabajadores. El Titular exigirá a la empresa externa que intervenga en la instalación radiactiva, que satisfaga los requisitos establecidos en la legislación al respecto. En particular, del artículo 24 de la Ley 31/1995 de 9 de noviembre, de Prevención de Riesgos Laborales, en materia de coordinación de actividades preventivas. Todo trabajador externo tiene la obligación de colaborar con los responsables de la protección radiológica, tanto de su empresa como propios de la instalación, en su protección contra las radiaciones ionizantes, cumpliendo las normas establecidas por los mismos y las legalmente aprobadas. 2.2.8 Jefe de la Unidad de Protección Radiológica Las funciones del Jefe de la UPRUS son encomiendas, en virtud del artículo 23 del Reglamento de Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes, de las que, en materia de Protección Radiológica, tiene asignadas el Titular de la instalaciones radiactivas de la Universidad. Las misiones y obligaciones de la UPRUS y del Jefe de la Unidad se incluyen en el siguiente apartado. 2.3 LA UNIDAD DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Según el Reglamento de Protección Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes (R.D. 783/2001), el CSN, considerando el riesgo radiológico existente, podrá requerir al Titular de las instalaciones para que disponga de un Servicio de Protección Radiológica (SPR) con el fin de proporcionarle asesoramiento específico en protección radiológica y encomendarles las
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funciones en esta materia que en ellos recae según el Reglamento antes mencionado. La Instrucción de Seguridad IS‐08 del CSN (2005) establece asimismo los criterios aplicados para exigir el asesoramiento específico en Protección Radiológica a los titulares de las instalaciones radiactivas. 2.3.1 Datos de contacto Para contactar con la UPRUS pueden dirigirse a:
‐ Servicio de Prevención de Riesgos Laborales. Unidad de Protección Radiológica. Facultad de Enfermería, Fisioterapia y Podología. C/ Avicena s/n. 41009 Sevilla.
‐ Tel.: 954 48 61 63 ‐ Correo electrónico: [email protected] ‐ Sitio web: Intranet de Recursos Humanos Prevención Unidad de Protección
Radiológica, identificándose con el UVUS para tener acceso a todos los contenidos: https://recursoshumanos.us.es/intranet/index.php?page=unidad_radiologica/
2.3.2 Organización La Unidad de Protección Radiológica de la Universidad de Sevilla está autorizada como Servicio de Protección Radiológica (SPR) propio por el Consejo de Seguridad Nuclear desde el 14 de febrero de 2008. Está constituida y organizada jerárquicamente de la siguiente manera:
‐ Un Titulado Superior, en quien recae la responsabilidad de Jefe del SPR, y que está en posesión del diploma correspondiente expedido por el Consejo de Seguridad Nuclear.
‐ Técnicos especialistas, que colaborarán activamente con el Jefe del SPR en el
desempeño de sus funciones.
‐ Personal Administrativo encargado de las tareas de archivo y control de la documentación gestionada por el SPR.
La UPRUS restringirá su ámbito de actuación al área de cobertura otorgada por el CSN y especificada en su autorización. No obstante, y con carácter asesor, podrá intervenir en terceros centros, siempre con permiso previo de la Gerencia de la Universidad, y en los cuales no pueden ser ejercidas las funciones encomendadas por la legislación. 2.3.3 Dependencia Dentro del organigrama de la Universidad de Sevilla, y tal como se recoge en el apartado 2.2.1 de este Manual, la UPRUS depende funcionalmente de forma directa del Titular de las instalaciones a través del Ilmo. Sr. Gerente de la Universidad de Sevilla (a efectos del artículo 24.2 del Reglamento de Protección Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes). Asimismo, se relaciona también con la Dirección General de Infraestructuras a efectos de autorizaciones, modificaciones y gastos de las instalaciones radiactivas.
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Como se cita en la Introducción, el SPR funciona operativamente como una Unidad adscrita al Servicio de Prevención de Riesgos Laborales de la Universidad (Unidad de Protección Radiológica de la Universidad de Sevilla). Por ello mantiene una estrecha relación con el Director del Servicio y el Director del Secretariado de Prevención de Riesgos Laborales, en todos los temas comunes de evaluación de riesgos laborales, vigilancia médica de la salud de los trabajadores profesionalmente expuestos, procedimientos, formación, etc. En la figura siguiente se muestra el organigrama de la Unidad en la Universidad de Sevilla.
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2.3.4 Funciones y obligaciones La UPRUS es responsable de la vigilancia del cumplimiento de la legislación vigente en materia de protección radiológica además de la normativa propia y la establecida en los Reglamentos de funcionamiento de las distintas instalaciones. Las principales misiones de la UPRUS serán: • Evaluar y emitir informes en materia de protección radiológica en los siguientes casos:
‐ Construcción y/o modificación de instalaciones radiactivas y radiológicas.
‐ Actividad con nuevas fuentes o técnicas, así como modificación de las condiciones de trabajo con las mismas.
‐ Comprobación periódica de la eficacia de los dispositivos y procedimientos de
protección establecidos.
‐ Estudio de los riesgos radiológicos derivados del funcionamiento de las instalaciones y de las actividades que en ellas se desarrollan.
‐ Participación en los procesos de adquisición del equipamiento radiológico.
‐ Establecimiento de normas, instrucciones y procedimientos específicos sobre
protección radiológica, aplicables a las actividades realizadas en las instalaciones.
‐ Colaboración con los responsables de las distintas instalaciones en el establecimiento de procedimientos y en el desarrollo de programas de control y garantía de calidad en materia de protección radiológica, descritos en el presente manual.
‐ Asesoramiento a los responsables y a los supervisores de las instalaciones que
utilizan radiaciones ionizantes.
‐ Información sobre optimización, de las técnicas nuevas o de los proyectos de investigación que impliquen el uso de radiaciones ionizantes.
‐ Investigación de las causas de las anomalías, incidencias y accidentes que pudieran
producirse en las instalaciones, como por ejemplo superaciones de límites de dosis establecidos y niveles de referencia.
‐ Colaboración en la preparación de los Planes de Emergencia de las instalaciones.
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• Vigilancia operacional
‐ Realizar la vigilancia radiológica de los trabajadores expuestos decidiendo las técnicas y procedimientos a emplear teniendo en cuenta los principios de optimización.
‐ Realizar la vigilancia radiológica de las instalaciones y de las actividades en ellas
realizadas, decidiendo el tipo y frecuencia de las medidas a efectuar.
‐ Gestionar y realizar la vigilancia radiológica de los residuos radiactivos, sólidos y líquidos generados en las instalaciones, decidiendo el tipo y frecuencia de las medidas.
‐ Realizar la calibración y comprobación periódica del buen estado y funcionamiento
de los instrumentos de medida.
‐ Vigilar la actividad de los trabajadores externos en las instalaciones radiactivas, velando por el cumplimiento de lo dispuesto en el RD 413/1997 sobre medidas de protección radiológica para trabajadores externos en zona controlada.
‐ Establecer los niveles de referencia de los parámetros a medir en los distintos
procedimientos de vigilancia radiológica.
‐ Clasificar y señalizar las zonas con riesgo radiológico de las instalaciones.
‐ Clasificar a los trabajadores expuestos en función de su riesgo radiológico.
‐ Realizar o supervisar los resultados de los controles de calidad pertinentes en el equipamiento en las instalaciones rayos X con fines de diagnóstico médico.
‐ Establecer las circunstancias en las cuales se ha de definir el cese de la operación de
una instalación o desarrollo de una práctica, por incumplimiento de las normas de protección radiológica o por la aparición de riesgos radiológicos no aceptables.
• Documentación, registros y controles administrativos
‐ Elaborar los procedimientos específicos aplicables a las actividades de la UPRUS.
‐ Registrar los datos recogidos en los programas de vigilancia radiológica del personal, de las instalaciones, de las operaciones y de los efluentes radiactivos.
‐ Archivar los historiales dosimétricos individuales de los trabajadores expuestos de las
instalaciones. Conocer la categoría de aptitud de los trabajadores expuestos y sus modificaciones como consecuencia de los reconocimientos médicos realizados por el
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Servicio de Prevención de Riesgos Laborales.
‐ Controlar la aptitud médica de los trabajadores expuestos y sus modificaciones como consecuencia de los reconocimientos médicos realizados por el área médica del SPRL.
‐ Disponer del historial dosimétrico previo de los trabajadores expuestos que se
incorporen a las instalaciones.
‐ Entregar una copia de su historial dosimétrico al trabajador, cuando se produzca un cese de empleo en las instalaciones con riego radiológico.
‐ Disponer de un inventario de las fuentes radiactivas de las instalaciones
permanentemente actualizado, que por su naturaleza lo requieran.
‐ Conocer en cada instalación las fuentes radiactivas utilizadas, así como su actividad.
‐ Disponer de copia registrada de la documentación preceptiva que se envíe desde/a los organismos competentes.
• Formación en materia de Protección Radiológica
‐ Comprobar la adecuada formación de los profesionales que se incorporen a una instalación radiactiva, así como de la posesión de la correspondiente licencia o acreditación.
‐ Organizar y participar en diferentes cursos y seminarios relacionados directamente
con la Protección Radiológica.
‐ Colaboración, de acuerdo con lo establecido en los Programas de Garantía de Calidad de cada una de las unidades asistenciales, en la formación, información e instrucción de los trabajadores expuestos, en un nivel adecuado a su responsabilidad y al riesgo de exposición a las radiaciones ionizantes en su puesto de trabajo a los estudiantes, previo al inicio de su actividad.
‐ Establecer la formación continuada, cuando corresponda, de programas de garantía
de calidad en las diferentes unidades asistenciales, en los que se contemple la formación continuada del personal.
2.3.5 Funciones del Jefe de la UPRUS
‐ Asesorar a la Gerencia, Directores de Centro, de Departamento y supervisores en materia de Protección Radiológica y mantenerle informado de sus obligaciones respecto a la normativa legal vigente, poniendo en su conocimiento todas las deficiencias que puedan incidir en la seguridad de las instalaciones y en la protección
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de los trabajadores expuestos, miembros del público y pacientes.
‐ Vigilar el cumplimiento de las normas establecidas en este Manual.
‐ Establecer las actividades de la UPRUS y supervisar el cumplimiento de los procedimientos específicos que regulan el funcionamiento del mismo y su cumplimiento.
‐ Visar dictámenes, evaluaciones e informes emitidos, en relación con las misiones de
la UPRUS.
‐ Certificar los historiales dosimétricos de los trabajadores expuestos.
‐ Comunicar por escrito, a los responsables jerárquicos de las instalaciones y prácticas, de las circunstancias que aconsejan o exigen la paralización de las mismas por incumplimiento de las normas de Protección Radiológica o la existencia de riesgos radiológicos indebidos, dando cuenta a los Titulares, si es el caso.
Otras actuaciones que son competencia del Jefe de la UPRUS son:
‐ Establecer una vía de comunicación fluida para la transmisión de información y documentación necesaria para el cumplimiento de las misiones de la UPRUS con los Responsables de las diferentes instalaciones, de acuerdo con lo establecido por este Manual y en los procedimientos específicos aplicables.
‐ Tener conocimiento y, a ser posible, estar presente durante las inspecciones del CSN
así como tener constancia y conocimiento de los informes y comunicaciones que remita dicho Organismo.
‐ Informar sobre las medidas de Protección Radiológica a los trabajadores que, sin
necesitar licencia, operen en una instalación con riesgo radiológico, ya que están obligados a conocer y cumplir las normas de protección contra las radiaciones ionizantes. Deben conocer, asimismo sus actuaciones en caso de emergencia. Los programas de formación habrán de establecerse según los criterios previamente aprobados por el CSN.
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3. IDENTIFICACIÓN DE LAS INSTALACIONES RADIACTIVAS Y RADIOLÓGICAS DE LA UNIVERSIDAD DE SEVILLA
A la fecha de revisión de este Manual, la UPRUS da cobertura a tres instalaciones radiactivas de segunda categoría, nueve de tercera categoría, y dos de radiodiagnóstico con fines médicos. En el Anexo D de este Manual se incluyen los planos de dichas instalaciones, donde se puede encontrar la siguiente información:
‐ Situación general en el edificio en que se encuentre la instalación. ‐ Dependencias que forman parte de la instalación autorizada. ‐ Ubicación de los dosímetros de área. ‐ Localización de los puntos de medida para el control de la radiación ambiental y de la
contaminación superficial (donde sea aplicable). 3.1 INSTALACIONES DE TERCERA CATEGORÍA. LABORATORIOS CON FUENTES RADIACTIVAS NO ENCAPSULADAS
PARA INVESTIGACIÓN Y DOCENCIA. • Facultad de Farmacia
‐ Número de instalación: IR/SE‐48/90 (IRA 1775). ‐ Dependencias autorizadas: Laboratorio y almacén de material y residuos. ‐ Radioisótopos autorizados en forma encapsulada: 137Cs (1.11 kBq ‐ 30 μCi). ‐ Radioisótopos autorizados en forma no encapsulada:
Radioisótopo
Actividad
MBq mCi 3H 296 8
14C 296 8
22Na 14.8 0.4
32P 100 2.7
36Cl 37 1
35S 296 8
86Rb 74 2
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• Departamento de Bioquímica vegetal y Biología Molecular. Facultad de Química
‐ Número de instalación: IR/SE‐50/90 (IRA 1769). ‐ Dependencias autorizadas: Laboratorio de investigación. ‐ Radioisótopos autorizados en forma no encapsulada:
Radioisótopo Actividad
MBq mCi 3H 150 4
14C 75 2
32P 150 4
35S 296 8
• Departamento de Fisiología. Facultad de Medicina ‐ Número de instalación: IR/SE‐54/93 (IRA 1941). ‐ Dependencias autorizadas: Laboratorios de prácticas Física médica (semisótano), y de investigación (planta baja).
‐ Radioisótopos autorizados en forma encapsulada: • 22Na (74 kBq, exenta). • 60Co (Una de 74 kBq, exenta, y dos de 3.7 MBq). • 90Sr (dos fuentes de 74 kBq). • 137Cs (dos fuentes de 3.7 MBq). • 241Am (dos fuentes de 74 kBq).
‐ Radioisótopos autorizados en forma no encapsulada:
Radioisótopo
Actividad
MBq mCi
32P 80 2.16
33P 80 2.16
35S 370 10
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• Departamento de Genética. Facultad de Biología ‐ Número de instalación: IR/SE‐57/93 (IRA 1974). ‐ Dependencias autorizadas: Laboratorio 141. ‐ Radioisótopos autorizados en forma no encapsulada:
Radioisótopo
Actividad
MBq mCi 3H 1000 27
14C 74 2
32P 74 2
33P 1000 27
35S 1500 41
• Departamento de Bioquímica Médica y Biología Molecular. Facultad de Medicina ‐ Número de instalación: IR/SE‐61/93 (IRA 2055). ‐ Dependencias autorizadas: Laboratorio de investigación. ‐ Radioisótopos autorizados en forma no encapsulada:
Radioisótopo
Actividad
MBq mCi 3H 148 4
14C 148 4
32P 100 2.7
125I 250 6.75
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• Departamento de Biología Celular. Facultad de Biología ‐ Número de instalación: IR/SE‐090/00 (IRA 2312). ‐ Dependencias autorizadas: Laboratorio general, sala recuento de muestras y laboratorio de irradiación con rayos X.
‐ Equipo autorizado de rayos X: Irradiador Philips 307 MU‐15F (100 kV, 30 mA). ‐ Radioisótopos autorizados en forma no encapsulada:
Radioisótopo
Actividad
MBq mCi 3H 185 5
32P 74 2
35S 185 5
125I 37 1
3.2 INSTALACIONES DE TERCERA CATEGORÍA. LABORATORIOS CON FUENTES RADIACTIVAS ENCAPSULADAS Y EQUIPOS GENERADORES DE RADIACIÓN PARA INVESTIGACIÓN Y DOCENCIA.
• Departamento de Pintura. Facultad de Bellas Artes ‐ Número de instalación: IR/SE‐083/93 (IRA 2436). ‐ Dependencias autorizadas: Sala de radiografía de objetos. ‐ Equipo autorizado de rayos X: Siemens, modelo Polymobil III (100 kV, 40 mA).
• Departamento de Física de la Materia Condensada. Facultad de Física
‐ Número de instalación: IR/SE‐086/99 (IRA 2440). ‐ Dependencias autorizadas: Dos laboratorios para estudios de difracción con rayos X (sin uso) y otro para espectroscopia Mössbauer.
‐ Equipo para espectroscopia Mössbauer: Wissel, modelo MB‐500. Incorpora fuente radiactiva encapsulada de 57Co (925 MBq, 25 mCi).
• Departamento de Cristalografía, Mineralogía y Química Agrícola. Facultad de Química ‐ Número de instalación: IR/SE‐112/11 (IRA 3129). ‐ Dependencias autorizadas: Laboratorio de rayos X, planta tercera. ‐ Equipo de fluorescencia con rayos X: AMPTEK‐Mini X.
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3.3 INSTALACIONES DE SEGUNDA CATEGORÍA. LABORATORIOS CON FUENTES RADIACTIVAS Y EQUIPOS GENERADORES DE RADIACIÓN PARA INVESTIGACIÓN Y DOCENCIA.
• Departamento de Física Atómica, Molecular y Nuclear. Facultad de Física ‐ Número de instalación: IR/SE‐45/89 (IRA 1659). ‐ Dependencias autorizadas: Laboratorio de radioquímica. Laboratorio de radioisótopos. Laboratorio de fluorescencia con rayos X.
‐ Equipos de fluorescencia con rayos X: Cuatro equipos AMPTEK, uno Eclipse III y tres Mini‐X.
‐ Radioisótopos autorizados en forma encapsulada: • 55Fe: Tres fuentes. • 57Co: Una fuente. • 59Fe: Dos fuentes. • 109Cd: Tres fuentes. • 137Cs: Once fuentes. • 241Am: Siete fuentes.
‐ Radioisótopos autorizados en forma no encapsulada:
Radioisótopo
Actividad Radioisótopo
Actividad
MBq μCi MBq μCi
3H* 5 130 208Po 0.037 1
14C*
2.22 60 209Po 0.037
1
89Sr*
2.22 60 226Ra 0.37 10
90Sr
3.7x10‐3 0.1 229Th 4.8x10‐3
0.13
99Tc*
0.222 6 232U* 0.01
0.27
133Ba*
0.150 4 239Pu 0.0213
0.577
134Cs
7.4 200 241Am 0.1
2.7
137Cs
1 27 242Pu* 3.7x10‐3
0.1
152Eu
1.18 32 243Am 3.7x10‐3
0.1
* Cantidades exentas de declaración.
• CITIUS ‐ Número de instalación: IR/SE‐107/10 (IRA 3053). ‐ Dependencias autorizadas:
• Laboratorio de rayos X (planta primera): Equipo de microfluorescencia con rayos X EDAX Eagle III, y equipo portátil de fluorescencia con rayos X XMET‐7500.
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• Laboratorio de datación por luminiscencia (planta sótano): Risø TL/OSL‐DA‐20 C/D, con una fuente encapsulada de 90Sr de 1.48 GBq.
• Centro Nacional de Aceleradores (CNA) ‐ Número de instalación: IR/SE‐073/95 (IRA 2193). ‐ Dependencias autorizadas: ‐ Sala acelerador tándem. ‐ Sala acelerador ciclotrón, línea externa, laboratorios de radiofarmacia. ‐ Sala de escáner microPET/TAC. ‐ Sala escáner PET/TAC. ‐ Sala acelerador Tandetrón. ‐ Sala acelerador MICADAS. ‐ Sala irradiador de 60Co Gammabeam X200 ‐ Laboratorio fluorescencia con rayos X ‐ Almacén de radioisótopos.
‐ Aceleradores de partículas autorizados: ‐ Tándem Van de Graaff marca NEC, modelo Pelletron 9SDH‐2 (3 MV). ‐ Tandetrón Cockcroft‐Walton marca HVE, modelo 4110Bo‐AMS (1 MV). ‐ Ciclotrón marca IBA, modelo Cyclone 18/9 (18 MeV). ‐ Tándem MICADAS (ETH Zurich).
‐ Equipos de rayos X para estudios de fluorescencia: ‐ EIS XRG 50 (50 kV, 1 mA).
‐ EIS XRS 38 (38 kV, 0.3 mA). ‐ IFG‐IMOX/1 (50 kV, 1 mA), dos equipos.
‐ Tomógrafos para animales: ‐ MicroPET Philips Mosaic. ‐ MicroTAC Bioscan NanoCT.
‐ Tomógrafo PET/TAC para humanos: ‐ Siemens mCT‐64.
‐ Radioisótopos autorizados en forma encapsulada existentes para fluorescencia: ‐ 241Am: Fuente puntual, 3.7 GBq (100 mCi). ‐ 241Am: Fuente anular, 3.7 GBq (100 mCi). ‐ 109Cd: Fuente anular, 740 MBq (20 mCi).
‐ Radioisótopos autorizados en forma encapsulada existentes para calibración de activímetros: ‐ 60Co: 10 MBq (0.27 mCi). ‐ 137Cs: 10 MBq (0.27 mCi), tres fuentes.
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‐ Radioisótopos autorizados en forma encapsulada existentes para verificación de monitores de contaminación superficial:
‐ 14C: 2.25 kBq. ‐ 22Na: 20 kBq. ‐ 60Co: 40 kBq. ‐ 137Cs: 50 kBq.
‐ Radioisótopos autorizados en forma encapsulada existentes para calibración y verificación tomógrafos microPET y PET: ‐ 22Na: 3.7 MBq (0.10 mCi). ‐ 137Cs: 370 MBq (10 mCi). ‐ 68Ge: Cuatro fuentes lineales de 46 MBq (1.25 mCi cada una) y dos cilíndricas de 93 MBq (2.5 mCi).
‐ Radioisótopos autorizados en forma encapsulada para el irradiador: ‐ 60Co: 444 TBq (12000 Ci). ‐ 90Sr: 30 MBq.
‐ Radioisótopos autorizados para producir en el ciclotrón (actividad por bombardeo): ‐ 11C : 92.5 GBq (2.5 Ci). ‐ 13N : 14.8 GBq (400 mCi). ‐ 15O : 13 GBq/minuto(350 mCi/min). ‐ 18F‐ : 185 GBq (5 Ci). ‐ 18F2 : 11 GBq (3000 mCi).
‐ Radioisótopos autorizados para terapia y diagnóstico: ‐ 90Y : 11 GBq. ‐ 111In : 0.37 GBq.
3.4 INSTALACIONES DE RAYOS X CON FINES DE DIAGNÓSTICO MÉDICO
En la actualidad, se encuentran inscritos en el Registro de instalaciones de rayos X con fines de diagnóstico médico los siguientes equipos situados en Centros de la Universidad de Sevilla:
• Facultad de Odontología: Trece equipos de radiología dental de película intraoral, y
dos equipos de radiología dental panorámica. Inscritos en el Registro de Instalaciones de Rayos X de Diagnóstico Médico con la referencia SE‐1488.
• Centro Docente de Fisioterapia y Podología. Área de Podología: Un equipo para radiografía podológica. Inscrito en el Registro de Instalaciones de Rayos X de Diagnóstico Médico con la referencia SE‐1505.
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4. CONCEPTOS BÁSICOS EN PROTECCIÓN RADIOLÓGICA 4.1 EL RIESGO DE EXPOSICIÓN A RADIACIONES IONIZANTES
Se denominan radiaciones ionizantes (RI) a las emisiones de partículas materiales o radiación electromagnética con energía suficiente para provocar la ionización de los átomos mayoritariamente presentes en materiales biológicamente importantes. El descubrimiento de posibles efectos nocivos para la salud del individuo expuesto y su descendencia, provocó que la Comunidad Internacional se preocupase de la prevención y reducción del riesgo de aparición de tales efectos. La exposición a RI puede provocar dos tipos de efectos:
• Efectos deterministas o no aleatorios: Son aquellos cuya aparición en un individuo se producen de manera certera tras rebasar un umbral de exposición conocido a RI.
• Efectos estocásticos o aleatorios: Son aquellos sobre los que no existe certeza de su aparición tras la exposición a radiación, y que se pueden manifestar, bien en el individuo expuesto, bien en su descendencia. Se acepta pues que la exposición a RI incrementa la probabilidad de aparición del efecto, pero no asegura su ocurrencia. No existe umbral de dosis para los mismos.
La Protección Radiológica tiene como finalidad proteger a los individuos, sus descendientes y la humanidad en su conjunto contra los riesgos derivados de las actividades humanas que puedan implicar la exposición a RI, permitiendo a la vez su uso seguro y controlado siempre que reporten un beneficio para la humanidad. El sistema actual de Protección Radiológica tiene pues como objetivo prevenir los efectos deterministas a la vez que se limita la probabilidad de aparición de los estocásticos hasta niveles aceptables en comparación con los riesgos derivados de otras actividades humanas. El sistema en vigor de la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP) se fundamenta en tres principios:
• Justificación de las exposiciones: Toda práctica o intervención con RI ha de estar previa y adecuadamente justificada, de forma que reporte un beneficio positivo para el individuo o la humanidad.
• Optimización de las exposiciones: Las exposiciones justificadas se realizarán de forma que se mantengan al nivel más bajo que sea razonablemente alcanzable.
• Limitación de dosis individuales: Las dosis recibidas por los individuos no excederán
los límites de dosis efectiva establecidos por la ICRP y adoptados por la Legislación vigente (Reglamento de Protección Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes ‐RPSCRI ‐, R.D. 783/2001).
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4.2 CLASIFICACIÓN DEL PERSONAL
Por razones de seguridad, vigilancia y control radiológico, las personas que trabajan en las instalaciones con riesgo radiológico se clasifican, en función de las condiciones en que realizan su trabajo, en:
‐ Trabajadores profesionalmente expuestos. ‐ Miembros del público.
4.2.1 Trabajadores profesionalmente expuestos Son personas que, por las circunstancias en que se desarrolla su trabajo, bien sea de modo habitual, bien de modo ocasional, están sometidas a un riesgo de exposición a las radiaciones ionizantes susceptible de entrañar dosis superiores a alguno de los limites de dosis para miembros del público. Los estudiantes y personas en formación, mayores de dieciocho años, que, durante sus estudios, se encuentren expuestos a radiaciones ionizantes, se consideran incluidos en esta categoría. Los trabajadores expuestos se clasifican a su vez en dos categorías: • Categoría A Pertenecen a esta categoría los que puedan recibir una dosis efectiva superior a 6 mSv por año oficial, o una dosis equivalente superior a 3/10 de los límites de dosis equivalente para el cristalino, la piel y las extremidades. La condición de trabajador expuesto de categoría A exige obligatoriamente:
‐ Superar el reconocimiento médico de ingreso y los reconocimientos periódicos. ‐ Haber recibido formación en Protección Radiológica. ‐ Utilizar obligatoriamente dosímetro individual que mida la dosis externa,
representativa de la totalidad del organismo siempre que realicen trabajos que supongan riesgos de exposición externa.
‐ Utilizar dosímetros adecuados en las partes potencialmente más afectadas, en el caso de riesgo de exposición parcial o no homogénea del organismo.
‐ Someterse a los controles dosimétricos pertinentes, en caso de existir riesgo de contaminación interna.
• Categoría B Pertenecen a esta categoría aquellos que es muy improbable que reciban dosis efectivas superiores a 6 mSv por año oficial, o a 3/10 de los límites de dosis equivalente para el cristalino, la piel y las extremidades.
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La condición de trabajador expuesto de categoría B exige obligatoriamente:
‐ Superar el reconocimiento médico establecido. ‐ Haber recibido formación en Protección Radiológica. ‐ Estar sometido a un sistema de vigilancia dosimétrica que garantice que las dosis
anuales recibidas son compatibles con su clasificación en categoría B. A cada trabajador expuesto le será abierto:
‐ Un protocolo médico individual, conteniendo los resultados del examen de salud previo a su incorporación a la instalación y los exámenes médicos periódicos y ocasionales.
‐ Un historial dosimétrico individual que, en el caso de personas de categoría A, debe contener como mínimo las dosis mensuales, las dosis acumuladas en cada año oficial y las dosis acumuladas durante cada período de 5 años oficiales consecutivos. En el caso de personas de categoría B, las dosis anuales determinadas, o estimadas, a partir de los datos de la vigilancia en el ambiente de trabajo.
4.2.2 Contratación y traslado de los trabajadores expuestos La UPRUS, conocidas las funciones asignadas a cada puesto de trabajo, realizará la valoración radiológica del mismo y su correspondiente clasificación, comunicándolo al SPRL. En virtud de dicha clasificación, las personas, al ser contratadas o trasladadas de Centro de trabajo, deben demostrar su aptitud desde el punto de vista médico y acreditar la formación adecuada para desempeñar tales puestos de trabajo. El Director de recursos humanos, conocida la aptitud médica, exigirá la capacitación o acreditación para aquellos puestos de trabajo que lo requieran, como paso previo a su contratación o traslado. Cuando, excepcionalmente, no exista personal con la capacitación o acreditación necesaria para desempeñar un puesto de trabajo, el Centro asumirá su formación bajo la supervisión de la UPRUS. Si el trabajador ya es o ha estado expuesto en otra instalación, deberá aportar su historial dosimétrico a la UPRUS. Una vez superados los requisitos anteriores, la UPRUS, en colaboración con el SPRL, arbitrará el procedimiento más oportuno para proporcionar al trabajador la información en Protección Radiológica adecuada a su instalación específica y a su puesto de trabajo y, en su caso, entregarle el dosímetro personal.
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4.2.3 Miembros del público Se consideran miembros del público:
‐ Los trabajadores no expuestos. ‐ Los trabajadores expuestos, fuera de su horario de trabajo. ‐ Los usuarios de las instituciones sanitarias mientras no estén siendo atendidos como
pacientes con fines diagnósticos o terapéuticos. ‐ Cualquier otro individuo de la población.
4.3 LÍMITES DE DOSIS
Los límites de dosis son valores que no deben ser sobrepasados, y se aplican a la suma de las dosis recibidas por exposición externa durante el período considerado, y de las dosis comprometidas a 50 años (hasta 70 años en el caso de niños) a causa de incorporaciones de radioisótopos, durante el mismo período. En el cómputo de las dosis totales, a efectos de comparación con los límites aplicables, no se incluirán las dosis debidas al fondo radiactivo natural, ni las derivadas de exámenes o tratamientos médicos que eventualmente puedan recibirse como pacientes. A más tardar el 6 de febrero de 2018 los Estados miembros de la Unión Europea deberán poner en vigor las directrices de la nueva Directiva Europea 2013/59/EURATOM del Consejo que, entre otras novedades, establece nuevos límites de dosis.
4.3.1 Límites de dosis para trabajadores expuestos Los límites de dosis para los trabajadores expuestos son los siguientes:
‐ Límite de dosis efectiva: Será de 100 milisieverts (mSv) durante todo período de cinco años oficiales consecutivos, sujeto a una dosis efectiva máxima de 50 mSv en cualquier año oficial. [Directiva 2013/59/EURATOM: 20 mSv en un único año cualquiera].
‐ Límite de dosis equivalente para el cristalino: Será de 150 mSv por año oficial. [Directiva
2013/59/EURATOM:20 mSv en un único año, o 100 mSv en cinco años consecutivos, con una dosis máxima de 50 mSv en un único año].
‐ Límite de dosis equivalente para la piel: Será de 500 mSv por año oficial. Dicho límite se
aplica a la dosis promediada sobre cualquier superficie de un centímetro cuadrado, con independencia de la zona expuesta. [Directiva 2013/59/EURATOM:Sin cambios].
‐ Límite de dosis equivalente para las manos, antebrazos, pies y tobillos: Será de 500 mSv por año oficial. [Directiva 2013/59/EURATOM: Para extremidades, 500 mSv en un año].
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4.3.1.1 Protección especial durante el embarazo y la lactancia Tan pronto como una mujer embarazada informe de su estado, por escrito, al SPRL‐UPRUS, la protección del feto debe ser comparable a la de los miembros del público y, por ello, las condiciones de trabajo deberán ser tales que las dosis al feto desde la notificación del embarazo al final de la gestación no excedan de 1 mSv. Este límite de dosis se aplica exclusivamente al feto y no es directamente comparable con la dosis registrada en el dosímetro personal de la trabajadora embarazada. Por ello, a efectos prácticos y para exposición a radiación externa, se puede considerar que 1 mSv al feto es comparable a una dosis de 2 mSv en la superficie del abdomen. La declaración de embarazo no implica que las mujeres gestantes tengan que evitar el trabajo en presencia de radiaciones o que deba prohibirse su acceso a zonas radiológicas. No obstante, las condiciones en que se realiza ese trabajo deben ser cuidadosamente evaluadas, de modo que se asegure la no superación del citado límite. Como recomendación se procurará destinar a la mujer gestante a puestos con exposición mínima, compatible con la legislación. Las mujeres en período de lactancia no desempeñarán trabajos con fuentes radiactivas no encapsuladas que supongan un riesgo significativo de contaminación interna.
4.3.1.2 Exposiciones especialmente autorizadas Cuando se presente una situación cuya solución haga necesario exponer a las personas al riesgo de recibir una dosis superior a algunos de los límites de dosis fijados para los trabajadores expuestos, la operación que implique este riesgo tendrá la consideración de exposición especialmente autorizada. La UPRUS indicará al responsable de la instalación de la necesidad de autorización expresa del CSN para llevar a cabo la mencionada operación, que podrá ser concedida o no, o sólo en determinadas condiciones. En cualquier caso, dichas exposiciones especialmente autorizadas deberán programarse de modo que se cumplan las siguientes condiciones:
‐ Sólo serán admitidos los trabajadores expuestos pertenecientes a la categoría A.
‐ No se autoriza la participación en exposiciones especialmente autorizadas a las mujeres embarazadas, a aquellas que en período de lactancia puedan sufrir una contaminación corporal, ni a las personas en formación o estudiantes.
El responsable de la instalación deberá justificar con antelación dichas exposiciones e informar razonadamente a los trabajadores involucrados, a sus representantes, al SPRL, a la UPRUS y a los supervisores de la instalación.
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Antes de participar en una exposición especialmente autorizada, los trabajadores deberán recibir la información adecuada sobre los riesgos que implique la operación y las precauciones que deberán adoptarse durante la misma. La participación de dichos trabajadores tendrá carácter voluntario. No tendrán la consideración de exposiciones especialmente autorizadas las intervenciones en caso de emergencias radiológicas, cuyas actuaciones serán las establecidas en los planes de emergencia de la instalación. La superación de los límites de dosis como consecuencia de exposiciones especialmente autorizadas no será, en sí misma, una razón para excluir al trabajador expuesto de sus ocupaciones habituales o cambiarlo de puesto de trabajo sin su consentimiento. Las condiciones de exposición posteriores deberán someterse al criterio del SPRL. 4.3.2 Límites de dosis para personas en formación y estudiantes Los límites de dosis para personas en formación y estudiantes que deban manejar fuentes de radiación por razón de sus estudios serán los siguientes:
‐ Para estudiantes mayores de dieciocho años: Los límites son los mismos que para los trabajadores expuestos.
‐ Para estudiantes entre dieciséis y dieciocho años: • Límite de dosis efectiva: Será de 6 mSv por año oficial. • Límite de dosis equivalente para cristalino: Será de 50 mSv por año oficial. [Directiva
2013/59/EURATOM:15 mSv/año]. • Límite para piel y extremidades: Será de 150 mSv por año oficial.
‐ Para estudiantes menores de dieciséis años: Los límites son los mismos que para los
miembros del público.
4.3.3 Límites de dosis para los miembros del público Los límites de dosis para los miembros del público son los siguientes:
‐ El límite de dosis efectiva será de 1 mSv por año oficial. No obstante, en circunstancias especiales, el CSN podrá autorizar un valor de dosis efectiva más elevado en un único año oficial, siempre que el promedio en cinco años oficiales consecutivos no sobrepase 1 mSv por año oficial.
Sin perjuicio de lo indicado en el apartado anterior:
‐ El límite de dosis equivalente para el cristalino es de 15 mSv por año oficial.
‐ El límite de dosis equivalente para la piel es de 50 mSv por año oficial. Dicho límite se
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aplica a la dosis promediada sobre cualquier superficie de un centímetro cuadrado, con independencia de la zona expuesta.
‐ El límite de dosis equivalente para las manos, antebrazos, pies y tobillos es de 50 mSv
por año oficial.
4.4 CLASIFICACIÓN DE ZONAS La UPRUS realizará la clasificación de los lugares de trabajo de acuerdo con la evaluación de las dosis anuales previstas, el riesgo de dispersión de la contaminación y la probabilidad y magnitud de exposiciones potenciales. A tal efecto, se identificarán y delimitarán todos los lugares de trabajo en los que exista la posibilidad de recibir dosis superiores a los límites de dosis establecidos para los miembros del público, y se establecerán las medidas de Protección Radiológica aplicables. Dichas medidas deberán adaptarse a la naturaleza de las instalaciones y de las fuentes, así como a la magnitud y naturaleza de los riesgos. El alcance de los medios de prevención y vigilancia, así como su naturaleza y calidad, deberán estar en función de los riesgos vinculados a los puestos de trabajo que impliquen una exposición a las radiaciones ionizantes.
4.4.1 Zona vigilada Aquella en la que existe probabilidad de recibir dosis superiores a los límites de dosis para los miembros del público, siendo muy improbable recibir dosis efectivas superiores a 6 mSv o dosis equivalentes superiores a los 3/10 de los límites de dosis equivalentes para el cristalino, piel y extremidades. 4.4.2 Zona controlada Aquella en la que existe probabilidad de recibir dosis efectivas superiores a 6 mSv o dosis equivalentes superiores a los 3/10 de los límites de dosis equivalente para el cristalino, piel y extremidades. En esta zona será necesario establecer procedimientos de trabajo con objeto de reducir la exposición a la radiación ionizante, evitar la contaminación radiactiva o prevenir y limitar la probabilidad y magnitud de accidentes radiológicos o sus consecuencias. Dentro de las zonas controladas pueden existir algunas que por sus características, y en función del riesgo radiológico, requieran una clasificación más restrictiva, como la considerada en los apartados siguientes.
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4.4.2.1 Zona de permanencia limitada Aquella en que existe un riesgo de recibir una dosis superior a los límites de dosis si se permanece en ella durante toda la jornada laboral completa (50 semanas/año, 5 días/semana y 8 horas/día). 4.4.2.2 Zona de permanencia reglamentada Aquella en que existe riesgo de recibir dosis superiores a cualquiera de los límites de dosis en cortos períodos de tiempo y que requiere prescripciones especiales desde el punto de vista de la optimización. 4.4.2.3 Zona de acceso prohibido Aquella en que existe riesgo de recibir, en una exposición única, dosis superiores a los límites de dosis.
4.5 SEÑALIZACIÓN
El riesgo de irradiación vendrá señalizado mediante su símbolo internacional: un "trébol" enmarcado por una orla rectangular del mismo color y de idéntica anchura que el diámetro del círculo interior del mismo. Cuando exista solamente riesgo de radiación externa y el riesgo de contaminación sea despreciable, el "trébol" vendrá rodeado de puntas radiales. Si el riesgo es de contaminación y el de radiación es despreciable el "trébol" irá sobre campo punteado. Si existen ambos riesgos irá rodeado de puntas radiales y sobre campo punteado. Además, en la parte superior de la señal, una leyenda nos indicará el tipo de zona, y en la inferior otra el tipo de riesgo. Los colores de los tréboles indicarán la clasificación de la zona, en orden creciente al riesgo asociado, éstos son:
‐ Gris azulado: Zona vigilada. ‐ Verde: Zona controlada. ‐ Amarillo: Zona de permanencia limitada. ‐ Naranja: Zona de permanencia reglamentada. ‐ Rojo: Zona de acceso prohibido.
Las señales se colocarán bien visibles a la entrada de las correspondientes áreas y en los lugares significativos de ellas. En las zonas que no tienen una clasificación permanente se colocará junto a la señal preceptiva un cartel indicando las restricciones aplicables.
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SEÑALES DE CLASIFICACIÓN DE ZONAS CON RIESGO RADIOLÓGICO
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5. RIESGOS RADIOLÓGICOS EN LAS INSTALACIONES UNIVERSITARIAS. CLASIFICACIÓN
DE ZONAS Y DE PERSONAL
Se tomarán las medidas necesarias para conseguir que las dosis individuales, el número de personas expuestas y la probabilidad de que se produzcan exposiciones potenciales sean lo más bajas posibles. En cualquier caso, las dosis recibidas por los trabajadores expuestos y los miembros del público siempre han de ser inferiores a los límites de dosis establecidos en la Legislación y que se citan en este Manual. En las instalaciones universitarias se pueden presentar los siguientes tipos de riesgos radiológicos:
‐ Irradiación externa. ‐ Contaminación radiactiva, que puede ser interna o externa.
A continuación se detalla en cada tipo de instalación los riesgos que se pueden presentar y las fuentes de radiación más habituales.
5.1 RADIODIAGNÓSTICO En las instalaciones que utilizan rayos X con fines de diagnóstico médico el único riesgo posible es el de irradiación externa, que sólo se produce cuando está en funcionamiento el tubo de rayos X. En Radiodiagnóstico médico son fuentes de radiación todos los equipos dotados de tubo de rayos X cuando éste está en funcionamiento. En la Universidad de Sevilla disponemos de los siguientes tipos de equipos:
‐ Radiografía dental: Equipos de película intraoral y radiografía panorámica. ‐ Radiografía podológica.
Las salas de exploración se clasifican como zonas vigiladas, excepto las dos salas de radiografía dental panorámica, que son controladas. El personal que opera este tipo de equipos se clasifica en la categoría B. 5.2 EQUIPOS DE RAYOS X PARA ESTUDIOS DE DIFRACCIÓN Y FLUORESCENCIA En ambos tipos existe el riesgo de irradiación externa si alguna parte del cuerpo se coloca en la dirección de salida del haz. Esta circunstancia es improbable.
‐ Equipos de difracción con rayos X Estos equipos están situados en una cabina donde también se colocan las muestras a medir. Se utilizan tensiones e intensidades bajas, y tamaños de salida del haz del orden del milímetro. Por tanto, dada la dificultad de exponer el cuerpo del operador, y la despreciable radiación dispersada, el riesgo de irradiación es prácticamente
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despreciable a 50 cm del equipo. Las salas donde se encuentran estos equipos se clasifican como zonas vigiladas. El personal que opera este tipo de equipos se clasifica en la categoría B.
‐ Equipos de fluorescencia con rayos X Estos equipos trabajan a tensiones e intensidades mayores, por lo que, según el modelo, existe el riesgo de irradiación externa. Las salas donde se encuentran estos equipos se clasifican como zonas vigiladas. El personal que opera este tipo de equipos se clasifica en la categoría B.
‐ Equipos exentos: Existen equipos de los tipos anteriores que, habiendo sido
declarados como de tipo exento por el Ministerio de Industria, a tenor del bajo riesgo que presentan, no necesitan ubicarse en una instalación radiactiva.
5.3 INSTALACIONES CON FUENTES RADIACTIVAS NO ENCAPSULADAS Las fuentes de radiación son los radioisótopos emisores de radiación alfa/beta/gamma que se utilizan en las diferentes instalaciones autorizadas para ello. Los riesgos posibles son los de irradiación externa y/o contaminación externa e interna. Dadas las bajas actividades que se manejan, el riesgo de irradiación externa es bajo, y en los laboratorios donde sólo se manipulen emisores alfa, tritio y carbono‐14, el riesgo es, únicamente, de contaminación. Los laboratorios donde se utilizan estas fuentes se clasifican como zonas vigiladas, y el personal que trabaja con las mismas como categoría B. 5.4 INSTALACIONES CON FUENTES RADIACTIVAS ENCAPSULADAS Básicamente son emisores beta/gamma para calibración y verificación de equipos, fluorescencia inducida con rayos X y espectroscopía mediante efecto Mössbauer. En condiciones correctas de hermeticidad de las fuentes, el riesgo es de irradiación externa. Las salas donde se encuentran los equipos en los que se emplean estas fuentes se clasifican como zonas controladas. El personal que opera este tipo de equipos se clasifica en la categoría B.
5.5 INSTALACIONES CON ACELERADORES DE PARTÍCULAS Y LABORATORIOS DE RADIOFARMACIA La Universidad de Sevilla dispone de una gran instalación en la que se operan tres aceleradores de partículas, junto con dos laboratorio de producción de radiofármacos para uso en humanos y para experimentación animal. Los riesgos, la clasificación de las zonas y del personal que trabaja en las mismas son los que siguientes:
‐ Sala del acelerador tándem Van de Graaff: Riesgo de irradiación externa. Zona controlada. Personal investigador y de operación y mantenimiento categoría B.
‐ Sala de los aceleradores Tandetrón y Micadas: Riesgo de irradiación externa. Zona
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controlada. Personal investigador y de operación y mantenimiento categoría B.
‐ Salas del acelerador ciclotrón y de la línea de haz externo: Riesgo de irradiación externa, contaminación externa e interna. Zonas de acceso prohibido. Personal de operación y mantenimiento categoría A. Personal investigador, categoría B.
‐ Laboratorios de radiofarmacia: Riesgo de irradiación externa, contaminación externa e interna. Zona de permanencia limitada. Personal categoría A.
‐ Laboratorio de control de calidad de radiofármacos: Riesgo de irradiación externa,
contaminación externa e interna. Zona controlada. Personal categoría A.
‐ Salas de tomografía PET y microPET: Riesgo de irradiación externa, contaminación externa e interna. Zona controlada. Personal categoría B.
‐ Sala de irradiación con 60Co: Zona de acceso prohibido (fuente en posición
irradiación); zona controlada (fuente en posición de reposo). Personal categoría B.
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6. NORMAS GENERALES DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA EN ZONAS CON RIESGO RADIOLÓGICO
6.1 ACCESO Y TRABAJO EN ZONAS VIGILADAS
Las zonas vigiladas estarán delimitadas adecuadamente y señalizadas de forma que quede claramente indicado el riesgo de exposición existente en las mismas. El acceso a las zonas vigiladas estará limitado a las personas autorizadas. En el interior de las zonas vigiladas se establecerán procedimientos de trabajo adaptados al riesgo radiológico existente, y recogidos en el Reglamento de funcionamiento de la instalación. 6.2 ACCESO Y TRABAJO EN ZONAS CONTROLADAs El acceso a las zonas controladas estará restringido a personas debidamente autorizadas, es decir, a trabajadores profesionalmente expuestos adscritos a ese lugar y con conocimiento de las normas a aplicar y el riesgo existente en el mismo. A los pacientes que deban ser objeto de pruebas diagnósticas en Odontología o Podología se les dará toda la información y medios necesarios para que no se irradien accidentalmente por motivos ajenos la exploración a que se van a someter.
• Trabajo en zona controlada
‐ Debe realizarse de modo que se cumplan estrictamente las instrucciones contenidas en los Reglamentos de funcionamiento de las instalaciones, con objeto de reducir la exposición a radiaciones ionizantes, evitar la contaminación radiactiva y prevenir y limitar la probabilidad y magnitud de accidentes radiológicos así como sus consecuencias.
‐ El Reglamento de funcionamiento debe de estar a disposición del trabajador en las
diferentes instalaciones.
‐ Cada trabajador conocerá todos los procedimientos relacionados con su trabajo y con la Protección Radiológica.
‐ La zona debe de contar con detectores adecuados para identificar los riesgos.
‐ Deben comprobarse periódicamente los dispositivos de seguridad tales como
enclavamientos, indicadores de alarma, detectores, etc.
‐ Si existe riesgo de contaminación se cumplirán estrictamente las normas en cuanto a
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utilización de ropa, guantes y calzado especiales y todas aquellas medidas destinadas a prevenir este riesgo.
‐ El personal que trabaja en esta zona, obligatoriamente, debe llevar dosímetro
personal.
• Salida de zona controlada En situación normal y en áreas con riesgo de contaminación deben tomarse las siguientes precauciones al abandonarlas:
‐ Con detectores adecuados se realizará un control de contaminación superficial de manos, pies y ropa.
‐ Se procederá a la descontaminación si fuera necesario.
• Equipamiento y material En la zona controlada existirán a disposición de los trabajadores expuestos:
‐ Los medios necesarios para detección y medida de la radiación y/o contaminación.
‐ Medios de protección adecuados para evitar en lo posible la irradiación externa.
‐ Ropa y calzado adecuado cuando los trabajadores puedan estar sometidos a un riesgo de contaminación.
‐ Material específico que sea necesario para resolver una emergencia.
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7. VIGILANCIA Y CONTROL DE LA RADIACIÓN 7.1 VIGILANCIA DEL AMBIENTE DE TRABAJO 7.1.1 Vigilancia y control de la radiación externa 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, están dentro de los límites correspondientes a cada zona. Dicha vigilancia incluye la dosimetría de área, que se aborda a continuación y la dosimetría personal, que se trata en el apartado 7.2.1. (control dosimétrico personal).
• Dosimetría de área La vigilancia de las áreas de trabajo puede dividirse en tres categorías:
‐ De rutina: Asociada a las operaciones habituales o cotidianas. ‐ Operacional: Proporciona información sobre un procedimiento en particular. ‐ Especial: Se aplica a una situación que se sospecha anómala.
La vigilancia de rutina en el puesto de trabajo debe realizarse para confirmar que dicho trabajo se realiza satisfactoriamente. Ésta se hará mediante los procedimientos adecuados, de forma continuada y en tanto no se produzcan cambios significativos. La vigilancia operacional se realizará para estimar el riesgo asociado con procedimientos de trabajo determinados. La vigilancia especial se practicará cuando:
‐ No haya información suficiente sobre una situación especial para decidir las medidas de seguridad a tomar.
‐ Se aplique un procedimiento en circunstancias especiales. La dosimetría de área se realizará con dosímetros tipo TLD de lectura diferida, o bien de lectura directa con alarmas en áreas de especial riesgo. Cada instalación deberá disponer de los detectores adecuados al riesgo existente. Los documentos correspondientes al registro, evaluación y resultado de la vigilancia y control de la radiación externa serán archivados por la UPRUS y los responsables de las instalaciones, quienes los tendrán a disposición de la Autoridad competente.
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• Vigilancia y control de la contaminación Es el conjunto de medidas que deben establecerse con objeto de comprobar empíricamente, y con la periodicidad necesaria, los niveles de contaminación existentes en las instalaciones. La vigilancia de la contaminación puede ser:
‐ De área: superficial y ambiental. ‐ Personal: interna y externa.
La vigilancia rutinaria se realizará periódicamente en puntos de referencia establecidos previamente por parte de la UPRUS y mediante el procedimiento específico correspondiente, sin perjuicio de los controles que deban realizar los operadores de la instalación de acuerdo con su Reglamento de funcionamiento. Las medidas de control de la contaminación externa se realizarán diariamente en los lugares de trabajo, al final de la jornada, al salir de zonas con riesgo de contaminación radiactiva, y siempre que se sospeche que existe contaminación o se produzca un incidente o accidente. Las normas de actuación en el caso de contaminación personal o ambiental serán las descritas en los procedimientos correspondientes y cualquier incidencia se anotará en el Diario de Operación. Se debe disponer de una zona específica con todo lo necesario para la descontaminación de las personas. En caso de contaminación interna significativa se debe estimar la actividad incorporada y enviar si es necesario al trabajador a un Centro de referencia para su determinación. Este accidente o incidente se registrará en su historial dosimétrico. Las personas que trabajan con fuentes no encapsuladas deberán notificar a la UPRUS cualquier sospecha de contaminación interna. De la misma forma se notificarán las situaciones de contaminación externa persistente. Cuando se desee evaluar la contaminación desprendible, o cuando no se pueda estimar directamente el nivel de contaminación superficial, por el excesivo fondo ambiental, se procederá a la realización de frotis de las zonas posiblemente contaminadas. Quien haya ocasionado una contaminación importante o quien conozca que se ha producido está obligado a comunicarlo inmediatamente a la UPRUS. La medida de la posible contaminación se realizará por medio de equipos, fijos o portátiles, adecuados en sensibilidad y respuesta en energía al radioisótopo empleado en cada caso. Los equipos fijos se situarán a la salida de las zonas con riesgo de contaminación. Los equipos portátiles estarán disponibles en las instalaciones que manejan fuentes radiactivas.
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• Niveles de contaminación admisibles i. Contaminación externa:
‐ Para aquellas instalaciones en las que, en condiciones normales de trabajo, exista contaminación superficial persistente, se establecen unos límites derivados de contaminación superficial (LDCS) expresados en Bq/cm2 que, en caso de superarse, obligará a adoptar medidas de descontaminación.
‐ La medida de la contaminación superficial se realizará promediando en áreas de 100 cm2.
‐ Los límites derivados de contaminación superficial (LDCS), en función del radioisótopo empleado, son los siguientes:
Tritio y carbono‐14: 300 Bq cm‐2 sobre piel y zonas vigiladas; 3000 Bq cm‐2
sobre superficies y equipos en zonas controladas. Emisores de positrones (11C, 13N, 15O, 18F): 30 Bq cm‐2 sobre piel y zonas
vigiladas; 300 Bq cm‐2 sobre superficies y equipos en zonas controladas. Resto emisores beta‐gamma: 3 Bq cm‐2 sobre piel y zonas vigiladas; 30 Bq
cm‐2 sobre superficies y equipos en zonas controladas. Emisores alfa: 0.4 Bq cm‐2 en todas las superficies.
‐ Nivel de registro: Por debajo del cual los valores no se consideran significativos a
nivel radiológico, se establece el 5 % del LDCS correspondiente.
‐ Nivel de investigación: Por encima del cual se deben examinar las causas que han producido esos valores, se establece el 25 % del LDCS correspondiente.
ii. Contaminación interna: Se establecerá un nivel de registro de 1 mSv y un nivel de investigación de 5 mSv. Estos valores se refieren a las dosis efectivas comprometidas resultantes de la incorporación de radiactividad a lo largo de un periodo anual. • Registro de documentación Los documentos correspondientes al registro, evaluación y resultado de la vigilancia y control de la contaminación deberán ser archivados por el responsable de la instalación y la UPRUS, quién los tendrá a disposición de la Autoridad competente.
7.2 EVALUACIÓN DE LA EXPOSICIÓN DEL TRABAJADOR EXPUESTO 7.2.1 Determinación de dosis por irradiación externa La dosimetría personal externa de los trabajadores expuestos deberá ser realizada por un Servicio de Dosimetría Personal expresamente autorizado por el CSN. Los resultados de los controles dosimétricos se remitirán al SPRL, a quién corresponderá
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interpretarlos desde el punto de vista sanitario. En caso de urgencia, dicha transmisión deberá ser inmediata. • Trabajadores expuestos de categoría A Las dosis individuales por irradiación externa se estimarán, como mínimo mensualmente, con dosímetros personales. El dosímetro de solapa permite estimar las dosis equivalentes individuales, profunda y superficial, a cuerpo entero. En el caso de riesgo de exposición parcial o no homogénea del organismo, se deberán utilizar dosímetros adecuados en las partes potencialmente más afectadas. En situaciones de exposición especialmente autorizada y en cuantas situaciones sea necesario a criterio de la UPRUS, se pueden utilizar dosímetros personales de lectura directa, por la ventaja que supone su lectura inmediata. Su control y registro depende de la UPRUS. Su uso nunca sustituye a los dosímetros personales de termoluminiscencia, de uso obligatorio para todos trabajadores expuestos de categoría A. • Trabajadores expuestos de categoría B Se pueden estimar las dosis a trabajadores de categoría B con dosímetros personales o a partir de los datos obtenidos de la dosimetría de área de los diferentes locales y zonas de trabajo, siempre que estos datos permitan demostrar que dichos trabajadores están clasificados correctamente en la categoría B. La metodología para el uso de los dosímetros o instrumentos utilizados para la dosimetría de área, y el procedimiento de asignación de dosis asociado, deberán incluirse en un protocolo escrito sujeto a la evaluación e inspección del CSN. El periodo de uso de estos dosímetros será mensual y se procurará hacerlo coincidir con el mes natural. En ningún caso se podrán asignar estos dosímetros a personas, debiendo figurar en la asignación el área de trabajo donde se encuentren ubicados. En caso de que la dosis registrada en un dosímetro de área utilizado para la asignación de dosis al personal excediera el límite anual, se notificará al CSN.
7.2.2 Determinación de dosis por contaminación interna Las dosis resultantes de una eventual contaminación interna deben determinarse con una periodicidad acorde al periodo de semidesintegración efectivo de los contaminantes por servicios de dosimetría expresamente autorizados a tal fin por el CSN. La UPRUS es responsable de identificar a aquellos trabajadores expuestos que, por las circunstancias en que se desarrolla su trabajo, deberían someterse a controles de
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contaminación interna (rutinarios o especiales) en Servicios de dosimetría autorizados. En la actualidad, no existe instalación en la que sean necesarios controles rutinarios, dados los radioisótopos, actividades y su utilización. 7.2.3 Estimaciones especiales de dosis En aquellos casos en que no sea posible o resulten inapropiadas las mediciones individuales de dosis, la vigilancia individual se basará en una estimación realizada a partir de mediciones individuales hechas a otros trabajadores expuestos o a partir de la vigilancia del ambiente de trabajo Este hecho se ha de hacer constar expresamente en el historial dosimétrico del trabajador (art. 30 del RPSCRI).
7.2.4 Estimación de dosis en exposiciones accidentales y de emergencia En caso de exposiciones accidentales se evaluarán las dosis asociadas y su distribución en el cuerpo. En caso de exposiciones de emergencia se realizará una vigilancia individual o evaluaciones de las dosis individuales en función de las circunstancias que concurran. 7.2.5 Superación de los límites de dosis Cuando a consecuencia de una exposición especialmente autorizada, exposición accidental o exposición de emergencia se hayan podido superar los límites de dosis, deberá realizarse un estudio para evaluar, con la mayor rapidez y precisión posible, las dosis recibidas en la totalidad del organismo o en las regiones u órganos afectados. Asimismo, se estudiarán las causas que originaron el suceso.
Estos casos, y los resultados del estudio, serán inmediatamente puestos en conocimiento del SPRL que desarrolle la función de vigilancia y control de la salud de los trabajadores, del CSN y del trabajador afectado. En el plazo de un mes, se remitirá al CSN un informe sobre las circunstancias de la sobre exposición y se indicarán las medidas correctoras aplicables para evitar que en un futuro se produzcan situaciones similares. En este informe, se hará igualmente constar la decisión del SPRL sobre la aptitud del trabajador. 7.2.6 Utilización de los dosímetros El uso del dosímetro es personal y restringido al centro al que está asignado. El dosímetro se debe de colocar en aquella posición que sea más representativa de la parte más expuesta de la superficie del cuerpo. Las dosis a las extremidades, especialmente a las manos, pueden ser algo mayores, pero a menos que sea probable que estas dosis se aproximen a los tres décimos de los límites de dosis equivalente apropiados, no será necesaria la utilización de dosímetros adicionales.
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Si un dosímetro se pierde o se daña, el usuario del mismo estará obligado a comunicarlo a la UPRUS inmediatamente. La responsabilidad de la utilización correcta del dosímetro es del propio usuario. El trabajador está obligado a efectuar el cambio mensual del dosímetro en el plazo y en la forma establecidos por la UPRUS, quién deberá comunicar al responsable de la instalación el uso indebido o la negligencia reiterada en la utilización o cambio de los dosímetros por parte de algún trabajador. 7.2.7 Historial dosimétrico Todas las dosis recibidas por un trabajador expuesto quedarán registradas en su historial dosimétrico. Este historial es individual para cada trabajador, se mantendrá debidamente actualizado y estará en todo momento a su disposición. Se registrarán, conservarán y mantendrán a disposición del trabajador y de la Autoridad competente los siguientes documentos:
‐ En el caso de las exposiciones accidentales y de emergencia, así como en caso de superación de límites, los informes relativos a las circunstancias y a las medidas adoptadas.
‐ Los resultados de la vigilancia del ambiente de trabajo que se hayan utilizado para estimar las dosis individuales.
En el caso de cambio de empleo, el trabajador deberá proporcionar copia certificada de su historial dosimétrico al titular de su nuevo destino. Un trabajador expuesto que trabaja en más de una actividad o instalación radiactiva o radiológica, llevará un dosímetro diferente en cada una de ellas, y estará obligado a informar de tal circunstancia a la UPRUS o, en su defecto, al Supervisor o persona que tenga encomendadas las funciones de Protección Radiológica de cada uno de los centros en los que trabaje, que le harán entrega de una copia de sus informes dosimétricos para conocimiento de los titulares de las demás instalaciones o actividades, a la vez que exigirán copia de las lecturas dosimétricas de las otras instalaciones, al objeto de que en todos ellos conste, actualizado y completo, su historial dosimétrico individual. A tal fin, el trabajador deberá comunicar en cada instalación los resultados dosimétricos que se le proporcionen en las demás. Nunca podrá utilizar el mismo dosímetro en distintas instalaciones. En el caso de trabajadores externos, será la empresa externa de la que dependan, la responsable de cumplir lo anteriormente indicado.
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7.3 VIGILANCIA SANITARIA DE LOS TRABAJADORES EXPUESTOS La vigilancia y control sanitario de los trabajadores expuestos de la instalación será realizada por el Área Médica (Servicio Médico Autorizado) del SPRL, y se basará en los principios generales de medicina del trabajo y en la Ley 31/1995, de 8 de noviembre, sobre Prevención de Riesgos Laborales y Reglamentos que la desarrollan, una vez que la UPRUS haya valorado su puesto de trabajo. • Protocolo médico A cada trabajador expuesto de categoría A le será abierto un historial médico, que se mantendrá actualizado durante todo el tiempo que el interesado pertenezca a dicha categoría y que habrá de contener, al menos, la información referente a la naturaleza del empleo, los resultados de los exámenes médicos previos a la contratación o clasificación como trabajador de categoría A, los reconocimientos médicos periódicos y eventuales, y el historial dosimétrico de toda su vida profesional. Los historiales médicos se archivarán, en el Área Médica del SPRL de la Universidad de Sevilla, hasta que el trabajador haya o hubiera alcanzado los 75 años de edad, y en ningún caso durante un periodo inferior a treinta años después del cese de la actividad, y estarán a disposición de la Autoridad competente y del propio trabajador. El SPRL podrá determinar la conveniencia de que se prolongue durante el tiempo que estime necesaria la vigilancia sanitaria de los trabajadores de categoría A que hayan sido posteriormente declarados no aptos o hayan cesado en esa actividad profesional. La UPRUS enviará anualmente al Área Médica del SPRL una relación de todos los trabajadores expuestos, en la que consten las dosis acumuladas y las incidencias dignas de mención, con el fin de actualizar sus historiales dosimétricos. El SPRL‐UPRUS, a la vista del resultado de los reconocimientos médicos, tanto previos como periódicos, establecerá la categoría de aptitud del trabajador (modificará o confirmará la que tenía).
• Examen previo Todo trabajador que vaya a ser destinado a un puesto de trabajo que implique su clasificación como trabajador expuesto categoría A deberá ser sometido a un examen de salud previo para comprobar que no se halla incurso en ninguna de las incompatibilidades que legalmente están determinadas y decidir su aptitud para el trabajo al que se le destina. El examen médico de salud previo de toda persona que vaya a ser destinada a un puesto de trabajo que implique riesgo de exposición a las radiaciones, que suponga su clasificación como trabajador expuesto de categoría A, tendrá por objeto la obtención de un historial clínico completo que incluya el conocimiento del tipo de trabajo realizado anteriormente y
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de los riesgos a los que ha estado expuesto el trabajador como consecuencia de él y, en su caso, del historial dosimétrico, que debe ser aportado por el trabajador.
• Examen periódico Los trabajadores expuestos de categoría A estarán sometidos, además, a exámenes de salud periódicos para comprobar su estado clínico general y especialmente para determinar el estado de los órganos sometidos a exposición y de su funcionalidad. Esta vigilancia se puede completar, si fuese necesario, y según criterio médico, con reconocimientos adicionales, adaptados a la importancia de la exposición a las radiaciones ionizantes, y su frecuencia estará determinada a su vez por el estado de salud del trabajador, por las condiciones de trabajo y por los incidentes que puedan ocurrir. Los reconocimientos médicos periódicos de los trabajadores expuestos de categoría A se efectuarán al menos una vez al año. Estos reconocimientos estarán adaptados a las características de la exposición a las radiaciones ionizantes, teniendo en cuenta la posible contaminación interna o externa, y comprenderán un examen clínico general que incluya las investigaciones que se consideren necesarias para juzgar el estado de los órganos o sistemas que puedan ser afectados por las radiaciones ionizantes como consecuencia de su puesto de trabajo. • Clasificación Desde el punto de vista médico, y de acuerdo con el resultado de los reconocimientos realizados, los trabajadores expuestos de categoría A se clasificarán en las siguientes categorías:
‐ Aptos: Aquellos que pueden realizar las actividades que implican el 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 un
determinado riesgo de exposición. No se podrá emplear o clasificar a ningún trabajador en un puesto específico como trabajador expuesto de categoría A durante ningún período si las conclusiones médicas no lo considerasen apto para dicho puesto específico.
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• Vigilancia sanitaria especial La UPRUS informará al SPRL de cualquier superación de los límites de dosis establecidos por parte de los trabajadores. En caso de superación, o sospecha fundada de superación de alguno de los límites de dosis establecidos, se deberá realizar una vigilancia sanitaria especial. Las condiciones posteriores de exposición se someterán a lo establecido por el Servicio de Prevención de Riesgos Laborales. • Medidas adicionales Además de la vigilancia sanitaria descrita en los artículos anteriores, se aplicarán todas aquellas medidas que el SPRL considere adecuadas, tales como otros exámenes, medidas de descontaminación o tratamiento terapéutico de urgencia y, en caso necesario, atención y tratamiento médico en los Servicios de asistencia a los lesionados y contaminados por isótopos radiactivos y radiaciones ionizantes. 7.4 NORMAS DE PROTECCIÓN DE PERSONAS EN FORMACIÓN Y ESTUDIANTES Las condiciones de exposición y la Protección Radiológica operacional de las personas en formación y los estudiantes mayores de 18 años, serán, según el caso, equivalentes a las de los trabajadores expuestos de categoría A ó B. Las condiciones de exposición y la protección operacional de las personas en formación y los estudiantes con edades comprendidas entre 16 y 18 años, serán equivalentes a las de los trabajadores expuestos de la categoría B. 7.5 VIGILANCIA DEL PÚBLICO Se considerarán miembros del público:
‐ Los trabajadores no expuestos. ‐ Los usuarios de los centros sanitarios de la Universidad de Sevilla mientras no estén
siendo atendidos como pacientes con fines diagnósticos o terapéuticos. ‐ Los trabajadores expuestos fuera de su horario laboral. ‐ Cualquier otro individuo de la población.
La estimación de las dosis efectivas recibidas por los miembros del publico implica la estimación de las dosis recibidas por exposición externa, así como las debidas a la incorporación de radioisótopos, de forma que se asegure que la suma de ambas no supere el límite de dosis o el valor optimizado de dosis establecido.
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7.6 PROTECCIÓN RADIOLÓGICA DEL PACIENTE Las exposiciones médicas deberán proporcionar un beneficio neto suficiente, teniendo en cuenta las ventajas diagnósticas o terapéuticas que producen frente al detrimento individual que puedan causar. En la Universidad de Sevilla se examinan pacientes en el curso de diagnósticos odontológicos y podológicos. 7.6.1 Procedimientos médico‐legales Para el cumplimiento de las recomendaciones de la Comisión Internacional de Protección Radiológica, y de acuerdo con lo establecido en la legislación comunitaria (Directiva 97/43/Euratom) y en el Real Decreto 1132/1990 sobre Protección Radiológica de las personas sometidas a exámenes y tratamientos médicos, así como el Real Decreto 1976/1999 por el que se establecen los criterios de calidad en radiodiagnóstico, en el que, y de forma general, se exige que todas las exposiciones en un acto médico cumplan las siguientes condiciones:
‐ Estar justificadas por el prescriptor, y el especialista en diagnóstico por imagen. ‐ Realizarse con la mínima dosis necesaria. ‐ Estar bajo la responsabilidad de un odontólogo o un podólogo.
Por ello se deberán implantar Programas de Garantía de Calidad que establezcan los criterios de calidad Radiodiagnóstico (RD 1976/1999), así como la justificación en el uso de las radiaciones ionizantes para la protección radiológica de las personas con ocasión de exposiciones médicas (RD 815/2001).
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8. PROYECTO Y ACEPTACIÓN DE INSTALACIONES Y EQUIPOS CON RIESGO RADIOLÓGICO
La instalación y aceptación de equipos nuevos o modificados, cuyo funcionamiento implique riesgo radiológico, debe hacerse teniendo en cuenta:
‐ El riesgo asociado a las fuentes de radiación previstas. ‐ Las dosis potenciales a trabajadores, pacientes y público. ‐ El riesgo potencial de accidente radiológico ‐ La normativa legal aplicable en materia de seguridad radiológica.
Deberá, por tanto, existir una fase previa a la instalación y compra de fuentes y equipos, en la que se estudie y se planifique la misma teniendo en cuenta las anteriores consideraciones. El responsable de la instalación radiactiva o radiológica debe garantizar que la entidad o persona que diseñe el proyecto haga llegar el mismo a la UPRUS, que comprobará que en él se ha contemplado:
‐ El estudio de seguridad correspondiente. ‐ El control de accesos a las zonas con riesgo radiológico (con fuentes radiactivas o
equipos emisores de radiación). ‐ Detalles precisos referentes a los enclavamientos eléctricos y mecánicos de
seguridad. ‐ Composición y dimensiones de los blindajes. ‐ Sistemas de confinamiento y control de la contaminación radiactiva. ‐ Adecuación a la normativa legal vigente.
Tras la revisión del proyecto, la UPRUS emitirá un informe al Director del Centro, quién decidirá sobre la conveniencia de incluir en el proyecto las posibles modificaciones a que este informe dé lugar. 8.1 RECEPCIÓN Y ACEPTACIÓN DE INSTALACIONES Y EQUIPOS La recepción de un equipo o de una instalación que contenga equipos productores de radiaciones ionizantes se efectuará por el procedimiento establecido en el centro u Organismo al que vaya destinado. Se deberán realizar las pruebas de aceptación de acuerdo con la legislación vigente que incluirán, como mínimo, los parámetros detallados en las especificaciones de compra, y harán referencia a protocolos nacionales o a protocolos internacionales cuando se estime oportuno. Así mismo se prestará especial atención a las especificaciones de carácter radiológico y de Protección Radiológica.
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8.2 SOLICITUD DE LA AUTORIZACIÓN DE FUNCIONAMIENTO Y DECLARACIÓN DE INSTALACIONES
RADIOLÓGICAS La autorización de funcionamiento inicial o sucesivas modificaciones o clausura de las instalaciones radiactivas necesitan de la preceptiva resolución de autorización por parte del Ministerio de Industria. Del mismo modo, cualquier instalación o equipo de Radiodiagnóstico necesita ser declarado ante Consejería de Industria de la Junta de Andalucía, para que conste en el oportuno registro provincial. Será responsabilidad de la UPRUS la supervisión o la elaboración según el caso de la documentación necesaria.
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9. GESTIÓN Y CONTROL DEL MATERIAL RADIACTIVO La utilización de radioisótopos los laboratorios de la Universidad de Sevilla puede suponer un riesgo radiológico importante si no es manipulado adecuadamente, tanto para los trabajadores expuestos, los miembros del público y el medio ambiente. No obstante, sólo si las actividades de los radioisótopos a almacenar superan los niveles de exención recogidos en el Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas será necesario dar de alta el laboratorio como instalación radiactiva. Por todo ello, y para ejercer un adecuado control sobre este material, y minimizar los riesgos en todos los aspectos, es necesaria la aplicación de normas de seguridad desde el momento de su adquisición. Los responsables de las instalaciones y la UPRUS establecerán un procedimiento específico de forma que la UPRUS tenga conocimiento, en todo momento, de la adquisición y entrada de material radiactivo. 9.1 MANIPULACIÓN DE MATERIAL RADIACTIVO La UPRUS vigilará que la compra de los radioisótopos se efectúe a un proveedor autorizado. El responsable de la instalación solicitará los radioisótopos siguiendo el procedimiento específico al efecto, conservando una copia de la petición. 9.1.1 Recepción Los radioisótopos serán entregados en la instalación radiactiva, en la que la persona encargada en el procedimiento para su recepción comprobará que el material recibido coincide con el solicitado. Asimismo, se comprobarán visualmente las características del bulto, realizándose una medida de los niveles de radiación en contacto y a un metro del mismo. Se comprobará que el índice de transporte especificado es correcto. En el caso de que los controles realizados sobre ese bulto den lugar a sospechas en cuanto a la integridad del contenido, se deberá notificar tal circunstancia a la UPRUS. Se anotarán en el Diario de Operación, la fecha de recepción, el radioisótopo y su presentación, su actividad en la fecha de calibración, el proveedor y las incidencias, si las hubieran, en la recepción del mismo, todo ello firmado por el supervisor. Se llevará un registro específico del material recibido. El listado informatizado del pedido con estos datos se archivará junto al Diario de Operación de la Instalación.
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9.1.2 Almacenamiento Tras la recepción del material radiactivo, éste se almacenará en la propia instalación, en contenedores específicos y apropiados al tipo y energía de la radiación emitida, y a la actividad del mismo, en la zona habilitada al efecto. Todo el material radiactivo de características similares se agrupará en contenedores comunes, quedando registrado junto a la identificación del material recibido, su contenedor de almacenamiento. 9.1.3 Utilización Los procedimientos de utilización se establecerán de tal forma que se evite en lo posible el movimiento innecesario del material radiactivo. Estos procedimientos estarán recogidos en los reglamentos de funcionamiento de las instalaciones de la Universidad de Sevilla, y adaptados a los usos a que se destinan las fuentes radiactivas. La UPRUS realizará y supervisará periódicamente las medidas de radiación que estime oportunas para comprobar los niveles de radiación y contaminación de las zonas vigiladas y controladas de las instalaciones donde se manipule material radiactivo. Los responsables de las instalaciones llevarán a cabo periódicamente inventarios de material radiactivo tanto encapsulado como no encapsulado. 9.1.4 Transporte En la Universidad de Sevilla tan sólo la instalación radiactiva del Centro Nacional de Aceleradores tiene capacidad de producción de radioisótopos y de envío de los mismos a centros externos. Ambos procedimientos se realizan con las condiciones establecidas en la autorización de funcionamiento correspondiente. La UPRUS supervisará que los bultos de radioisótopos que salgan al exterior estén debidamente etiquetados y señalizados y que se hayan realizado los controles necesarios de los niveles de radiación y contaminación antes del envío de los mismos. Toda salida de material radiactivo de la instalación se anotará en el diario de operaciones indicando: fecha de salida, isótopo, actividad transportada, presentación, destino, controles realizados y empresa de transporte. Para el embalaje y transporte de material radiactivo se aplicará la reglamentación correspondiente (Reglamento de transporte de mercancías peligrosas por carretera: material radiactivo, clase 7).
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10. NORMAS ESPECÍFICAS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA 10.1 EQUIPOS DE RAYOS X CON FINES DE DIAGNÓSTICO MÉDICO 1. De acuerdo con el sistema de limitación de dosis en vigor, y atendiendo, por tanto, a
los criterios de justificación de las exploraciones y optimización de las dosis potenciales a recibir, se procurará evitar la realización de exploraciones innecesarias. Asimismo, los procedimientos de trabajo, medios de protección personal y revisión del estado de los equipos serán elementos esenciales a considerar para reducir dentro de lo razonablemente posible la dosis que reciban los trabajadores, pacientes y miembros del público en general.
2. El personal no deberá permanecer en la sala de exploración mientras los equipos de
rayos X estén en funcionamiento; si por las características propias de una exploración se hiciera necesaria la presencia de una o varias personas en su interior, éstas deberán estar provistas de delantal plomado. En ningún caso se encontrarán entre ellos mujeres gestantes ni personas menores de 18 años. El número de personas expuestas será siempre el menor posible, y se procurará que nunca queden expuestas al haz directo.
3. El personal sanitario femenino en periodo de gestación lo advertirá al Responsable
de la Instalación en cuanto tenga conocimiento de ello, para recibir las instrucciones adecuadas.
4. Antes de comenzar el trabajo, el personal profesionalmente expuesto, debe
asegurarse de que lleva el o los dosímetros personales que le han sido asignados. El dosímetro debe llevarse puesto cuando se trabaja (y debajo del delantal plomado si se utiliza), pero se ha de mantener alejado de la radiación cuando no se trabaja.
5. El acceso a las salas deberá ser controlado, permaneciendo cerradas las puertas de
acceso a las mismas cuando haya emisión de rayos X. 6. Las salas de radiodiagnóstico no serán lugares de paso para acceder a otras
dependencias. 7. Cuando existan dos o más tubos alimentados por el mismo generador, ubicados en la
misma sala, no se preparará a un nuevo paciente, cuando uno de ellos esté en funcionamiento.
8. Mientras se realiza una exploración, no debe permanecer en la sala de exploración
ninguna persona distinta del paciente o el personal operador estrictamente necesario.
9. Siempre que sea posible, se diafragmará el campo exploratorio al mínimo con el fin
de no irradiar partes importantes del paciente que no sean objeto de la exploración.
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10. Se evitara la incidencia directa del haz de radiación en ventanas, puertas, puesto de
control o cámara oscura. 11. Para cada paciente estudiado se tratará de minimizar, siempre que sea compatible
con una aceptable calidad de imagen y necesidades diagnósticas, el tamaño del campo de radiación, el valor de los mAs y aumentar el kilovoltaje. En general, esto se consigue utilizando los exposímetros automáticos en los equipos en los que esté disponible. Se recomienda finalmente no utilizar distancias foco‐piel menores que 45 cm, exceptuando los equipos radiodentales (20 cm para tensiones mayores que 60 kV).
12. Si es necesaria la inmovilización del paciente, se utilizarán preferentemente medios
mecánicos adecuados. Si fuese imprescindible sujetar a un paciente, se deberá utilizar delantal y guantes plomados y permanecer fuera del haz directo.
10.1.1 Normas específicas para equipos dentales de película intraoral 1. No se dirigirá el haz directo hacia ninguna otra persona que no sea el paciente. 2. Todos aquellos cuya presencia no sea necesaria no permanecerán dentro de la sala
mientras se efectúan los disparos. 3. La placa dental será sujetada por el mismo paciente, o bien se utilizarán dispositivos
mecánicos. 4. Los disparos se efectuarán a una distancia mínima de dos metros del tubo,
colocándose el operador en posición opuesta a la dirección de salida del haz. Si esto no fuese posible, el operador se protegerá con un delantal blindado con un espesor equivalente a 0.25 mm de plomo.
5. Se deberá disponer de una capa de protección con protector de tiroides para su
utilización por los pacientes. 6. La apertura del haz de radiación se limitará con localizadores apropiados al mínimo
compatible con la exploración a efectuar. 7. En el caso de que niños u otros pacientes necesiten ser sujetados durante los
disparos, la persona que lo haga vestirá un delantal plomado de 0.25 mm de espesor equivalente, y se asegurará que no se interpone frente al haz directo. Ninguna mujer embarazada sujetará durante un examen radiográfico.
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8. Siempre que un equipo radiográfico no esté en uso se desconectará de la red, para evitar exposiciones no intencionadas.
10.1.2 Normas específicas para equipos de pantomografía dental 1. El operador se colocará siempre tras mamparas de protección plomadas durante las
exploraciones. 2. Los pacientes utilizarán protector de tiroides para reducir las dosis en este órgano. 10.2 EQUIPOS DE RAYOS X PARA ESTUDIOS DE DIFRACCIÓN Y FLUORESCENCIA La mayoría de estos equipos pueden ser de tipo exento de la aplicación del Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas, si el fabricante o importador así lo ha solicitado al Ministerio de Industria, y emiten por tanto menos de 1 μSv/h a 10 cm de las superficies exteriores de los mismos. Existen no obstante algunos equipos en la Universidad de Sevilla no declarados de tipo exento pero con niveles de emisión similares. En general, se les aplican las siguientes normas: 1. Se deberá controlar el acceso a los mismos de personal no autorizado. 2. Se evitará exponer ninguna parte del cuerpo en la dirección de salida del haz. 3. Periódicamente se verificarán las condiciones de exposición. 4. Al final de la vida útil se asegurará de que el tubo de vacío de rayos X es destruido.
10.3 ACELERADORES DE PARTÍCULAS PARA LA INVESTIGACIÓN Dada la singularidad de este tipo de fuentes de radiación, y que sólo existe una instalación radiactiva en la Universidad de Sevilla de estas características (CNA), las normas aplicables son las que se recogen en el Reglamento de Funcionamiento específico de la instalación y no en este manual.
10.4 FUENTES RADIACTIVAS ENCAPSULADAS 1. Todas las fuentes encapsuladas se mantendrán siempre en las dependencias
autorizadas de las instalaciones radiactivas, manteniendo los accesos a las mismas controlados en todo momento.
2. Cuando las fuentes no estén en uso se deberán almacenar en sus contenedores
blindados y en recinto bajo llave. 3. Cada instalación radiactiva de la Universidad de Sevilla elaborará con la supervisión
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de la UPRUS un inventario de fuentes encapsuladas. Periódicamente se realizará un inventario de fuentes encapsuladas para verificar que no se han producido extravíos. Si así fuese, se notificará inmediatamente a la UPRUS.
4. La manipulación de estas fuentes se deberá realizar con guantes de látex y pinzas
para evitar la exposición y potencial contaminación superficial en caso de pérdida inadvertida de hermeticidad de la fuente.
5. Con una periodicidad mínima anual se realizará una verificación del estado de la
fuente, comprobándose la tasa de dosis, y la hermeticidad de la misma de acuerdo con la Guía de Seguridad 5.3 del CSN. Si se detectase la pérdida de hermeticidad, la fuente será introducida en una bolsa de plástico y considerada residuo radiactivo.
6. Los resultados de las verificaciones de las fuentes se anotarán en el Diario de
Operación de la instalación correspondiente. 10.5 FUENTES RADIACTIVAS NO ENCAPSULADAS 1. El acceso a todas las áreas controladas estará limitado a personas autorizadas. 2. Estará prohibido comer, beber, fumar y aplicar cosméticos en las áreas vigiladas y
controladas. 3. Será obligatorio vestir ropa de trabajo en las zonas controladas al manipular material
radiactivo. 4. Siempre se deben utilizar guantes de látex desechables para manejar material
radiactivo. Los guantes se renovaran tantas veces como sea necesario si se sospecha una contaminación importante de los mismos.
5. Las mujeres embarazadas, que puedan estarlo o en periodo de lactancia, deberán
comunicar el hecho al responsable de Protección Radiológica para recibir las instrucciones que sean de aplicación.
6. Se prohíbe abandonar las zonas controladas con cubrecalzado o guantes que hayan
servido para manipulaciones de material radiactivo en su interior. De lo contrario se producirá la propagación de la contaminación a zonas vigiladas y a otras no sujetas a control.
7. El personal utilizará tan frecuentemente como sea necesario cremas lubricantes de
manos con objeto de incrementar la protección natural contra la incorporación de radioisótopos a través de la piel.
8. En las zonas controladas siempre estará disponible papel absorbente y algodón para
contener cualquier derrame de material radiactivo. También es necesario disponer
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de guantes y cubrecalzado desechable. Si los trabajadores o las superficies de trabajo resultasen contaminadas, se seguirán los procedimientos de descontaminación que se recogen posteriormente.
9. Cualquier artículo que abandone una zona controlada debe ser medido para asegurar
que no está contaminado superficialmente. 10. Con objeto de contener y minimizar la dispersión de la contaminación, todas las
manipulaciones de material radiactivo se realizarán sobre papel absorbente colocado dentro de bandejas de acero inoxidable o material plástico. Este papel será depositado como residuo radiactivo al finalizar la manipulación.
11. En el caso de tener alguna herida en la piel, ésta deberá ser protegida y cubierta por
material impermeable antes de manipular material radiactivo en las áreas controladas. Las heridas que se ocasionen en estas áreas deberán ser atendidas inmediatamente. Tras su limpieza, se deberá medir si existe contaminación superficial.
12. Siempre que se utilicen jeringuillas con material radiactivo, deberán colocarse en un
protector blindado para disminuir la irradiación de los trabajadores. La jeringuilla siempre se depositará sobre una bandeja con papel absorbente, que será posteriormente depositado como residuo radiactivo.
13. Todas las áreas controladas descritas estarán libres de elementos no relevantes para
el trabajo que en ellas se desarrolla.
10.5.1 Control de la contaminación 1. En las zonas controladas puede producirse contaminación externa (superficial) e
interna (inhalación, ingestión, incorporación a través de heridas). 2. Tras la manipulación de material radiactivo en zonas controladas se determinará el
nivel de contaminación superficial sobre las manos (y sobre todo antes de comer). Si existe sospecha de que los trabajadores y su ropa de trabajo pudiesen estar contaminadas, serán también medidas antes de abandonar el área controlada.
3. Las medidas de contaminación superficial sobre el cuerpo se promediarán sobre el
área afectada, que no excederá 100 cm2. Para los suelos, paredes y techos, las medidas se promediarán sobre 1000 cm2. Para otras superficies, como mesas de trabajo, sillas, etc., se promediarán en 300 cm2.
4. Los niveles de contaminación aplicables se encuentran en el apartado 7.1.1 de este
Manual.
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5. Un trabajador se considerará contaminado si el valor medido en piel o ropa de
trabajo excede el límite fijado en Bqcm‐2. Si la ropa está contaminada, el trabajador deberá quitársela inmediatamente. Será guardada en una bolsa de plástico y rotulada como tal.
6. Para la medida de la contaminación superficial existirá un monitor de contaminación
superficial. Ante la confirmación de la contaminación, se procederá a la descontaminación. Si la contaminación afecta a grandes superficies corporales, será necesario tomar una ducha.
7. Se realizarán controles rutinarios de contaminación superficial en todas las zonas
controladas, existiendo un protocolo para tal fin. Los chequeos se realizarán en las zonas donde se ha manipulado material radiactivo y exista sospecha de contaminación superficial. Semanalmente se realizará un chequeo en puntos seleccionados de las áreas controladas. El procedimiento de recogida de muestras será el de frotis con algodón humedecido en agua o alcohol, que se medirán posteriormente en lugar alejado de fuentes de radiación. Los resultados de los controles rutinarios se consignarán documentalmente.
10.5.2 Principios generales de descontaminación de personas, equipos y superficies de
trabajo a.) Sobre personas
1. Una vez confirmada la contaminación superficial en los trabajadores, serán puestos en práctica inmediatamente los procedimientos de descontaminación para evitar la exposición de la piel y la dispersión de material radiactivo. La descontaminación debe ser inmediata por dos razones: (1) Para evitar la posible transferencia de radiactividad a órganos internos por absorción a través de la piel o por ingestión y (2) para evitar la propagación de la contaminación a otras personas u objetos. En el apartado siguiente se describen con detalle procedimientos específicos.
2. En los procedimientos de descontaminación personal se utilizará agua templada o fría, y un jabón no agresivo para la piel que permita lavados repetidos. Para las manos se podrá utilizar también un cepillo de uñas suave. Tras un primer lavado de la zona afectada, se volverá a comprobar el nivel de contaminación superficial. Será necesario repetir estos procedimientos hasta que el nivel de contaminación superficial haya descendido por debajo del límite.
3. Si la contaminación persiste sobre el límite tras el procedimiento de descontaminación, se anotará el hecho en el diario de operación. El responsable de protección radiológica estimará la dosis recibida, y si es superior al límite de dosis en piel, se anotará el resultado en el historial dosimétrico del trabajador y comunicará el
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hecho a la Dirección del Centro y al CSN.
4. Si se produce una herida y se produce una contaminación, ésta se deberá hacer sangrar durante un minuto, e irrigar con solución salina.
5. Se entrenará a los trabajadores sobre los métodos especiales de descontaminación de la boca y ojos.
6. La contaminación superficial extensa obligará a tomar duchas sucesivas hasta conseguir rebajar la contaminación hasta valores cercanos a los límites, a juicio del responsable de protección radiológica.
7. Todo el material utilizado en procedimientos de descontaminación será considerado residuo radiactivo.
b.) Sobre equipos y superficies de trabajo
1. Si los niveles de contaminación sobre superficies y equipos son del orden de los valores límite, se procederá a la descontaminación pasando algodón humedecido o papel absorbente.
2. Si los niveles de contaminación sobre superficies superan ampliamente los límites, se procederá, en el caso de superficies, a cubrirlas con papel absorbente y plástico, para confinar la contaminación. Se dejará decaer la radiactividad el tiempo necesario hasta que se alcancen valores por debajo de los límites. El área contaminada se señalizará convenientemente.
3. Si los niveles de contaminación de los equipos y utensilios superan ampliamente
los límites, se intentará en primer lugar limpiarlos con detergente en el lavabo de descontaminación. Si no es posible, se dejará decaer la radiactividad, introduciendo los objetos contaminados en bolsas de plástico.
10.5.3 Normas específicas para la descontaminación radiactiva personal Consideraremos dos tipos de contaminación: la externa (piel) y la interna (inhalación, ingestión, filtrado a través de heridas).
1. Ante una contaminación externa importante, las primeras medidas van encaminadas a eliminarla y a impedir que se incorpore al organismo por difusión o por paso a través de los orificios naturales (boca, nariz, oídos).
2. En primer lugar, la persona contaminada se deberá quitar la ropa, lavar las zonas contaminadas sucesivas veces con mediciones intermedias, y dar prioridad a los orifi‐cios naturales para evitar incorporación, tapándolos adecuadamente. El lavado y
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cepillado han de ser suaves para no irritar la piel.
3. Se lavará con agua abundante, jabón neutro y cepillo blando, prestando atención a las arrugas y uñas. Si la contaminación persiste, se lavará con producto descontaminante con E.D.T.A.
4. Para descontaminar el cuero cabelludo, se lavará con champú (cabeza hacía atrás), cuidando no contaminar oídos, ojos, nariz o boca. Enjuagar y volver a lavar de nuevo con champú, enjuagar y controlar con detector. Normalmente no será necesario cortar el cabello.
5. Para descontaminar los ojos, se comenzará por la parte exterior de las párpados y después, separando bien éstos se lavará con agua abundante (si es posible estéril) haciéndola correr del ángulo interno al externo para evitar contaminar el canal lacri‐mal. Si persiste la contaminación, lavar con solución salina al 4%.
6. Para descontaminar mucosas, fosas nasales y boca, se empleará una de estas sustancias: solución acuosa de cloruro sódico (9%), de ácido cítrico (3%) o de jabón ácido líquido. También con una de estas sustancias se deben descontaminar dientes y encías. Para descontaminar la garganta se harán gárgaras con ayuda oxigenada al 3,6% y el conducto externo con ayuda de jeringuilla adecuada.
7. En el caso de contaminación de un área extensa del cuerpo, se tomará una ducha con agua tibia y jabón suave, teniendo la precaución de que los pies no estén sumer‐gidos en el agua.
8. En el caso de contaminación de heridas, la incorporación se puede producir a través de vasos sanguíneos y linfáticos, por lo cual es equiparable a la administración intravenosa. Por ello debe actuarse lo antes posible, efectuando una compresión venosa próxima, lavando la herida con suero fisiológico o agua oxigenada al 3%, aplicando un antiséptico y pomada antibacteriana, aplicando un apósito estéril que evita al mismo tiempo infección y dispersión de la contaminación.
9. El caso de la contaminación interna importante es poco probable en nuestras instalaciones. Si se produjera el caso, las medidas a tomar son compresión venosa (en heridas), lavados (de boca, de estómago, provocar vómitos con clorhidrato de apomorfina), bloquear la absorción intestinal y bloquear la captación en órganos críticos administrando sustancias adecuadas. Para facilitar la eliminación se pueden administrar purgantes salinos acelerando así el pasaje intestinal.
10. Se pueden además facilitar la eliminación y movilización del radioisótopo, formando complejos y diluyendo con gran cantidad de isótopos no radiactivos (siempre que no sea tóxica dicha cantidad) o bien modificando el metabolismo del órgano crítico.
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11. Las medidas indicadas en los puntos 9‐10, se pondrán en práctica sólo bajo la supervisión del Área Médica del SPRL.
10.5.4 Normas de emergencia para actuación ante derrames de material radiactivo Es obligación de la persona responsable de ello solventar la situación inmediatamente. Una falta de autodisciplina en este aspecto puede conducir a la contaminación del personal. Todo el personal deberá conocer sus misiones en caso de accidente radiactivo que conlleve daño personal, derrame de radiactividad, o incendio.
10.5.4.1 Accidentes con daños personales importantes 1. El tratamiento de las heridas debe tener preferencia, incluso con personas
contaminadas, y se debe alertar inmediatamente al Servicio de Prevención de Riesgos de la Universidad de Sevilla sobre la situación. La extensión de la contaminación puede limitarse concentrando a las personas contaminadas en un mismo lugar.
2. El tratamiento de las heridas graves debe tener preferencia sobre cualquier otra
consideración. Se debe considerar su tratamiento antes de proceder a la des‐contaminación. Estas personas deben ser acompañadas a los servicios médicos apropiados, que deben ser avisados de su llegada.
3. Las heridas no importantes deben ser tratadas en, o cerca, del lugar del incidente
(para evitar la propagación de contaminación). Se limpiará cualquier herida con canti‐dades abundantes de agua y se hará que sangren, para reducir la absorción de radio‐isótopos. Si la herida está en la cara, se tomaran precauciones para no contaminar los ojos, orificios nasales y boca. Se lavara la herida con jabón no abrasivo. Es aconsejable no utilizar agua caliente, porque ésta incrementa el riego sanguíneo y aumenta por tanto la incorporación de la radiactividad a la sangre. Se recomienda utilizar agua tibia o fría. La zona afectada se debe medir para comprobar si existe alguna actividad residual.
10.5.4.2 Grandes derrames de actividad (más de 50 MBq, 1.35 mCi), sin daños personales Estos derrames son graves, particularmente si miembros del personal están afectados. Se deberán seguir las siguientes acciones: 1. Se aislará el área afectada, y al entrar en ella se utilizarán guantes y cubrecalzado,
que se desecharán al abandonar la zona, en el recipiente de residuos apropiado. 2. Todas las personas no contaminadas deberán abandonar la zona. 3. Todas las personas contaminadas que no han sufrido daños deben permanecer en
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una zona aislada; las ropas contaminadas deben ser guardadas en bolsas dispuestas al efecto. Si el derrame ocurrió sobre la piel, la zona afectada se lavará con agua abundante tratando que la contaminación no se propague, en especial a los ojos.
4. Las medidas de descontaminación deben reducir la actividad a valores inferiores a los
indicados en el apartado 7.1.1 de este Manual. 5. La zona donde se produjo el derrame debe ser secada con papel absorbente, que
será depositado como residuo radiactivo. 6. La superficie contaminada debe ser lavada hasta que la actividad presente valores
inferiores a los indicados en el apartado IV.2.4. Si no es posible alcanzar estos límites, la zona se cubrirá con plásticos.
10.5.4.3 Pequeños derrames de actividad (menos de 50 MBq, 1.35 mCi) Estos derrames no son graves pero requieren ser tratadas con cuidado para evitar la propagación de la contaminación. Se adoptarán los siguientes procedimientos. 1. En todo momento se utilizarán guantes desechables. 2. Si hay personas afectadas y se sospecha contaminación en la ropa de trabajo, ésta se
cambiará inmediatamente y se colocará en bolsa de plástico de modo que se evite la propagación de la contaminación pero se permita su medida.
3. Si el material radiactivo se encuentra sobre la piel, se lavará la zona afectada con
agua abundante, y seguidamente se limpiará con jabón, cuidando de no propagar la contaminación a otras zonas.
4. El derrame se limpiará con papel absorbente, que se depositará como residuo en el
lugar apropiado. 5. Solo se restablecerá el uso habitual de la zona contaminada cuando la actividad
presente valores inferiores a los indicados en el apartado 7.1.1 de este Manual. Si no es posible alcanzar estos límites, la zona se cubrirá con plásticos.
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10.5.4.4 Riesgo de incendio 1. En caso de incendio, el personal deberá seguir las instrucciones que a tal efecto
existan en el Centro. 2. El Supervisor de la Instalación, Operadores o personal que trabaje en la Instalación
comprobarán que los armarios o contenedores de fuentes radiactivas se encuentran cerrados. Se procurará guardar en ellos, el mayor numero de fuentes radiactivas que el tiempo permita, empezando por las de mayor actividad.
3. Una vez controlada la situación, y si ha habido desperfectos que los justifiquen, se
tomarán muestras de líquidos en puntos que se consideren sospechosos o representativos, para evaluar la extensión de la posible contaminación radiactiva producida.
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11. GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS Los residuos radiactivos son materiales en forma gaseosa, liquida o sólida para los que no está previsto ningún uso, que contienen o están contaminados con elementos químicos radiactivos en concentraciones superiores a las establecidas por los organismos reguladores. Estos residuos pueden suponer un riesgo para el ser humano y el medio ambiente, por lo que deben ser controlados y gestionados de manera segura. Sin embargo, a diferencia de otros residuos tóxicos que se generan en otras actividades industriales, el riesgo de los residuos radiactivos decrece con el tiempo, a medida que se desintegran los isótopos presentes en ellos y se transforman en elementos químicos estables. Desde el punto de vista de la seguridad y la protección radiológica, el objetivo principal que debe perseguir la gestión de los residuos radiactivos es limitar las exposiciones a la radiación de los trabajadores y del público, minimizando los posibles efectos a largo plazo en el medio ambiente y en las generaciones futuras. Los residuos radiactivos se clasifican, generalmente, en función de las concentraciones de radioisótopos que contienen y de la vida media de estos isótopos, factores que en definitiva son indicativos del riesgo que pueden suponer. La gestión de esos materiales contaminados, así como la de las propias fuentes encapsuladas cuando han dejado de ser útiles, debe llevarse a cabo con arreglo a los principios generales de Protección Radiológica y, en el caso de residuos sólidos, siguiendo las recomendaciones de la Guía de Seguridad 9.2 del CSN Gestión de materiales residuales sólidos con contenido radiactivo generados en instalaciones radiactivas y la Orden ECO/1449/2003. Son necesarias medidas para minimizar las dosis que, por esa causa, puedan recibir los trabajadores de la instalación o el público en general. Además, de acuerdo con lo previsto en los artículos 49 a 57 del Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes, toda evacuación de efluentes y residuos radiactivos ha de someterse a un estricto control, requiriendo autorización expresa del Ministerio de Industria, previo informe del CSN, y se ajustará a los límites y condiciones que en la misma se establezcan atendiendo a las características de la práctica. En la Universidad de Sevilla los métodos de gestión de los residuos y las posibles evacuaciones de los mismos están fijados en las Autorizaciones de Funcionamiento de las respectivas instalaciones radiactivas. 11.1 FUENTES RADIACTIVAS ENCAPSULADAS FUERA DE USO Las fuentes utilizadas en algunas instalaciones se convierten en residuos radiactivos sólidos cuando, por descenso inaceptable de su actividad, deterioro u otra causa, no resultan ya aptas para su uso. La vía preferente de gestión es la retirada por parte del suministrador. Para ello es necesario establecer el acuerdo pertinente antes de formalizar la compra. Se requerirá en estos casos un compromiso por escrito del suministrador o fabricante. Si no
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fuese posible esta vía, se gestionará la retirada de estas fuentes por parte de ENRESA (Empresa Nacional de Residuos Radiactivos), con la que la Universidad de Sevilla mantiene un contrato de retirada de residuos. En las instalaciones en las que se utilicen fuentes encapsuladas se mantendrá un registro de todas las evacuaciones de fuentes que se lleven a cabo, que contendrá, al menos, los siguientes parámetros:
‐ Tipo de la fuente ‐ Código de identificación ‐ Radioisótopo ‐ Fecha de retirada del uso clínico ‐ Actividad original y fecha ‐ Actividad medida o calculada en la fecha de retirada ‐ Tasa de dosis en contacto y a 1 metro del contenedor ‐ Identificación del responsable de la evacuación ‐ Identificación del receptor
11.2 MATERIALES RESIDUALES SÓLIDOS CON CONTENIDO RADIACTIVO Además de lo referido a las fuentes radiactivas fuera de uso, encapsuladas o no, consideradas en el apartado 11.1, en las instalaciones radiactivas de la universidad se generan, como consecuencia del uso de fuentes no encapsuladas, materiales residuales sólidos que contienen radioisótopos de baja actividad. La gestión de estos materiales residuales sólidos con contenido radiactivo comprende el conjunto de actuaciones técnico‐administrativas que, desde su generación hasta su destino final. La UPRUS será responsable de ese conjunto de actuaciones, con la colaboración del responsable de la instalación. Las fases de la gestión serán: Caracterización y segregación, almacenamiento, y evacuación. 11.2.1 Caracterización y segregación Como principio básico general, se procurará minimizar la cantidad de material contaminado y no mezclarlo con material sin contaminar. La gestión de estos residuos comenzará con la segregación por radioisótopo. En el caso de que se utilicen radioisótopos de semivida comparable, se agruparán por este criterio. Si tras un periodo de decaimiento determinado el nivel de actividad residual es inferior a los recogidos en la Guía de Seguridad 9.2 del CSN (Tabla 11‐1) y Orden ECO/1449/2003, el material será evacuado como residuo convencional, atendiendo a la normativa aplicable según el riesgo remanente (biológico, químico, etc.). En otro caso, se acondicionará según las normas de ENRESA para su retirada posterior por esta empresa.
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Radioisótopo
Concentración de Actividad
(Bq/g) Radioisótopo
Concentración de Actividad
(Bq/g)
H‐3 106 Sr‐89 103
C‐14 104 Y‐90 103
Na‐22 101 In‐111 102
P‐32 103 I‐125 103
S‐35 105 F‐18 101
Cl‐36 104 C‐11 101
Tabla 11‐1: Valores máximos de concentración de actividad para la eliminación de
algunos materiales residuales sólidos como residuos convencionales
En el caso de material residual contaminado por una mezcla de radioisótopos, para que pueda ser gestionado como residuo convencional debe cumplirse la siguiente condición:
Σi (Ci / CLim) 1 donde Ci es la concentración de un radioisótopo i, presente en el material, y CLim es el límite establecido en la Tabla 11‐1 para ese radioisótopo. El sumatorio debe extenderse a todos los radioisótopos presentes. En cada instalación que utilice material radiactivo no encapsulado se realizará una estimación, que se mantendrá siempre actualizada, de la actividad específica en cada material residual, con el fin de calcular el tiempo de decaimiento necesario para la evacuación como residuo convencional. La actividad se valorará teniendo en cuenta la cantidad de actividad utilizada en cada determinación de laboratorio, que se distribuirá entre los materiales sólidos con los que estará en contacto. No se debería considerar admisible la mezcla de material radiactivo con material inactivo a fin de disminuir la concentración de actividad. 11.2.2 Almacenamiento y evacuación Una de las vías de gestión de materiales residuales consistirá en esperar un tiempo de decaimiento antes de proceder a la eliminación como residuo convencional. Por ello, las instalaciones que utilicen fuentes no encapsuladas deberán disponer de un lugar de almacenamiento en contenedores adecuados al tipo de emisión para los residuos radiactivos. Con objeto de uniformizar, se utilizará preferentemente el tipo de bolsa utilizado por ENRESA, que ofrece una capacidad óptima (25 litros), que facilita su manipulación, y resistencia adecuada para evitar roturas y dispersión de material contaminado (plástico galga 500).
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En cada instalación radiactiva existirá un registro de material radiactivo sólido acondicionado para su eliminación. En él se anotarán los siguientes datos:
‐ Fecha de cierre de la bolsa. ‐ Radioisótopos presentes. ‐ Naturaleza del material. ‐ Instalación de procedencia. ‐ Tasa de dosis en contacto en el momento del inicio del almacenamiento. ‐ Vía y fecha prevista de evacuación (decaimiento/ENRESA). ‐ Fecha y persona que efectúa la evacuación.
Como líneas generales, la gestión de sólidos para algunos de los radioisótopos más utilizados en la Universidad de Sevilla se muestran en la Tabla 11‐2. Como norma general, si la actividad específica de los materiales sólidos contaminados es INFERIOR al valor de exención, se desclasificarán como material radiactivo, eliminándose residuo convencional, pero teniendo en cuenta las normas aplicables teniendo en cuenta otros posibles riesgos asociados (químico, biológico, etc.).
RADIOISÓTOPO
MÉTODO GESTIÓN
TIEMPO MÍNIMO DE
ALMACENAMIENTO PARA
AE < VALOR EXENCIÓN
32P Almacenamiento 5 meses
35S
Almacenamiento 4 meses
125I
Almacenamiento 1.5 años
18F , 11C, 13N, 15O
Almacenamiento 48 horas
90Y, 111In
Almacenamiento 2 meses
Tabla 11‐2: Gestión de materiales sólidos contaminados con los radioisótopos más utilizados rutinariamente en la Universidad de Sevilla, con actividades específicas (AE) mayores que los niveles de exención.
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Antes de proceder a la eliminación de estos materiales se comprobará que la tasa de dosis en contacto es inferior a la del fondo ambiental (0.2 μSv/h), y que la lectura con un monitor de contaminación es también inferior a valores de fondo del aparato. De acuerdo con la Guía de Seguridad 9.2 del C.S.N., los registros que se cumplimenten en relación con la gestión de los materiales residuales sólidos con contenido radiactivo estarán en todo momento actualizados y a disposición del CSN. En lo que se refiere a los registros correspondientes al almacenamiento y evacuación deberán estar archivados y disponibles, y permanecerán bajo la custodia del titular de la instalación, al menos, durante 5 años. 11.3 RESIDUOS RADIACTIVOS LÍQUIDOS En las instalaciones radiactivas universitarias se generan líquidos que contienen radioisótopos, como consecuencia del uso de fuentes no encapsuladas. Una parte de esos líquidos proceden de actividades de laboratorio y se producen en cantidades relativamente pequeñas.
La gestión de esos líquidos contaminados con radioisótopos debe llevarse a cabo teniendo en cuenta los siguientes aspectos:
‐ Solubilidad en agua. ‐ Concentración de los diversos radioisótopos. ‐ Periodo de semidesintegración de los radioisótopos presentes.
En función de los aspectos antedichos se puede determinar el modo de gestión más conveniente. Es obvio que el criterio general será que la gestión que se lleve a cabo no suponga riesgos radiológicos inaceptables para los trabajadores expuestos, los miembros del público o el medio ambiente. La gestión de estos líquidos contaminados con contenido radiactivo comprende el conjunto de actuaciones técnico‐administrativas aplicables desde su generación hasta su destino final. El responsable de ese conjunto de actuaciones será la UPRUS o, en su defecto, el Supervisor. El destino final de los líquidos a los que aquí se hace referencia puede ser la descarga al sistema de alcantarillado o su retirada por ENRESA como residuo radiactivo. Los criterios básicos para decidir uno u otro destino son los siguientes:
• Se retirarán por ENRESA como residuos radiactivos los líquidos orgánicos insolubles en agua o aquellos hidrosolubles que por su concentración de actividad y características químico‐biológicas no puedan ser descargados después de tiempos razonables al sistema general de alcantarillado del Centro. Para minimizar el riesgo biológico en líquidos almacenados se deberá añadir una cantidad adecuada de un agente descontaminante (como hipoclorito sódico). Se almacenarán en los
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contenedores de líquidos especiales para su retirada por ENRESA.
• Los líquidos contaminados con radioisótopos hidrosolubles se descargarán directamente al sistema general de efluentes convencionales del centro, o después de un tiempo de almacenamiento suficiente para reducir las concentraciones de radioisótopos por debajo de niveles aceptables de acuerdo con el condicionado de autorización de las instalaciones. Siempre que sea posible se primará este criterio de gestión, para lo que es necesario elegir siempre que sea posible líquidos de centelleo biodegradables y no tóxicos. En este caso, es asimismo necesario que los líquidos contaminados no presenten riesgo biológico o químico.
11.3.1 Caracterización y segregación Como en el caso de los sólidos, los principios básicos que ha de aplicarse son:
‐ Minimizar cantidad de residuos generados. ‐ Separar eficientemente sólidos de líquidos. Sólo se almacenarán conjuntamente los
viales con líquido de centelleo no soluble en agua que vayan a ser retirados por ENRESA.
‐ Separar líquidos contaminados de los que no lo están. ‐ Separar los líquidos contaminados según el radioisótopo presente.
En las instalaciones se dispondrá de contenedores para líquidos de 25 litros de capacidad donde verter los líquidos contaminados. Si van a ser retirados por ENRESA, se utilizarán los contenedores homologados. 11.3.2 Almacenamiento y evacuación
Almacenamiento La mayor parte de los líquidos contaminados hidrosolubles pueden ser evacuados por vía convencional. No obstante, será preciso separar las vías de eliminación de aquellos que puedan evacuarse directamente de los que necesitan un tiempo de decaimiento. Normalmente será posible descargar directamente la mayor parte de los residuos de muchas técnicas de análisis "in vitro". En algunos casos, será necesario almacenar durante un cierto tiempo los residuos antes de proceder a su evacuación. En este caso se añadirá una cantidad adecuada de un agente descontaminante (como hipoclorito sódico). En el caso de otros líquidos, cuya vía de evacuación final sea la retirada por una empresa autorizada para su gestión como residuo radiactivo, la segregación se hará de acuerdo con los criterios de aceptación que establezca dicha empresa. La actividad específica se valorará teniendo en cuenta la actividad empleada en cada técnica de análisis y el volumen de residuo líquido generado. Periódicamente se realizará un
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muestreo para determinar la concentración de actividad de los residuos que se van a evacuar. Se llevará un registro de los contenedores de residuos líquidos almacenados, bien para decaimiento, bien para retirada por ENRESA. La información que se registrará será:
‐ Fecha de cierre del contenedor ‐ Volumen. ‐ Radioisótopos presentes. ‐ Naturaleza del material. ‐ Instalación de procedencia. ‐ Tasa de dosis en contacto en el momento del inicio del almacenamiento. ‐ Vía y fecha prevista de evacuación (decaimiento/ENRESA). ‐ Fecha y persona que efectúa la evacuación o supervisa la retirada.
Evacuación Para todos los líquidos que se descarguen a la red de desagüe general del establecimiento sanitario o centro, sea directamente después de su producción o después de un tiempo de decaimiento, los criterios de evacuación serán los mismos. Es decir, deben adecuarse a los principios generales de protección radiológica y, en particular, han de ser tales que se garantice que las dosis recibidas por los miembros del público estarán por debajo de los límites legalmente establecidos. En el caso de que los residuos líquidos deban ser gestionados como residuos radiactivos, los controles a efectuar en la instalación, previamente a su evacuación, serán los que establezca la empresa gestora de dichos residuos y deberán archivarse en la instalación los correspondientes albaranes de retirada con indicación expresa en el Diario de Operación. Para la evacuación por la red de alcantarillado se seguirán los siguientes principios básicos:
‐ Sólo se evacuarán líquidos hidrosolubles, sin riesgo químico o biológico. ‐ Se deberá conocer el volumen de agua que vierte a la red el Centro donde se
encuentre la instalación radiactiva, para calcular la dilución que se alcanza. ‐ La actividad total de material radiactivo vertido al alcantarillado público en un año no
superará 10 GBq de 3H, 1 GBq de 14C, y la suma de las actividades de los restantes radioisótopos será inferior a 1 GBq. Las autorizaciones de cada instalación pueden establecer excepciones a esta regla general.
‐ La cantidad de actividad permisible para los vertidos a la red general de alcantarillado no superará, en cada descarga, los límites de concentración obtenidos al dividir los límites de incorporación por ingestión para el grupo de edad “mayor que 17 años”, entre la tasa de ingestión anual de agua para el individuo adulto (600 litros).
‐ En el caso de mezcla de radioisótopos, la suma de las fracciones obtenidas al dividir el valor de concentración de cada radioisótopo por el correspondiente nivel de concentración no superará la unidad.
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12. ACTUACIONES EN EMERGENCIAS RADIOLÓGICAS En las instalaciones universitarias que utilizan radiaciones ionizantes, el plan de emergencia establece el conjunto de actuaciones a desarrollar para el caso en que se produzca un incremento del riesgo radiológico para los trabajadores expuestos, los pacientes, o el público en general. En él se incluye la descripción de las situaciones de emergencia previsibles, las medidas a tomar en cada caso, los datos e informes correspondientes y los responsables de ejecutar cada actuación. De acuerdo con la Instrucción de seguridad IS‐18 del CSN de 2 de abril de 2008 (BOE n1 92 de 16‐4‐2008), sobre los ACriterios aplicables por el CSN para exigir, a los Titulares de las instalaciones radiactivas, la notificación de sucesos e incidentes radiológicos@, se definen como sucesos radiológicos aquellos que afectan a las estructuras, sistemas, equipos o componentes de las instalaciones radiactivas, y que de forma real o potencial pueden producir riesgo de exposición indebida al público y a los trabajadores expuestos. La IS‐18 establece pues los criterios exigidos a los Titulares de las instalaciones radiactivas en relación con los sucesos radiológicos que tengan lugar en el ámbito de la instalación, y de los que se deban informar a la Dirección General de Política Energética y Minas y al Consejo de Seguridad Nuclear, de acuerdo con lo dispuesto en el artículo 73.2b) del Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas y su modificación por el R.D. 35/2008. Quedan excluidos de notificación los sucesos ocurridos en instalaciones con equipos de rayos X para diagnóstico médico, salvo los que impliquen la superación de los límites de dosis establecidos en nuestra legislación para miembros del público o personal profesionalmente expuesto. En caso de emergencias radiológicas, se establecerá comunicación con la UPRUS a través de los cauces de comunicación usuales en los planes de autoprotección de los Centros. La cadena de comunicación establecida es: Supervisor/operador de la instalación, Director de Departamento o de Centro, y la UPRUS.
Los planes de emergencia de las instalaciones radiactivas deberán estar incluidos en los planes de autoprotección de los Centros.
De acuerdo con la Instrucción de seguridad IS‐18 del CSN, se establecen dos tipos de sucesos notificables, ante los cuales se procederá de la siguiente manera para ponerlos en conocimiento de la sala de emergencias del CSN (SALEM), en el teléfono 91‐346 06 18:
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1. Se intentará contactar con la Unidad de Protección Radiológica de la Universidad de Sevilla (Servicio de Prevención de Riesgos Laborales, teléfonos 954460553 ‐ 954486093) para que considere la clasificación del suceso y tome la decisión de notificación al SALEM y a la autoridad competente de la Comunidad Autónoma. 2. Si no es posible contactar con la UPRUS, el supervisor responsable de la instalación notificará el suceso al SALEM y a la autoridad competente de la Comunidad Autónoma, y a la UPRUS tan pronto como sea posible.
Los dos tipos de sucesos notificables se describen en las secciones siguientes. 12.1 SUCESOS NOTIFICABLES CON CARÁCTER INMEDIATO (UNA HORA) Implican la comunicación inmediata con la UPRUS y el SPRL. Son aquellos que se producen internamente en la instalación radiactiva y que precisan de intervención exterior, tales como bomberos o policía. Siempre en estos casos se dará prioridad a la seguridad de las personas. En este tipo podemos englobar:
‐ Incendio con duración superior a 10 minutos. ‐ Inundación cerca de los equipos o material radiactivo. ‐ Liberación de sustancias tóxicas o explosivas en la instalación. ‐ Fenómenos naturales o exteriores que puedan constituir una amenaza para la
instalación (vientos o precipitaciones intensas, incendio no controlado próximo a la instalación, explosiones cercanas o en la propia instalación, emisión de sustancias tóxicas peligrosas que originen concentraciones inadmisibles en la instalación).
‐ Amenazas a la seguridad física (intrusión, sabotaje, amenaza de bomba...). ‐ Bloqueo de accesos, degradación intencionada de la seguridad física. ‐ Desaparición o robo de fuentes radiactivas de categoría 1,2, ó 3. Asimismo, para
fuentes de alta actividad según R.D. 229/2006. ‐ Aparición de fuentes huérfanas de categoría 1,2, ó 3.
12.2 SUCESOS NOTIFICABLES EN 24 HORAS Son aquellos que se producen en la instalación radiactiva, pero no requieren de intervención inmediata de personas externas a la misma, aunque puedan tener consecuencias radiológicas sobre las personas, dependencias, equipos o medio ambiente. En este tipo podemos englobar:
‐ Sucesos en los cuales haya personas que puedan haber recibido, en exposición
única, dosis por irradiación externa o contaminación interna superiores a los límites legales españoles.
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‐ Sucesos operacionales en los que exista un riesgo potencial de recibir una dosis indebida por fallo o daño de equipos, no retracción de fuentes radiactivas a posición segura (irradiadores).
‐ Acceso incontrolado a lugares con altos niveles de radiación ‐ Fallo en los sistemas de seguridad de la instalación o error humano. ‐ Cualquier circunstancia en la que se estime que un trabajador haya podido
superar, debido a exposiciones acumuladas, los límites reglamentarios. ‐ Sucesos por derrames o liberación de material radiactivo por pérdida de
hermeticidad de fuentes, rotura de viales o cualquier otro sistema de contención, que den lugar a contaminación de zonas de libre acceso de forma que sea preciso reclasificarlas durante 24 horas por criterios de tasa de dosis o contaminación.
‐ Cualquier otro suceso que pudiera dar lugar a exposiciones indebidas a los miembros del público.
‐ Cualquier vertido no programado o controlado de material radiactivo al exterior de la instalación.
‐ Superación de los límites de vertido especificados en la Autorización de la instalación radiactiva.
‐ Cualquier situación que tenga un potencial impacto sobre los sistemas de seguridad, como enclavamientos, monitores o alarmas.
‐ Desaparición de fuentes radiactivas o aparición de fuentes huérfanas de categoría 4.
‐ Fallos de control del material radiactivo o de los medios de seguridad física de la instalación.
‐ Descubrimiento de deficiencias de diseño, construcción, montaje, operación, mantenimiento, etc., que pudieran impedir el correcto funcionamiento de estructuras, sistemas o componentes de seguridad.
‐ Descubrimiento de deficiencias en la actuación del personal de la instalación o en los procedimientos de operación, que pudieran impedir el correcto funcionamiento de estructuras, sistemas o componentes de seguridad.
‐ Cualquier otro suceso que, a juicio del Titular, pudiera tener importancia para la seguridad radiológica.
12.3 LÍNEA DE AUTORIDAD Ante cualquier incidencia que afecte a las condiciones de seguridad radiológica de la instalación, el Operador o cualquier persona que la detectase estará obligado a ponerlo en conocimiento del Supervisor de la instalación, que hará una primera valoración de la que se derivarán las actuaciones inmediatas a seguir. Tras un incidente o accidente, será el supervisor de la instalación quien tomará las primeras medidas tendentes a restablecer las condiciones de seguridad radiológica habituales. A continuación, el supervisor pondrá en conocimiento del suceso al Director del Departamento o Centro, y al jefe de protección radiológica de la Universidad de Sevilla. El suceso se anotará en el Diario de Operación y, dependiendo de su clasificación, se comunicará al CSN en los plazos previstos en la IS‐18.
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Posteriormente, y en función del grado de afectación de la seguridad radiológica se informará al Ilmo. Sr. Gerente de la Universidad como representante del Titular de la Instalación.
En el caso de irradiación de personas que suponga la superación de límites de dosis probabilísticos y deterministas, las personas afectadas serán trasladadas al hospital de referencia, el Virgen del Rocío de Sevilla. Para la estimación de la dosis recibida se recogerán en un informe los siguientes datos:
‐ Personas afectadas. ‐ Hora y fecha del suceso. ‐ Estimación de dosis recibida, con duración de la exposición, y niveles de
contaminación originados. ‐ Control de los residuos radiactivos que se hubiesen producido. ‐ Exámenes médicos efectuados
Si no se pudiese estimar la dosis o existiese gran incertidumbre en la asignación de dosis, se remitiría al afectado al Hospital Gregorio marañón de Madrid para una determinación de la irradiación externa mediante dosimetría biológica. Para dosimetría interna, se solicitaría la estimación al CIEMAT.
Con periodicidad que se establezca en los reglamentos de funcionamiento de las instalaciones se organizará un simulacro de emergencias, que entrene al personal en la respuesta ante las situaciones de emergencia descritas en esta memoria. 12.4 INFORMES DE EVALUACIÓN DE EMERGENCIAS En todos los casos de emergencia radiológica, la UPRUS, con los datos recogidos y la colaboración del Supervisor, determinará su importancia y alcance desde el punto de vista de la Protección Radiológica, siguiendo en todo momento la IS‐18 del CSN y, en caso de notificación al CSN, elaborará en el plazo de 30 días el preceptivo informe escrito para el CSN, con copia a la Gerencia de la Universidad y al Titular de la Instalación. Este informe incluirá la causa, si es conocida, desarrollo y consecuencias; la relación de posibles afectados con sus niveles de exposición y/o contaminación; las actuaciones desarrolladas y/o programadas sobre personas e instalación; y la propuesta de todas aquellas medidas que se estimen oportunas para prever la causa y evitar la reincidencia.
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12.5 EMERGENCIAS EN LABORATORIOS QUE UTILIZAN FUENTES RADIACTIVAS
Accidentes e incidentes previsibles Los accidentes e incidentes previsibles en estas instalaciones, el lugar donde es más factible se produzcan y sus causas, son los siguientes: 1. Escape de gases radiactivos: Genera inhalación y consecuente contaminación
interna. Es muy improbable por las características de las fuentes, el diseño de la instalación y los procedimientos establecidos.
2. Derrame de líquidos: Se puede dar en las distintas zonas de manipulación y
movimiento de las monodosis, siendo su consecuencia la contaminación y la irradiación externa.
3. Incendio de la instalación: Es la situación de mayor riesgo potencial ya que provoca
la liberación de gases y líquidos que pueden conducir a exposiciones y/o contaminaciones.
4. Robo o pérdida de fuentes radiactivas, encapsuladas o no: Origen de cualquiera de
los riesgos anteriormente indicados, potenciados por el desconocimiento de los afectados.
5. Inundación: Pudiendo provocar una contaminación de suelo y superficies. 12.5.1 Pérdida de hermeticidad de fuentes encapsuladas Se procederá a aislar las fuentes y a comunicarlo a la UPRUS, que como primera medida evaluará la posible contaminación del personal de operación. La fuente se considerará como residuo radiactivo. 12.5.2 Pérdida de fuentes radiactivas Se avisará de inmediato a la UPRUS, que procederá a organizar el acotamiento de zonas si fuere necesario y la búsqueda de la fuente en cuestión. Se elaborará informe escrito que quedará reflejado en el Diario de Operación. Si la fuente es no exenta, se deberá notificar el hecho al Consejo de Seguridad Nuclear. 12.5.3 Actuaciones ante la contaminación radiactiva Estas actuaciones se han descrito en detalle en el apartado 10.4 de este Manual. De manera resumida, podemos distinguir los siguientes procedimientos resumidos para diversas circunstancias:
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Descontaminación de superficies de trabajo y pavimentos
‐ Delimitación de la zona contaminada. ‐ Absorción de líquidos con material absorbente. ‐ Limpieza con agua y jabón o detergente. ‐ Si es necesario se separará el trozo contaminado que será tratado como residuo
radiactivo y se repondrá con nuevo.
Descontaminación de equipos materiales
‐ Antes de decidir la descontaminación de materiales se tendrá en cuenta el costo de la misma frente al propio material.
‐ Los materiales fungibles contaminados se considerarán como residuos sólidos y recibirán el tratamiento de tales.
‐ Si la descontaminación de instrumentos y material no es factible y sobre todo si el periodo de semidesintegración del contaminante es corto, los instrumentos y material contaminado pueden ser retirados de su uso y confinados en condiciones de seguridad hasta quedar descontaminados por decaimiento o eliminados como residuos.
‐ El material de vidrio se descontaminará preferentemente con mezcla crómica. Los elementos metálicos se lavarán con un detergente, frotando después con un cepillo.
Ropa de trabajo
‐ La ropa contaminada será sustituida inmediatamente por otra limpia, una vez comprobada la ausencia de contaminación corporal. Si su descontaminación no es viable o así se considera, las prendas contaminadas serán consideradas residuos.
‐ La manipulación y limpieza de ropa y lencería contaminadas se hará siempre utilizando medios anticontaminación para el personal que las realice y en el lugar previsto para ello.
Descontaminación de personas
‐ La contaminación de personas puede ser externa o interna por inhalación, ingestión o filtrado a través de heridas.
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‐ En caso de contaminación externa la primera actuación irá encaminada a eliminarla y a impedir que se incorpore al organismo por difusión o a través de cavidades o heridas. Para ello se quitará la ropa y se lavarán las zonas contaminadas sucesivas veces con mediciones intermedias usando jabón neutro o cepillo. Estas operaciones se harán con suavidad para evitar la irritación de la piel.
‐ Si la contaminación de heridas se equipara a la administración intravenosa por lo que se actuará lo antes posible, efectuando una compresión venosa, lavando la herida y aplicándole un apósito estéril para evitar infección y dispersión de la contaminación.
12.5.4 Actuaciones ante incendio u otra catástrofe Ante un incendio las prioridades son la protección del personal y el confinamiento del material radiactivo. Se seguirá en todo momento el plan de Autoprotección del Centro. Por ello el Supervisor responsable evaluará la situación y si es necesario dispondrá: ‐ La interrupción de la actividad. ‐ La evacuación inmediata del personal ‐ El uso de barreras de contención mediante el cierre de puertas y la compartimentación. ‐ La desconexión de los sistemas de ventilación. ‐ La desconexión de las fuentes de alta tensión. Asimismo y para minimizar el riesgo de dispersión de material radiactivo procurará confinar de forma adecuada todas las fuentes radiactivas. La UPRUS o en su defecto el propio Supervisor, instruirá a los servicios de extinción sobre las particularidades, naturaleza y nivel de riesgo que implican las fuentes existentes. Tras la extinción la UPRUS evaluará el estado de las diferentes dependencias, equipos y material respecto del riesgo radiológico y actuará en el sentido de devolver a la normalidad la instalación. Todas las personas afectadas serán sometidas a estudio y convenientemente informadas; y en caso necesario atendidas de acuerdo con su estado. En cualquier otra situación de catástrofe, se tendrán las mismas prioridades. 12.6 EMERGENCIAS EN RADIODIAGNÓSTICO CON FINES MÉDICOS 12.6.1 Accidentes e incidentes previsibles Entre las circunstancias que pueden quebrantar la seguridad radiológica de una instalación de radiodiagnóstico, o ser sintomáticas de ello, se encuentran:
‐ Error de funcionamiento en el modo radiografía: Fallo del disparador. El temporizador corta en tiempo de máxima exposición autorizada por el generador.
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‐ Fallo en el sistema de alimentación del tubo o indicador de exposición que de lugar a
dobles disparos.
‐ Falta de coincidencia inadmisible entre los campos luminoso, de radiación y de registro, que provoca la falta de colimación sistemática del haz de radiación por parte del operador
‐ Falta de mantenimiento en las procesadoras de película radiográfica, que exige una
innecesariamente elevada exposición a la radiación de la película, y por tanto del paciente.
‐ Falta de correspondencia entre películas y hojas de refuerzo, o mal estado de
conservación de alguna de ellas o ambas, con las mismas consecuencias.
‐ Falta de formación e información de los operadores, que puede redundar en la utilización de técnicas radiográficas inapropiadas y excesiva irradiación al paciente. Esto cobra especial importancia en equipos de radiología digital, por su rápida y generalizada implantación, su amplio rango dinámico y la relación directa existente entre dosis al detector y mejora de la relación señal‐ruido.
12.6.2 Medidas a tomar
‐ Ante cualquier circunstancias que provoque la pérdida del control integral y efectivo del haz de radiación, el operador procederá a la desconexión inmediata del equipo, e informará al director de la instalación radiológica para que ordene su revisión.
‐ La alteración de barreras de blindaje deberá ser siempre valorada por la UPRUS.
‐ Si el registro de dosis anormales se da simultáneamente en todos los profesionales
expuestos, se detendrá el funcionamiento de la instalación si se considera necesario y no reanudándolo hasta que no se verifiquen las condiciones de seguridad radiológica.
‐ Ante incendio, inundación u otra catástrofe se dará prioridad a la seguridad de las
personas. Una vez dominada la situación la UPRUS procederá a la evacuación de sus consecuencias sobre la seguridad radiológica y actuará en consecuencia.
12.7 EMERGENCIAS EN ACELERADORES DE PARTÍCULAS Los accidentes posibles están descritos en detalle en el Plan de Emergencia del CNA, que se entrega junto con el Reglamento de funcionamiento a todo el personal del Centro, que deberá firmar la recepción del documento. El principal riesgo es la presencia inadvertida de personas dentro de las salas que albergan a los aceleradores del Centro en circunstancias en las que su presencia está prohibida.
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Los aceleradores tipo tándem del Centro no emiten en condiciones normales de trabajo dosis por encima de los niveles máximos tolerados para el personal profesionalmente expuesto, por lo que el riesgo de sobreexposición es reducido. Sólo cuando se acelera deuterio se pueden alcanzar tasas de dosis gamma/neutrónica de hasta 100 μSv/h. Está prohibido el acceso de personal a la sala si se supera una tasa de dosis de 10 μSv/h. Si hubiese personal en la sala en este caso, deberá abandonarla, o pulsar uno de los dos interruptores de emergencia. El acelerador tipo ciclotrón del CNA produce tasas de dosis muy elevadas durante su funcionamiento (gamma, hasta 150 mSv/h; neutrónica, hasta 10 Sv/h), por lo que siempre está prohibida la permanencia en el interior de la sala durante su operación. Además, también se produce la activación neutrónica de materiales que están sometidos al flujo de partículas que produce. Por ello, incluso después de terminar el bombardeo es necesario esperar un tiempo para poder acceder al interior de la sala. En ambos casos el sistema de enclavamientos impide abrir la puerta de acceso a la sala. El accidente más grave consistiría en la presencia de personas en el interior de la sala de irradiación durante los bombardeos. Para evitar este caso, el operador del acelerador deberá comprobar siempre que no hay personas en el interior antes de cerrar la puerta y comenzar la irradiación. Si esta circunstancia ocurriese, se puede parar la fuente de iones pulsando una de las cuatro setas de parada de emergencia. También se puede abrir la puerta desde dentro, interrumpiéndose automáticamente el haz. Algunos de estos accidentes pueden estar motivados por fallos en los sistemas de enclavamientos de seguridad. Por ello, serán sometidos periódicamente a verificación. 12.8 SIMULACROS La realización de ejercicios y simulacros de situaciones de emergencia que se pueden presentar en las instalaciones supone el entrenamiento del personal que trabaja en las mismas, cuyo fin último es ensayar la respuesta en estas situaciones para evitar fallos y reducir en lo posible las exposiciones potenciales que se recibirían en estos casos. Tales ejercicios periódicos deben ser dirigidos por la UPRUS, debiendo quedar registrado en el Diario de Operación.
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13. REGISTROS DE LAS INSTALACIONES RADIACTIVAS Tanto en el RPSCRI como en el RINR se contempla la obligatoriedad de registrar la información concerniente a la Protección Radiológica de las personas y áreas relacionadas con la actividad donde exista riesgo potencial de exposición a fuentes de radiación. El tiempo de archivo de estos datos ha quedado establecido en la Instrucción IS‐16 del CSN, de 23 de enero de 2008, por la que se regulan los periodos de tiempo que deberán quedar archivados los documentos y registros de las instalaciones radiactivas (BOE nº 37 de 12‐2‐2008). En este Manual, se denomina registro a todo documento a partir del cual se pueda establecer un seguimiento de las actividades relacionadas con la Protección Radiológica y el cual estará en todo momento a disposición de la autoridad competente (CSN, Administraciones Públicas, Juzgados y Tribunales que lo soliciten). Existen distintos tipos de registros, en función de la información de que consten:
‐ Vigilancia de los trabajadores expuestos: ‐ Medidas o estimaciones de dosis. ‐ Vigilancia médica. ‐ Vigilancia de las áreas. ‐ Vigilancia de fuentes y equipos productores de radiaciones ionizantes.
En cualquier caso se han de tomar las medidas necesarias para asegurar la confidencialidad de los datos relativos a los trabajadores (Ley 15/1999 de 13 de diciembre, de Protección de Datos de Carácter Personal). 13.1 REGISTROS RELATIVOS A LOS TRABAJADORES EXPUESTOS En el SPRL‐UPRUS existe un registro individual para cada trabajador calificado como profesionalmente expuesto, donde constan los siguientes datos:
‐ Datos personales: D.N.I., nombre y apellidos, fecha de nacimiento. ‐ Datos relativos al puesto de trabajo: Identificación de la instalación, tipo de trabajo y
categoría, fecha de alta y de baja en el mismo, vigencia y tipo de licencia o acreditación (si la tuviera).
‐ Dosimetría personal. ‐ Fecha del último examen de salud y clasificación médica resultado del mismo.
Este registro se denomina historial dosimétrico y será archivado por el SPRL de la Universidad de Sevilla hasta que el trabajador hubiera alcanzado la edad de 75 años y nunca por un periodo inferior a 30 años desde su cese en la actividad. Una copia certificada del historial dosimétrico le será facilitada al nuevo titular si el trabajador cambia de empleo. La UPRUS se encargará de la custodia del archivo.
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13.2 REGISTROS RELATIVOS A LA VIGILANCIA DE LAS ÁREAS Para cada instalación se creará un archivo donde se registrarán los datos derivados de la vigilancia del ambiente de trabajo que deberá incluir, según el tipo de instalación a la que sea aplicable:
‐ Identificación de las zonas de la instalación: Ubicación en el edificio, clasificación radiológica, etc.
‐ Datos de la estimación de la tasa de dosis debida a fuentes externas: Fecha en que se ha realizado la medida, tipo y calidad de la radiación, valor de la tasa resultante, identificación del equipo con el que se ha realizado la medida.
‐ Concentración de la actividad en aire: Fecha de la estimación, naturaleza de las sustancias contaminantes, equipo y método de medida.
‐ Contaminación de superficies: Fecha de la estimación, naturaleza de las sustancias contaminantes, equipo y método de medida.
El archivo será conservado por la UPRUS, siendo el titular el responsable de dicho archivo.
13.3 REGISTROS RELATIVOS A LAS FUENTES Y EQUIPOS PRODUCTORES DE RADIACIONES IONIZANTES La información a registrar debe incluir las características de las fuentes y equipos que afecten a la protección radiológica de profesionales, miembros del público y pacientes. El archivo deberá permanecer en la instalación radiactiva o de Radiodiagnóstico y en la UPRUS durante el periodo de tiempo que la instalación esté en funcionamiento. 13.3.1 Fuentes radiactivas encapsuladas Se creará un archivo en cada instalación en el que se consignará una ficha para cada fuente que contendrá la siguiente información:
‐ Fecha de recepción de la fuente. ‐ Identificación de la fuente: marca, modelo, número de serie, etc. ‐ Características de la fuente dadas en el certificado de calibración emitido por el
fabricante: radioisótopo, actividad o tasa de kerma en aire, composición físicoquímica, dimensiones, espesor y material de la cápsula.
‐ En el caso de fuentes iguales, no identificables individualmente, que se suministran en forma de lotes, se registrará también el número de fuentes que forman el lote.
‐ Fecha y resultado de las pruebas de estanqueidad. ‐ Tiempo estimado de validez de la fuente. ‐ Fecha en que ha sido dada de baja y destino de la misma.
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13.3.2 Fuentes radiactivas no encapsuladas
Dadas las especiales características de las fuentes no encapsuladas utilizadas en las instalaciones radiactivas, variedad de radioisótopos y actividades bajas, será suficiente con tener un archivo donde se registren para cada lote de material radiactivo no encapsulado:
‐ Fecha de recepción y suministrador. ‐ Nombre que identifique el producto o compuesto químico y albarán de transporte. ‐ Actividad del radioisótopo que marca el producto y fecha de la calibración. ‐ Nombre del supervisor u operador responsable de su control.
13.3.3 Equipos generadores de radiación ionizante Incluimos en este apartado los equipos de rayos X para estudios de difracción, fluorescencia, radiografía de objetos artísticos, aceleradores de partículas, etc. Para cada equipo se registrará:
‐ Marca, modelo y suministrador del equipo. ‐ Si se trata de equipo declarado exento, declaración de la aprobación de exención del
Ministerio de Industria, y las siglas y número de la aprobación. ‐ Tipo de radiación que emite: Energía, intensidad de la radiación. ‐ Resultados de las medidas de tasa de dosis en todas las superficies exteriores
accesibles del equipo, a 10 cm, 50 cm y 100 cm de distancia. ‐ Sistemas de seguridad asociados al equipo. Enclavamientos de estos sistemas con
otros sistemas de la instalación. ‐ Fecha de puesta en marcha. ‐ Fecha de clausura, indicando destino del equipo.
13.3.4 Equipos de rayos X en radiodiagnóstico médico Una vez realizada la instalación de un equipo de rayos X, la empresa suministradora realizará las pruebas de aceptación en presencia de un representante técnicamente cualificado del comprador para comprobar que el equipo cumple los requerimientos especificados en el contrato de compra. El resultado de las pruebas deberá hacerse constar en un informe elaborado por el suministrador y aceptado por el representante del comprador, con objeto de que sirvan de referencia para los siguientes controles de calidad. Se registrarán también:
‐ Ubicación del equipo. ‐ Tipo: Móvil o fijo. ‐ Marca, modelo y número de serie del generador. ‐ Marca, modelo y número de serie del tubo de rayos X y fecha de instalación. ‐ Factores máximos de técnica: kVp, mA, t.
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‐ Resultado de la prueba de aceptación y estado de referencia del equipo. ‐ Controles periódicos de calidad. ‐ Copia de los certificados de marcado CE de fabricación del equipo.
13.3.5 Residuos radiactivos sólidos y líquidos Se registrará la información reseñada en el Capítulo 11 de este Manual. 13.3.6 Vigilancia médica de la salud A cada trabajador expuesto de categoría A se le abrirá un historial médico que contendrá al menos:
‐ Datos personales: DNI., Nombre y apellidos, fecha de nacimiento. ‐ Datos relativos al puesto de trabajo: Identificación de la instalación, tipo de trabajo y
categoría, fecha de alta y de baja en el mismo. ‐ Resultados de los exámenes médicos previos a la contratación o clasificación como
trabajador de categoría A. ‐ Resultados de los exámenes médicos periódicos y eventuales. ‐ Historial dosimétrico de toda su vida profesional.
El historial médico será archivado en el Área Médica del SPRL de la Universidad de Sevilla. El archivo se mantendrá, al igual que el historial dosimétrico, hasta que la persona hubiera alcanzado la edad de 75 años y nunca por un periodo inferior a 30 años desde su cese en la actividad.
13.3.7 Información de las Instalaciones Radiactivas De cada una de las instalaciones radiactivas y de rayos X con fines de diagnóstico médico, deberá existir un registro que constará de:
‐ Memoria de solicitud de Autorización de Funcionamiento o de inscripción en el Registro de instalaciones de rayos X con fines médicos.
‐ Autorización de funcionamiento y notificación de inscripción en el Registro de instalaciones de rayos X con fines médicos.
‐ Diario de operación. ‐ Intervenciones de los Servicios Técnicos. ‐ Pruebas de hermeticidad de las fuentes.
Toda esta documentación estará bajo la custodia del titular de la práctica y a disposición de la UPRUS.
Es aconsejable mantener actualizado un archivo con toda la documentación generada en la instalación que pueda afectar a la seguridad en materia de Protección Radiológica.
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La UPRUS, a su vez, deberá mantener actualizado un registro de todas las unidades productoras de radiación, de todos los detectores y equipos de medida y de las fuentes radiactivas accesorias (usadas en la calibración y verificación de equipos, etc.). 14. FORMACIÓN Y ENTRENAMIENTO EN PROTECCIÓN RADIOLÓGICA La formación en Protección Radiológica constituye uno de factores más importantes para la seguridad de los trabajadores expuestos, estudiantes, personas en formación y pacientes, por lo que resulta necesario que la Universidad de Sevilla, en su condición de titular, impulse la organización de programas de formación y actualización profesional en Protección Radiológica y facilite a las personas implicadas la asistencia a las actividades formativas que se programen. La Gerencia de la Universidad de Sevilla encomendará al SPRL‐UPRUS, la organización de cursos, jornadas de actualización y seminarios relacionados directamente con la Protección Radiológica. El SPRL‐UPRUS organizará cursos de formación básica según las necesidades de los trabajadores de la Universidad de Sevilla, y favorecerá la organización de cursos de capacitación de operadores y supervisores de instalaciones radiactivas y de dirección/operación de equipos de radiodiagnóstico médico. En la actualidad la Universidad de Sevilla tiene homologados por el CSN los siguientes tipos de cursos:
‐ Un programa de cursos de capacitación para supervisores y operadores de instalaciones radiactivas, en las especialidades de laboratorios con fuentes no encapsuladas y equipos generadores de radiación ionizante (acuerdo Pleno CSN de 18‐3‐1998, prorrogado el 27‐9‐2002).
‐ Un programa de cursos de radiodiagnóstico dental, modalidad dirigir/operar
(acuerdo Pleno CSN de 3‐11‐1995).
‐ Un programa de cursos de radiodiagnóstico podológico, modalidad dirigir (acuerdo Pleno CSN 3‐3‐1997).
14.1 TRABAJADORES EXTERNOS Se aplica a la formación e información a los trabajadores externos con riesgo de exposición sobre las particularidades de las zonas, clasificadas radiológicamente como controladas, donde hayan de intervenir. La Dirección del Centro comprobará que estos trabajadores han recibido la formación básica sobre Protección Radiológica a la que se refiere el RD 413/1997.
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14.2 PERSONAL DE LA UNIDAD DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA La Gerencia de la Universidad de Sevilla facilitará al personal adscrito a esta Unidad su formación continuada en Protección Radiológica.
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ANEXO A: DEFINICIONES Y CONCEPTOS BÁSICOS Actividad (A): La actividad A de una cantidad de un radioisótopo en un determinado estado energético en un momento dado es el cociente entre dN y dt, donde dN es el valor esperado del número de transformaciones nucleares espontáneas que se producen desde dicho estado energético en el intervalo de tiempo dt: A = dN/dt La unidad de actividad es el bequerelio (Bq). Un bequerelio es igual a una transformación por segundo. 1Bq= 1 s‐1. Año oficial: Periodo de doce meses, a contar desde el día 1 de enero hasta el 31 de diciembre, ambos inclusive. Autoridad competente: Organismo oficial al que corresponde, en el ejercicio de las funciones que tenga atribuidas, conceder autorizaciones, dictar disposiciones o resoluciones y obligar a su cumplimiento. Autorización: Permiso concedido por la autoridad competente de forma documental, previa solicitud, o establecido por la legislación española, para ejercer una práctica o cualquier otra actuación dentro del ámbito de su aplicación. Calibración: Determinación de la respuesta de un equipo de medida cuando se somete a determinadas condiciones de exposición o de dosis absorbida de radiación conocidas. Colimador (diafragma): Dispositivo que limita las dimensiones de un haz de radiación. Concentración de Actividad: actividad de un radioisótopo por unidad de masa o unidad de volumen. Consejo de Seguridad Nuclear: Único organismo español competente en materia de Seguridad Nuclear y Protección Radiológica. Contaminación radiactiva: Presencia indeseable de radioisótopos en una materia, una superficie, un medio cualquiera o 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 radioisótopos han penetrado en el organismo por cualquier vía (inhalación, ingestión, percutánea, etc.). Declaración: Obligación de presentar un documento a la autoridad competente para notificar la intención de llevar a cabo una práctica o cualquier otra actuación dentro del ámbito de aplicación del RPSCRI . Dosímetro: Dispositivo, instrumento o sistema que puede utilizarse para medir o evaluar cualquier magnitud que pueda estar relacionada con la determinación de la dosis absorbida o equivalente. Dosis absorbida (D): La energía absorbida por unidad de masa D=dε/dm donde dε es la energía media impartida por la radiación ionizante a la materia en un elemento de volumen, y dm es la masa de la materia contenida en dicho elemento de volumen. En el presente MPR, la dosis absorbida indica la dosis promediada sobre un tejido u órgano. La unidad de dosis absorbida es el Gray (Gy).
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Dosis efectiva (E): La suma de las dosis equivalentes ponderadas en todos los tejidos y órganos del cuerpo a causa de irradiaciones externas e internas. La unidad para la dosis efectiva es el Sievert (Sv). Dosis equivalente (H): Dosis absorbida, en el tejido u órgano T, ponderada en función del tipo y la calidad de la radiación R. La unidad para la dosis equivalente es el Sievert (Sv). Efectos biológicos deterministas: También llamados no estocásticos y que se caracterizan por tener umbral para su aparición. La gravedad de este efecto depende de la dosis. Efectos biológicos estocásticos: También llamados probabilísticos. Estos efectos no tienen umbral y la probabilidad de su aparición aumenta con la dosis. Efluentes radiactivos: Productos radiactivos residuales en forma líquida o gaseosa. Emergencia radiológica: Situación que requiere medidas urgentes con el fin de proteger a los trabajadores, a los miembros del público o a la población, en parte o en su conjunto. Empresa externa: Cualquier persona física o jurídica, distinta del titular de la instalación, que haya de efectuar actividades de cualquier tipo en una zona controlada de una instalación nuclear o radiactiva. Estudiantes o personas en formación: Personas que en el seno o fuera de una empresa reciben una formación o enseñanza para ejercer un oficio o profesión, relacionado directa o indirectamente con actividades que pudieran implicar exposición a radiaciones ionizantes. Exposición: Acción y efecto de someter a las personas a las radiaciones ionizantes. Exposición accidental: Exposición de personas como resultado de un accidente, aunque no dé lugar a superación de alguno de los límites de dosis establecidos. No incluye la exposición de emergencia. Exposición de emergencia: Exposición voluntaria de personas que realizan una acción urgente necesaria para prestar ayuda a personas en peligro, prevenir la exposición de un gran número de personas o para salvar una instalación o bienes valiosos, que podría implicar la superación de alguno de los límites de dosis individuales establecidos para los trabajadores expuestos. Exposición externa: Exposición del organismo a fuentes exteriores a él. Exposición interna: Exposición del organismo a fuentes interiores a él. Exposición ocupacional: Exposición de los trabajadores durante el desarrollo de su trabajo, con la excepción de las excluidas del alcance de este MPR y las procedentes de fuentes y prácticas exentas de declaración y autorización según la legislación aplicable. Exposición parcial: Exposición localizada esencialmente sobre una parte del organismo o sobre uno o más órganos o tejidos, o la exposición del cuerpo entero no homogénea. Exposición perdurable: Exposición resultante de los efectos residuales de una emergencia radiológica o del ejercicio de una práctica o actividad laboral del pasado.
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Exposición potencial: Exposición que no se prevé que se produzca con seguridad, sino con una probabilidad de ocurrencia que puede estimarse con antelación. Fondo radiactivo natural: Está constituido por el conjunto de radiaciones ionizantes que provienen de fuentes naturales terrestres o cósmicas. Fuente: Equipo o sustancia capaz de emitir radiaciones ionizantes. Fuentes artificiales: Fuentes de radiación distintas de las fuentes naturales de radiación. Fuentes naturales de radiación: Fuentes de radiación ionizante de origen natural, terrestre o cósmico. Fuente encapsulada: Fuente constituida por radioisótopos sólidamente incorporadas en materias sólidas inactivas o bien en el interior de envolturas inactivas con una resistencia suficiente para evitar, en condiciones normales de utilización, toda dispersión de material radiactivo. Fuente no encapsulada: Fuente cuya presentación y condiciones normales de utilización no permiten prevenir la dispersión de la sustancia radiactiva (caso de gas, líquido y polvo radiactivo de utilización en Medicina Nuclear o en laboratorio). Gray (Gy): Nombre especial de la unidad de dosis absorbida en el Sistema internacional de medidas (S.I.). Un gray es igual a un julio por kilogramo: 1Gy = 1 J/kg Grupo de referencia de la población: Grupo que incluye a personas cuya exposición a una fuente es razonablemente homogénea y representativa de la exposición que reciben las personas de la población más expuestas a dicha fuente. In vitro: Pruebas realizadas exclusivamente en tubos de ensayo. In vivo: Pruebas realizadas en organismos vivos. Incorporación: Acción y efecto de absorción de una sustancia externa por el organismo. Instalación radiactiva o radiológica: Instalación de cualquier clase que contenga una fuente radiactiva o un aparato productor de radiaciones ionizantes. Intervención: Actividad humana que evita o reduce la exposición de las personas a la radiación procedente de fuentes que no son parte de una práctica o que están fuera de control. Dicha actuación tiene lugar sobre las fuentes, las vías de transferencia y las propias personas. Ionización: Acción y efecto de pérdida/ganancia de electrones por un átomo. Jefe de Servicio de Protección Radiológica: Persona responsable o al frente de un Servicio de Protección Radiológica, que será acreditada a tal efecto, mediante un diploma expedido por el Consejo de Seguridad Nuclear. Límites de dosis: Límites fijados en el RPSCRI, para la dosis resultante de la exposición de los trabajadores profesionalmente expuestos y los miembros del público, no teniendo en cuenta la dosis
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debida al fondo natural y a las exploraciones médicas a que hayan podido ser sometidos. Límite de incorporación anual: Actividad máxima de un radioisótopo que puede ser incorporada anualmente. Miembros del público: Individuos de la población, con excepción de los trabajadores expuestos y estudiantes en su jornada laboral. Nivel de referencia: Valor de una magnitud física a partir del cual se toman medidas para su
corrección y reducción hasta recuperar dicha magnitud valores normales. No se puede considerar un límite. Los valores de referencia más frecuentemente utilizados son: Nivel de registro, nivel de investigación y nivel de intervención, que a continuación se definen. Nivel de registro: Nivel de referencia cuya superación implica el informe y archivo de los resultados obtenidos. Nivel de investigación: Nivel de referencia cuya superación justifica una investigación de los hechos y circunstancias que la determinaron. Nivel de intervención: Nivel de referencia cuya superación o previsión de superación, condiciona la realización de acciones correctivas o preventivas, según el caso, para paliar o eliminar los riesgos o los daños que pueda suponer. Operador de instalaciones radiactivas: Persona con licencia o acreditación, otorgada por el Consejo de Seguridad Nuclear, capacitada para la manipulación de material radiactivo y/o equipos productores de radiación. Pantalla de blindaje: Dispositivo absorbente interpuesto en el trayecto de la radiación para interceptarla total o parcialmente cuya finalidad es la reducción de la dosis al otro lado del mismo. Período de semidesintegración (físico): Tiempo necesario para que la actividad de un radioisótopo disminuya a la mitad. Período efectivo: Tiempo necesario para que la actividad de un elemento radiactivo incorporado al organismo disminuya a la mitad. Tiene en cuenta el período físico y el período biológico de eliminación a través de las vías naturales (sudor, orina, etc.) Población en su conjunto: Toda la población comprendiendo los trabajadores expuestos, los estudiantes y las personas en formación y a los miembros del público. Práctica: Actividad humana que puede aumentar la exposición de personas a la radiación procedente de una fuente artificial, o de una fuente natural de radiación, cuando los radioisótopos naturales son procesados por sus propiedades radiactivas, fisionables o fértiles, excepto en el caso de exposición de emergencia. Promotor: Persona física o jurídica que por vez primera en el país pretende realizar una práctica. Radiaciones ionizantes: Haces de radiación con la energía suficiente para producir ionizaciones, de forma directa o indirecta.
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Radiodiagnóstico: Especialidad médica que utiliza los rayos X con fines diagnósticos: radiología convencional, tomografía axial computarizada, angio‐radiología digital, etc. Radioisótopo (radioisótopo, elemento radiactivo): Átomos que emiten radiación de forma espontánea. Radiotoxicidad: Toxicidad debida a las radiaciones ionizantes emitidas por un radioisótopo incorporado y por sus productos derivados. La radiotoxicidad no es debida únicamente a las características radiactivas del radioisótopo sino que depende también de su estado físico y químico y del metabolismo de ese elemento o compuesto en el organismo. Residuo radiactivo: Cualquier material o producto de desecho, para el que no está previsto ningún uso, que contiene o está contaminado con radioisótopos en concentraciones o niveles de actividad superiores a los establecidos por la legislación. Restricción de dosis: Reducción de los valores de dosis individuales. Servicio de Dosimetría Personal: Entidad responsable de la lectura e interpretación de las medidas obtenidas con dispositivos de vigilancia individual de dosis o de la medida de radiactividad recibida por el cuerpo humano a partir de muestras biológicas. Dichas entidades cuentan con el reconocimiento del CSN. Servicio de Protección Radiológica: Servicio encargado del establecimiento de las normas de Protección Radiológica y de la vigilancia de su cumplimiento. Expresamente autorizada por el Consejo de Seguridad Nuclear. Sievert (Sv): Nombre especial de la unidad de dosis efectiva y de dosis equivalente en el S.I. Un Sievert es igual a un julio por kilogramo: 1 Sv = 1 J/kg. Supervisor de instalaciones radiactivas: Persona con licencia otorgada por el Consejo de Seguridad Nuclear, capacitada para dirigir el funcionamiento de una instalación radiactiva y las actividades de los operadores. Sustancia radiactiva: Sustancia que contiene uno o varios radioisótopos cuya actividad no es despreciable desde el punto de vista de P.R. Técnico experto en Protección Radiológica: Persona debidamente cualificada, que forma parte de un Servicio o Unidad Técnica de Protección Radiológica, y que, bajo la dirección del Jefe de Servicio o Unidad Técnica de Protección Radiológica, realiza las actividades propias de dicho Servicio o Unidad. Titular: Persona física o jurídica que tiene, con arreglo a la legislación nacional, la responsabilidad y la autoridad sobre el ejercicio de algunas de las prácticas o actividades laborales previstas en el articulo 2 del Reglamento 783/2001 de 6 de junio sobre PSCRI. Trabajadores expuestos: Personas sometidas a una exposición a causa de su trabajo derivada de las prácticas a alas que se refiere el presente MPR que pudieran entrañar dosis superiores a alguno de los límites de dosis para miembros del público.
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Trabajadores externos: Cualquier trabajador, clasificado como trabajador expuesto, que efectúe actividades de cualquier tipo en la zona controlada de una instalación nuclear o radiactiva y que esté empleado de forma temporal o permanente por una empresa externa, incluidos los trabajadores en prácticas profesionales, personas en formación o estudiantes, o que preste sus servicios en calidad de trabajador por cuenta propia. Verificación: Comprobación de la estabilidad de la respuesta de un equipo a una exposición o a una dosis absorbida de radiación determinadas, aunque no necesariamente conocidas. Zonas controlada y vigilada: Clasificación radiológica de las zonas en función del riesgo de exposición y de la probabilidad y magnitud de las exposiciones potenciales.
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ANEXO B: REFERENCIAS Este Manual ha sido revisado tomando como referencia los siguientes documentos: ‐ Manual General de Protección Radiológica. Instituto Nacional de la Salud. Ministerio de
Sanidad y Consumo. Publicación INSALUD nº 1627(1995) ‐ Ley 25/1964 sobre Energía Nuclear (BOE, 4 de Mayo de 1964). ‐ Ley 15/1980 de Creación del Consejo de Seguridad Nuclear (BOE, 25 de Abril de 1980). ‐ Ley 31/1995 de Prevención de Riesgos Laborales (BOE, 10 de Noviembre de 1995). Ultima
modificación de 29 de diciembre de 2014. ‐ Ley 14/1999 de Tasas y Precios Públicos por servicios prestados por el CSN (BOE de 5 de
Mayo de 1999, rectificado BOE 2 de Junio de 1999). ‐ Real Decreto 1132/1990 sobre Protección Radiológica de las Personas sometidas a
exámenes y tratamientos médicos (BOE, 18 de Septiembre de 1990). ‐ Real Decreto 39/1997de Reglamento de los Servicios de Prevención (BOE, 31 de Enero de
1997). ‐ Real Decreto 413/1997 sobre Protección Operacional de los trabajadores externos con
riesgo de exposición a radiaciones ionizantes por intervención en zona controlada (BOE, 16 de Abril 1997).
‐ Real Decreto 1976/1999, por el que se establecen los criterios de calidad en
Radiodiagnóstico (BOE, 29 de Diciembre de 1999). ‐ Real Decreto 1836/1999 de reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas (BOE, 31
de Diciembre de 1999). Modificado por el R.D. 35/2008 de 18‐1‐2008. ‐ Real Decreto 815/2001 sobre justificación del uso de las Radiaciones Ionizantes para la
Protección Radiológica de las personas con ocasión de exposiciones médicas (BOE, del 14 de Julio 2001).
‐ Real Decreto 783/2001 por el que se establece el Reglamento de Protección Sanitaria contra
Radiaciones Ionizantes (BOE, 26 de Julio de 2001). Modificado por el R.D. 1439/2010 ‐ Real Decreto 1085/2009 por el que se aprueba el Reglamento sobre instalación y utilización
de equipos de rayos X con fines de diagnóstico médico. ‐ Instrucción de 31 de mayo de 2001, del CSN Nº IS‐01 por la que se define el formato y
contenido del carné radiológico regulado en el RD 413/1997. ‐ BOE 18 de enero de 2002 por el que se corrigen los errores de la IS‐01.
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‐ Guía de Seguridad Nº 7.3 (Rev. 1) del Consejo de Seguridad Nuclear. Bases para el establecimiento de los Servicios o Unidades Técnicas de Protección Radiológica. 1998.
‐ Guía de Seguridad 7.4 (Rev.2) del Consejo de Seguridad Nuclear. Bases para la vigilancia
médica de los trabajadores expuestos a las radiaciones ionizantes. 1998 ‐ Guía de Seguridad 9.2 del Consejo de Seguridad Nuclear. Gestión de materiales residuales
sólidos con contenido radiactivo generados en instalaciones radiactivas. 2002 ‐ Directiva 96/29/EURATOM. Normas Básicas para la Protección sanitaria de los trabajadores
y de la población contra los riesgos que resultan de las radiaciones ionizantes (DOCE L 159 del 29 de Junio de 1996). Derogada 5‐12‐2013.
‐ Directiva 97/43/EURATOM. Protección del paciente (DOCE L 180 del 9 de Julio 1997).
Derogada 5‐12‐2013. ‐ Directiva 2013/59/EURATOM, que establece las normas de seguridad básicas para la
protección contra los peligros derivados de la exposición a radiaciones ionizantes. ‐ ICRP. Publication 57. (Annals of the ICRP Vol. 20 Nº 3, 1989). Radiological Protection of the
worker in Medicine and Dentristry. ‐ ICRP. Publication 60. Recomendaciones de la ICPR, (19). Publ. SEPR Nº 1. ‐ ICRP. Publicación 73. (Annals of the ICRP Vol. 26, Nº 2. 1996). Radiological Protection and
safety in Medicine. ‐ ICRP. Publication 75. (Annals of the ICRP Vol. 27, Nº 1, 1997) General principles for the
radiation protection of workers. ‐ ICRP. Publication 77. (Annals of the ICRP Vol. 27. Suplement 1998) Radiological Protection
Policy for the Disposal of Radioactive Waste.
‐ Instrucción IS‐05 del CSN, de 26 de febrero, Apor la que se definen los valores de exención para nucleidos según se establece en las tablas A y B del anexo I del R.D. 1836/1999 BOE Nº 86 de 10‐4‐2003".
‐ Instrucción IS‐16 del CSN, de 23 de enero de 2008, Apor la que se regulan los periodos de tiempo que deberán quedar archivados los documentos y registros de las instalaciones radiactivas (BOE Nº 37 de 12‐2‐2008).
‐ Instrucción IS‐18 del CSN de 2 de abril de 2008, sobre los Acriterios aplicables por el CSN para exigir, a los Titulares de las instalaciones radiactivas, la notificación de sucesos e incidentes radiológicos (BOE Nº92 de 16‐4‐2008).
‐ Instrucción IS‐28 del CSN de 22 de septiembre de 2010, sobre "Las especificaciones de
funcionamiento de instalaciones radiactivas" (BOE Nº 246 de 11‐10‐2010".
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‐ Orden ECO/1449/2003, de 21 de mayo, sobre gestión de materiales residuales sólidos con contenido radiactivo generados en las instalaciones radiactivas de 2ª y 3ª categoría en las que se manipulen o almacenen isótopos radiactivos no encapsulados (BOE Nº 134 de 5‐6‐2003".
‐ Guía de medidas de contaminación radiactiva en instalaciones de centros de investigación y
del ámbito sanitario. SEPR‐2011.
‐ IAEA TECDOC‐1449: Radiological aspects of non‐fixed contamination of packages and conveyances. Junio 2005.
‐ IAEA Safety Guide No. RS‐G‐1.9: Categorization of Radioactive Sources. 2005.
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ANEXO C: EMISIÓN, REVISIÓN Y APROBACIÓN DE PROCEDIMIENTOS 1. Objeto Definir las fases que debe seguir un procedimiento desde que se escribe hasta que se aprueba para su posterior aplicación. 2. Alcance Todos los procedimientos elaborados en la UPRUS. 3. Emisión Un procedimiento escrito debe ser un documento que: ‐ Explique la operación que se desea realizar y describa el método para llevarla a cabo. ‐ Defina de una manera clara las responsabilidades de las personas que intervengan en el
proceso. ‐ Proporcione un sistema de evaluación de su grado de cumplimiento. Dicho documento deberá estructurarse en la forma siguiente: ‐ Objeto. ‐ Alcance. ‐ Material o recursos. ‐ Método. ‐ Evaluación del proceso. ‐ Referencias. En algunos procedimientos se pueden incluir otros apartados si fuera necesario. Cada procedimiento irá numerado de forma única y llevará indicada la versión y la fecha de la revisión. 4. Revisión Periódicamente, y a la luz de la experiencia o de los resultados obtenidos, se revisará el procedimiento en función de su idoneidad para alcanzar el objetivo propuesto. La confección del informe anual o la evaluación anual de los resultados de las medidas o controles puede ser adecuado para analizar el procedimiento y estimar si es válido, mejorable o no aporta nada importante para la consecución del objetivo. Cualquier modificación de la normativa que afecte al proceso debe dar lugar a una revisión del procedimiento.
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5. Aprobación El procedimiento será consensuado entre los componentes de la UPRUS, si afecta a éste exclusivamente, teniéndose en cuenta la experiencia que en este tema tengan los redactores. Si el procedimiento afecta a otro Servicio, a la Dirección del Centro o a otro organismo, se creará una Comisión conjunta para su redacción, a la que se llevará la propuesta sobre los aspectos que afecten a las funciones de la UPRUS. Asimismo se les asesorará sobre los requisitos legales o de Protección Radiológica relacionados con él. Una vez alcanzado el acuerdo, deberá ser refrendado por la Dirección o su representante. Si la materia que regula el procedimiento lo requiere se comunicará al CSN. El procedimiento del Centro, respaldado por la autoridad competente, será distribuido entre las personas implicadas.
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ANEXO D: PLANOS DE LAS INSTALACIONES (En volumen Anexo).