De conformidad con el párrafo 308 del Reglamento para transporte seguro de material radiactivo del OIEA, la autoridad competente debe realizar evaluaciones periódicas de las dosis recibidas por las personas debido al transporte de material radiactivo. 

Texto: Victoria Aceña Moreno, técnico del Área de Transporte de Material Radiactivo del CSN

En España, esta evaluación se estaba realizando para los trabajadores clasificados como expuestos, pero no de forma particular para los miembros del público, considerando que el cumplimiento de los límites reglamentarios de tasa de dosis asociados al transporte garantiza que las dosis finales al público sean inferiores a los límites establecidos. Esta aproximación estaba corroborada con los resultados obtenidos en estudios internacionales. Una de las conclusiones de la Misión del Servicio Integrado de Examen de la Situación Reglamentaria (IRRS) realizada en España por el OIEA en 2018 fue la recomendación de que se elabore, con un enfoque graduado, una estimación de las dosis recibidas por los miembros del público como consecuencia de las actividades de transporte de material radiactivo. Este artículo presenta un resumen del análisis llevado a cabo en el CSN para dar respuesta a dicha recomendación, sobre la base de la información recibida de los operadores más relevantes en aquellos sectores del transporte de material radiactivo más representativos en el impacto radiológico a los miembros del público, siguiendo una metodología basada en la cantidad de transportes de cada sector y sus riesgos. El estudio se centró en el transporte por carretera y en la vía aérea (carga, descarga y manejo y carreteo en las terminales de carga).  

El material radiactivo es utilizado extensamente por la sociedad actual con fines médicos, industriales o de investigación, así como en las instalaciones relacionadas con el ciclo del combustible nuclear para la producción de energía. Como consecuencia de estas aplicaciones, cada año se transportan en el mundo decenas de millones de bultos que contienen material radiactivo, a través de cuatro modalidades: carretera, ferrocarril, aire y mar.

El CSN, de acuerdo con su Ley de Creación, es la autoridad competente responsable de controlar las medidas de protección radiológica de los trabajadores clasificados como expuestos, del público y del medioambiente.

La reglamentación de transporte de mercancías peligrosas para todos los modos de transporte está basada, para la materia radiactiva, en el Reglamento para el transporte seguro de materiales radiactivos del OIEA. En el párrafo 308 del Reglamento se establece que la autoridad competente debe adoptar disposiciones para que se efectúen evaluaciones periódicas de las dosis de radiación recibidas por las personas a causa del transporte de materiales radiactivos, a fin de cerciorarse de que el sistema de protección y seguridad cumpla con lo previsto en la publicación GSR (Normas Básicas de Seguridad).

En España, esta evaluación se estaba realizando para trabajadores clasificados como expuestos, pero no de forma particular para los miembros del público, considerando que el cumplimiento de los límites reglamentarios de tasa de dosis asociados al transporte garantiza que las dosis finales al público sean inferiores a los límites establecidos (ver tabla 1). Esta aproximación estaba corroborada con los resultados obtenidos en estudios internacionales.

En la misión IRRS llevada a cabo en España en octubre de 2018 por el OIEA, en relación con el cumplimiento del párrafo 308, se concluyó que «mientras que el CSN realiza evaluaciones de dosis para los trabajadores del transporte según lo requerido, no se han realizado evaluaciones de dosis para los miembros del público».

Sobre la base de esta conclusión, el informe de la misión recoge la siguiente recomendación:

«Recomendación R9. De acuerdo con un enfoque graduado, el CSN debería disponer de evaluaciones de la dosis de radiación a los miembros del público asociadas al transporte de material radiactivo para asegurar que el sistema de protección y seguridad cumple con las Normas Básicas de Seguridad».

Metodología

El alcance del análisis llevado a cabo para dar cumplimiento a la recomendación R9 ha cubierto:

• Los sectores del transporte de material radiactivo más representativos en el impacto radiológico a los miembros del público.
• El transporte por carretera y por vía aérea (actividades de carga, descarga y manipulación en las terminales de carga aeroportuarias), que son los modos de transporte a través de los que se realizan más envíos de material radiactivo y cuyos escenarios podrían implicar dosis más significativas a los miembros del público.

La metodología se ha basado en la obtención de la información necesaria para la evaluación de las dosis al público de aquellas entidades (operadores de transporte) que realizan las actividades más relevantes en los sectores y modos de transporte cubiertos por el alcance del análisis, así como en la utilización de la información ya disponible en el CSN. En la figura 1 se muestran las principales etapas del proceso del análisis.

En primer lugar se identificaron los sectores de transporte más representativos desde el punto de vista de la protección radiológica, considerando el impacto radiológico ya conocido en los trabajadores del transporte y el potencial impacto en los miembros del público.

En segundo lugar, se llevó a cabo la selección de los operadores de transporte, en cada uno de los sectores, a los que sería necesario solicitar información, teniendo en cuenta el volumen y tipo de actividades realizadas en los sectores identificados.

De acuerdo con criterios previamente transmitidos desde el CSN y basados en la consideración de hipótesis de partida conservadoras, se solicitó a los operadores que identificaran los escenarios potencialmente más críticos desde el punto de vista del impacto radiológico sobre el público dentro de sus operaciones de transporte. 

Una vez recibida la información, en el CSN se analizaron los escenarios propuestos, se pidieron las modificaciones que se consideraron oportunas y se solicitó a los operadores que llevaran a cabo el análisis de las dosis que recibirían los miembros del público en dichos escenarios.

Finalmente, toda la información aportada por los operadores seleccionados fue analizada en el CSN, discutida con los operadores y, sobre la base de los datos aportados, se llevaron a cabo los análisis adicionales que se consideraron oportunos dentro del marco de los escenarios previamente seleccionados.

Sectores de transporte seleccionados

En la tabla 2 se recoge el resumen de los diferentes sectores donde se transporta actualmente material radiactivo en España.

De todos los sectores recogidos en la tabla 2, sobre la base de la experiencia del CSN en el seguimiento y control de sus transportes y tomando como referencia el volumen de transportes de esos sectores, las tasas de dosis en el exterior de los bultos y las dosis recibidas por los trabajadores del transporte clasificados como expuestos, se concluyó que eran de interés, para el análisis de dosis, los siguientes sectores:

• Sector 1: el transporte de material radiactivo hacia el sector médico (medicina nuclear), que implica decenas de miles de envíos de bultos cada año, muchos de ellos de categoría II-Amarilla y III-Amarilla. En este tipo de transportes se dan las dosis más altas en los trabajadores del transporte.
• Sector 2: el transporte de residuos radiactivos, en especial desde las instalaciones nucleares, que suponen alrededor de 200 envíos anuales, algunos de ellos con índices de transporte (IT) totales por vehículos altos.
• Sector 3: el transporte de equipos móviles de gammagrafía industrial, en el que se dan miles de movimientos al año de bultos de categoría II-Amarilla y III-Amarilla.

El resto de sectores quedan al margen del análisis, ya que su impacto radiológico en el público es muy poco significativo por las siguientes razones:

• En el transporte de equipos móviles medidores de densidad de suelos, tanto las dosis en el exterior de los bultos como las dosis anuales recibidas por los trabajadores de transporte son muy bajas.
• Los movimientos de fuentes radiactivas de alta actividad con destino a irradiadores industriales son esporádicos.
• En el transporte de concentrados de uranio y de hexafluoruro de uranio solo se dan tránsitos portuarios sin descarga y con una frecuencia muy baja.
• Los transportes de óxido de uranio y de elementos combustibles nucleares (sector nuclear) implican pocos transportes anuales, se realizan implementando medidas de control de acceso a los vehículos (protección física) y tanto las tasas de dosis en el exterior de los bultos como las dosis anuales recibidas por los trabajadores del transporte son bajas.
• Los transportes de residuos desde instalaciones radiactivas tienen una frecuencia baja y las tasas de dosis en el exterior de los bultos y las dosis anuales recibidas por los trabajadores del transporte son muy bajas.

Operadores de transporte seleccionados

Para recopilar los datos necesarios para el estudio dentro del alcance definido, se seleccionaron los operadores de transporte que realizan las actividades más relevantes dentro de los sectores del transporte de material radiactivo identificados como de mayor interés para el análisis.

Así, en el transporte por carretera se seleccionaron:

• La empresa transportista ETSA GLOBAL LOGISTICS S.A.U., S.M.E (ETSA), que lleva a cabo la mayor parte de los transportes de material radiactivo de aplicación médica, industrial y de investigación por sí misma o subcontratando a otras empresas de transporte. Además, realiza la mayoría de los transportes por carretera dentro del sector nuclear, así como todos los transportes de residuos radiactivos procedentes de instalaciones nucleares.
• La Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, SA (Enresa) como único expedidor y receptor de residuos radiactivos procedentes de las instalaciones nucleares y radiactivas.
• En el transporte de material radiactivo por carretera de equipos móviles de gammagrafía industrial se han elegido como más representativas, por el volumen de expediciones que realizan y por el tipo de transportes, Servicios de Control e Inspección (SCI) y SGS TECNOS (SGS).

En cuanto al transporte aéreo, para la estimación de las dosis al público se han considerado los operadores aeroportuarios que manejan más bultos de material radiactivo, la mayoría de ellos con destino al sector médico e industrial. En concreto, European Air Transport e Iberia.

En este caso no ha sido necesario solicitar información para la estimación de las dosis al público, pues se ha considerado suficiente tomar como referencia las evaluaciones de dosis de los trabajadores recogidas en los Programas de Protección Radiológica (PPR) disponibles en el CSN.

Selección de los escenarios y condiciones para el análisis y resultados

Las operaciones y actividades de transporte fueron analizadas por los operadores seleccionados para determinar los escenarios potencialmente más críticos para su posterior estimación de las dosis al público. Esta estimación se basó siempre en hipótesis iniciales muy conservadoras.

Operador: ETSA / Sector: transportes de radiofármacos – medicina nuclear

Se consideraron las diferentes tareas de las operaciones de transporte: carga/descarga, transporte (incluyendo las paradas intermedias) para los distintos tipos de actividades en este sector. Para determinar los escenarios críticos, ETSA se basó en aquellas operaciones donde sus conductores reciben mayores dosis y en los estudios realizados para analizar las dosis operacionales recibidas por sus trabajadores. Para determinar el riesgo en cada actividad se tuvo en cuenta el máximo tiempo en el que un miembro del público se podría encontrar próximo a la mercancía radiactiva (aplicando criterios conservadores).

Tras la información y el análisis reportado por ETSA, la evaluación del CSN se realizó sobre tres escenarios considerados críticos (1 al 3):

• Escenario 1: operaciones en tránsito relacionadas con la logística de medicina nuclear en el aeropuerto de Madrid. Para el análisis se consideraron medidas reales de la tasa de dosis a 2 metros de la parte del vehículo donde se midieron los valores más altos y el individuo crítico se definió como un miembro del público situado a 2 metros del vehículo ya cargado durante cinco minutos, una vez por semana, las 52 semanas del año.
• Escenario 2: parada de descanso durante el transporte por carretera de radiofármacos procedentes de Francia. Para el análisis se consideraron valores reales de tasa de dosis a 2 metros de la parte del vehículo donde se midieron los valores más altos. El individuo crítico se definió como un miembro del público situado a 2 metros del vehículo durante 30 minutos, dos veces al año, durante la parada del conductor para descanso.
• Escenario 3: entrega de material radiactivo de uso médico en los servicios de medicina nuclear de los hospitales. Para estimar las dosis se identificaron los centros médicos (20) en los que se realizan entregas de material radiactivo (más de 3000) en presencia de trabajadores no clasificados como expuestos y con mayor IT total por entrega en el periodo anual 2020. Del análisis de los escenarios, se seleccionó un hospital y el individuo crítico un trabajador del hospital (clasificado como público) que acompaña al conductor por la instalación hasta la entrega del material radiactivo, durante 5 minutos a 1,5 metros de distancia en cada una de las entregas (más de 300) llevadas a cabo en un año.

Operador: ENRESA / Sector: transporte de residuos radiactivos

Se han considerado las diferentes tareas de las operaciones de transporte: carga, transporte hasta el almacén de residuos radiactivos de baja y media actividad de El Cabril (considerando las paradas intermedias) derivadas de la recogida de residuos radiactivos en instalaciones nucleares y posibles almacenamientos en tránsito.

Tras la información y el análisis reportado por Enresa, la evaluación del CSN se realizó sobre dos escenarios considerados críticos (4 al 5):

• Escenario 4: las paradas de descanso en el transporte. Se analizaron los transportes desde las cinco centrales nucleares existentes en España. Teniendo en cuenta la frecuencia y la duración de las paradas, se definió como escenario crítico la parada de mayor tiempo de estacionamiento (una hora) de los transportes con los rangos más altos de tasa de dosis en el exterior del vehículo.

En la determinación del individuo crítico, se ha considerado el conductor de un vehículo aparcado en paralelo al vehículo de transporte de residuos radiactivos y el personal de la Guardia Civil que permanece en la proximidad del vehículo de transporte realizando el control de acceso. En el análisis se consideraron tiempos y distancias conservadoras y se realizaron medidas reales en tres de las expediciones de los transportes con los rangos más altos de tasa de dosis, teniendo en cuenta los parámetros anteriormente citados.

• Escenario 5: los tránsitos urbanos de los transportes. Teniendo en cuenta todas las rutas utilizadas en 2020 se identificaron 14 poblaciones de tránsito. Sobre la base de la frecuencia de paso por las poblaciones y la duración del tránsito se determinó la población más relevante en este escenario, una población próxima a la instalación de destino, por la que pasan todas las expediciones de residuos y que precisa el mayor tiempo de tránsito. El análisis se realizó a partir de la media de las tasas de dosis a 1 y 2 m del vehículo en todas las expediciones de 2020 que pasaron por la población elegida, en total 229. Para la definición del tiempo de exposición se consideraron tres posibles tipos de individuos críticos: miembro del público que circula tras el vehículo, ciclista que transita junto al vehículo y miembro del público que está parado en los semáforos o atascos que pudieran ocurrir. Finalmente, en la evaluación se consideró que la persona del público estaba situada a 2 metros del transporte y el tiempo de exposición total al año era de 60 minutos.

Operador: SGS y SCI / Sector: transportes relacionados con la gammagrafía industrial

Se han considerado en el análisis las diferentes operaciones de transporte: carga/descarga y transporte (considerando las paradas intermedias). Tras la información y el análisis reportado por los operadores, la evaluación del CSN se realizó sobre tres escenarios considerados críticos (6 al 8):

• Escenario 6: transportes de equipos para la realización de trabajos de gammagrafía industrial. Se ha considerado como individuo crítico a un miembro del público situado a una distancia media de 3 metros de los bultos durante 10 minutos en los controles de acceso a una obra. La tasa de exposición se obtiene a partir del IT medio del conjunto de las expediciones. Se considera que un mismo miembro del público podría coincidir con el transporte unas 10 veces en la obra.
• Escenario 7: transporte de equipos para cargas/descargas de sus fuentes radiactivas, tanto propios como de clientes. Se ha considerado el individuo crítico como un miembro del público que pueda estar situado a 2 m del vehículo durante 30 minutos, dos veces al año, durante la parada del conductor para descanso. La tasa de exposición a 2 metros del bulto fue obtenida a partir del IT medio del conjunto de expediciones.
• Escenario 8: transporte de equipos cargados para realizar su revisión periódica. Se consideró el escenario de transporte más desfavorable, un trayecto de 600  km de 8 horas de duración y con dos paradas de descanso del conductor de 30 minutos, y como individuo crítico una persona del público que pueda estar situada a 2 m del vehículo durante 30 minutos, dos veces al año.

Para la selección del término fuente se ha tomado como referencia los datos reales de los índices de transporte de los envíos en los que fue más alta la dosis recibida por los conductores de los transportes, desde enero a mayo de 2021. 

Transporte aéreo: operadores aeroportuarios (compañías de handling)

Los operadores aeroportuarios realizan operaciones de traslado desde las aeronaves hacia las terminales de carga o viceversa (operaciones de rampa) y actividades relacionadas con el almacenamiento en tránsito en dichas terminales.

Los bultos radiactivos generalmente se manipulan paletizados, se descargan del avión por el personal de rampa y se conducen por medios mecánicos hasta las terminales de carga donde los recogen los transportistas terrestres «importaciones» o bien siguen el camino contrario en el caso de las «exportaciones» (hacia aeropuertos extranjeros o españoles).

De acuerdo con el seguimiento y control realizado por el CSN, sobre la base de las estimaciones de las dosis recibidas por los trabajadores que realizan las actividades antes citadas, estos no precisan ser clasificados como trabajadores expuestos; es decir, aplicando los criterios de la reglamentación sobre protección radiológica son considerados miembros del público.

Para la realización de este análisis no se ha considerado necesario solicitar información a los operadores aeroportuarios, ya que en el CSN se dispone de la información de los resultados de las evaluaciones de las dosis de sus trabajadores (clasificados como público), recogidas en sus Programas de Protección Radiológica (PPR), documento requerido por la reglamentación de transporte de mercancías peligrosas por vía aérea.

De acuerdo con las estimaciones o medidas directas de las dosis anuales recogidas en los PPR de estos operadores, las dosis recibidas por sus trabajadores están muy por debajo del límite anual de dosis para los miembros del público: 1 mSv/ año.

Resultados del análisis de dosis realizado

Como última fase del análisis, e independientemente de las estimaciones realizadas por los propios operadores de transporte, la información aportada por estos fue analizada en el CSN y, sobre los datos aportados en ella, se realizó una estimación de las dosis que pudieran recibir los miembros del público a causa del transporte de materiales radiactivos en los distintos sectores seleccionados.

Los resultados de las estimaciones realizadas en el CSN sobre la base de la documentación recibida y su comparación con el límite de dosis anual para miembros del público establecido en la normativa de protección radiológica, se presentan en la tabla 3.

Conclusiones

Del análisis realizado se puede concluir lo siguiente:

• En las actividades de transporte de material radiactivo actualmente desarrolladas en España las dosis recibidas por miembros del público están claramente por debajo del límite de dosis anual vigente: 1 mSv.
• En la mayoría de los escenarios críticos analizados, la dosis anual que recibiría un miembro del público está por debajo de 0,1 mSv/año (10% del límite).
• Los valores de dosis se han estimado sobre la base de hipótesis de cálculo muy conservadoras, lo que supone que las dosis reales recibidas por los miembros del público debido a las actividades de transporte estarán claramente por debajo de los valores calculados y, por tanto, serán muy inferiores al límite anual de dosis.

Es muy destacable que las conclusiones alcanzadas confirman la validez de los límites de tasa de dosis establecidos en la reglamentación de transporte de material radiactivo para el exterior de los bultos y vehículos de transporte, definidos con el objetivo de prevenir que no se superen los límites de dosis de los trabajadores y del público y que las dosis que estos reciban sean tan bajas como razonablemente sea posible. A la vista de estas conclusiones, no se estima necesario definir acciones específicas, más allá de mantener el seguimiento de las actividades de transporte que actualmente realiza el CSN a través de sus actividades de inspección y control. Este seguimiento permitirá visualizar que el escenario global considerado en el análisis se mantiene y en consecuencia las dosis estimadas.