Preguntas frecuentes
El presente documento contiene información de utilidad para la aplicación del Real Decreto 1085/2009 por el que se aprueba el Reglamento sobre instalación y utilización de aparatos de rayos x con fines de diagnóstico médico.
Se incluyen aclaraciones a los requisitos de diferentes artículos del Reglamento que han sido objeto de preguntas frecuentes al Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) tras la publicación de la norma o que los técnicos del CSN han considerado adecuado realizar. En los anexos se incluyen modelos para diferentes certificados y documentos previstos en el Reglamento, en formato editable para facilitar su utilización.
Es un documento técnico de carácter no obligatorio cuya única finalidad es orientar y facilitar a los usuarios la aplicación de dicha norma. Los usuarios pueden seguir métodos y soluciones diferentes a los contenidos en el presente documento, siempre y cuando esté justificada su adecuación a los requisitos del R.D. 1085/2009.
Se publica exclusivamente en la página WEB corporativa del CSN, se mantendrá a largo plazo en el apartado de preguntas frecuentes de esa página.
Disposición Transitoria 1ª
La disposición pretende establecer la validez de todos los permisos en el ámbito de las actividades reguladas en el R.D. 1085/2009 otorgadas con anterioridad a la fecha de publicación del mismo, estos permisos son:
• Autorización e inscripción en registro de Empresas de Venta y Asistencia Técnica.
• Declaración y registro de Instalaciones de radiodiagnóstico médico.
• Acreditaciones para dirigir el funcionamiento de las instalaciones de radiodiagnóstico médico y para operar los equipos de rayos x.
• Autorizaciones de Servicios y Unidades Técnicas de Protección Radiológica.
• Diplomas de Jefe de Servicio de Protección contra las radiaciones.
Artículo 7. Reglamentación aplicable a equipos veterinarios
La reglamentación aplicable queda claramente establecida en el Real Decreto 715/2009, por el que se deroga el Real Decreto 65/1994, de 21 de enero, relativo a las exigencias de seguridad de los aparatos eléctricos utilizados en medicina y veterinaria.
Se concreta en la aplicación de las siguientes normas nacionales:
Seguridad Eléctrica. R.D. 7/1988, modificado por R.D. 154/1995 de 3 de febrero, incorpora a la reglamentación nacional la Directiva 73/23/CE posteriormente sustituida por la Directiva 2006/95/CE.
Compatibilidad Electromagnética. R.D. 1580/2006 de 22 de diciembre, incorpora a la reglamentación nacional la Directiva 2004/108/CE.
Artículo 8.3. Autorización de Fabricantes
Aunque tras la publicación del R.D. 1085/2009 los fabricantes de equipos de rayos X de diagnóstico médico destinados a uso humano no necesitan la autorización prevista en el artículo 74 del Reglamento de instalaciones nucleares y radiactivas (R.D. 1836/1999), si tienen que disponer de autorización como Empresas de Venta y Asistencia Técnica.
Cuando los fabricantes llevan a cabo pruebas de equipos en establecimiento propio deben disponer de autorización como instalación radiactiva, según lo previsto en los artículos 38 y siguientes del Reglamento de instalaciones nucleares y radiactivas.
Los fabricantes de equipos de rayos X de diagnóstico médico destinados a uso veterinario sí necesitan disponer de la autorización prevista en el artículo 74 del Reglamento de instalaciones nucleares y radiactivas (R.D. 1836/1999), precisando además las autorizaciones indicadas en los párrafos precedentes en los supuestos identificados en ellos.
Las Empresas de Venta y Asistencia Técnica que realicen operaciones de asistencia técnica en establecimiento propio o fuera de instalaciones de radiodiagnóstico médico inscritas en el registro deben disponer de autorización como instalación radiactiva, según lo previsto en los artículos 38 y siguientes del Reglamento de instalaciones nucleares y radiactivas.
Las entidades que deban disponer de varias autorizaciones podrán obtenerlas en un único trámite.
Artículo 9. Autorización de Empresas de Venta y Asistencia Técnica
La Guía de Seguridad GS-05.09 del CSN Documentación para solicitar la autorización e inscripción de Empresas de Venta y Asistencia Técnica de equipos de rayos X, sigue teniendo validez como documento recomendatorio sobre el contenido básico de la documentación a presentar en apoyo de las solicitudes de autorización e inscripción de Empresas de Venta y Asistencia Técnica, excepto las alusiones expresas que se hace a la reglamentación ya derogada y la tabla de campo de aplicación de los equipos incluida en el apartado B) de la ficha 2 del Anexo. Igualmente ya no se considera modificación el cambio de domicilio social y el cese de actividades.
El CSN tiene previsto realizar una revisión del contenido de esta guía para adaptarlo completamente al Real Decreto 1085/2009 y otra normativa relacionada de reciente aparición
Artículo 9.1. Procedimiento para garantizar la protección radiológica de los trabajadores
La necesidad de disponer de este procedimiento es aplicable a las Empresas de Venta y Asistencia Técnica que solicitan autorización para realizar actividades de asistencia técnica, no para las entidades autorizadas exclusivamente para actividades de venta. Son normas básicas de protección radiológica operacional de los trabajadores expuestos. Como orientación para el desarrollo de este procedimiento pueden seguirse las indicaciones del apartado 2.7 Normas de Protección radiológica de La Guía de Seguridad GS-05.09 del CSN.
Artículo 9.4 Cambio de domicilio y cese de actividades
El R.D. no requiere en estos casos autorización con informe previo del CSN, sólo requiere la notificación al ejecutivo de industria de la Comunidad Autónoma que otorgó la autorización a la Empresas de Venta y Asistencia Técnica.
En ambos casos debe realizarse una notificación simple al órgano ejecutivo competente, en la que se especifiquen claramente los datos e identificación registral de la entidad solicitante. El órgano ejecutivo remitirá al CSN la correspondiente resolución.
Artículo 11.d Previsiones para casos de declaración fallida
Los contratos de suministro de equipos de rayos X de diagnóstico médico suscritos por las Empresas de Venta y Asistencia Técnica con sus clientes deberán incluir cláusulas específicas en las que se establezca la forma de proceder en caso de que la instalación a la que se ha suministrado el equipo no pueda completar su inscripción ante la autoridad de industria de su Comunidad Autónoma. En todo caso deberá indicarse expresamente la obligación de la Empresas de Venta y Asistencia Técnica de hacerse cargo nuevamente de los equipos.
Artículo 11.f Contenido de los certificados de pruebas de aceptación
En el anexo I se incluye un modelo editable de certificado de pruebas de aceptación, válido también para dar cumplimiento a lo establecido en el artículo 11.5 del Real Decreto 1976/1999 por el que se establecen los criterios de calidad en radiodiagnóstico.
Artículo 11.G Certificado de restitución a condiciones previas a la avería
El certificado a que se alude en este artículo es el mismo al que se refiere el artículo 15.2 del Real Decreto 1976/1999 por el que se establecen los criterios de calidad en radiodiagnóstico. En dicho artículo se establecen claramente los requisitos para documentar las verificaciones realizadas tras subsanar la avería y las condiciones de referencia a utilizar para la emisión de dicho certificado.
Artículo 11.I Informe anual de Empresas de Venta y Asistencia Técnica
En el anexo 2 se incluye orientación sobre el contenido de los informes anuales.
Artículo 11.J Certificado de retirada de equipos fuera de uso
En el anexo 3 se incluye un modelo editable de certificado a emitir por las Empresas de Venta y Asistencia Técnica tras la retirada de aparatos de rayos x fuera de uso.
Anexos del R.D.
En los anexos 4, 5, 6 y 7 se incluyen modelos editables de los anexos I.a, I.b, II y III del R.D. 1085/2009.
El anexo I.a se ha ampliado incluyendo un nuevo apartado para indicar el tipo de instalación, según lo establecido en el artículo 17 del R.D. 1085/2009, que es objeto de declaración.
Artículo 13. Declaración de modificación
No es necesario realizar declaración de modificación en caso de cambio del tubo de un equipo de rayos x por otro de similares características.
Artículo 14. Cambio de titularidad y cese de actividades
El R.D requiere solamente notificación al ejecutivo de industria de la Comunidad Autónoma en la que se encuentra la instalación en caso de cambio de titularidad o cese de actividades.
Dicha notificación debe realizarse utilizando el anexo I.a incluido en el R.D. En su apartado 2 incluye expresamente esos supuestos.
La notificación debe ir acompañada de documentación justificativa del cambio de titularidad y, en caso de cese, de documentación justificativa del destino que se ha dado a los equipos de rayos x existentes en la instalación.
Artículo 16. Diseño de las instalaciones
A continuación se indica relación no exhaustiva de normativa de referencia recomendable para el diseño de instalaciones de Rayos X de radiodiagnóstico Médico
• Guía de Seguridad del CSN nº 5.11: Aspectos técnicos de seguridad y protección radiológica de instalaciones médicas de rayos X para diagnóstico. CSN. 1990.
• Report nº 147 de la NCRP (National Council on Radiation Protection and Measurements): Structural shielding design for medical X-ray imaging facilities. National Council on Radiation Protection and Measurements. 2005.
• CRP, Publicación 33: Protection against Ionizing Radiation from External Sources Used in Medicine.1982.
• DIN 6812: Medizinische Röntgenanlagen bis 300 kV. Strahlenschutzregeln für die Errichtung. 1985.
• Documento BIR/IPEM, "Radiations Shielding for Diagnostic X-rays", del año 2000.
• STUK, Guide ST 3.6: radiation safety in X-ray facilities. 2001
Artículo 17. Clasificación de instalaciones
El R.D. establece una clasificación de las instalaciones en función del tipo de equipos de rayos X disponibles en las mismas.
En el caso de instalaciones que dispongan de varios equipos, asimilables a distintos tipos de instalaciones definidos en el artículo 14, el conjunto de la instalación se clasificará como del tipo más restrictivo resultante.
Una instalación con equipos correspondientes a los tipos 1,2 y 3 se clasificará como de tipo 1, una instalación con equipos correspondientes a los tipos 2 y 3 se clasificará como de tipo 2.
Artículo 18.D. Certificado de medida de niveles de radiación
En el anexo 8 se incluye un modelo editable de certificado de medida de niveles de radiación en puestos de trabajo y en las áreas colindantes accesibles al público.
Ese certificado debe ser emitido necesariamente por un SPR o una UTPR autorizados por el CSN.
Artículo 18.E Certificado de conformidad de la instalación
En el anexo 9 se incluye un modelo editable de certificado de conformidad de la instalación.
Ese certificado debe ser emitido necesariamente por un SPR o una UTPR autorizados por el CSN.
Uno de los aspectos a incluir en la certificación es que se da cumplimiento al Programa de Protección Radiológica de la instalación. Dicho programa incluye medidas de prevención, control, vigilancia y administrativas.
La certificación de la aplicación de esas medidas se realizará en base a registros disponibles, diseño de la instalación y comprobaciones físicas (disponibilidad de delantales, señalización...).
Cuando no existan elementos objetivos para certificar una medida determinada certificar en base a que el propio Programa contenga instrucciones para implementarla o se hayan desarrollado procedimientos para ello.
Ni el programa de Protección Radiológica ni el de Control de Calidad son objeto de ninguna aprobación, simplemente están sometidos a Inspección o Auditoría por las autoridades competentes.
Artículo 18.g Modelo de informe periódico
En el anexo 10 se incluye orientación sobre el contenido de los informes periódicos de las instalaciones de radiodiagnóstico.
Artículo 18.g.2 Certificados de verificación tras las intervenciones o reparaciones
Los certificados a los que se refiere ese artículo son los mismos que los identificados en el artículo 11.g como certificado de restitución a las condiciones de funcionamiento previas a la avería.
Artículo 24 Contratos escritos entre UTPR y sus instalaciones clientes
Esos contratos deberán incorporar cláusulas específicas en las que se establezcan las obligaciones de los titulares de las instalaciones y de la UTPR contratada, especificadas en el R.D. 1085/2009. El CSN y la Sociedad Española de Protección Radiológica en el marco del Foro de cooperación que tienen establecidos en relación con las UTPR están desarrollando un modelo para el contenido de esos contratos. Una vez aprobado por todas las partes se publicará para su utilización por los interesados.
Artículo 24 Independencia de las UTPR respecto de las actividades sobre las que prestan servicios
Para explicitar y documentar el cumplimiento con los requisitos de independencia requeridos en el último párrafo del artículo 4.2, una metodología aceptable podría ser la redacción de una declaración que debería ser conocida y asumida por todo el personal técnico de la UTPR. Para la redacción de esa declaración podría tomarse como referencia el contenido del anexo A de la norma ISO-17020. La redacción y entrega de dicha declaración a todos los técnicos de la UTPR debería quedar documentada.
Artículo 24 Circunstancias adversas para la seguridad
El artículo requiere la comunicación al CSN de las circunstancias adversas a la seguridad de que tengan conocimiento las UTPR en el desarrollo de sus funciones.
Por circunstancias adversas para la seguridad deberá entenderse cualquier desviación en el funcionamiento que suponga incumplimientos de la normativa de seguridad y protección radiológica aplicable a las instalaciones de Rayos X médicos o que sea indicativa de mal funcionamiento de los equipos de rayos o de inadecuado diseño o construcción de la instalación. Ejemplos de esas situaciones podrían ser: desviaciones/no conformidades con programa de PR, resultados inaceptables en medidas de niveles de radiación, o controles de calidad, personal que dirige u opera sin acreditación, equipos o cambios en la instalación no declarados...
La detección de estas desviaciones debe ser comunicada en primera instancia al titular de la instalación, indicándole las acciones necesarias para subsanarlas y estableciendo unos plazos para su resolución. La comunicación de la UTPR al CSN debe realizarse en caso de no adopción de esas medidas de corrección en unos plazos acordes con su importancia.
Artículo 25.f. Programa de Gestión de la Calidad
Para el desarrollo de un programa de gestión de la calidad por los Servicios y Unidades Técnicas de Protección Radiológica puede utilizarse como referencia la Guía del OIEA GS-G-3.2 The Management System For Technical Services in Radiation Services.
Se considera adecuada la implantación, al menos, de un sistema de calidad acorde con la norma ISO-9000. El CSN, utilizando su capacidad normativa, podría establecer la necesidad de incorporar requisitos adicionales.
Artículo 28.d Modelo de informe anual
En los anexos 11 y 12 se incluye orientación sobre el contenido de los informes anuales de Servicios y Unidades Técnicas de Protección radiológica.
Artículo 28.e Información al titular
Una vez establecidas claramente las responsabilidades y funciones de los Servicios y Unidades Técnicas de Protección Radiológica y de los titulares de las instalaciones en las que prestan servicios deben establecerse protocolos para la información de las actuaciones realizadas en nombre de los titulares, identificando las notificaciones a realizar y la periodicidad de las mismas. Estas notificaciones serán por escrito manteniéndose registro y archivo de las mismas.
Artículo 28.f Información al titular sobre Circunstancias adversas
Ver las indicaciones realizadas al artículo 24.
Estas notificaciones deben ser expresas y constar por escrito, de forma que el titular sea inequívocamente consciente de ellas, de las acciones que debe realizar y en que plazos. Debe evitarse dar por hecho que el titular ha sido informado de las mismas por el contenido de informes, certificados o resultados de medidas realizados por UTPR/SPR.
- Anexos:
Descargar 65.79 Kb
—En enero de 2001 el Ministerio de Industria comunicó a Egmasa (empresa encargada de la restauración de la balsa de fosfoyesos), previo informe del CSN, que la medida más favorable era normalizar la zona colocando una capa de arcilla de 1,5 metros de altura (que cubre la zona afectada más un radio de 10 metros) sobre los 2 frentes de vertido.
—Adicionalmente, Egmasa fue instada a garantizar la restricción de los usos del terreno y las aguas de la zona (por la situación en que se encontraban) y a desarrollar un plan de vigilancia de la contaminación radiactiva a largo plazo, al menos durante 30 años, que supervisa y controla el Consejo.
—Desde finales de 2001 Egmasa lleva a cabo un plan que incluye la vigilancia de las aguas subterráneas, superficiales, sedimentos y organismo indicadores.
—De forma trimestral, el CSN recibe resultados de estos parámetros procedentes de la veintena de puntos de muestreo que cubren la zona y entre los que se encuentran 2 estaciones de seguimiento situadas en Río Tinto y Arroyo de la Nicoba. El CSN evalúa los resultados de este programa y realiza las correspondientes inspecciones de forma periódica al emplazamiento. En el análisis y seguimiento participan de forma activa y coordinada 10 expertos (5 del CSN, 2 de Egmasa y 3 de Geocisa).
—El último informe analizado por el CSN (de 18 de septiembre de 2007, correspondiente al segundo trimestre del año) vuelve a concluir que la presencia de cesio-137 se mantiene limitada y en valores muy inferiores a los permitidos. Tanto en el punto de muestreo situado en el Arroyo de la Nicoba como en el del río Tinto, las concentraciones de cesio en agua han sido inferiores a 120 bequerelios por metro cúbico. El Protocolo para el control de la radiactividad en agua de consumo establece que la concentración debe ser inferior a 11.000 bq/ metro cúbico.
—Los valores actuales (octubre de 2007) pueden calificarse de poco significativos y sin que quepa esperar grandes variaciones en las lecturas siguientes.
Información general
Nuclenor remite anualmente al CSN, en cumplimiento de la condición séptima de su vigente Autorización de Explotación, un informe sobre las actividades de gestión de vida útil de la central, no habiendo identificado el CSN en dichos informes ni en las inspecciones sobre gestión de vida en esta central (la última realizada en 2006) que se haya producido una disminución de los niveles de seguridad de la misma.
Por otra parte, Nuclenor solicitó en julio de 2006 una prórroga de su Autorización de Explotación por un nuevo periodo de diez años, ateniéndose a la Condición 2 de la Autorización en vigor. En ese marco, efectivamente, ha presentado una serie de estudios sobre los sistemas de la central, por ejemplo, un Plan Integrado de Evaluación y Gestión del Envejecimiento.
Adicionalmente, Nuclenor ha presentado toda la información sobre Revisión Periódica de la Seguridad establecida en la Guía de Seguridad 1.10 “Revisiones periódicas de la seguridad de centrales nucleares” (una guía accesible en la Web externa del CSN).
La Revisión Periódica de la Seguridad comprende los diez últimos años de operación y en ella se recapitula el análisis realizado de la experiencia operacional y de la experiencia relativa al impacto radiológico, los cambios habidos en la reglamentación y normativa, el análisis del comportamiento de los equipos, la actualización del Análisis Probabilístico de Seguridad (APS) y la actualización de los programas de mejora.
Actualmente, toda esta documentación se encuentra en evaluación en el CSN y hasta el momento no se ha encontrado que se haya producido una disminución de los niveles de seguridad de la central. De encontrarse, el CSN abordaría el hallazgo inmediatamente, sin esperar a la conclusión de los estudios, como hace en todos los casos en que se le notifican o descubre situaciones de las instalaciones que degradan su seguridad.
Por otra parte, en noviembre de 2007, Nuclenor deberá presentar al CSN los análisis requeridos por la Instrucción Técnica Complementaria sobre la Normativa de Aplicación Condicionada emitida por el CSN el 26 de octubre de 2006, que supondrá la ampliación de la normativa requerida hasta el momento a la central y la consiguiente realización por el titular de las modificaciones de diseño que resulten necesarias para cumplir con ella. Los análisis de Normativa de Aplicación Condicionada se le exigen actualmente a todas las centrales españolas que solicitan prorrogar de su autorización de explotación.
El Plan Integrado de Evaluación y Gestión del Envejecimiento comprende una revisión de la gestión del envejecimiento y una revisión de los análisis realizados con vida de diseño definida, que se han realizado teniendo en cuenta el periodo de diez años en que Nuclenor ha solicitado prorrogar la Autorización de Explotación en vigor. Actualmente se encuentra en evaluación y hasta el momento tampoco se ha encontrado que se haya producido o se vaya a producir una disminución de los niveles de seguridad de la central.
Respuestas específicas
¿Han revelado estas inspecciones y estudios alguna disminución de los niveles de seguridad habituales?
Como se ha indicado con anterioridad, hasta el momento no se ha descubierto ninguna disminución de este tipo.
¿Cuál es el estado de la contención de la central?
El CSN no tiene constancia de ninguna deficiencia o degradación de la contención. No obstante, tratándose de una estructura importante para la seguridad, dentro de la Revisión Periódica de la Seguridad, se le ha requerido a Nuclenor que realice un análisis exhaustivo del cumplimiento con la siguiente normativa de EE UU: Apéndices A y J del 10CFR50, sobre los criterios generales de diseño de centrales nucleares y sobre pruebas de fugas de contención de centrales nucleares de agua ligera respectivamente. De encontrarse alguna deficiencia, se requerirá su corrección, como se hace en cualquier revisión de cualquier central.
Por último, cabe mencionar que la inspección del CSN, en el marco de aplicación del programa SISC (Sistema Integrado de Supervisión de Centrales), descubrió en el primer trimestre de 2007 que Dos válvulas de aislamiento de la contención pueden quedar abiertas como consecuencia del fallo de un sistema que no es de seguridad. Las dos válvulas, que son neumáticas, están instaladas en dos tuberías que sirven para romper el vacío entre el toro y el edificio del reactor, por lo que también actúan como aislamiento de la contención en caso de accidente. Estas válvulas pueden fallar quedando en posición abierta, con lo que fallaría su función de aislamiento, debido a pérdida del sistema de aire de instrumentos, que no es un sistema de seguridad. En julio de 2004 se había implantado una modificación de diseño (aporte de nitrógeno a los actuadotes de estas válvulas como respaldo al aire de instrumentos) que garantizase la operación de esas válvulas hasta 30 días después de un accidente. Sin embargo, la inspección del CSN descubrió que esto no había quedado demostrado por el titular, por lo que no quedaba garantizado que se cumpliera el criterio de fallo único para el aislamiento de la contención, que requiere que haya dos válvulas de aislamiento por tubería. Si esas dos válvulas quedan abiertas, solamente quedarían disponibles otras dos (una por línea) para aislar la contención en ese punto.
El fallo de estas válvulas tiene una importancia para la seguridad muy baja y por tanto se ha calificado como de categoría verde, siguiendo los criterios del SISC.
Como respuesta a este hallazgo, el titular probó en marzo de 2007 el correcto funcionamiento de las válvulas con el suministro de nitrógeno y ha adoptado alguna medida adicional, tal como sistematizar mejor su vigilancia y actuación en caso de emergencia.
La información sobre este hallazgo es accesible en la página Web externa del CSN.
¿Cual es el estado del sistema de protección contra incendios?
El CSN no tiene constancia de ninguna deficiencia o degradación del sistema de protección contra incendios.
En el marco de aplicación del programa SISC se han descubierto hallazgos menores (su importancia para la seguridad es menor que la de los verdes, por ejemplo de suciedad en un rociador del sistema o un bidón con carga de fuego mal etiquetado en el edificio del reactor.
¿Cual es el estado actual del barrilete?
A principio de los años 90 General Electric, suministrador principal de esta central BWR, emitió una serie de documentos informativos sobre dos casos en los que habían aparecido grietas en el barrilete (core shroud) en dos centrales extranjeras. Como consecuencia de estas experiencias la NRC emitió una nota informativa (Information Notice) y una carta genérica alertando a las centrales BWR de este fenómeno. Estas grietas se caracterizaron como grietas motivadas por corrosión intergranular bajo tensiones (IGSCC y IASCC). Al tratarse de un problema genérico se inició en EE UU un proceso que culminó en un conjunto de recomendaciones para realizar inspecciones en estas centrales nucleares de diseño BWR adicionales, teniendo en cuenta la susceptibilidad al agrietamiento del barrilete (material, tiempo de operación, química del agua) que se resumen en el documento NUREG-1544 (Marzo 96)
En la central Santa Mª de Garoña se realizó en 1994 una inspección visual de este componente detectándose diversas grietas (circunferenciales y axiales) a lo largo de la soldadura circunferencial H4 y una indicación en una de las soldaduras verticales.
En 1996 se realizó una inspección volumétrica de todas las soldaduras circunferenciales (identificadas como H1, H2, H3, H4, H5, H6 y H7), detectándose grietas en las soldaduras H4, H5 y H6, siendo la H4 la más afectada. En base a los resultados de las inspecciones y fundamentalmente al análisis estructural efectuado, se adoptó una solución de reparación integral para todas las soldaduras, similar a la adoptada en otras centrales BWR sustituyendo la función estructural de las soldaduras por cuatro tirantes pretensados colocados verticalmente cada 90º por el exterior del mismo, uniendo la brida superior con la placa soporte del núcleo. Dicha reparación se implantó en el año 1997.
A partir de dicha fecha se ha inspeccionado la reparación de forma completa en tres ocasiones (1997, 1999 y 2001) y de forma parcial (escalonada) en 2003, 2005 y 2007. En ningún caso se han encontrado indicaciones relevantes salvo en 1999 en que se encontró una grapa de sujeción de los tirantes al barrilete fuera de su sitio y hubo de ser restaurada a su posición original.
Por otro lado la reparación exige que las soldaduras verticales presenten una buena condición, la cual se ha de verificar mediante inspección. La inspección de la totalidad de las soldaduras verticales se ha completado entre los años 1997 mediante inspección por ultrasonidos (UT) de las soldaduras verticales V3 a V6, beltline, 2003 (UT de V7 y V8), 2005 (inspección visual, tipo VT-1, mejorada de V1 y V2) y 2007 (UT de las soldaduras verticales V3 a V6). Se ha reportado diversas indicaciones de defecto, pero en todos los casos muy inferiores a los criterios de aceptación definidos.
Los planes futuros respecto a este componente pasan por continuar con la inspección escalonada de los tirantes de la reparación y continuar la inspección de las soldaduras verticales siguiendo las recomendaciones de las guías del BWRVIP, así como las derivadas de resultados de experiencias operativas.
¿Que partes del circuito primario están aquejadas de corrosión?
Las áreas susceptibles de corrosión del circuito primario son las soldaduras de las tuberías de:
- Sistema de recirculación: era susceptible en su totalidad, por lo que en 1985 fue sustituido por completo por otro de material resistente a la corrosión: acero tipo 316L y técnicas de soldadura de bajo input térmico.
- Sistema de purificación de agua del reactor. Parcial, por lo que en 1996 se sustituyó el desmineralizador con materiales y procesos de soldado resistentes al fenómeno IGSCC.
- Sistema de rociado del núcleo. También susceptible en parte y cuyas tuberías internas a la vasija del reactor se sustituyeron en 2001.
También tienen susceptibilidad parcial otros sistemas, como el Sistema de condensador de aislamiento, el Sistema de inyección de agua a baja presión o el Sistema de enfriamiento del reactor en parada.
En todas esas zonas pueden existir indicios de corrosión de pequeño alcance, que no llegan a la categoría de defectos, según se definen en el Manual de Inspección en Servicio. El programa de inspección en servicio establece las medidas de vigilancia a realizar y su frecuencia, así como el nivel de corrosión que alcanza el umbral de ser reportado como defecto. Los resultados de las inspecciones realizadas de acuerdo con la aplicación de este programa son satisfactorios, no habiéndose reportado ningún defecto.
Una acción preventiva adoptada con alcance general para minimizar la aparición y crecimiento de fenómenos de corrosión, es la mejora de la química del refrigerante con la instalación de un sistema de inyección de hidrógeno. También el tratamiento de mejora de tensiones residuales en soldaduras pertenecientes al Sistema de enfriamiento del reactor en parada y al Sistema de inyección de agua a baja presión en 1988.
La susceptibilidad de estos sistemas a la corrosión es conocida desde hace mucho tiempo, razón por la que desde 1984 el CSN ha ido requiriendo a Nuclenor, a través de los diferentes condicionados emitidos en las sucesivas prórrogas de la autorización de explotación concedidas a la central nuclear Santa Mª de Garoña, la adopción de ciertas medidas en dichos sistemas tales como, la sustitución parcial de la tubería del sistema de recirculación (1985), el establecimiento de un plan de inspecciones de tuberías de acero inoxidable basándose en los documentos aplicables en cada momento (NUREG-1061, NUREG-0313 rev. 2, etc.), adopción de medidas preventivas como el tratamiento de mejora de tensiones residuales en soldaduras pertenecientes a alguno de los sistemas antes indicados, así como una mejora en la química del refrigerante con la instalación de un sistema de inyección de hidrógeno. Actualmente, el programa de inspecciones se ajusta a las recomendaciones de la guía del BWRVIP BWR Vessel and Internals Project Technical Basis for Revisions to Generis Setter 88-01 Inspection Schedules, BWRVIP-75. Los programas de inspección establecidos en base a estos documentos son más estrictos que los definidos de acuerdo con los requisitos del código ASME XI.
¿Cuál es el estado de las penetraciones de la vasija?
No se describe aquí la fenomenología de las fugas a través de las penetraciones de los mecanismos de accionamiento de barras de control por considerarse ya conocidos y sobre los cuales el CSN ha venido informando regularmente. También se ha informado sobre el impacto de este fenómeno en la seguridad, que es de escasa importancia, ya que:
- La vasija mantiene su capacidad de retener presión.
- Se mantiene la capacidad de inserción de barras de control.
- La posible fuga está autolimitada al huelgo entre el alojamiento de los accionadotes y la penetración y si se produce se detecta con mucha rapidez.
El estado actual de los defectos de las penetraciones, contemplando los resultados obtenidos en la última inspección realizada durante la parada de recarga 2007, es el siguiente:
- 30 penetraciones sin defectos (31%)
- 13 penetraciones con defectos, sin sello (13,4%)
- 54 penetraciones con defecto y sello (55,6%)
En relación al estado de las penetraciones puede destacarse lo siguiente:
- Las penetraciones que no tienen sello instalado, bien por estar sanas o por tener defectos que no obligaron a su instalación, se están comportando correctamente, de acuerdo con lo esperado, probablemente motivado por la existencia de menores tensiones residuales y por la inyección de hidrógeno.
- Los defectos reportados anteriormente en penetraciones con sello instalado, que están aislados del refrigerante del reactor por el propio sello, no se han modificado o lo han hecho muy ligeramente.
- En penetraciones con sello se han detectado nuevos defectos coincidentes con el borde inferior de la junta de grafito, cuyas dimensiones no alcanzan los límites para instalar un sellado adicional o implantar otro método de reparación. En las inspecciones futuras deberá tenerse en cuenta esta nueva situación.
- Los resultados muestran que el modelo de selección de muestra para la inspección, implantado como consecuencia de los nuevos defectos detectados, es adecuado y que los criterios que se utilizan son conservadores.
En España, los pararrayos con cabezal radiactivo más frecuente son los de la marca Nuclear Ibérica, tipo Ionocaptor, que portaban fuentes radiactivas de Am-241 con una actividad que variaba entre 1,5 y 24 mCi dependiendo del modelo.
Aunque si bien los pararrayos radiactivos no son peligrosos siempre que se mantengan en su lugar de instalación y no se sometan a manipulaciones indebidas, su instalación no está permitida en España desde el año 1986, dado que su eficacia no es superior a la de los de tipo convencional.
?
En la retirada de estos equipos y siguiendo los procedimientos utilizados en nuestro país, deberán tenerse en cuenta las siguientes medidas:
El personal que manipule o desmonte estos pararrayos, deberá estar en posesión de los conocimientos necesarios en el manejo de sustancias radiactivas y de las normas esenciales de seguridad y protección radiológica.
Se tendrá en cuenta el cumplimiento con la legislación vigente en materia de seguridad e higiene en el trabajo, así como con los reglamentos en protección con las radiaciones ionizantes.
Se dispondrá de los medios y equipos necesarios para trabajo en altura.
Antes de iniciar las operaciones de retirada, se gestionará la firma por parte del propietario correspondiente o su representante del “acuerdo de retirada”.
Se accederá a la zona adyacente al pararrayos, procediendo a realizar medidas de los niveles de radiación y contaminación.
Del resultado de estas medidas se derivan tres actuaciones:
- Retirada directa del cabezal.- Implantar medidas para evitar la dispersión de la contaminación y posterior descontaminación de la zona afectada.
- Paralización de las tareas hasta planificar nuevamente la retirada si la contaminación detectada alcanzase valores significativos.
- Retirada del cabezal del mástil al que se haya sujeto, teniendo en cuenta todas las precauciones en protección radiológica.
- Chequeo del portaisótopo: tasa de dosis en contacto y nivel de radiación a un metro, actividad, número de fuentes, etc.
- Se introducirá el cabezal retirado en el contenedor de transporte y se cumplimentarán los datos correspondientes para el transporte.
- Medida de los niveles de contaminación del mástil del pararrayos.
De acuerdo con los resultados de estas determinaciones se procederá a:
- Dejarlo en la zona de ubicación si no se detecta contaminación.
- Si está contaminado y la misma es desprendible se procederá a su descontaminación.
- Si la contaminación es fija se troceará y se retirará como residuos radiactivos de operación.
- Se hará lo mismo que con el mástil en la zona donde se ubicaba el pararrayos.
Todos los materiales contaminados resultantes de la operación, se introducirán en los contenedores previstos para el transporte de materiales radiactivos destinados a tal fin y de los que debe disponer el equipo de trabajo.
Para deshacerse de un equipo de rayos X antiguo (fuera de uso) habría que proceder a la inutilización del tubo de rayos X. El resto del equipamiento se puede tratar como chatarra convencional. Para efectuar esta operación, es necesario ponerse en contacto con la empresa de venta de asistencia técnica de equipos de rayos X autorizada. La información con el listado de las empresas autorizadas se encuentra en la página web del Ministerio de Industria, Turismo y Comercio:
www6.mityc.es/energia/nuclear/archivos/venta%204-2-05.pdf.
La empresa nacional de residuos radiactivos (ENRESA) es la encargada de su gestión.
ENRESAEmilio Vargas, 7
28043 Madrid
Tel: 91 566 81 00
Fax: 91 566 81 69
De acuerdo con el Real Decreto 2115/1998, de 2 de octubre, sobre transporte de mercancías peligrosas por carretera (BOE 16/10/1998) los conductores que de acuerdo con lo dispuesto en el ADR necesiten una formación específica, deberán proveerse de una autorización especial que les habilite para ello, la cual será expedida por la Jefatura Provincial de Tráfico en la que se solicite. Dicha autorización especial será equivalente al certificado de formación previsto en el ADR.
Las solicitudes deben efectuarse conforme se determina en el Reglamento general de conductores aprobado por Real Decreto 772/1997, de 30 de mayo. Los requisitos para obtener la autorización especial se recogen en el artículo 34 de este reglamento. En él se especifíca todo lo necesario para realizar los cursos de formación en los centros autorizados por la Dirección General de Tráfico.
Los equipos para la inspección de bultos en los aeropuertos españoles, deben disponer de aprobación de tipo de aparato radiactivo de acuerdo al anexo II del Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas, Real Decreto 1836/1999.
Esto implica que el aparato ofrece suficiente seguridad contra la fuga de radiaciones ionizantes, tanto en condiciones normales de uso como en otras que accidentalmente puedan presentarse, así como posibles utilizaciones incorrectas.
No presentará en condiciones normales de funcionamiento una tasa de dosis superior a 1 microsievert/h en ningún punto situado a 0,1 m de la superficie accesible del mismo.
Por lo tanto, no se requiere que las personas que trabajan habitualmente cerca de este tipo aparatos adopten precauciones ni se sometan a revisiones médicas especiales.
Las licencias se obtienen siguiendo lo recogido en el Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas publicado en el BOE (31/12/1999), y en la Ley de tasas y precios públicos por servicios prestados por el Consejo de Seguridad Nuclear, de 4 de mayo de 1999 (Ley 14/1999).
Estas normas se pueden encontrar en la página web: www.csn.es/descarga/LIC_personal_IIRR.pdf.Los exámenes de salud a los trabajadores expuestos a radiaciones ionizantes se han de realizar por los Servicios de prevención o Servicios médicos especializados autorizados al efecto, de acuerdo con lo establecido en la Ley de prevención de riesgos laborales (Ley 36/1995 de 8 de noviembre, BOE 10/11/95) y en el Reglamento de los servicios de prevención, aprobado por Real Decreto 39/1997 de 17 de enero (BOE 31/01/97).
La competencia en la acreditación de entidades especializadas como Servicios de prevención la tiene la administración aanitaria, en cuanto a los aspectos de carácter sanitario, y la administración laboral en cuanto a la propia acreditación. En esta materia la competencia está transferida a las comunidades autónomas, por lo que se puede obtener información a través de los servicios de prevención de cada comunidad.
Estos servicios médicos especializados deben contar con una autorización concedida por las autoridades sanitarias competentes. En la página web del CSN se puede encontrar una relación de los mismos: www.csn.es/descarga/SMEAutorizados.pdf.
En cualquier caso los exámes de salud deben realizarse de acuerdo con el Protocolo de Vigilancia Sanitaria Específica para Radiaciones Ionizantes publicado por el Ministerio de Sanidad y Consumo:
Las radiaciones ionizantes pueden producir efectos biológicos que se clasifican en deterministas y estocásticos. Hay efectos que requieren de una dosis umbral para su aparición; es decir, sólo se producen cuando la dosis de radiación supera un valor determinado y, a partir de este valor, la gravedad del efecto aumentará con la dosis recibida. Estos efectos reciben el nombre de deterministas. Ejemplos de efectos deterministas que pueden aparecer en el embrión-feto son: el aborto, las malformaciones congénitas y el retraso mental.
Por otra parte, existen efectos que no requieren una dosis umbral para su aparición, y además, la probabilidad de aparición de los mismos aumentará con la dosis. Se estima que, si se duplica la dosis de radiación, la probabilidad de que aparezca el efecto se multiplicará por dos. A estos efectos se les denominan estocásticos, y cuando aparecen, no se diferencian de los producidos por causas naturales u otros factores. El cáncer es un ejemplo de efecto estocástico.
Al requerir de una dosis umbral, la prevención de los efectos deterministas queda garantizada estableciendo unos límites de dosis por debajo de la citada dosis umbral. En el caso de los efectos estocásticos- al no existir una dosis umbral conocida para reducir la probabilidad de su inducción- estamos obligados a mantener los niveles de dosis recibidas tan bajas como sea posible.
En España, al igual que en los países de la Unión Europea, se acepta que la dosis que puede recibir el feto como consecuencia de la actividad laboral de la madre desde el momento en que se toma conciencia del embarazo hasta el final de gestación es de 1mSv. Éste es el límite de dosis que puede recibir el público y por tanto ha sido establecido para el fecto atendiendo a consideraciones éticas ya que él no participa en la decisión y no recibe beneficio alguno de ella. La aplicación de este límite en la práctica, se correspondería con una dosis de 2mSv recibida en la superficie del abdomen (tronco inferior) de la mujer hasta el final de la gestación.
Este límte de dosis es muy inferior a las dosis que se requieren para la aparición de efectos deterministas del feto, ya que, el aborto, las malformaciones congénitas, la disminución del cociente intelectual o el retraso mental severo, requieren dosis entre 100 y 200 mSv.
Ahora bien, con el fin de proteger adecuadamente el feto, es imprescindible que la trabajadora expuesta gestante, en cuanto tenga conocimiento de su embarazo, lo comunique al encargado de la protección radiológica del centro en el que se trabaja y al responsable de la instalación radiactiva, quienes establecerán las medidas de protección oportunas para garantizar el cumplimiento de la normativa vigente y asegurar el desempeño de su trabajo para que no suponga un riesgo añadido para el bebé.
Para poder llevar a cabo todas estas medidas, es necesaria la asignación de un dosímetro especial para determinar dosis en abdomen y la evaluación cuidadosa de su puesto de trabajo, de modo que, la probabilidad de incidentes con dosis o incorporaciones altas sea insignificante.
Cualquier embarazada que trabaje en un entorno en el que las dosis debidas a radiaciones ionizantes permitan asegurar que la dosis en feto puede mantenerse por debajo de 1mSv, puede sentirse muy segura en su puesto de trabajo durante todo el embarazo.
La actividad de radiografiado industrial está regulada por el Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas (Real Decreto 1836/1999 de 3 de diciembre) según el cual la posesión y uso de equipos de rayos X que funcionen a más de 5 kV requiere autorización como instalación radiactiva. El titular deberá dirigir la solicitud junto con la documentación de apoyo especificada en el artículo 38 del citado reglamento, o bien a la Dirección General de Política Energética y Minas del Ministerio de Industria, Turismo y Comercio, o bien a través de la Dirección General de Industria de la comunidad autónoma a la que corresponda el emplazamiento de la instalación si esta función ha sido transferida.
Dicha instalación radiactiva deberá disponer de al menos una persona con licencia de supervisor y todo el personal que opere con los equipos deberá estar en posesión de una licencia de operador. Estas licencias se conceden en el CSN.
El Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas antes mencionado, así como el Reglamento sobre protección sanitaria (Real Decreto 783/2001 de 6 de julio) y la Guía de Seguridad 5.10 “Documentación técnica para solicitar autorización de instalaciones de rayos X con fines industriales”, los puede encontrar en la web del CSN.
El CSN no imparte cursos pero homologa cursos impartidos por entidades públicas o privadas que permiten obtener esas licencias. La relación de entidades que disponen de cursos homologados por el CSN se encuentra disponible en:
El CSN no imparte cursos pero homologa cursos impartidos por entidades públicas o privadas que permiten obtener las licencias. La relación de entidades que disponen de cursos homologados por el CSN se encuentra disponible en:
De acuerdo con lo establecido en el artículo 35 del Reglamento de instalaciones nucleares y radiactivas estas instalaciones requieren:
- Una autorización de funcionamiento que faculta para la construcción y montaje de la instalación y, tras la inspección por el CSN, a su funcionamiento.
- Una autorización de modificación que permite al titular la introducción de cambios respecto al proyecto previamente autorizado de la instalación.
- Una autorización de cambio de titularidad, necesaria siempre que se produzcan modificaciones en las organizaciones en las que se otorgó la autorización vigente de la instalación.
- Una declaración de censura, necesaria para asegurar al final de la vida de la instalación que se ha producido el desmantelamiento de la misma y que los recintos que ocupaban han quedado libres de materiales radiactivos o contaminación y, por tanto, puedan destinarse a otros usos.
El contenido del Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas puede consultarse:
El trámite para la obtención de estas autorizaciones se establece en los artículos 39 y 40 del Reglamento de instalaciones nucleares y radiactivas.
Las solicitudes deben dirigirse a las Consejerías de Industria de la comunidad autónoma en la que esté situada la instalación, excepto para los casos siguientes: Andalucía, Aragón y Castilla La Mancha, en cuyos casos, se dirigirán a la Dirección General de Política Energética y Minas del Ministerio de Industria, Turismo y Comercio en Madrid, ó a la Subdelegación del Gobierno de la provincia en que se encuentre ubicada.
La documentación que debe acompañar a las solicitudes para la obtención de las autorizaciones de las instalaciones radiactivas se describe en el artículo 38 del Reglamento de instalaciones nucleares y radiactivas.
El CSN ha elaborado diversas Guías de Seguridad para asesorar a los interesados en la elaboración de la documentación; son guías de la serie 5 que se pueden consultar en la siguiente dirección: Guias de Seguridad
En estos casos, deben solicitar la autorización de modificación en la Dirección General de Política Energética y Minas de la Consejería de Economía e Innovación Tecnológica de la Comunidad Autónoma de Madrid.
Calle Cardenal Marcelo Spinola, 14.
En la documentación que acompañe a la solicitud se ha de identificar el material para el que solicita la autorización y sus actividades; así como las variaciones, que se produzcan si procede, en los documentos de licenciamiento marcados en el Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas.
¿Cuáles son los trámites necesarios para la declaración y registro de los aparatos o instalaciones de rayos X con fines médicos?
El procedimiento para estos casos con fines médicos se describe en el artículo octavo del Reglamento sobre instalación y utilización de rayos X con fines de diagnóstico médico. La solicitud y documentación debe presentarse en la Consejería de Industria de la comunidad autónoma en que esté ubicado el aparato o la instalación.
Entre la documentación requerida se necesita un certificado expedido por un servicio o unidad técnica de protección radiológica contra radiaciones ionizantes, que asegure la conformidad del proyecto de la instalación con las especificaciones técnicas aplicables y, que a su vez, verifique que la construcción y montaje de la instalación se ha realizado de acuerdo con el proyecto.
La relación de las unidades técnicas de protección contra las radiaciones ionizantes autorizadas se encuentra en la siguiente dirección: www.csn.es/descarga/UTPRAutorizadas.pdf.
- Ley sobre Energía Nuclear (Ley 25/1964, BOE de 4 de mayo de 1964).
- Ley de Creación del Consejo de Seguridad Nuclear (Ley 15/1980, BOE de 22 de abril de 1980).
- Ley de Tasas y Precios Públicos por Servicios prestados por el Consejo de Seguridad Nuclear (Ley 14/1999, BOE de 5 de mayo de 1999).
- Ley del Sector Eléctrico (Ley 54/1997, BOE de 28 de noviembre de 1997).
Las funciones y servicios del Ministerio de Industria y Energía reguladas por las leyes previamente citadas, se han traspasado a la Comunidad de Madrid y a sus órganos competentes según Real Decreto 936/1995, de 9 de junio.
- Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas (Real Decreto 1836/1999, BOE de 31 de diciembre de 1999).
En el párrafo c del apartado 1 del artículo 74, se indica: "requerirán autorización de la Dirección General de la Energía previo informe del Consejo de Seguridad Nuclear, la importación, exportación, movimiento intracomunitario, comercialización y cualquier transferencia de material radiactivo y de los aparatos, equipos y bienes de consumo descritos en los párrafos a y b".
Asimismo, en el apartado 3 del artículo 74, se indica que las empresas de fabricación, comercialización y asistencia técnica que, en razón de sus actividades, necesiten disponer de una instalación radiactiva autorizada, podrán solicitar una autorización única.
De conformidad con el apartado 2 del artículo 36, del citado Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas, “las instalaciones radiactivas con fines científicos, médicos, agrícolas, comerciales o industriales requerirán una autorización de funcionamiento, una declaración de clausura y, en su caso, una autorización de modificación y de cambio de titularidad”.
En cuanto a la solicitud y trámite de autorización, sea en aplicación del artículo 74 o del artículo 36, se seguirá lo dispuesto en dicho reglamento.
- Reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes (Real Decreto 783/2001, BOE de 26 de julio de 2001).
- Real Decreto 2115/1998, de 2 de octubre, sobre transporte de mercancías peligrosas por carretera (BOE de 16 de octubre de 1998).
- Acuerdo europeo sobre transporte internacional de mercancías peligrosas por carretera (ADR) (BOE de 16 de diciembre de 1997).
- Instrucciones técnicas para el transporte sin riesgos de mercancías peligrosas por vía aérea (BOE de 16 de septiembre de 1998).
- UNE 73-302 distintivos para señalización de radiaciones ionizantes (1991).
Como se indica en la legislación citada, deberán disponer de autorización como instalación radiactiva para llevar a cabo importación, comercialización y distribución de equipos radiactivos que contienen fuentes radiactivas y de dichas fuentes en sí.
La Guía de Seguridad 5.02, “Documentación técnica para solicitar las autorizaciones de construcción y puesta en marcha de las instalaciones de manipulación y almacenamiento de fuentes encapsuladas de 2ª y 3ª categoría", puede servir como referente en cuanto a documentación e información a suministrar para dicha solicitud de autorización, siempre aplicándola a su entidad como comercializadora, donde se podrán almacenar equipos radiactivos y/o fuentes radiactivas.
Asimismo, deberán concertar con la casa suministradora acuerdo de retirada de las fuentes radiactivas a contener por dichos equipos, deberán indicar qué entidad realizará la asistencia técnica: preventiva, correctiva, cambio de fuentes etc. a dichos equipos.
Si bien los equipos radiactivos o las fuentes en ellos contenidas pudieran no pasar generalmente por sus instalaciones, siempre debe contemplarse el suceso posible de que ocurra un incidente en el transporte como por ejemplo en aeropuertos, o cualquier otro incidente o accidente que haga necesario el almacenamiento de las fuentes radiactivas en lugar seguro hasta su devolución al suministrador de origen, por lo que deberán disponer de un recinto adecuado para almacenar un número máximo de fuentes.
- Real Decreto 1836/1999 sobre instalaciones nucleares y radiactivas (BOE, 31 de diciembre de 1999).
- Real Decreto 783/2001 por el que se establece el Reglamento de protección sanitaria contra radiaciones ionizantes (BOE, 26 de julio de 2001).
- Real Decreto 1891/1991 de Instalación y utilización de aparatos de rayos X con fines de diagnóstico médico (BOE, 3 de enero de 1991).
- Real Decreto 1132/1990 sobre protección radiológica de las personas sometidas a exámenes y tratamientos médicos (BOE, 18 de septiembre de 1990).
- Real Decreto 1841/1997 por el que se establecen los criterios de calidad en medicina nuclear (BOE, 19 de diciembre de 1997).
- Real Decreto 1566/1998 por el que se establecen los criterios de calidad en radioterapia (BOE, 28 de agosto de 1998).
- Real Decreto 1976/1999, por el que se establecen los criterios de calidad en radiodiagnóstico (BOE, 29 de diciembre de 1999).
Los equipos de rayos X para inspección de bultos que se utilizan en los aeropuertos españoles, deben disponer de aprobación de tipo de aparato radiactivo de acuerdo al anexo II del Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas (Real decreto 1836/1999). Esto implica, que el aparato ofrece suficiente seguridad contra la fuga de radiaciones ionizantes, tanto en condiciones normales de uso, como en otras que accidentalmente puedan presentarse, incluidas posibles utilizaciones incorrectas.
El aparato no presentará en condiciones normales de funcionamiento una tasa de dosis superior a 1 microsievert/h, en ningún punto situado a 0,1 m de la superficie accesible del mismo. Por tanto, no se requiere que las personas que trabajan habitualmente cerca de este tipo aparatos adopten precauciones ni se sometan a revisiones médicas especiales.
El CSN no acredita formalmente a las empresas que llevan a cabo el mantenimiento de las centrales nucleares; únicamente, exige el cumplimiento de unas disposiciones legales específicas para las empresas externas y sus trabajadores que desarrollan actividades en zona controlada, y que se recogen en el Real Decreto 413/97.
De acuerdo con dichas disposiciones:
- La empresa externa está obligada a presentar una declaración de sus actividades, inscribiéndose a tal fin, en un registro creado al efecto por resolución del CSN de 16 de julio de 1997.
- Está obligada a asignar a cada uno de sus trabajadores que desarrollen actividades en zona radiológica un carné radiológico, cuyo contenido y alcance se establecen en la instrucción IS-01 del CSN, en la que se establecen las condiciones para la emisión y uso del carné. Asimismo, la empresa externa está obligada a proporcionar a cada uno de sus trabajadores que desarrollen actividades en zona radiológica, la información y formación básica en relación con la protección radiológica exigida para el desarrollo de su trabajo.
- En la instrucción IS-06, se definen los programas de formación en protección radiológica para los trabajadores de empresas externas.
Todas las publicaciones que edita el Consejo son de carácter gratuito y se pueden solicitar por correo electrónico o fax:
peticiones@csn.es
Fax: 91 346 05 58
Una vez realizada la solicitud, le serán enviadas por correo postal a la dirección indicada. Además, se pueden recoger personalmente en la sede del Consejo de Seguridad Nuclear.Todas las novedades editoriales se encuentran disponibles en la siguiente dirección: Solicitud de publiaciones
El Centro de Información del CSN puede ser visitado, previa concertación de cita, por centros educativos, asociaciones, particulares y otros colectivos. La visita tiene una duración prevista de hora y media: consta de un recorrido guiado por el centro, la proyección de un vídeo y una última parte dedicada a visita libre.
Para el colectivo de centros educativos el calendario de visitas se confecciona durante el mes de septiembre. Durante el presente curso escolar se realiza una visita guiada al día de lunes a viernes en horario de 10:00 a 11:30 o de 12:15 a 13:45 horas.
También existe la posibilidad de realizar una visita no guiada de una hora de lunes a viernes en horario de mañana entre las 10:30 y 13:30, y de lunes a jueves en horario de tarde de 16:00 a 17:00 horas.
Tel. 91 346 03 51 - 91 346 03 06
Fax. 91 346 03 05
centroinformacion@csn.es