reglamento de funcionamiento y plan de - IBGM

REGLAMENTO DE FUNCIONAMIENTO Y PLAN DE
EMERGENCIA DE LA INSTALACIÓN RADIACTIVA DEL
INSTITUTO DE BIOLOGÍA Y GENÉTICA MOLECULAR (IBGM)
ÍNDICE
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
Dirección
Instalaciones
Personal
Radioisótopos autorizados
Usuarios del Servicio
Pedidos de Material Radiactivo
Normas de trabajo
7.1. Entrada y salida.
7.2. Antes del trabajo
7.3. Durante el trabajo.
7.4. Después del trabajo
7.5. Limpieza de Instalaciones
7.6. Operación con los detectores de contaminación. Manejo de un detector
de contaminación.
8. Generación de residuos.
8.1. Residuos líquidos
8.2. Residuos sólidos
8.3. Viales de centelleo (residuos mixtos)
8.4. Normas Generales de Gestión de Residuos
9. Normas de Descontaminación
9.1. Descontaminación de superficies y objetos
9.2. Descontaminación personal.
9.3. Notas Importantes.
10. Programa de Inspecciones, Calibraciones y Verificaciones Periódicas
10.1. Inspecciones periódicas
10.2. Verificaciones y calibraciones de los equipos de medida
10.2.1.Calibración del contador de centelleo
10.2.2. Verificación y calibración de los detectores de contaminación y
radiación
10.3. Plan de verificaciones
10.4. Registro
11. Plan de Emergencia:
11.1. Identificación de accidentes previsibles.
11.2. Línea de autoridad.
11.3. Planes establecidos para hacer frente a los accidentes.
11.4. Datos fundamentales que se recogerán en una emergencia.
12. Anexos:
Anexo I: Impreso de solicitud de usuario de la Unidad
Anexo II: Impresos de toma de datos de registro y control
1. DIRECCIÓN
Instituto de Biología y Genética Molecular
Edificio IBGM
Universidad de Valladolid / CSIC
C/ Sanz y Forés s/n
47003- Valladolid
Tfno.: 983 184801 - Fax: 983 184800
2. INSTALACIONES
Descripción física de la ubicación de la instalación:
La Instalación Radiactiva del nuevo edificio del Instituto de Biología y
Genética Molecular consta de un laboratorio de unos 32 m2, aprox., situado en
la planta tercera del edificio IBGM. El acceso a la sala de isótopos tiene lugar
desde una antesala, donde se ubican algunos equipos de uso común, en el
espacio identificado como E-1, al que se accede desde el pasillo general de la
tercera planta.
Sala de Isótopos (Planta 3ª):
El laboratorio de isótopos posee 2 amplias ventanas en uno de sus frentes, que
dan al exterior. Dos de las paredes de este laboratorio limitan con el exterior, ya
que configura una de las esquinas del edificio. Las otras dos paredes limitan
con el pasillo interior de la tercera planta y con un antesala o espacio destinado
a aparataje común, que es el lugar desde donde se tiene acceso al laboratorio
de isótopos propiamente dicho.
En el piso inferior, en la segunda planta, se encuentra la sala de lavado y
esterilización. Encima de la instalación, en la cuarta planta, está el tejado del
edificio.
Además, se ha acondicionado una pequeña área de trabajo consistente en una
zona de poyata de aproximadamente 70 cm2 en una de las mesadas del
laboratorio E-5, situado en la tercera planta del edificio. Esta superficie se
encuentra convenientemente señalizada y en ella se trabajará sobre bandeja
impermeable, únicamente con tritio (3H) y con actividades nunca superiores a
25 microcurios (25 µCi).
3. PERSONAL
La instalación estará dirigida por un Supervisor de Instalaciones
Radiactivas acreditado por el Consejo de Seguridad Nuclear, miembro de
plantilla de la Universidad de Valladolid.
Jesús Fernández Gutiérrez (Supervisor Principal).
De acuerdo con el Consejo de Seguridad Nuclear, se pretende que en esta
unidad de isótopos haya un Operador de Instalaciones Radiactivas por
cada uno de los Grupos de Investigación autorizados o en su defecto
Operadores pertenecientes a servicios centrales de la UVA o del CSIC. El
personal que inicialmente está previsto que utilice con cierta asiduidad la
instalación radiactiva es el siguiente:
Mª Carmen García Rodríguez
Lucía Fuentes Royo
Ana Isabel González Vigo
Javier Casas Requena
Isela González Valera
Todos los trabajadores son considerados de tipo B a efectos de
clasificación para trabajar con radiaciones ionizantes, ya que resultará muy
improbable (en la práctica imposible) que reciban dosis superiores a 6 msv/año.
4. RADIOISÓTOPOS AUTORIZADOS
En la siguiente tabla se recogen las fuentes no encapsuladas autorizadas
para esta Instalación así como sus actividades máximas. El material
radiactivo se almacenará y utilizará preferentemente en la Instalación,
quedando
terminantemente
prohibido
el
almacenamiento
y
manipulación de material radiactivo fuera de la sala de isótopos o de
los Laboratorios Autorizados.
Radionucleido
3
H
14
C
Actividad Máxima
Tipo de emisión
Energía (MeV)
25
Beta
0.0186
370
10
Beta
0.156
MBq
mCi
925
32
P
565
15
Beta
1.710
35
S
370
10
Beta
0.167
La utilización de animales requerirá autorización expresa y por
escrito por parte de los responsables de la instalación (Titular (UVA), director
del IBGM y Supervisor Principal).
5. USUARIOS DEL SERVICIO
Para poder ser usuario de la Instalación Radiactiva será necesario ser
personal docente o investigador de la Universidad de Valladolid, personal
investigador del CSIC, personal PAS, personal con cargo a proyectos, becario,
colaborador o alumno de tercer ciclo de la Universidad de Valladolid o del
CSIC. Las personas ajenas al IBGM podrán también ser usuarias de la
Instalación Radiactiva siempre que se establezca algún vínculo de colaboración
con algún laboratorio del IBGM, con la Universidad o con la propia Instalación
Radiactiva.
Los candidatos a usuarios de la Instalación Radiactiva deberán ser
presentados por su director de investigación o persona responsable, quien
rellenará la solicitud contenida en el Anexo I, en donde, tanto el candidato
como su director, se comprometerán a cumplir todas las normas del presente
Reglamento y a aceptar las responsabilidades derivadas de su incumplimiento.
Será el Supervisor principal de la instalación, con el visto bueno del
director del IBGM, quien finalmente autorice al candidato a ser usuario de la
Instalación y podrá prestarle el asesoramiento teórico y práctico necesario
sobre manipulación y protección radiológica.
Los usuarios habituales de larga vinculación con la Instalación
Radiactiva deberán llevar un dosímetro personal de termoluminiscencia que
será proporcionado por el Supervisor principal de la Instalación cuando el
director del IBGM autorice el cargo económico de las lecturas a la institución. El
dosímetro será cambiado y repuesto mensualmente por el supervisor de la
Instalación Radiactiva, siendo responsabilidad del usuario su buen uso y
mantenimiento. Las lecturas dosimétricas estarán a disposición de cada
usuario, previa petición al Supervisor.
Los usuarios de la Instalación Radiactiva deberán someterse a un
examen médico anual específico para radiaciones ionizantes, actualmente
concertado con el Servicio de Prevención de Riesgos Laborales de la
Universidad de Valladolid o del Consejo Superior de Investigaciones
Científicas. Aunque según el R.D. 783/2001 de 6 de Julio, B.O.E. nº 178,
26/Julio/01, se eliminó la obligatoriedad de reconocimiento médico para los
trabajadores de tipo B, los responsables de la instalación promoverán, siempre
que sea posible, la realización voluntaria de estos reconocimientos médicos.
Los servicios médicos deberán emitir un certificado en el que,
considerando la información sanitaria y laboral, reconozcan al trabajador su
cualidad de “Apto” o No apto” para trabajar con radiaciones ionizantes en su
puesto de trabajo, de conformidad con lo establecido en el Reglamento sobre
Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes.
La calidad de usuario de la Instalación Radiactiva puede ser retirada por
el Director del IBGM a petición del Supervisor Principal ante el incumplimiento
grave o reiterado de las normas del presente Reglamento. El usuario
sancionado deberá devolver el dosímetro si lo tuviere y le será expresamente
prohibida la petición, uso y manipulación de cualquier tipo de isótopo radiactivo
o equipo de la instalación, pasando a tener desde ese momento la misma
consideración que un miembro del público en general.
Tal circunstancia será reflejada en la memoria anual de funcionamiento y
remitida al Consejo de Seguridad Nuclear, quien podrá obrar en consecuencia.
Los usuarios autorizados que, voluntariamente, no vayan a utilizar más
la instalación radiactiva (bien por causar baja en el IBGM o por no utilizar más
técnicas que requieran el uso de isótopos radiactivos), deberán solicitar su baja
como usuarios de la instalación, comunicándoselo al Supervisor Principal.
6. PEDIDOS DE MATERIAL RADIACTIVO
Todas las peticiones de material radiactivo deberán ser autorizadas
previamente por el Supervisor Principal de la Instalación. Excepcionalmente,
en ausencia de éste y previo acuerdo expreso, podrán ser autorizadas por los
Operadores designados e informados para este caso, con obligación de
comunicar lo antes posible tal circunstancia al Supervisor. El personal de
administración del IBGM deberá verificar sistemáticamente si un pedido de
material radiactivo está previamente autorizado, rehusando tramitarlo en caso
de que no lo estuviera, dando cuenta de ello al Supervisor principal.
La recepción del material radiactivo tendrá lugar exclusivamente en la
Instalación Principal. Será responsabilidad del Supervisor la apertura de los
embalajes, el alta y el registro de los productos recibidos, la comprobación de
la posible contaminación superficial externa y el almacenamiento apropiado.
Superados estos controles el Supervisor se encargará de avisar al peticionario
de la llegada del material radiactivo, que será almacenado en el frigorífico o en
el congelador que la Instalación Radiactiva tiene destinados para ese fin.
No se autorizará la entrada de un nuevo lote de un producto radiactivo a
un usuario que no haya gestionado correctamente un lote anterior del mismo
producto.
7. NORMAS DE TRABAJO
7.1. Acceso y estancia
- Solo estará permitida la entrada a la sala de isótopos a los usuarios de
la Instalación Radiactiva y al personal de limpieza y mantenimiento
autorizados.
- En las zonas de trabajo será obligatorio llevar prendas de protección (al
menos bata y guantes).
- Mientras haya
32
P al uso en la sala, todos los usuarios habituales
deberán entrar en las instalaciones con su dosímetro personal. Dicho
dosímetro deberá ser colocado mediante la pinza de sujeción en el
bolsillo de la bata situado junto al pecho.
- Al finalizar las tareas previstas se procederá a comprobar la
contaminación de manos (despojándose de los guantes), pies y bata con
el detector de contaminación portátil.
- Las zonas de trabajo son áreas de acceso restringido, por lo que las
puertas deben permanecer cerradas siempre que no haya ningún
usuario dentro y en cualquier caso serán cerradas con llave al
abandonar la instalación.
- La puerta de acceso al laboratorio de isótopos será la puerta metálica
verde situada en el interior del laboratorio E-1 de la tercera planta.
- El horario de trabajo en los Laboratorios de la Instalación Principal será
de 9:00 a 19:00 h, estando sujeto a variaciones según periodos
vacacionales o festivos. El usuario deberá realizar su trabajo
ajustándose a ese horario. No obstante, el usuario podrá trabajar fuera
del horario laboral previa autorización, para lo cual se le proporcionará
una llave de acceso a la sala.
Es responsabilidad del usuario dejar las puertas del Laboratorio cerradas
al acabar su trabajo.
7.2 Antes del trabajo
Antes de proceder a trabajar se efectuará un chequeo de las superficies
de trabajo y del instrumental que se vaya a usar (pipetas, baños, etc). Si
presentasen contaminación o se sospechara su posibilidad, se apuntará
la incidencia en las hojas de trabajo y se avisará al responsable
(Supervisor u Operador) para que tome las medidas oportunas.
-Las superficies de trabajo estarán cubiertas de papel de filtro o material
similar para recoger posibles derrames que se produzcan.
-Es OBLIGATORIO usar algún sistema de contención de líquido
(bandejas, bateas o similares) siempre que se manipule cualquier
producto radiactivo susceptible de derramarse.
- Siempre que sea posible se utilizarán los blindajes de metacrilato para
limitar la radiación recibida. (No aplica para tritio)
7.3 Durante el trabajo
Dentro de las zonas de trabajo está PROHIBIDO:
-Fumar
-Comer o beber.
-Llevar pelo largo suelto.
-Usar maquillaje.
-Llevar relojes, anillos, etc. cuando se manipulen isótopos
radiactivos no encapsulados.
- El usuario debe apuntar su nombre en las hojas de trabajo que hay en
el laboratorio cada vez que use la Instalación. En dicha hoja se
rellenarán todas las casillas que figuran en el formulario: (fecha, nombre
del usuario, Director del grupo de investigación, radioisótopo usado,
Lote, actividad y breve descripción del trabajo realizado). (Anexo II)
- Los trabajos con material radiactivo no encapsulado se realizarán en
las áreas de trabajo destinadas a tal fin (bandejas, bateas o similares
con o sin pantalla protectora de metacrilato, según el isótopo que se esté
usando).
7.4 Después del trabajo
Después
de
finalizar
las
labores
previstas
será
obligatorio,
y
responsabilidad del usuario, el control de la contaminación de todos los
objetos y superficies utilizados, para lo cual se realizará un chequeo con
los monitores de contaminación disponibles en todas las superficies de
trabajo u objetos que se han usado, incluidas las manos del usuario. Si
alguna superficie estuviera contaminada es responsabilidad del usuario
su descontaminación inmediata (véase apartado correspondiente).
Es responsabilidad del usuario dejar las instalaciones y equipos en
perfecto estado de limpieza y uso al acabar su trabajo y antes de
abandonar la instalación.
Es responsabilidad del usuario recoger y gestionar adecuadamente los
residuos generados de acuerdo a lo especificado en este reglamento. La
gestión de residuos se deberá llevar a cabo después de cada
experimento, prohibiéndose de manera expresa el abandono de
viales y residuos en las poyatas y en el contador de centelleo. (Se
considerarán viales abandonados los que permanezcan inmovilizados en la instalación
durante más de una semana)
El incumplimiento de estas normas por parte del usuario podría dar
lugar a la pérdida de la condición de usuario autorizado de la Instalación
Radiactiva de forma temporal, llegando a ser definitiva si dicho
incumplimiento es reiterado. En este sentido tendrá especial relevancia y
será objeto de la máxima vigilancia y rigurosidad en la aplicación de las
sanciones que contempla este reglamento, cualquier actividad que
pueda entrañar riesgos para terceros o para el propio usuario, como la
generación de contaminación superficial, la dispersión de la misma, la
incorrecta gestión de los residuos o la no comunicación de incidencias.
7.5 Limpieza de Instalaciones
En tanto en cuanto no haya un servicio específico de limpieza común de
la instalación, serán los propios usuarios los encargados de mantener la
instalación en un adecuado estado de limpieza y orden. Para ello se
establecerán turnos semanales entre todos los usuarios para que velen
por mantener limpios los suelos, poyatas, fregaderos, cubos de basura,
etc. utilizando exclusivamente el material de limpieza propio de la
instalación. (La gestión de residuos y el lavado y desclasificación de los viales de
centelleo será responsabilidad exclusiva de cada usuario, con la aprobación de la vía
de gestión por parte del supervisor).
7.6 Operación con los detectores de contaminación
Siempre deberá existir en el laboratorio, al menos, un detector de
contaminación Geiger-Müller. El personal de la instalación puede facilitar
sus
normas
básicas
de
funcionamiento,
rango
de
detección,
especificaciones, etc. Este monitor no es capaz de detectar
contaminación por 3H ni por
14
C (a no ser que exista una actividad
alta de este último).
Los
detectores
de
contaminación
serán
sometidos
a
comprobaciones periódicas:
1- Cada seis meses el Supervisor de la Instalación chequeará el
funcionamiento del sistema de detección del monitor mediante
una fuente y apuntará en el diario de operaciones los resultados e
incidencias relativas a su estado.
2- Cada dos años el monitor será calibrado por un Laboratorio
Oficialmente reconocido.
Manejo del detector de contaminación:
Antes de utilizar un monitor de contaminación hay que
realizar 3 operaciones:
1. Puesta a cero: con el aparato desconectado, comprobar
que la lectura es cero.
2. Chequear el nivel de batería: existe una posición en los
controles para comprobar el estado de la batería. Hay una escala
que nos dice si el nivel es correcto.
3. Poner el conmutador en la posición “ON” y en la escala
de trabajo adecuada.
Es deseable orientar el detector en posición contraria a
donde estamos trabajando, de forma que su lectura sea la del
fondo. Cada vez que se ejecute una operación de riesgo se
chequearán las manos con el detector. Sólo si siguen sin
contaminar podremos tocar el detector o las demás herramientas
de trabajo. En caso contrario desecharemos los guantes en su
contenedor correspondiente por otros nuevos.
El orientar el detector hacia la zona de trabajo no nos
proporcionará
ninguna
información,
ya
que
evidentemente
detectará radiaciones e impedirá una lectura fiable de la
contaminación de nuestras manos. Además, los detectores sufren
un deterioro rápido cuando reciben una señal muy elevada, por
ello y para disminuir la probabilidad de contaminación de las
ventanas de detección, no conviene acercar mucho los detectores
a las fuentes. En caso de duda el supervisor o los operadores de
la Instalación asesorarán a los usuarios.
Es muy aconsejable cubrir el detector con “parafilm”, o
película protectora plástica o similar. De esta forma, si a pesar de
las precauciones anteriores llegara a salpicar algún líquido la
ventana de detección, la contaminación podrá eliminarse
fácilmente volviendo a poner un nuevo “parafilm”.
8. GENERACIÓN Y GESTION DE RESIDUOS
Los residuos radiactivos generados se han de segregar en función de su
estado físico, ya sea líquido o sólido. Esta segregación se lleva a cabo en
origen por parte del propio generador del residuo. Los residuos líquidos
provienen tanto de la solubilización de muestras biológicas y químicas, como
también de los líquidos de lavado y de descontaminación. Por lo que respecta a
los residuos sólidos,
generalmente estarán formados por material de
laboratorio contaminado, considerado de rechazo (viales, puntas de pipetas,
guantes, papel absorbente, ...) y, si se ha autorizado su uso, por cadáveres de
animales de laboratorio contaminados con trazadores radiactivos. Para una
adecuada gestión de los residuos radiactivos, además de clasificarse en
función de la forma física, también hay que tener en cuenta los aspectos
siguientes:
• Forma química y física, teniendo presente tanto su toxicidad química, como
su solubilidad a fin de evaluar la viabilidad de las prácticas de desclasificación y
vertido con dilución.
• Carga biológica, para conocer los posibles riesgos biológicos.
• Radionucleido contaminante y su actividad. Es fundamental que los residuos
líquidos marcados con 3H y
14
C no se mezclen con el resto de residuos
líquidos. Una adecuada clasificación y segregación en origen es la base para
poder implementar una correcta gestión de los residuos radiactivos que se
generan en la instalación, facilitando la optimización de su gestión, a la vez que
posibilita la desclasificación en los casos en que sea aplicable.
Los residuos radiactivos generados serán depositados en los contenedores
disponibles en la instalación, correspondientes al isótopo y a la forma física:
sólidos, líquidos ó mixtos (por residuos mixtos se entienden los viales con
líquido de centelleo) hasta su correcta gestión en origen.
La vía de gestión ha de ser necesariamente aprobada y revisada por el
Supervisor Principal, quien podrá autorizarla, modificarla o sugerir cuantas
cuestiones considere convenientes.
8.1 Gestión de los residuos líquidos
En función de la actividad específica y de su período de
semidesintegración, los residuos radiactivos líquidos se podrán retirar
por vía convencional procediendo a su desclasificación, o bien, en el
caso de que no se cumplieran los criterios de desclasificación, se
deberán retirar a través de ENRESA con el correspondiente tratamiento
como residuo radiactivo. La decisión de la vía de gestión a seguir se
adoptará en función de que cumplan o no una serie de criterios tales
como:
-
Que su actividad específica sea media o baja.
-
Que el vertido pueda o no comportar una superación de los límites de
incorporación anual por ingesta para los miembros del público.
-
Que su periodo de semidesintegración sea mayor o no a 100 días.
-
Que su dilución sea fácil y no comporte ningún otro riesgo.
En función de su actividad específica, se pueden distinguir residuos
líquidos de baja actividad específica y de media actividad específica.
8.1.1 Residuos líquidos de baja actividad específica: Se
considerarán dentro de este grupo las actividades específicas que
multiplicadas para consumo diario de agua de una persona (3 litros /día
aproximadamente) y multiplicado por el número de días que tiene el
año, dan valores de la actividad inferiores a los límites de incorporación
anuales por ingesta (LIAp), establecidos reglamentariamente para los
miembros del público. En base este criterio, se considerarán de baja
actividad específica, cuando su actividad por unidad de volumen no
supere el límite de actividad específica (LAE), dado por LAE = LIA p
(Bq)/106 (mL).
Ya que cada radionucleido tiene un LIAp específico, tendrá también un
LAE específico. Para los radionucleidos utilizados en esta instalación
radiactiva, resultan de baja actividad específica los que no superen:
Radionucl.
3
Límite
H
14
LAE (µCi)/L
Activ.Especif.(LAE)
C
274 Bq/mL
7,4
8.2 Bq/mL
0,22
35
S
18 Bq/mL
0,49
32
P
1.8 Bq/mL
0,05
Se trata de una limitación de tipo conservadora, ya que el agua de
vertido no es utilizada directamente para la bebida, y además siempre
hay un importante factor de dilución. En caso de que la actividad
específica del residuo (AE) supere el valor de LAE en no más de un
factor 10 (LAE <AE <10 x LAE ), el residuo también podrá ser
considerado de baja actividad específica, con tal que en el transcurso
de su vertido se garantice un factor de dilución superior a 100.
8.1.1.1.
Residuos
líquidos
de
baja
actividad
específica
conteniendo radionucleidos de periodo de semidesintegración
largo (T1/2 > 100 días) (Tritio- 3H; Carbono-14-
14
C).
8.1.1.1.a Líquidos acuosos u orgánicos de baja toxicidad o
biodegradables:
En todos estos casos, y siempre que el isótopo en cuestión
tenga un periodo de semidesintegración superior a 100
días, la vía de gestión será mediante el vertido controlado a
través de una pila vertedero emplazada dentro de la
instalación, determinando previamente que la actividad
específica no supere los valores antedichos. A tal fin, en
caso de que no se conozca con precisión, se ha de tomar
una alícuota para proceder a la determinación de la
actividad específica del residuo. Debe documentarse tanto
el proceso de determinación de la actividad como también
las fechas y el volumen del vertido, el radionucleido
contaminante y la actividad específica. Además del
condicionado de tipo dosimétrico, para proceder al vertido
por el desagüe se han de garantizar los siguientes criterios:
• El líquido vertido, marcado con material radiactivo, ha de
ser soluble o bien fácilmente dispersable en el agua.
• Los residuos se han de arrastrar con una buena corriente
de agua. (>300 L/h)
• El líquido vertido no ha de entrañar ningún otro riesgo de
tipo químico o biológico que impida su evacuación.
8.1.1.1.b Residuos líquidos tóxicos o no biodegradables:
Si los restos generados de este tipo requieren más de un
año para su desclasificación como residuos radiactivos,
entonces serán gestionados a través de ENRESA u otra
empresa autorizada, debiéndose almacenar, convenientemente etiquetados y envasados, hasta que se proceda a su
retirada. Cada grupo o línea de investigación se hará
responsable de los residuos gestionados a través de
ENRESA, de manera que deberá notificar su intención al
supervisor con antelación y deberá haber resuelto con la
dirección del IBGM el contrato de retirada y con cargo a
qué presupuesto se aplicará el gasto.
8.1.1.2. Residuos líquidos de baja actividad específica
conteniendo
radionucleidos
de
periodo
de
semidesintegración corto o medio (T1/2< 100 días) (Fósforo32; Azufre-35).
Estos residuos serán almacenados transitoriamente en el
laboratorio de isótopos hasta que su actividad decaiga por
debajo de los Límites de Actividad Específica legalmente
establecidos (1,8 Bq/ml para el P32 y 18Bq/ml para el S35),
derivados de los Límites de Incorporación Anual. Su
almacenamiento tendrá lugar en recipientes de plástico o
vidrio cerrados herméticamente dentro de una bolsa
convenientemente etiquetada en la que figurará el número
de lote, la fecha de entrada y la fecha prevista para su
evacuación.
Estas
bolsas
se
almacenarán,
convenientemente protegidas, en los armarios destinados a
tal fin hasta su evacuación, una vez desclasificados, a
través del vertido controlado por el desagüe, diluyéndolos
al menos 10 veces, si el líquido es soluble en agua y no
entraña ningún otro riesgo químico o biológico. En otro
caso, una vez desclasificados como residuos radiactivos,
su evacuación se gestionará como residuos químicos o
biológicos clasificados como determine la Ley.
8.1.2 Residuos líquidos de media actividad específica: Este
grupo está formado por los residuos líquidos que presenten una
actividad específica superior a la indicada en el epígrafe anterior. El
proceso a seguir, además de depender del valor de la actividad
específica, estará
también
condicionado
por
los
períodos
de
semidesintegración (T1/2) del radionucleido contaminante. A tal fin se
determina el cociente entre el Límite ya definido de Actividad Específica
(LAE) y la actividad específica del residuo, resultando el denominado
Factor de Decrecimiento (FD) de la actividad:
FD =LAE /Activ.Espec.Actual
A continuación se indica el tiempo que ha de transcurrir, expresado en
número de períodos de semidesintegración, (N ºde T1/2 ), para conseguir
el valor de FD necesario para que los residuos sean considerados de
baja actividad y recibir el tratamiento como tales:
FD
Nº de T1/2
FD
Nº de T1/2
1
0
3.0 x 10-2
5
0.5
1
7.8 x 10-3
7
0.25
2
9.7 x 10-4
10
0.125
3
3.0 x 10-5
15
0.0625
4
9.5 x 10-7
20
donde FD =2 -(N ºde T1/2) o lo que es lo mismo, N ºde T 1/2 =-Ln (FD)/Ln 2
Hasta que se alcancen los niveles de actividad que permita considerar a
los residuos como “de baja actividad”, estos se han de tener guardados
en el almacén de residuos radiactivos. Posteriormente se efectuará su
vertido controlado ( si ello es aplicable), garantizando que la su actividad
específica sea inferior al Límite de Actividad Específica (LAE). Como
criterio general, en caso que el tiempo de decrecimiento deba ser inferior
a 3 años, una vez transcurrido el periodo, el residuo se podrá gestionar
como residuo de baja actividad específica, siguiendo las pautas
mencionadas en el epígrafe correspondiente.
Ejemplo 1:
Suponiendo que los “clásicos” 250 microcurios de fósforo-32 de un lote
de un producto radiactivo han pasado a ser un residuo líquido acuoso de
1 litro. Para determinar su vía de gestión, en primer lugar se ha de
comparar su actividad específica con su correspondiente LAE y debido a
que el LAE para el
32
P es de 1.8 Bq/mL y que 250 µCi/L=9250 Bq/mL;
entonces, resulta el Factor de Decaimiento:
FD= 1,8/9250= 1,94 x 10-4
resultando pues que el número de períodos de semidesintegración (Nº
de T1/2 ) que habrá que esperar para que la actividad específica del
residuo no supere el valor del LAE viene dado por
N º de T1/2 =-Ln (1.94 x 10-4 )/Ln 2 =12,3
Como para el
32
P el T1/2 =14.3 días, resulta pues un tiempo de espera
mínimo de algo más de 6 meses (14.3 x 12.3 = 175.89 días)
Ejemplo 2:
Si se tiene un contenedor de 25 L con una solución acuosa marcada con
32
P, del que se ha tomado una alícuota de 2 ml, a la que se ha medido
su actividad, resultando esta de 150.000 dpm. La actividad específica
viene dada por: [150.000 dpm x (1Bq/60dpm)]/2 mL =1250 Bq/mL.
(1Bq=1d/s)
Conocido el LAE para el
32
P que es de 1.8 Bq/mL, (como FD=
-3
LAE / actv esp) resulta un FD de 1.44 x 10 , resultando pues que el
número de períodos de semidesintegración que habrá que esperar para
que la actividad específica del residuo no supere el valor del LAE será:
N º de T 1/2 =-ln (1.44 x 10 -3 )/ln 2 =9.4
Como para el
32
P el T1/2 =14.3 días, resulta pues un tiempo de espera
mínimo de prácticamente 5 meses.
En caso de que ese tiempo requerido sea superior a 3 años (no se prevé
su generación en esta instalación radiactiva), estos residuos se deberán
gestionar a través de ENRESA, en cuyo, caso se notificará de ello al
supervisor para redactar el correspondiente contrato de retirada y
habilitación del presupuesto.
8.2 Gestión de los residuos sólidos
Para la gestión de materiales residuales sólidos con contenido
radiactivo, se tendrá en cuenta lo dispuesto en la Orden
Ministerial
ECO/1449/2003 en la que se define el concepto de residuo radiactivo.
De acuerdo con ella y siguiendo criterios sobre Protección contra
Radiaciones Ionizantes, se podrán desclasificar los residuos sólidos que
presenten una actividad específica igual o inferior a unos valores dados
en la reglamentación, no teniendo entonces consideración de radiactivos
y por tanto, su gestión podrá ser realizada de forma convencional o de
acuerdo a la normativa que les sea de aplicación.
Los valores límite de actividad por unidad de masa tanto de exención
(no se gestionan como residuo radiactivo) como de desclasificación (no
se consideran material radiactivo) para los radioisótopos de esta
instalación radiactiva se expresan en la siguiente tabla:
Valores de
Exención
Radionucleido
(Orden 1449/2003)
Actividad específica
Valores de desclasificación
(Reglamento sobre Protección contra
Radiaciones Ionizantes)
(KBq/Kg)
(KBq/Kg)
H-3
10 6
100 Bq/g (2,7 nCi/g)
C-14
10 4
30 Bq/g (0,8 nCi/g)
P-32
10 3
30 Bq/g (0,8 nCi/g)
S-35
10 5
100 Bq/g (2,7 nCi/g)
Vías de gestión:
8.2.1
Residuos
sólidos
o
sólidos-húmedos
conteniendo
radionucleidos de periodo de semidesintegración largo (T1/2 > 100
días). (Tritio-3H; Carbono14-14C).
El material sólido descontaminable residual (recipientes de
plástico o vidrio, puntas de pipeta, microtubos, viales etc.)
contaminados con isótopos radiactivos de baja o media actividad,
baja energía y medio o largo periodo de semidesintegración (para
esta instalación radiactiva 3H y
14
C,) será sometido a un proceso
de descontaminación mediante lavado, para lo cual, se sumergirá
en una solución comercial de detergente-secuestrante de
laboratorio, específico para radiactividad. En esta operación y
según especificaciones del fabricante, al menos el 90% de la
actividad residual debería pasar a formar parte de la fase líquida
acuosa y estos líquidos residuales serán gestionados de acuerdo
a su actividad específica, como se ha reflejado más arriba. Los
sólidos resultantes, con valores de actividad específica inferiores
a los referenciados en la tabla anterior, no tendrían consideración
de residuos radiactivos gestionables y, una vez realizados los
controles pertinentes, estarían en condiciones de desclasificarse
como residuos radiactivos, por lo que serían evacuados en forma
de basura convencional o según la normativa que les sea de
aplicación, pero sin signos externos que hagan referencia a su
anterior condición de radiactivos.
Si hubiere materiales sólidos
contengan
o
estén
no descontaminables que
contaminados
con
radionucleidos
en
concentraciones o niveles de actividad superiores a los valores
expresados en la Orden ECO/1449/2003 y el tiempo necesario
para que su actividad decaiga por debajo de los mismos sea
superior a tres años, serán envasados en bolsas de plástico (tipo
Galga-500),
cerradas
y
etiquetadas
con
referencia
al
radionucleido contaminante y actividad en la fecha de recogida.
Estas
bolsas
serán
convenientemente
almacenadas
en
recipientes de plástico hasta su evacuación por una entidad
autorizada, concretamente ENRESA. En todo momento se
seguirán los criterios, recomendaciones y especificaciones dadas
por ENRESA para la preparación de los residuos que habrían de
ser evacuados por esta entidad. Cada grupo o línea de
investigación se hará responsable de los residuos gestionados a
través de ENRESA, de manera que deberá notificar su intención
al supervisor con antelación y deberá haber resuelto con la
dirección del IBGM con cargo a qué presupuesto se aplicará el
gasto.
8.2.2.
Residuos
sólidos
o
sólidos-húmedos
conteniendo
radionucleidos de periodo de semidesintegración corto o medio
(T1/2 < 100 días) (Fósforo-32, Azufre-35).
Los materiales con restos de isótopos de corto periodo de
desintegración, (<3 meses), en los que el tiempo necesario para
que la actividad específica decaiga por debajo de los valores de
referencia sea menor de tres años, se dejarán decaer en las arcas
de metacrilato y en los armarios destinados para tal fin en la
instalación y serán posteriormente evacuados mediante un
proceso previo de desclasificación, con una actividad específica
inferior a lo que se considera legalmente un residuo radiactivo.
Los residuos serán considerados entonces como basura no
radiactiva pero se evacuarán también de forma controlada,
siguiendo los criterios generales mencionados anteriormente y
eliminando
cualquier
anotación
o
símbolo
externo
de
radiactividad.
Ejemplo: Habitualmente se pedirán lotes de productos marcados con
fósforo-32 de 250 µCi de actividad. Los 250 µCi de cada entrada decaen
al cabo de 7 meses hasta una actividad de unos 15 nCi. (7 meses es
periodo de tiempo a partir del cual se considerará que se pueden
eliminar los lotes de residuos de fósforo-32 de 250 µCi de actividad
inicial y más de 100 gr de masa total, como residuos no radiactivos, ya
que se puede asegurar que la actividad final no supera los valores de
desclasificación).
Todo material utilizado en cada lote de fósforo-32 o azufre-35, (material
desechable, guantes, puntas, matraces, viales, geles, etc.) o que haya
estado en contacto con él, se guardará en su conjunto en un arcón de
metacrilato, en una misma bolsa, convenientemente etiquetada en la que
figurará el número de lote, la fecha de entrada y la fecha prevista para su
evacuación.
Estas
bolsas
se
almacenarán,
convenientemente
protegidas, en la instalación hasta que su actividad esté por debajo de
los criterios de exención dados en la Orden ECO/144972003 y alcancen
los valores de desclasificación recomendados en este Reglamento.
Se prohíbe introducir en estas bolsas cualquier objeto que contenga el
pictograma internacional de radiactividad o cualquier anotación que haga
referencia a la misma.
Se prohíbe introducir en una misma bolsa residuos procedentes de lotes
distintos.
8.3 Viales de centelleo
El procesado de los viales de centelleo será el siguiente:
-
Se utilizará un líquido de centelleo miscible o dispersable en agua y
biodegradable.
-
Tras ser contados, después de los experimentos, se evacuará el
líquido de los viales a través del desagüe de vertidos, diluyendo
convenientemente y de forma controlada.
-
En los viales húmedos, se calcula que podría conservarse un 10% de
la actividad inicial.
-
Se sumergen estos viales en una solución comercial de detergente secuestrante específica para radiactividad, en la que los viales
perderían como mínimo el 90%
(según especificaciones) de su
contenido radiactivo.
-
A continuación, una vez secos, los viales serán desclasificados,
inutilizados y desechados como basura convencional, sin signos
externos de radiactividad.
8.4 Normas generales de gestión de residuos
- En los protocolos experimentales y de gestión de desechos, siempre se
procurará utilizar aquellas técnicas y modos de trabajo que permitan
reducir en lo posible las actividades vertidas a la red pública y el
volumen de residuos a gestionar por ENRESA.
- Los residuos no desclasificables de diferentes isótopos no deberán
mezclarse. Para ellos, existirán tantos contenedores como tipos de
isótopos se estén manejando y formas físicas tengan, en cuanto a
actividad específica y periodo de semidesintegración se refiere. Los
contenedores estarán perfectamente identificados y será responsabilidad
del usuario hacer el uso correcto de los mismos.
- Los recipientes de residuos (en cualquier caso) no deberán llenarse
hasta el límite de su capacidad, especialmente en el caso de
contenedores de residuos sólidos, en los que no se deben comprimir los
residuos para aumentar la capacidad del envase.
- Está prohibido introducir envases u otros materiales con el pictograma
internacional de radiactividad u otra anotación equivalente en los
recipientes o bolsas que contengan los lotes de residuos de vida media
baja (32P, 35S) o que vayan a ser desclasificados en un futuro próximo.
-Cualquier generación de residuos no rutinaria deberá ser comentada al
Supervisor Principal de la Instalación, quien asesorará al usuario sobre
la forma de proceder en la segregación de residuos y en su gestión.
- Está prohibido evacuar residuos radiactivos líquidos por un desagüe
distinto al destinado para tal fin en la instalación radiactiva.
- Toda baja de actividad radiactiva deberá reflejarse en las hojas de
toma de datos correspondientes, haciendo notar si se trata de un vertido
o va a ser gestionada a través de una entidad autorizada. (ENRESA).
9. NORMAS DE DESCONTAMINACIÓN
En el momento en que se produzca una contaminación remarcable se
procederá a informar al Supervisor u operadores de la Instalación Radiactiva
para que asesoren al usuario y se establezcan las pautas de actuación.
Hay que recordar que cada persona sabe con qué, cuánto, cómo y
dónde ha realizado su trabajo y que, por tanto, es la más adecuada para
proceder a su limpieza.
Cuando se produzca una contaminación radiactiva se pueden distinguir
dos procedimientos de descontaminación en función de si la contaminación es
de los objetos y superficies de trabajo (contaminación de superficies y objetos)
o del propio usuario (contaminación personal).
Si se trata de un objeto, lugar o superficie de cuyo uso se pueda
prescindir durante un tiempo y el material contaminante es de vida
relativamente
corta,
será
preferible
esperar
a
que
desaparezca
la
contaminación por decaimiento de la actividad.
Si ello no fuera posible o si se trata de una contaminación de personas,
se deberá proceder a la descontaminación “activa” siguiendo las pautas que se
indican más abajo.
La decisión acerca de qué posibilidad seguir será tomada por el
Supervisor, una vez le sea comunicada la contaminación ocurrida.
En general, una vez decididos por la descontaminación, hay que tener
en cuenta lo siguiente:
1. Los métodos de descontaminación por vía húmeda son preferibles a
los de vía seca.
2. Deben intentarse métodos suaves de descontaminación antes de
recurrir a un tratamiento que pueda deteriorar superficies.
3. La
contaminación
debida
a
radionucleidos
de
periodo
de
semidesintegración corto debe aislarse (para contaminación de
materiales) con el fin de que la desintegración siga su curso y evite o
facilite la descontaminación.
4. Debe evitarse en todo caso que la contaminación personal externa se
convierta en contaminación interna.
5. La descontaminación se realizará con la protección radiológica
adecuada: guantes desechables, cubre-batas desechables, patucos,
etc...
6. Cualquier material utilizado en la descontaminación debe ser
considerado como un residuo radiactivo potencial; sólo una vez
comprobada que la actividad específica del mismo es inferior a los
límites marcados por la Ley, podrá ser eliminado como basura
convencional.
9.1 Descontaminación de superficies y objetos
- En primer lugar hay que evitar que continúe avanzando la contaminación,
limitando su progresión con papel absorbente, colocando recipientes, etc.
- Seguidamente hay que acotar perfectamente la zona contaminada y
señalizarla en ese mismo momento (para ello hay rollos de cinta adhesiva con
la señal internacional de radiactividad).
- A continuación hay que valorar si procede:
o la descontaminación ( y estudiar en su caso el método a emplear),
o esperar a que la actividad decaiga espontáneamente
o tratar el objeto contaminado como un residuo radiactivo y deshacernos
de él como tal, siguiendo las especificaciones de este reglamento.
Esta última opción se considerará en el caso de ser un objeto de escaso
valor económico y fácilmente sustituible.
- Si decidimos descontaminar, siempre se debe comenzar por procedimientos
menos enérgicos para, comprobando periódicamente la contaminación que va
quedando, pasar a procedimientos más enérgicos. Los lavados serán siempre
desde la zona periférica de la superficie contaminada hacia el centro para
disminuir la posibilidad de extender la contaminación.
De manera genérica se usará líquido descontaminante comercial (disponible en
la Instalación) diluido a la proporción que aconseje el fabricante. Con dicho
líquido se impregnarán papeles con los que se frotará la superficie
contaminada monitorizándose con el detector Geiger o mediante frotis, la
radiactividad absorbida. Si esto no fuera suficiente se podrán utilizar otro tipo
de sustancias limpiadoras más específicas (véase punto siguiente) junto con
métodos
más
abrasivos,
como
cepillos
suaves
y,
si
persistiese
la
contaminación, estropajos o métodos más enérgicos. Todos los líquidos y
sólidos
utilizados
serán
considerados
como
residuos
potencialmente
radiactivos.
Es de vital importancia evitar la contaminación de nuevas superficies al aplicar
estos métodos de descontaminación.
- En el supuesto de que no se pueda lograr una descontaminación total, se
procederá a cubrir la superficie contaminada con material adhesivo e identificar
perfectamente la zona contaminada.
Procedimientos de descontaminación y descontaminantes utilizados en
distintas superficies
Para todo tipo de superficies:
-
Utilizar
solución
de
detergente
comercial
recomendada
para
radiactividad (disponible en la instalación), a 25ºC, frotando. Si no desaparece
la contaminación, introducir el material en un tanque con dicha solución, con
ácido fosfórico o crómico al 10 %.
- Utilizar EDTA 10 % (conviene neutralizar a pH= 7 con NaOH).
Para material de laboratorio y equipos:
-Superficies pintadas: agua con el detergente comercial. Si no
desaparece usar un disolvente como glicerina o acetona.
-Superficies barnizadas: disolvente (xileno). Si no desaparece, usar
papel de lija (con mascarilla).
-Superficies porosas: si la contaminación está incrustada, se usará un
aspirador provisto de un filtro adecuado.
-Acero inoxidable: ácido fosfórico o sulfúrico del 3 al 5%
-Metales: Detergentes comerciales, frotando con un cepillo o si no es
suficiente con ácido nítrico al 10%.
-Vidrio: Usar mezcla crómica.
- Ropa: Solución EDTA 3% templada (25ºC). Considerar la posibilidad
de desecharla.
- Para 32P: usar solución de EDTA y fosfórico al 10%, solución de EDTA
10% o etanol impregnado en gasa. (Considerar la posiblidad de inmovilizar el
objeto hasta el decaimiento de la radiactividad)
- Para un objeto grande, en general se usarán gasas o algodones
empapados en el disolvente correspondiente, que pasarán a ser residuo
sólido.
Una vez realizado el proceso de descontaminación se comprobará que la
contaminación ha desaparecido. Se reintentará el procedimiento las veces que
sean necesarias; si no desaparece la contaminación, bien se dejará decaer la
actividad del material hasta niveles aceptables, bien se tratará éste como
residuo radiactivo.
9.2 Descontaminación personal:
Se distinguen en este caso la contaminación externa (piel) e interna
(interior del organismo). En cualquiera de los casos hay que informar al
Supervisor inmediatamente.
9.2.1 Descontaminación externa
Todas las medidas irán encaminadas a evitar la entrada de contaminación
al organismo, poniendo especial cuidado en cavidades externas, piel irritada
y heridas. Por tanto no hay que utilizar procedimientos muy abrasivos, que
dañen la piel, puesto que favorecerían que la contaminación penetrara en el
organismo a través de las erosiones.
En general el procedimiento a seguir será el siguiente:
1. Se despojará al accidentado de ropa, bata y otras prendas
presumiblemente contaminadas así como relojes, anillos, etc. se
controlará el material retirado con el detector o mediante frotis.
2. Se lavará la zona de la piel afectada sucesivas veces con agua tibia
abundante y con jabón, poniendo especial atención en pliegues y
uñas y cuidando de no extender la contaminación. En caso necesario
se usarán procedimientos más enérgicos. Se usará un cepillo suave,
comprobando la contaminación. Se tendrá especial cuidado en los
orificios naturales para evitar incorporaciones internas. No utilizar
agua muy caliente ni disolventes orgánicos que pudieran irritar la piel.
Secar con papel absorbente y calor.
3. Si persistiera la contaminación tras los lavados con agua, puede
lavarse con hipoclorito sódico al 5%. A continuación cubrir la piel con
glicerina.
4. En el caso de contaminación en heridas abiertas, se deberá lavar con
chorro de agua abriendo bien la herida hasta que sangre. A
continuación lavar con jabón neutro líquido, aplicar un antiséptico y
cubrir la herida.
Descontaminantes más utilizados en casos de contaminación personal
externa
-
Manos:
solución
de
permanganato
potásico
al
1%
y
posteriormente sumergirlas en bisulfito sódico 5%, para eliminar la
mancha producida por el permanganato.
- Pelo: para el cuero cabelludo se usará un champú, colocando la
cabeza hacia atrás con especial cuidado de no contaminar ojos,
oídos, nariz y boca. A continuación lavar con soluciones de ácido
cítrico 3% o ácido acético 1%. Enjuagar y volver a lavar con
champú. Secar preferiblemente con aire caliente. Controlar
finalmente la contaminación con un monitor de radiación o con
una muestra del mismo. Si persistiera, cortar el cabello.
-Ojos: Lavar con agua tibia estéril, suero salino o ácido bórico al
2%, preferiblemente con frasco lavaojos durante 15 minutos como
mínimo, comenzando por la parte exterior de los párpados y
después, separando bien éstos haciendo correr el líquido desde el
ángulo interno al externo para no contaminar el lacrimal. Existe,
junto a la puerta de la instalación, un lavabo lavaojos que puede
ser usado para este fin.
-Mucosas, fosas nasales y boca: se utilizará NaCl (8%) o jabón
ácido líquido, procurando no tragar nada. Con un cepillo de
dientes se lavarán los dientes y encías.
-Garganta: gárgaras con agua oxigenada diluida. (4%)
- Oídos: Se utilizará una jeringa.
9.2.2 Descontaminación interna
Pueden existir tres vías de contaminación interna: absorción (percutánea y
heridas abiertas), inhalación o ingestión. Es muy importante saber con
precisión qué vía de contaminación es la ocurrida, en qué momento, qué
isótopo es el causante y cuánta actividad estaba manejando la persona
afectada. Una vez que el isótopo se incorpora, generalmente en primer
lugar se deposita en la entrada (mucosas, tubo digestivo, pulmón...), luego
pasa a la sangre y finalmente se incorpora al posible órgano crítico.
La actuación, en cualquier caso guiada por el Supervisor Principal o un
miembro responsable del IBGM, dependerá del momento del accidente, tipo
de vía de entrada del radioisótopo, radio nucleido incorporado, estado físico
y químico y actividad aproximada incorporada:
+Si hay heridas:
- Se someterá la herida a un chorro de agua a presión hasta que
sangre.
- Se monitorizará la contaminación.
- Se lavará la herida con agua oxigenada o suero fisiológico
- Se aplicará un antiséptico y pomada antibacteriana.
- Se cubrirá para evitar la infección y posible dispersión de restos
de contaminación.
+Si se ha producido una contaminación interna:
Se intentará reducir la absorción mediante lavado de estómago,
bloqueo de la actividad intestinal y aceleración del tránsito
intestinal y se favorecerá la eliminación del contaminante
aumentando la diuresis o provocando vómitos o expectoración.
Se buscará facilitar la eliminación formando complejos, diluyendo
con gran cantidad de isótopos no reactivos (siempre que no sea
tóxica la cantidad) o modificando el metabolismo del órgano
crítico.
En cualquier caso se consultará con un servicio médico apropiado
lo antes posible para realizar estas prácticas o seguir sus
consejos.
9.3 NOTAS IMPORTANTES
Dadas las características de esta instalación radiactiva, es prácticamente
imposible sobrepasar las dosis anuales equivalentes legalmente establecidas,
sin embargo conviene reflejar en el presente reglamento lo siguiente:
La Guía de Seguridad nº 7.5 del CSN (Consejo de Seguridad Nuclear)
recopila las actuaciones a seguir en el caso en que se produzca una situación
de accidente en la cual una persona haya podido recibir real o potencialmente
una dosis por irradiación externa y/o contaminación interna que, en principio,
pudiera sobrepasar en una exposición única, los límites de dosis establecidos
en la legislación española (50 mSv/año para la dosis equivalente efectiva, 150
mSv/año para el cristalino y 500 mSv/año para cualquier otro órgano aislado).
En dicha guía se especifica que es de obligado cumplimiento la notificación
inmediata por parte del Supervisor Principal al CSN del accidente (en un plazo
máximo de 24 horas). También relaciona las actuaciones a seguir en el lugar
del suceso, los datos a recopilar sobre la persona afectada y la forma de
proceder para su traslado.
Existen 9 centros médicos autorizados de tratamiento de irradiados y
contaminados. Ocho de ellos están en las 8 Centrales Nucleares españolas. El
noveno es el Centro de Radioprotección del Hospital Gregorio Marañón c/ Ibiza
nº 45 –Madrid-.Tfno 91-586 80 00 ext 8180. Éste es el Centro al que se acudirá
en última instancia para el tratamiento de las personas irradiadas/contaminadas
en el caso en que se sospeche que pueden sobrepasar los límites de dosis
establecidos en la legislación española.
10.
PROGRAMA
DE
INSPECCIONES,
CALIBRACIONES
Y
VERIFICACIONES PERIÓDICAS
10.1 Inspecciones Periódicas
De conformidad con el artículo 43 del Real Decreto 1836/1999 por el que
se aprueba el Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas el
personal facultativo que designe el Ministerio de Industria y Energía
(actualmente competencia transferida a la Consejería de Economía y Empleo
de la Junta de Castilla y León) y el Consejo de Seguridad Nuclear, junto con los
expertos que consideren necesarios, podrán efectuar sin previo aviso una
inspección a las instalaciones radiactivas.
Es obligación del Titular de la Instalación (es decir, de la Universidad de
Valladolid y del Instituto de Biología y Genética Molecular y, por tanto de todos
los usuarios de la Instalación Radiactiva, en especial del Supervisor principal):
- Permitir y facilitar el acceso de los inspectores al Centro y a las
dependencias de la Instalación Radiactiva (Instalación Principal y Laboratorios
Autorizados).
- Poner a disposición de los inspectores toda la información,
documentación de personas y equipos y todos los elementos precisos para el
cumplimiento de sus funciones.
- Facilitar la colocación del equipo de instrumentación necesario para
realizar las comprobaciones y pruebas oportunas.
-
Permitir
la
toma
de
muestras
para
realizar
los
análisis
y
comprobaciones pertinentes.
El Titular de la Instalación representado por el Supervisor Principal será
invitado a presenciar la inspección y a firmar el acta de la cual se le entregará
una copia.
10.2 Verificaciones y calibraciones de los equipos de medida
10.2.1 Calibración del contador de centelleo:
El Contador de Centelleo situado en la Instalación será calibrado
periódicamente por el Supervisor de la Instalación, utilizando las fuentes
radiactivas de referencia (3H y
14
C) suministradas por el fabricante y de
acuerdo a los protocolos de calibración reflejados en los manuales del
aparato. La Instalación Radiactiva mantendrá un registro de las
calibraciones efectuadas.
10.2.2 Verificación y calibración de los detectores de contaminación y
radiación:
De acuerdo con lo establecido en la circular CSN/SRO/CIRC-13 del
Consejo de Seguridad Nuclear, se realizará el siguiente Programa de
Calibración y Verificación:
- Equipo : monitor de contaminación tipo Geiger-Müller portátil con sonda
estándar y sonda de alta sensibilidad.
Marca: IMPO
Modelo: RM3
Nº de serie: 0001
-
Equipo de sustitución : monitor de contaminación tipo Geiger-Muller portátil
con sonda estándar.
Marca: minimonitor
Modelo: series900 minimonitor
Nº serie: 0508765
10.3 Plan de verificaciones
Cada día que se utilice el monitor de contaminación:
a) Inspección visual: comprobación del buen estado de conservación del
equipo (ausencia de golpes, roturas o deformaciones)
b) Verificación del estado de carga de las baterías: encendido del
aparato y comprobación de que la escala señala el estado de carga
correcto, procediendo a sustituir las baterías en el caso de bajo nivel de
carga de las mismas.
c) Verificación de componentes e indicaciones electrónicas: encender el
equipo y ver las indicaciones de la pantalla, comprobar la medida con
radiación ambiental (cercana a cero) y la ausencia de oscilaciones
injustificadas en la misma.
d) Verificación de las partes fácilmente accesibles y/o visibles:
-accionamiento preciso de los conmutadores de encendido y
selectores de escala.
-contactos y aislamientos en buen estado.
-ausencia de sulfatación ni rotura de las baterías.
Trimestralmente:
e) Comprobación de la normal lectura del monitor aproximando la sonda
a un vial conteniendo
32
P abierto. Dicha operación deberá ser realizada
por el Supervisor de la Instalación Radiactiva.
Bianualmente:
Las operaciones de calibración serán realizada en un Laboratorio
Oficialmente reconocido y acreditado (normalmente el CIEMAT), al
menos una vez cada dos años. Los monitores serán enviados al
Laboratorio
de
calibración
consecutivamente
para
asegurar
la
permanencia de un monitor en la Instalación Radiactiva. En cualquier
caso se cuenta con el monitor de sustitución de la Instalación Radiactiva
de la Facultad de Medicina, de la cual se ha escindido la presente
instalación.
10.4. Registro
Las verificaciones periódicas serán anotadas en libro de operaciones.
Los certificados de Calibración de Laboratorios externos serán, así
mismo, conservados en la Instalación junto con el resto de la documentación
de cada equipo. El Supervisor Principal evaluará la validez del aparato para su
uso según indicaciones del certificado.
11. PLAN DE EMERGENCIA
11.1 Identificación de accidentes previsibles:
1) Contaminaciones externas:
-
De superficies de trabajo y pavimento.
-
De material de Laboratorio.
-
Ropa de Trabajo.
-
Personas.
2) Contaminaciones personales internas.
- Inhalación.
- Penetración por heridas o mucosas.
- Ingestión.
3) Incendio.
11.2 Línea de autoridad:
Cualquier incidencia que ocurra en la instalación y que afecte a la
seguridad de la misma y a las normas de protección radiológica será
comunicada inmediatamente al Supervisor responsable de la Instalación, para
que determine las acciones a seguir a fin de recuperar los niveles radiológicos
de seguridad exigidos en la instalación, así como mitigar sus consecuencias.
De encontrarse solos, los Operadores (o en su defecto los usuarios
habituales) quedan autorizados para detener el funcionamiento de la
instalación si, a su juicio, por alguna anomalía en su funcionamiento, quedan
reducidas las condiciones de seguridad de la misma, debiendo localizar en el
menor tiempo posible al Supervisor para que adopte las medidas definitivas.
11.3 Planes establecidos para hacer frente a los accidentes
Contaminaciones externas:
Se procederá según lo reflejado en el apartado 9.2.1 de este
Reglamento.
Contaminaciones internas:
Se procederá según lo reflejado en el apartado 9.2.2 de este
Reglamento.
Incendio:
En caso de incendio, con el fin de disminuir riesgos, se procederá
de forma inmediata a evacuar la zona afectada y la circundante,
tomando las medidas adecuadas para que sea mínima la dispersión de
material radiactivo. Así mismo, se intentará conseguir su extinción con
los propios medios de la instalación, dándose aviso simultáneamente al
servicio público contra incendios. La actuación del mismo será
asesorada en todo momento por los responsables de la Instalación.
La ocurrencia de un accidente de esta magnitud será puesta en
conocimiento de las autoridades competentes y del Consejo de
Seguridad Nuclear en el plazo más breve posible.
Finalizada la extinción, se procederá a un control de la posible
contaminación de las personas que en ella hayan intervenido y se
dispondrá, en su caso, de forma urgente, su descontaminación o el
tratamiento adecuado. Se procederá, así mismo, a descontaminar la
zona. Simultáneamente se recogerán los datos relevantes necesarios
para la redacción del preceptivo informe al Consejo de Seguridad
Nuclear, en el que figurará una estimación del riesgo recibido por los
afectados.
Para la extinción de incendios, la Instalación dispone de un
extintor de polvo situado en el pasillo de la tercera planta, junto a la
puerta del laboratorio E-1. La evacuación de la Instalación se realizaría
bien a través del pasillo de la tercera planta, bien por la escalera
principal o la de servicio.
11.4
Datos
fundamentales
que
se
recogerán
durante
una
emergencia.
Superada la situación de emergencia, se procederá a recoger los
siguientes datos para su transmisión a los organismos competentes:
- Descripción del tipo de accidente.
- Fecha y hora en que se ha producido.
- Identificación del motivo probable del incidente o accidente.
- Personas que han intervenido en la emergencia.
- Personas ajenas a la instalación y presentes durante la misma.
- Informe médico sobre reconocimientos clínicos, análisis efectuados y
posibles lesiones.
- Niveles de radiación y contaminación originados.
- Duración estimada de la exposición.
-Dosis equivalentes individualizadas estimadas o medidas.
- Enumeración de las medidas adoptadas.
- Relación de la instrumentación y material utilizado en la solución de la
emergencia.
- Identificación y forma de control de los residuos radiactivos.
- Tratamiento de los residuos radiactivos producidos.
-Medidas adoptadas en cuanto al funcionamiento futuro de la instalación.
El envío del informe se registrará en el Diario de Operación y se reseñará,
igualmente, en el Informe Anual de la misma.
En Valladolid a 15 de enero de 2007
VºBº
José Ramón López
Jesús Fernández Gutiérrez
Director del IBGM
Supervisor Principal
NOTA.- Los responsables de la Instalación (Supervisor Principal con el visto bueno del
Director del IBGM), serán los encargados de revisar y actualizar el presente Reglamento,
modificando o introduciendo los cambios que se estimen necesarios de acuerdo a la
legislación vigente y a las necesidades futuras del Servicio.
C/ Sanz y Forés s/n
47003 Valladolid (Spain)
Telf: 983-184800 Fax: 983-184801
http://www.ibgm.med.uva.es
SOLICITUD PARA USUARIO DE LA INSTALACIÓN RADIACTIVA DEL IBGM
D/Dña.: ____________________________________________________________
e-mail: ____________________________________Tfn______________________
Grupo de Investigación: _______________________________________________
Cargo que ocupa: ____________________________________________________
SOLICITA
que D/Dña: _________________________________________________________
NIF:________________________ e-mail___________________________________
Tlf.______________________
Sea admitido/a como usuario/a de la Instalación Radiactiva al estar adscrito a dicho
Grupo en calidad de: _________________________________________________
El Solicitante y el Candidato a usuario poseen copia (o acceso a copia) del
Reglamento y normativa de Funcionamiento y del Plan de Emergencia de la
Instalación Radiactiva del IBGM, han leído íntegramente estos documentos y se
comprometen a cumplir la normativa de dicho reglamento.
El SOLICITANTE
EL CANDIDATO A USUARIO
Fdo.: ________________
Fdo.: ____________________
D/Dª__________________________________________Supervisor/a
Instalación
Radiactiva
del
IBGM
(IRA
2832),
de
AUTORIZA
la
a
________________________________como Usuario/a de la Instalación Radiactiva.
En Valladolid a
El Supervisor
Fdo:____________________
de
de
20____
VºBº
El Director del IBGM
Fdo.:_____________________
GESTION DE RESIDUOS
FECHA
ACTIVIDAD QUE
CAUSA BAJA (en µCi)
RADIONUCLEIDO y
PRODUCTO
LOTE
(Imprescindible)
USUARIO
LABORATORIO
VERTIDO
(indicar la actividad
específica)
ACONDICIONADO PARA
SU RETIRADA
(Sólo mixtos o alta actividad)
FECHA
ACTIVIDAD
EXTRAIDA (en µCi)
RADIONUCLEIDO y
PRODUCTO
LOTE
(Imprescindible)
USUARIO
LABORA
TORIO
SE EMPLEARÁ PARA:
(Breve descripción del uso)
Instituto de Biología y Genética Molecular
UNIVERSIDAD DE VALLADOLID
Instituto de Biología y Genética Molecular
C/ Sanz y Forés, s/n
47011 Valladolid (Spain)
Telf: 983-184801 Fax: 983-184800
CONSEJO SUPERIOR DE
INVESTIGACIONES
UNIVERSIDAD DE VALLADOLID
INSTALACIONES RADIACTIVAS DEL IBGM
SOLICITUD DE RESERVA DE ENTRADA DE
MATERIAL RADIACTIVO (Pedidos)
IRA: 2832 (Nueva)
GRUPO DE INVESTIGACIÓN:
PRODUCTO QUE SE QUIERE PEDIR:
ISÓTOPO CON QUE ESTA MARCADO:
ACTIVIDAD:
(en microcurios)
FECHA:
NOTAS.La solicitud de reserva de entrada caduca a los 15 días si no se ha
realizado el pedido.
-
INSTALACIONES RADIACTIVAS DEL IBGM
SOLICITUD DE RESERVA DE ENTRADA DE
MATERIAL RADIACTIVO (Pedidos)
IRA 1340 (Medicina)
NOMBRE DE USUARIO:
La dirección de entrega de los pedidos de radiactividad deberá
especificarse claramente y será el supervisor quien los reciba y dé
de alta.
C/ Sanz y Forés, s/n
47011 Valladolid (Spain)
Telf: 983-184801 Fax: 983-184800
CONSEJO SUPERIOR DE
INVESTIGACIONES
IRA: 2832 (Nueva)
IRA 1340 (Medicina)
NOMBRE DE USUARIO:
GRUPO DE INVESTIGACIÓN:
PRODUCTO QUE SE QUIERE PEDIR:
ISÓTOPO CON QUE ESTA MARCADO:
ACTIVIDAD:
(en microcurios)
FECHA:
NOTAS.La solicitud de reserva de entrada caduca a los 15 días si no se ha realizado el
pedido.
-
La dirección de entrega de los pedidos de radiactividad deberá especificarse
claramente y será el supervisor quien los reciba y dé de alta.