Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el que se aprueba el Reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes

200 ok El artículo 2.b) del Tratado constitutivo de la Comunidad Europea de la Energía Atómica (EURATOM) dispone que la Comunidad deberá establecer normas uniformes de protección sanitaria de los trabajadores y de la población contra los riesgos que resulten de las radiaciones ionizantes, dirigidas a señalar las dosis máximas admisibles que sean compatibles con una seguridad adecuada, los niveles de contaminación máximos admisibles y los principios fundamentales de la vigilancia sanitaria de los trabajadores.

En consecuencia, han emanado del Consejo sucesivas disposiciones de obligado cumplimiento para los Estados miembros, entre las que se pueden citar la Directiva 80/836/EURATOM y la Directiva 84/467/EURATOM, que establecen las normas básicas de protección sanitaria de la población y los trabajadores contra los riesgos derivados de las radiaciones ionizantes, completadas por otras medidas de acompañamiento contenidas en la Directiva 84/466/EURATOM, sobre medidas fundamentales de protección radiológica de las personas sometidas a exámenes y tratamientos médicos, o en la Directiva 90/641/EURATOM, relativa a la protección operacional de los trabajadores exteriores con riesgo de exposición a radiaciones ionizantes por intervención en zona controlada.

En este sentido, el actual Real Decreto 53/1992, de 24 de enero, por el que se aprueba el Reglamento de protección sanitaria contra radiaciones ionizantes, operó en España la transposición de las citadas Directivas 80/836 y 84/467, de EURATOM, al tiempo que permitía aclarar, desarrollar y completar lo dispuesto en el capítulo VI de la Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energía Nuclear, constituyendo la norma básica en materia sanitaria en el sentido del artículo 149.1.16.ª de la Constitución Española, en aplicación de la competencia exclusiva del Estado para dictar legislación laboral según el artículo 149.1.7.ª de nuestra Carta Magna.

Posteriormente, debido al considerable desarrollo en los conocimientos científicos en relación con la protección radiológica, y basándose en los nuevos criterios recomendados en la publicación número 60 de la Comisión Internacional de Protección Radiológica, se aprueba, el 13 de mayo de 1996, la Directiva 96/29/EURATOM, del Consejo, por la que se establecen las normas básicas relativas a la protección sanitaria de los trabajadores y de la población contra los riesgos que resultan de las radiaciones ionizantes, que opera una amplia revisión de las Directivas 80/836/EURATOM y 84/467/ EURATOM precedentes, adoptando criterios de estimación de dosis considerados razonables para proteger a las personas, tanto en una actividad laboral como en otras situaciones de exposición a radiación, incluyendo las que supongan exposición a fuentes artificiales de radiación o a fuentes naturales de radiación que supongan incrementos significativos de dosis, y contemplando específicamente las intervenciones debidas a una emergencia radiológica. Asimismo, la Directiva 84/466/EURATOM ha sido revisada por la Directiva 97/43/ EURATOM, relativa a la protección de la salud frente a los riesgos derivados de las radiaciones ionizantes en exposiciones médicas.

El compromiso de cumplir lo dispuesto en el artículo 55 de la citada Directiva 96/29/EURATOM, que impone a todos los Estados miembros de EURATOM la obligación de adoptar las medidas legislativas, reglamentarias o administrativas necesarias para operar su transposición antes del 13 de mayo de 2000, y, por otra parte, la necesidad de revisar el Reglamento de Protección Sanitaria de 1992, que había quedado incompleto, desfasado o sin aplicación práctica por el transcurso del tiempo, han hecho necesario proceder a aprobar un nuevo texto reglamentario que, junto a otras disposiciones que puedan incidir en este ámbito, contemple las normas básicas de protección radiológica aplicables, de una forma sistemática y bajo los principios de justificación, optimización y limitación de dosis a los que alude también la propia Directiva 96/29/EURATOM, y que derogando el anterior Real Decreto 53/1992, de 24 de enero, sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes, constituya, una vez más, texto básico en materia sanitaria y reglamentación estatal propia del ordenamiento laboral, al amparo de los artículos 149.1.16.ª y 149.1.7.ª, respectivamente, de la Constitución Española.

Mediante este nuevo Real Decreto se realiza una transposición de la Directiva 96/29/EURATOM, aunque no íntegra, ya que parte de la misma ha sido objeto de transposición en el Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas.

Por último, cabe indicar que el proyecto de la presente disposición ha sido comunicado a la Comisión de la Unión Europea, de acuerdo con lo establecido en el artículo 33 del Tratado constitutivo de la Comunidad Europea de la Energía Atómica (EURATOM).

En su virtud, a propuesta de los Ministros de Economía, del Interior, de Sanidad y Consumo, de Trabajo y Asuntos Sociales, y de Defensa, conforme a la Reglamentación propuesta por el Consejo de Seguridad Nuclear, oída la Comisión Nacional de Seguridad y Salud en el Trabajo, de acuerdo con el Consejo de Estado y previa deliberación del Consejo de Ministros en su reunión del día 6 de julio de 2001, DISPONGO:

Norma derogada, con efectos desde el 22 de diciembre de 2022, por la disposición derogatoria única del Real Decreto 1029/2022, de 20 de diciembre. Ref. BOE-A-2022-21682#dd El artículo 2.b) del Tratado constitutivo de la Comunidad Europea de la Energía Atómica (EURATOM) dispone que la Comunidad deberá establecer normas uniformes de protección sanitaria de los trabajadores y de la población contra los riesgos que resulten de las radiaciones ionizantes, dirigidas a señalar las dosis máximas admisibles que sean compatibles con una seguridad adecuada, los niveles de contaminación máximos admisibles y los principios fundamentales de la vigilancia sanitaria de los trabajadores.

En consecuencia, han emanado del Consejo sucesivas disposiciones de obligado cumplimiento para los Estados miembros, entre las que se pueden citar la Directiva 80/836/EURATOM y la Directiva 84/467/EURATOM, que establecen las normas básicas de protección sanitaria de la población y los trabajadores contra los riesgos derivados de las radiaciones ionizantes, completadas por otras medidas de acompañamiento contenidas en la Directiva 84/466/EURATOM, sobre medidas fundamentales de protección radiológica de las personas sometidas a exámenes y tratamientos médicos, o en la Directiva 90/641/EURATOM, relativa a la protección operacional de los trabajadores exteriores con riesgo de exposición a radiaciones ionizantes por intervención en zona controlada.

En este sentido, el actual Real Decreto 53/1992, de 24 de enero, por el que se aprueba el Reglamento de protección sanitaria contra radiaciones ionizantes, operó en España la transposición de las citadas Directivas 80/836 y 84/467, de EURATOM, al tiempo que permitía aclarar, desarrollar y completar lo dispuesto en el capítulo VI de la Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energía Nuclear, constituyendo la norma básica en materia sanitaria en el sentido del artículo 149.1.16.ª de la Constitución Española, en aplicación de la competencia exclusiva del Estado para dictar legislación laboral según el artículo 149.1.7.ª de nuestra Carta Magna.

Posteriormente, debido al considerable desarrollo en los conocimientos científicos en relación con la protección radiológica, y basándose en los nuevos criterios recomendados en la publicación número 60 de la Comisión Internacional de Protección Radiológica, se aprueba, el 13 de mayo de 1996, la Directiva 96/29/EURATOM, del Consejo, por la que se establecen las normas básicas relativas a la protección sanitaria de los trabajadores y de la población contra los riesgos que resultan de las radiaciones ionizantes, que opera una amplia revisión de las Directivas 80/836/EURATOM y 84/467/ EURATOM precedentes, adoptando criterios de estimación de dosis considerados razonables para proteger a las personas, tanto en una actividad laboral como en otras situaciones de exposición a radiación, incluyendo las que supongan exposición a fuentes artificiales de radiación o a fuentes naturales de radiación que supongan incrementos significativos de dosis, y contemplando específicamente las intervenciones debidas a una emergencia radiológica. Asimismo, la Directiva 84/466/EURATOM ha sido revisada por la Directiva 97/43/ EURATOM, relativa a la protección de la salud frente a los riesgos derivados de las radiaciones ionizantes en exposiciones médicas.

El compromiso de cumplir lo dispuesto en el artículo 55 de la citada Directiva 96/29/EURATOM, que impone a todos los Estados miembros de EURATOM la obligación de adoptar las medidas legislativas, reglamentarias o administrativas necesarias para operar su transposición antes del 13 de mayo de 2000, y, por otra parte, la necesidad de revisar el Reglamento de Protección Sanitaria de 1992, que había quedado incompleto, desfasado o sin aplicación práctica por el transcurso del tiempo, han hecho necesario proceder a aprobar un nuevo texto reglamentario que, junto a otras disposiciones que puedan incidir en este ámbito, contemple las normas básicas de protección radiológica aplicables, de una forma sistemática y bajo los principios de justificación, optimización y limitación de dosis a los que alude también la propia Directiva 96/29/EURATOM, y que derogando el anterior Real Decreto 53/1992, de 24 de enero, sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes, constituya, una vez más, texto básico en materia sanitaria y reglamentación estatal propia del ordenamiento laboral, al amparo de los artículos 149.1.16.ª y 149.1.7.ª, respectivamente, de la Constitución Española.

Mediante este nuevo Real Decreto se realiza una transposición de la Directiva 96/29/EURATOM, aunque no íntegra, ya que parte de la misma ha sido objeto de transposición en el Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas.

Por último, cabe indicar que el proyecto de la presente disposición ha sido comunicado a la Comisión de la Unión Europea, de acuerdo con lo establecido en el artículo 33 del Tratado constitutivo de la Comunidad Europea de la Energía Atómica (EURATOM).

En su virtud, a propuesta de los Ministros de Economía, del Interior, de Sanidad y Consumo, de Trabajo y Asuntos Sociales, y de Defensa, conforme a la Reglamentación propuesta por el Consejo de Seguridad Nuclear, oída la Comisión Nacional de Seguridad y Salud en el Trabajo, de acuerdo con el Consejo de Estado y previa deliberación del Consejo de Ministros en su reunión del día 6 de julio de 2001, DISPONGO:

Artículo único. Reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes.

Se aprueba el adjunto Reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes.

Disposición derogatoria única. Derogación normativa.

Queda derogado el Real Decreto 53/1992, de 24 de enero, por el que se aprueba el Reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes.

Disposición final primera. Habilitación competencial.

El presente Reglamento se dicta al amparo de lo dispuesto en el artículo 149.1.7.ª y 16.ª de la Constitución.

Disposición final segunda. Desarrollo de los preceptos.

Los Ministros de Economía, del Interior, de Sanidad y Consumo, de Trabajo y Asuntos Sociales, y de Defensa, en el ámbito de sus competencias, podrán dictar las disposiciones oportunas para el desarrollo y aplicación del presente Reglamento.

El Consejo de Seguridad Nuclear podrá dictar instrucciones, circulares y guías o normas técnicas para facilitar la aplicación de este Reglamento.

Disposición final tercera. Entrada en vigor.

El presente Real Decreto entrará en vigor el día siguiente al de su publicación en el «Boletín Oficial del Estado».

Dado en Madrid a 6 de julio de 2001.

JUAN CARLOS R.

El Ministro de la Presidencia, JUAN JOSÉ LUCAS GIMÉNEZ REGLAMENTO SOBRE PROTECCIÓN SANITARIA CONTRA LAS RADIACIONES IONIZANTES

TÍTULO I

Disposiciones generales

CAPÍTULO I

Objeto y ámbito de aplicación

Artículo 1Objeto

Artículo 2Ámbito de aplicación

Asimismo, será de aplicación a las actividades que desarrollan las empresas externas a las que se refiere el Real Decreto 413/1997, de 21 de marzo, sobre protección operacional de los trabajadores externos con riesgo de exposición a las radiaciones ionizantes por intervención en zona controlada.

Artículo 2Ámbito de aplicación

Asimismo, será de aplicación a las actividades que desarrollan las empresas externas a las que se refiere el Real Decreto 413/1997, de 21 de marzo, sobre protección operacional de los trabajadores externos con riesgo de exposición a las radiaciones ionizantes por intervención en zona controlada.

Se modifica el apartado 4 por el art. único.1 del Real Decreto 1439/2010, de 5 de noviembre. Ref. BOE-A-2010-17709.

CAPÍTULO II

Autoridades y organismos administrativos

Artículo 3Autoridades y organismos administrativos

Corresponde a la autoridad competente, en cada caso, por razón de la materia, y al Consejo de Seguridad Nuclear, en el ámbito de sus funciones, asegurar el cumplimiento de lo dispuesto en este Reglamento.

TÍTULO II

Justificación, optimación y limitación de dosis para prácticas

CAPÍTULO I

Principios generales

Artículo 4Principios generales

El Consejo de Seguridad Nuclear podrá proponer la revisión de las clases o tipos de prácticas existentes desde el punto de vista de su justificación, siempre que surjan nuevas e importantes evidencias sobre su eficiencia o consecuencias.

Artículo 5Prohibiciones y requisitos especiales

Artículo 6Restricciones de dosis

Artículo 7Responsabilidad

El titular de la práctica será responsable de que los principios que aquí se establecen sean aplicados en el ámbito de su actividad y competencia.

CAPÍTULO II

Limitación de dosis

Artículo 8Aplicación

Los límites de dosis se aplican a la suma de las dosis procedentes de las exposiciones externas en el período especificado y las dosis comprometidas a cincuenta años (hasta setenta años en el caso de niños) a causa de las incorporaciones producidas en el mismo período. En su cómputo no se incluirá la dosis debida al fondo radiactivo natural ni la exposición sufrida como consecuencia de exámenes y tratamientos médicos.

Artículo 9Límites de dosis para los trabajadores expuestos

Artículo 10Protección especial durante el embarazo y la lactancia

Artículo 11Límite de dosis para personas en formación y estudiantes

Sin perjuicio de este límite de dosis:

Artículo 12Exposición especialmente autorizada

1.º Las mujeres embarazadas y aquellas que en período de lactancia puedan sufrir una contaminación corporal.

2.º Las personas en formación o estudiantes.

Artículo 13Límites de dosis para los miembros del público

TÍTULO III

Dosis efectivas y equivalentes CAPÍTULO ÚNICO Estimación de dosis efectivas y equivalentes

Artículo 14Criterios de estimación de dosis

Para la estimación de las dosis efectivas y equivalentes se utilizarán los valores y relaciones a que se refiere el presente título, a saber:

El Consejo de Seguridad Nuclear podrá autorizar el uso de métodos equivalentes.

TÍTULO IV

Principios fundamentales de protección operacional de los trabajadores expuestos, personas en formación y estudiantes para la ejecución de las prácticas

CAPÍTULO I

Protección operacional de los trabajadores expuestos

Artículo 15Principios de protección de los trabajadores

La protección operacional de los trabajadores expuestos se basará en los siguientes principios:

CAPÍTULO II

Prevención de la exposición

Sección 1.ª Clasificación y delimitación de zonas

Artículo 16Establecimiento de zonas

A efectos de protección radiológica, el titular de la práctica identificará y delimitará todos los lugares de trabajo en los que exista la posibilidad de recibir dosis efectivas superiores a 1 mSv por año oficial o una dosis equivalente superior a 1/10 de los límites para el cristalino, la piel y las extremidades establecidos en el apartado 2 del artículo 9, y establecerá las medidas de protección radiológica aplicables. Dichas medidas deberán adaptarse a la naturaleza de las instalaciones y de las fuentes, así como a la magnitud y naturaleza de los riesgos. El alcance de los medios de prevención y de vigilancia, así como su naturaleza y calidad, deberán estar en función de los riesgos vinculados a los trabajos que impliquen una exposición a las radiaciones ionizantes.

Artículo 17Clasificación de zonas

1.º Exista la posibilidad de recibir dosis efectivas superiores a 6 mSv por año oficial o una dosis equivalente superior a 3/10 de los límites de dosis equivalentes para el cristalino, la piel y las extremidades, según se establece en el apartado 2 del artículo 9, o 2.º Sea necesario seguir procedimientos de trabajo con objeto de restringir la exposición a la radiación ionizante, evitar la dispersión de contaminación radiactiva o prevenir o limitar la probabilidad y magnitud de accidentes radiológicos o sus consecuencias.

Artículo 18Requisitos de las zonas

Sección 2.ª Clasificación de trabajadores expuestos

Artículo 19Límite de edad para trabajadores expuestos

Sin perjuicio de lo dispuesto en el apartado 2 del artículo 11, no podrán asignarse a los menores de dieciocho años tareas que pudieran convertirlos en trabajadores expuestos.

Artículo 20Clasificación de trabajadores expuestos

Por razones de vigilancia y control radiológico, el titular de la práctica o, en su caso, la empresa externa será responsable de clasificar a los trabajadores expuestos en dos categorías:

Categoría A: Pertenecen a esta categoría aquellas personas que, por las condiciones en las que se realiza su trabajo, puedan recibir una dosis efectiva superior a 6 mSv por año oficial o una dosis equivalente superior a 3/10 de los límites de dosis equivalente para el cristalino, la piel y las extremidades, según se establece en el apartado 2 del artículo 9.

Categoría B: Pertenecen a esta categoría aquellas personas que, por las condiciones en las que se realiza su trabajo, es muy improbable que reciban dosis superiores a 6 mSv por año oficial o a 3/10 de los límites de dosis equivalente para el cristalino, la piel y las extremidades, según se establece en el apartado 2 del artículo 9.

Sección 3.ª Información y formación

Artículo 21Información y formación

Sección 4.ª Evaluación y aplicación de medidas de protección radiológica

Artículo 22Aplicación de las medidas de protección radiológica de los trabajadores expuestos

El titular de la práctica será responsable de que el examen y control de los dispositivos y técnicas de protección y de los instrumentos de medición se efectúen de acuerdo con los procedimientos establecidos, y con la supervisión del Servicio de Protección Radiológica o la Unidad Técnica de Protección Radiológica o, en su defecto, del Supervisor o persona a la que se le encomienden las funciones de protección radiológica, y comprenderá, en particular:

Artículo 23Servicios y Unidades Técnicas de Protección Radiológica

El Consejo de Seguridad Nuclear, considerando el riesgo radiológico, podrá exigir a los titulares de las prácticas recogidas en el artículo 2 que se doten de un Servicio de Protección Radiológica (SPR) o que contraten con una Unidad Técnica de Protección Radiológica (UTPR), para que les proporcionen asesoramiento específico en protección radiológica y encomendarles las funciones en esta materia que en ellos recaen según este Reglamento.

Artículo 24Autorización y organización de los Servicios y Unidades Técnicas de Protección Radiológica

Artículo 25Acreditación y obligaciones del Jefe de Servicio o Unidad Técnica de Protección Radiológica

CAPÍTULO III

Evaluación de la exposición

Sección 1.ª Vigilancia del ambiente de trabajo

Artículo 26Vigilancia del ambiente de trabajo

Sección 2.ª Vigilancia individual

Artículo 27Vigilancia individual

Artículo 28Estimación de las dosis de los trabajadores de categoría A

En relación con los trabajadores expuestos pertenecientes a la categoría A será obligatorio:

Artículo 29Estimación de las dosis de los trabajadores de categoría B

Las dosis individuales recibidas por los trabajadores expuestos pertenecientes a la categoría B se podrán estimar a partir de los resultados de la vigilancia realizada en el ambiente de trabajo que se establece en el artículo 26, siempre y cuando éstos permitan demostrar que dichos trabajadores están clasificados correctamente en la categoría B.

Artículo 30Estimaciones especiales de dosis

En los casos en los que no sea posible o resulten inapropiadas las mediciones individuales, la vigilancia individual se basará en una estimación realizada a partir de mediciones individuales hechas a otros trabajadores expuestos o a partir de los resultados de la vigilancia del ambiente de trabajo prevista en el artículo 26, haciéndose constar expresamente este hecho en el historial dosimétrico del trabajador.

Artículo 31Sistemática aplicable a la dosimetría de área

La sistemática para el uso de dosímetros o instrumentos utilizados para la dosimetría de área y el procedimiento de asignación de dosis asociado deberá incluirse en un protocolo escrito sujeto a la evaluación e inspección del Consejo de Seguridad Nuclear.

Artículo 32Estimación de dosis en exposiciones accidentales y de emergencia

En caso de exposiciones accidentales se evaluarán las dosis asociadas y su distribución en el cuerpo. En caso de exposiciones de emergencia se realizará una vigilancia individual o evaluaciones de las dosis individuales en función de las circunstancias.

Artículo 33Superación de los límites de dosis

Cuando a consecuencia de una exposición especialmente autorizada, exposición accidental o exposición de emergencia hayan podido superarse los límites de dosis fijados en el artículo 9, deberá realizarse un estudio para evaluar, con la mayor rapidez y precisión posible, las dosis recibidas en la totalidad del organismo o en las regiones u órganos afectados.

Estos casos y los resultados del estudio serán inmediatamente puestos en conocimiento del Servicio de Prevención que desarrolle la función de vigilancia y control de la salud de los trabajadores, del Consejo de Seguridad Nuclear y del trabajador afectado.

Sección 3.ª Registro y notificación de resultados

Artículo 34Historial dosimétrico y registros adicionales

A estos efectos, será también obligatorio registrar, conservar y mantener a disposición del trabajador los siguientes documentos:

Artículo 35Contenido del historial dosimétrico

En el historial dosimétrico correspondiente a trabajadores de la categoría A se registrarán las dosis mensuales, las dosis acumuladas en cada año oficial y las dosis acumuladas durante cada período de cinco años oficiales consecutivos. En el caso de trabajadores de la categoría B, se registrarán las dosis anuales determinadas o estimadas.

Artículo 36Registro de las dosis por exposición especialmente autorizada, accidente o emergencia

Toda dosis recibida como consecuencia de una exposición especialmente autorizada deberá quedar consignada como tal en el historial dosimétrico, especificando, en su caso, las incorporaciones de radionucleidos en el organismo. Estas dosis, así como las recibidas por exposiciones de accidente o de emergencia, figurarán en el historial dosimétrico, registradas por separado de las recibidas durante el trabajo en condiciones normales.

Artículo 37Comunicación de dosis

Artículo 38Archivo de documentación

CAPÍTULO IV

Vigilancia sanitaria de los trabajadores expuestos

Sección 1.ª Vigilancia sanitaria de los trabajadores expuestos

Artículo 39Vigilancia sanitaria de los trabajadores expuestos

La vigilancia sanitaria de los trabajadores expuestos se basará en los principios generales de Medicina del Trabajo y en la Ley 31/1995, de 8 de noviembre, sobre Prevención de Riesgos Laborales, y Reglamentos que la desarrollan.

Artículo 40Exámenes de salud

Artículo 41Examen de salud previo

El examen médico de salud previo de toda persona que vaya a ser destinada a un puesto de trabajo que implique un riesgo de exposición que suponga su clasificación como trabajador expuesto de categoría A tendrá por objeto la obtención de una historia clínica que incluya el conocimiento del tipo de trabajo realizado anteriormente y de los riesgos a que ha estado expuesto como consecuencia de él y, en su caso, del historial dosimétrico que debe ser aportado por el trabajador.

Artículo 42Exámenes de salud periódicos

Artículo 43Clasificación médica

Artículo 44Historial médico

Sección 2.ª Vigilancia especial de los trabajadores expuestos

Artículo 45Vigilancia sanitaria especial

En caso de superación o sospecha fundada de superación de alguno de los límites de dosis establecidos en el artículo 9, se deberá realizar una vigilancia sanitaria especial. Las condiciones posteriores de exposición se someterán a lo establecido por el Servicio de Prevención que desarrolle la función de vigilancia y control de la salud de los trabajadores.

Artículo 46Medidas adicionales

Sección 3.ª Recursos

Artículo 47Recursos

Las declaraciones en materia de aptitud de los trabajadores y los recursos que contra las mismas procedan se regirán por lo establecido en la legislación sanitaria y laboral aplicable.

CAPÍTULO V

Normas de protección para personas en formación y estudiantes

Artículo 48Normas de protección para personas en formación y estudiantes

TÍTULO V

Protección radiológica de la población en circunstancias normales CAPÍTULO ÚNICO Medidas fundamentales de vigilancia

Artículo 49Principios básicos

La protección de los miembros del público y de la población en su conjunto se realizará mediante las medidas y controles necesarios para que las prácticas se lleven a cabo de acuerdo con los principios establecidos en el artículo 4 y con los principios fundamentales que rigen la protección de la población establecidos en el artículo 50.

Artículo 50Principios generales

Artículo 51Evacuación de efluentes y residuos sólidos

Toda evacuación de efluentes y residuos sólidos radiactivos al medio ambiente requerirá autorización expresa del Ministerio de Economía, previo informe del Consejo de Seguridad Nuclear, y se ajustará a los límites y condiciones que en la misma se establezcan atendiendo a las características de la práctica.

A este objeto, el solicitante de la autorización adjuntará los estudios adecuados en cada caso, relativos al vertido de efluentes radiactivos al medio ambiente y a la capacidad de recepción de contaminantes radiactivos de la zona en función de sus características.

Artículo 52Niveles de emisión de efluentes

Los niveles de actividad para la emisión de efluentes radiactivos al medio ambiente deberán ser tales que las concentraciones de actividad de los radionucleidos en ellos contenidos y las dosis susceptibles de ser recibidas por la población a la que potencialmente pueda afectar sean las más bajas razonablemente posibles, teniendo en cuenta factores económicos y sociales. Dichos niveles serán siempre inferiores a los límites especificados para los miembros del público en el artículo 13 de este Reglamento y, en su caso, a aquellos otros valores inferiores que estuvieran establecidos por el Consejo de Seguridad Nuclear.

Artículo 53Estimación de las dosis recibidas por la población

Artículo 54Archivo

Los documentos relativos a la medición de la exposición externa y a las estimaciones de la incorporación de radionucleidos y de la contaminación radiactiva, así como los resultados de la evaluación de las dosis recibidas por los grupos de referencia y por la población, deben archivarse por el titular.

Artículo 55Equipamiento en relación con los efluentes y residuos sólidos

Las prácticas que puedan dar lugar a efluentes y a residuos radiactivos sólidos que supongan un riesgo radiológico significativo deberán estar equipadas con los necesarios sistemas independientes y específicos de almacenamiento, tratamiento y, en su caso, evacuación, cuyo funcionamiento será objeto de revisiones adecuadas para evitar descargas incontroladas.

Artículo 56Almacenamiento de residuos

Artículo 57Responsabilidades

TÍTULO VI

Intervenciones

CAPÍTULO I

Principios generales

Artículo 58Aplicación

CAPÍTULO II

Intervención en caso de emergencia radiológica

Artículo 59Aplicación de la intervención en caso de emergencia radiológica

Artículo 60Exposición de emergencia

CAPÍTULO III

Intervención en caso de exposición perdurable

Artículo 61Aplicación de la intervención en caso de exposición perdurable

En caso de intervención en situaciones de exposición perdurable, y en función de los riesgos que entrañe la exposición, la autoridad competente, previo informe del Consejo de Seguridad Nuclear, deberá:

TÍTULO VII

Fuentes naturales de radiación CAPÍTULO ÚNICO Incremento significativo de la exposición debida a fuentes naturales de radiación

Artículo 62Aplicación

Entre las actividades que deben ser sometidas a dicha revisión se incluyen las siguientes:

Artículo 62Aplicación

Entre las actividades que deben ser declaradas y sometidas a dichos estudios se incluyen las siguientes:

Los órganos competentes en materia de industria de las Comunidades Autónomas remitirán copia de las declaraciones a la Dirección General de Política Energética y Minas, y al Consejo de Seguridad Nuclear. El Consejo de Seguridad Nuclear comprobará, cuando lo estime necesario, el cumplimiento de lo dispuesto en este artículo y demás disposiciones que resulten de aplicación.

En el caso de actividades laborales con exposición a la inhalación de descendientes del radón, los estudios contendrán la descripción de la instalación, las medidas de concentración de radón realizadas y sus resultados, la descripción de los puestos de trabajo con los tiempos de permanencia en ellos y las acciones correctoras previstas o adoptadas.

En el resto de las actividades laborales los estudios deben contener lo que sea aplicable de lo siguiente:

Los estudios se remitirán a los órganos competentes en materia de industria de las Comunidades Autónomas en cuyo territorio se realizan estas actividades laborales, en los casos en los que se establezca en las instrucciones del Consejo de Seguridad Nuclear.

Se modifica por el art. único.2 del Real Decreto 1439/2010, de 5 de noviembre. Ref. BOE-A-2010-17709.

Téngase en cuenta para la aplicación del apartado 1 la disposición transitoria única.

Artículo 63Fuentes terrestres de radiación natural

Artículo 63Protección contra la exposición a las fuentes terrestres de radiación natural

Se modifica por el art. único.3 del Real Decreto 1439/2010, de 5 de noviembre. Ref. BOE-A-2010-17709.

Artículo 64Tripulación de aviones

Las compañías aéreas tendrán que considerar un programa de protección radiológica cuando las exposiciones a la radiación cósmica del personal de tripulación de aviones puedan resultar en una dosis superior a 1 mSv por año oficial. Este programa contemplará, en particular:

TÍTULO VIII

Inspección CAPÍTULO ÚNICO Régimen de inspección y obligaciones del titular

Artículo 65Régimen de inspección

Artículo 66Actuaciones inspectoras

La Inspección del Consejo de Seguridad Nuclear se encargará de verificar el cumplimiento de las disposiciones legales y de todas aquellas especificaciones en materia de protección radiológica que se hayan establecido en las correspondientes autorizaciones reglamentarias.

Artículo 67Obligaciones del titular

El titular de toda práctica y actividad incluida en el ámbito de aplicación de este Reglamento, así como de las entidades referenciadas en el artículo 65, vendrá obligado a permitir o facilitar a la Inspección del Consejo de Seguridad Nuclear:

Artículo 68Actuaciones en caso de riesgo

Los Inspectores del Consejo de Seguridad Nuclear quedan facultados para requerir la suspensión inmediata de las prácticas que, realizándose sin observar las disposiciones de este Reglamento, impliquen, a su juicio, manifiesto peligro para las personas o el medio ambiente. Tales actuaciones se harán constar en acta con las precisiones necesarias.

TÍTULO IX

Régimen sancionador CAPÍTULO ÚNICO Régimen sancionador

Artículo 69Infracciones y sanciones

1.º El ejercicio de cualquier práctica prevista en el presente Reglamento que requiera licencia o autorización específica y no se pueda considerar exenta, sin la oportuna licencia o autorización, siempre que suponga un riesgo grave para la vida o la salud de las personas, o para el medio ambiente, o para la seguridad de las cosas.

2.º La adición deliberada de sustancias radiactivas en la producción de alimentos, juguetes, adornos personales y cosméticos, cuando de ello pueda derivarse un riesgo grave para la vida o salud de las personas, o para el medio ambiente.

3.º No disponer de los sistemas adecuados para almacenamiento, tratamiento y, en su caso, evacuación de efluentes y residuos sólidos o evacuar éstos sin autorización o superando los niveles autorizados para la emisión, siempre que de estas conductas se derive un riesgo grave para las personas o el medio ambiente.

4.º No respetar los límites de dosis establecidos para cada supuesto en el presente Reglamento, cuando de ello se derive un riesgo grave para la vida o salud de las personas.

1.º El ejercicio de cualquier práctica prevista en el presente Reglamento que requiera licencia o autorización específica y no se pueda considerar exenta, sin la oportuna licencia o autorización, siempre que no constituya falta muy grave o leve.

2.º La adición deliberada de sustancias radiactivas en la producción de alimentos, juguetes, adornos personales y cosméticos, cuando no constituya falta muy grave.

3.º No disponer, en los supuestos exigidos de acuerdo con lo previsto en este Reglamento, de un Servicio o Unidad Técnica de Protección Radiológica, cuando esta situación incida significativamente en la protección radiológica de los trabajadores o de los miembros del público.

4.º Incumplir los criterios de protección radiológica establecidos en el presente Reglamento, de forma que el número de personas expuestas y las dosis por ellas recibidas no sea el mínimo posible, siempre que de esta situación se derive riesgo grave para la vida o salud de las personas, o para el medio ambiente o para la seguridad de las cosas.

5.º No informar a los trabajadores, personas en formación y estudiantes, antes de iniciar la actividad laboral en presencia de radiaciones ionizantes, sobre los extremos señalados en el presente Reglamento o incumplir la obligación de proporcionarles la formación necesaria en materia de protección radiológica.

6.º Asignar a una persona menor de dieciocho años a un puesto de trabajo que implique su calificación como trabajador expuesto de la categoría A.

7.º Incumplir las prescripciones relativas a embarazo y lactancia previstas en este Reglamento, una vez que la trabajadora haya comunicado su estado al titular de la práctica.

8.º No identificar o delimitar, de acuerdo con lo dispuesto en el anexo IV de este Reglamento, los lugares de trabajo en los que exista una posibilidad de exposición a radiaciones ionizantes que produzca una dosis superior a 1 mSv por año o una dosis equivalente superior a 1/10 de los límites para el cristalino, la piel y las extremidades establecidos en este Reglamento, o no establecer las medidas previstas en el artículo 18, siempre que de ello se derive un riesgo grave para las personas o el medio ambiente.

9.º Carecer o no tener en servicio los dispositivos e instrumentos de medición adecuados para el buen desarrollo de una práctica en presencia de radiaciones ionizantes.

1.º El ejercicio de cualquier práctica prevista en el presente Reglamento, que requiera licencia o autorización específica y no se pueda considerar exenta, sin la oportuna licencia o autorización, siempre que no constituya falta grave ni muy grave y tenga escasa trascendencia.

2.º No realizar la vigilancia sanitaria de los trabajadores expuestos en los términos previstos en este Reglamento o no disponer de historial médico para los trabajadores expuestos de la categoría A, o no tenerlo actualizado, o no disponer en el mismo de los datos previstos en este Reglamento.

3.º No disponer, en los supuestos exigidos de acuerdo con lo previsto en este Reglamento, de un Servicio o Unidad Técnica de Protección Radiológica, cuando no constituya falta grave o muy grave.

4.º Incumplir los criterios de protección radiológica establecidos en el presente Reglamento, de forma que el número de personas expuestas y las dosis por ellas recibidas no sea el mínimo posible, siempre que esta situación no incida significativamente en la protección radiológica de los trabajadores o de los miembros del público.

5.º No efectuar las determinaciones de dosis en los términos y con la periodicidad establecida en este Reglamento, o no disponer de historiales dosimétricos individuales de los trabajadores expuestos, o no tenerlos debidamente actualizados.

6.º No señalizar adecuadamente los recipientes que contengan residuos radiactivos o no llevar un registro con los datos, valores, mediciones y actividad de los recipientes, en las condiciones especificadas en este Reglamento.

7.º No cumplir las prescripciones establecidas en el título VII en supuestos de incremento significativo de la exposición debida a fuentes naturales de radiación.

8.º No identificar o delimitar, de acuerdo con lo dispuesto en el anexo IV, los lugares de trabajo en los que exista una posibilidad de exposición a radiaciones ionizantes que conduzcan a una dosis superior a 1 mSv por año o una dosis equivalente superior a 1/10 de los límites para el cristalino, la piel y las extremidades establecidos en este Reglamento, o no establecer las medidas previstas en el artículo 18, cuando de ello no se derive un riesgo grave para las personas o el medio ambiente.

9.º No aplicar los requerimientos que, con carácter general, se impongan a una práctica por las autoridades competentes según el presente Reglamento o incumplir los plazos señalados para su realización, o la omisión de las medidas correctoras necesarias para cumplir los preceptos legales o reglamentarios cuando ello no constituya falta grave.

Disposición adicional primera. Prevención de riesgos laborales.

En materia de protección de los trabajadores, serán de aplicación las normas contenidas en la Ley 31/1995, de 8 de noviembre, de Prevención de Riesgos Laborales, sin perjuicio de las disposiciones más específicas contenidas en el presente Reglamento.

Disposición adicional segunda. Protección operacional de trabajadores externos.

La aplicación de lo establecido en el presente Reglamento se entiende, a salvo de lo dispuesto en el Real Decreto 413/1997, de 21 de marzo, sobre protección operacional de los trabajadores externos con riesgo de exposición a radiaciones ionizantes, por intervención en zona controlada.

Disposición adicional tercera. Normativa aplicable a las autorizaciones.

Las prácticas a las que se refiere el presente Reglamento deberán además cumplir, en lo que les sea de aplicación y, en concreto, en materia de autorizaciones administrativas, la Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energía Nuclear; la Ley 15/1980, de 22 de abril, por la que se crea el Consejo de Seguridad Nuclear; el Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas, y el Real Decreto 1891/1991, de 30 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre Instalación y Utilización de Aparatos de Rayos X con Fines de Diagnóstico Médico.

Disposición adicional cuarta. Transporte de material radiactivo.

El transporte de material radiactivo, en todo lo no expresamente regulado por su legislación específica, se regirá por los preceptos de este Reglamento en cuanto le sean de aplicación.

Disposición adicional quinta. Tratamiento de datos de carácter personal.

El tratamiento de datos de carácter personal relacionados con la salud de los trabajadores, contenidos en sus historiales médicos y dosimétricos, se realizará por persona sometida a la obligación de secreto, de acuerdo con lo establecido en la Ley 15/1999, de 13 de diciembre, de Protección de Datos de Carácter Personal.

Disposición adicional sexta. Modificación del Real Decreto 1836/1999.

Se modifica la «Tabla B: lista de nucleidos en equilibrio secular a los que hace referencia el apartado 2.b) del anexo I del Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas», sustituyendo los nucleidos hijos del Ra-223+ y del Ra-224+ por los que a continuación se indican:

Nucleido padre Nucleidos hijos Ra-223+ Rn-219, Po-215, Pb-211, Bi-211, Tl-207.

Ra-224+ Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208, Po-212.

Disposición transitoria primera. Vigencia de autorización.

Se mantendrá la validez de las autorizaciones que, exigidas al amparo del presente Reglamento, se encuentren vigentes a la entrada en vigor del mismo.

Disposición transitoria segunda. Plazo de adaptación.

Las disposiciones contenidas en el capítulo II del Título II del presente Reglamento entrarán en vigor el día 1 de enero de 2002, aplicándose hasta esa fecha la regulación contenida en el Real Decreto 53/1992, de 24 de enero, por el que se aprueba el Reglamento de Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes. No obstante, se establece un período de seis meses a partir de la fecha de publicación de este Reglamento, para la adaptación plena de lo establecido en el título III del presente Reglamento.

Para la aplicación de los preceptos relativos a clasificación, delimitación y señalización de zonas y clasificación de trabajadores expuestos, contenidos en el capítulo I del Título IV, así como los requisitos asociados, se establece un período de adaptación de seis meses, a partir de la fecha de publicación de este Reglamento.

Igualmente, se establece un período de seis meses, a partir de la fecha de publicación de este Reglamento, para la adaptación de los documentos oficiales, correspondientes a prácticas, actividades y servicios, cuyo contenido venga afectado por lo establecido en el presente Reglamento.

Disposición transitoria tercera. Régimen de las autorizaciones de los Servicios Médicos Especializados.

Los Servicios Médicos Especializados autorizados conforme a lo establecido en el artículo 40 del Real Decreto 53/1992, de 24 de enero, por el que se aprueba el Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes, podrán continuar realizando la vigilancia sanitaria de los trabajadores expuestos a radiaciones ionizantes.

Los expedientes de autorización de Servicios Médicos Especializados, que se hayan iniciado con anterioridad a la entrada en vigor del presente Reglamento, se regirán por lo establecido en el artículo 40 del Real Decreto 53/1992, de 24 de enero. A estos efectos, se considerarán iniciados una vez se haya presentado por el interesado la correspondiente solicitud en el Registro de la Administración competente para la resolución de dichas autorizaciones.

ANEXO I Definiciones Actividad (A): la actividad A de una cantidad de un radionucleido en un determinado estado energético en un momento dado es el cociente entre dN y dt, donde dN es el valor esperado del número de transformaciones nucleares espontáneas que se producen desde dicho estado energético en el intervalo de tiempo dt La unidad de actividad es el bequerelio (Bq). Un bequerelio es igual a una transformación por segundo 1Bq = 1 s-1 Año oficial: período de doce meses, a contar desde el día 1 de enero hasta el 31 de diciembre, ambos inclusive.

Autoridad competente: organismo oficial al que corresponde, en el ejercicio de las funciones que tenga atribuidas, conceder autorizaciones, dictar disposiciones o resoluciones y obligar a su cumplimiento.

Autorización: permiso concedido por la autoridad competente de forma documental, previa solicitud, o establecido por la legislación española, para ejercer una práctica o cualquier otra actuación dentro del ámbito de aplicación de este Reglamento.

Calibración: conjunto de operaciones efectuadas por laboratorios debidamente cualificados, mediante las que se pueden establecer, en condiciones específicas, la relación entre los valores indicados por un instrumento o un sistema de medida, o los valores representados por una medida material, y los correspondientes valores conocidos de un mensurando.

Contaminación radiactiva: presencia indeseable de sustancias radiactivas en una materia, una superficie, un medio cualquiera o una persona. En el caso particular del organismo humano, esta contaminación puede ser externa o cutánea, cuando se ha depositado en la superficie exterior, o interna cuando los radionucleidos han penetrado en el organismo por cualquier vía (inhalación, ingestión, percutánea, etc.).

Corteza terrestre no alterada: cualquier parte de la corteza terrestre en la que no se exploten canteras ni minas subterráneas o a cielo abierto (la superficie de un yacimiento de uranio que nunca ha sido explotado se considerará corteza terrestre no alterada). No se considerará que las operaciones de labranza, excavación o nivelación de terreno derivadas de actividades agrícolas o de construcción «alteren» la corteza terrestre salvo cuando tales operaciones formen parte de obras de restauración de tierras contaminadas.

Declaración: obligación de presentar un documento a la autoridad competente para notificar la intención de llevar a cabo una práctica o cualquier otra actuación dentro del ámbito de aplicación de este Reglamento.

Detrimento de la salud: estimación del riesgo de reducción de la duración o de la calidad de vida en un segmento de la población tras haberse visto expuesta a radiaciones ionizantes. Se incluyen las pérdidas debidas a efectos somáticos, cáncer y alteraciones genéticas graves.

Dosis absorbida (D): la energía absorbida por unidad de masa donde, dε es la energía media impartida por la radiación ionizante a la materia en un elemento de volumen y dm es la masa de la materia contenida en dicho elemento de volumen.

En el presente Reglamento la dosis absorbida indica la dosis promediada sobre un tejido u órgano.

La unidad de dosis absorbida es el Gray (Gy).

Dosis efectiva (E): suma de las dosis equivalentes ponderadas en todos los tejidos y órganos del cuerpo que se especifican en el anexo II a causa de irradiaciones internas y externas. Se estima mediante la fórmula donde, DT,R es la dosis absorbida promediada sobre el tejido u órgano T procedente de la radiación R; WR es el factor de ponderación de la radiación, y wT es el factor de ponderación tisular del tejido u órgano T.

Los valores adecuados para wT y wR se especifican en el anexo II.

La unidad para la dosis efectiva es el Sievert (Sv).

Dosis equivalente (HT): dosis absorbida, en el tejido u órgano T, ponderada en función del tipo y la calidad de la radiación R. Viene dada por la fórmula HT,R = wR DT,R siendo, DT,R la dosis absorbida promediada sobre el tejido u órgano T, procedente de la radiación R, y wR el factor de ponderación de la radiación.

Cuando el campo de radiación se compone de tipos y energías con valores diferentes de wR la dosis equivalente total, HT viene dada por la fórmula Los valores apropiados para wR se especifican en el anexo II.

La unidad para la dosis equivalente es el Sievert.

Dosis efectiva comprometida [E()]: suma de las dosis equivalentes comprometidas en un tejido u órgano HT () como resultado de una incorporación, multiplicada cada una de ellas por el factor de ponderación tisular correspondiente wT. Se define por la fórmula Al especificar E(), viene dado en años. Cuando no se especifica el valor de , se sobreentiende un período de cincuenta años para los adultos o de un máximo de setenta años para los niños.

La unidad para la dosis efectiva comprometida es el Sievert.

Dosis equivalente comprometida [HT ()]: Integral respecto al tiempo de la tasa de dosis equivalente en un tejido u órgano T que recibirá un individuo como consecuencia de una incorporación. Se define por la fórmula para una incorporación en un tiempo to, siendo, T (t) la tasa de dosis equivalente correspondiente en el órgano o tejido T en el tiempo t y el período durante el cual la integración se lleva a cabo.

Al especificar HT (), viene dado en años. Cuando no se especifica el valor de τ, se sobreentiende un período de cincuenta años para los adultos o de un máximo de setenta años para los niños.

La unidad para la dosis equivalente comprometida es el Sievert.

Efluentes radiactivos: productos radiactivos residuales en forma líquida o gaseosa.

Eliminación: ubicación de los residuos en un emplazamiento determinado cuando no exista intención de recuperación de los mismos. La eliminación comprende también la evacuación directa de residuos en el medio ambiente, previa autorización, y su consiguiente dispersión.

Emergencia radiológica: situación que requiere medidas urgentes con el fin de proteger a los trabajadores, a los miembros del público o a la población, en parte o en su conjunto.

Empresa externa: cualquier persona física o jurídica, distinta del titular de la instalación, que haya de efectuar actividades de cualquier tipo en una zona controlada de una instalación nuclear o radiactiva.

Exposición: acción y efecto de someter a las personas a las radiaciones ionizantes.

Exposición accidental: exposición de personas como resultado de un accidente, aunque no dé lugar a superación de alguno de los límites de dosis establecidos. No incluye la exposición de emergencia.

Exposición de emergencia: exposición voluntaria de personas que realizan una acción urgente necesaria para prestar ayuda a personas en peligro, prevenir la exposición de un gran número de personas o para salvar una instalación o bienes valiosos, que podría implicar la superación de alguno de los límites de dosis individuales establecidos para los trabajadores expuestos.

Exposición externa: exposición del organismo a fuentes exteriores a él.

Exposición interna: exposición del organismo a fuentes interiores a él.

Exposición ocupacional: exposición de los trabajadores durante el desarrollo de su trabajo, con la excepción de las exposiciones excluidas del alcance de este Reglamento y las procedentes de fuentes y prácticas exentas de declaración y autorización según la legislación aplicable.

Exposición parcial: exposición localizada esencialmente sobre una parte del organismo o sobre uno o más órganos o tejidos, o la exposición del cuerpo entero considerada como no homogénea.

Exposición perdurable: exposición resultante de los efectos residuales de una emergencia radiológica o del ejercicio de una práctica o actividad laboral del pasado.

Exposición potencial: exposición que no se prevé que se produzca con seguridad, sino con una probabilidad de ocurrencia que puede estimarse con antelación.

Fondo radiactivo natural: conjunto de radiaciones ionizantes que provienen de fuentes naturales terrestres o cósmicas (en la medida en que la exposición que de ellas resulte no se vea aumentada de manera significativa por la acción humana).

Fuente: aparato, sustancia radiactiva o instalación capaz de emitir radiaciones ionizantes o sustancias radiactivas.

Fuentes artificiales: fuentes de radiación distintas de las fuentes naturales de radiación.

Fuentes naturales de radiación: fuentes de radiación ionizante de origen natural, terrestre o cósmico.

Gray (Gy): nombre especial de la unidad de dosis absorbida. Un gray es igual a un julio por kilogramo:

1Gy = 1 J kg-1 Grupo de referencia de la población: grupo que incluye a personas cuya exposición a una fuente es razonablemente homogénea y representativa de la de las personas de la población más expuestas a dicha fuente.

Incorporación: actividad de radionucleidos que se introducen en el organismo procedentes del medio externo.

Intervención: actividad humana que evita o reduce la exposición de las personas a la radiación procedente de fuentes que no son parte de una práctica o que están fuera de control, actuando sobre las fuentes, las vías de transferencia y las propias personas.

Jefe de Servicio o Unidad Técnica de Protección Radiológica: persona responsable o al frente de un Servicio o Unidad Técnica de Protección Radiológica que será acreditada al efecto mediante diploma expedido por el Consejo de Seguridad Nuclear.

Límites de dosis: valores máximos fijados en el Título II para las dosis resultantes de la exposición de los trabajadores, personas en formación, estudiantes y miembros del público, a las radiaciones ionizantes consideradas por el presente Reglamento.

Miembros del público: personas de la población, con excepción de los trabajadores expuestos, las personas en formación y los estudiantes durante sus horas de trabajo, así como personas durante la exposición a que se refieren los párrafos a), b) y c) del apartado 4 del artículo 4.

Nivel de intervención: valor de la dosis equivalente evitable, la dosis efectiva evitable o valor derivado, a partir del cual debe considerarse la adopción de medidas de intervención. El valor de dosis evitable o derivado es únicamente el relacionado con la vía de exposición al que deberá aplicarse la medida de intervención.

Persona en formación o estudiante: a los efectos de este Reglamento, toda persona que, no siendo trabajador, recibe formación o instrucción en el seno o fuera de una empresa para ejercer un oficio o profesión, relacionado directa o indirectamente con actividades que pudieran implicar exposición a radiaciones ionizantes.

Población en su conjunto: toda la población comprendiendo los trabajadores expuestos, los estudiantes y las personas en formación, y los miembros del público.

Práctica: actividad humana que puede aumentar la exposición de las personas a la radiación procedente de una fuente artificial, o de una fuente natural de radiación cuando los radionucleidos naturales son procesados por sus propiedades radiactivas, fisionables o fértiles, excepto en el caso de exposición de emergencia.

Promotor: persona física o jurídica que por vez primera en el país pretende realizar una nueva práctica.

Radiación ionizante: transferencia de energía en forma de partículas u ondas electromagnéticas de una longitud de onda igual o inferior a 100 nanometros o una frecuencia igual o superior a 3 X 1015 hertzios, capaces de producir iones directa o indirectamente.

Residuo radiactivo: cualquier material o producto de desecho, para el que no está previsto ningún uso, que contiene o está contaminado con radionucleidos en concentraciones o niveles de actividad superiores a los establecidos por el Ministerio de Economía previo informe favorable del Consejo de Seguridad Nuclear.

Restricción de dosis: restricción de los valores de dosis individuales esperables que puedan derivarse de una fuente determinada, para su uso en la fase de planificación de la protección radiológica, en cualquier circunstancia en que deba considerarse la optimización.

Servicio de Dosimetría Personal: entidad responsable de la lectura o interpretación de aparatos de vigilancia individual, o de la medición de radiactividad en el cuerpo humano o en muestras biológicas, o de la evaluación de las dosis, cuya capacidad para actuar al respecto sea reconocida por el Consejo de Seguridad Nuclear.

Servicio y Unidad Técnica de Protección Radiológica: entidad expresamente autorizada por el Consejo de Seguridad Nuclear para desempeñar las funciones establecidas en el presente Reglamento. El Servicio de Protección Radiológica es una entidad propia de un titular o mancomunada por varios titulares, mientras que la Unidad Técnica de Protección Radiológica es una entidad ajena contratada por el titular.

Sievert (Sv): nombre especial de la unidad de dosis efectiva y equivalente. Un Sievert es igual a un julio por kilogramo:

1 Sv = 1 J kg-1 Supervisor: persona provista de licencia específica concedida por el Consejo de Seguridad Nuclear, que capacita para dirigir el funcionamiento de una instalación nuclear o radiactiva y las actividades de manipulación de los dispositivos de control y protección de la instalación. Todo ello según lo dispuesto en el Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas.

Sustancia radiactiva: sustancia que contiene uno o más radionucleidos, y cuya actividad o concentración no pueda considerarse despreciable desde el punto de vista de la protección radiológica.

Técnico experto en Protección Radiológica: persona debidamente cualificada, que forma parte de un Servicio o Unidad Técnica de Protección Radiológica y que bajo la dirección del Jefe de Servicio o Unidad Técnica de Protección Radiológica realiza las actividades propias de dicho Servicio o Unidad.

Titular: persona física o jurídica que tiene, con arreglo a la legislación nacional, la responsabilidad y la autoridad sobre el ejercicio de alguna de las prácticas o actividades laborales previstas en el artículo 2 del presente Reglamento.

Trabajadores expuestos: personas sometidas a una exposición a causa de su trabajo derivada de las prácticas a las que se refiere el presente Reglamento que pudieran entrañar dosis superiores a alguno de los límites de dosis para miembros del público.

Trabajadores externos: cualquier trabajador clasificado como trabajador expuesto, que efectúe actividades de cualquier tipo, en la zona controlada de una instalación nuclear o radiactiva y que esté empleado de forma temporal o permanente por una empresa externa, incluidos los trabajadores en prácticas profesionales, personas en formación o estudiantes, o que preste sus servicios en calidad de trabajador por cuenta propia.

Zona controlada: zona sometida a regulación especial a efectos de protección contra las radiaciones ionizantes.

Zona vigilada: zona sometida a una adecuada vigilancia a efectos de protección contra las radiaciones ionizantes.

ANEXO II Estimación de dosis por exposición externa A) Definición de los términos utilizados en el presente anexo Dosis equivalente ambiental H* (d): dosis equivalente en un punto determinado de un campo de radiación que sería producida por el correspondiente campo expandido y alineado en la esfera ICRU, a una profundidad «d», sobre el radio opuesto a la dirección del campo alineado. El nombre especial de la unidad de la dosis equivalente ambiental es el Sievert (Sv).

Dosis equivalente direccional H’ (d, Ω): dosis equivalente en un punto determinado de un campo de radiación que sería producida por el correspondiente campo expandido en la esfera ICRU, a una profundidad «d», sobre un radio en una dirección especificada, Ω. El nombre especial de la unidad de la dosis equivalente direccional es el Sievert (Sv).

Campo expandido y alineado: campo de radiación en el que la fluencia y sus distribuciones direccional y energética son las mismas que en el campo expandido, pero la fluencia es unidireccional.

Campo expandido: campo de radiación que se deriva del campo actual en el que la fluencia y sus distribuciones direccional y energética tienen el mismo valor a través de todo el volumen de interés que el campo de radiación real en el punto de referencia.

Fluencia Ф: es el cociente entre dN y da, donde dN es el número de partículas que entran en una esfera de una sección normal da:

Factor de calidad medio (): valor medio del factor de calidad en un punto en un tejido en el que la dosis absorbida es transmitida por partículas con valores diferentes de L. Se calcula de acuerdo con la expresión: donde D(L)dL es la dosis absorbida a 10 mm entre las transferencias lineales de energía L y L + dL; y Q(L) es el correspondiente factor de calidad en el punto de interés. Las relaciones Q-L se indican en el apartado C).

Dosis equivalente personal Hp (d): dosis equivalente en tejidos blandos a una profundidad adecuada «d», por debajo de un punto determinado del cuerpo. El nombre especial de la unidad de dosis equivalente personal es el Sievert (Sv).

Factor de calidad (Q): una función de la transferencia lineal de energía (L) que se utiliza para ponderar la dosis absorbida en un punto, de forma tal que pueda tenerse en cuenta la calidad de la radiación.

Factor de ponderación de la radiación (wR): factor adimensional que se utiliza para ponderar la dosis absorbida en un tejido u órgano. Los valores apropiados de wR se especifican en el apartado B).

Dosis absorbida en un órgano o tejido (DT): es el cociente entre la energía total comunicada a un órgano o tejido (T) y la masa de dicho órgano o tejido.

Factor de ponderación de los tejidos (wT): factor adimensional que se utiliza para ponderar la dosis equivalente en un tejido u órgano (T). Los valores apropiados de wT se especifican en el apartado D).

Transferencia lineal de energía no restringida (L∞): es una magnitud definida como: donde dE es la energía media perdida por una partícula cargada de energía E al atravesar una distancia dL en el agua. En el Reglamento se denominará L a L∞.

Esfera ICRU: cuerpo introducido por el Comité Internacional de Unidades y Medidas Radiológicas (ICRU) para aproximar el cuerpo humano en lo relativo a la absorción de energía de las radiaciones ionizantes. Consiste en una esfera de 30 cm de diámetro de material equivalente a tejido con una densidad de 1 g cm-3 y una masa compuesta por 76,2 por 100 de oxígeno, 11,1 por 100 de carbono, 10,1 por 100 de hidrógeno y 2,6 por 100 de nitrógeno.

B) Valores del factor de ponderación de la radiación, wR Los valores del factor de ponderación de la radiación, wR dependen del tipo y de la calidad del campo de radiación externo o del tipo y de la calidad de la radiación emitida por un radionucleido depositado internamente.

Cuando el campo de radiación se compone de tipos y energías con diferentes valores de wR, la dosis absorbida se subdividirá en bloques, cada uno de ellos con su propio valor de wR que se sumarán para obtener la dosis equivalente total. Alternativamente, la dosis equivalente se podrá expresar como una distribución continua en energía en la que cada elemento de dosis absorbida del elemento de energía entre E y E + dE se multiplica por el valor de wR correspondiente de la tabla que se expone a continuación.

Tipo y rango de energía Factor de ponderación de la radiación, wR Fotones, todas las energías 1 Electrones y muones, todas las energías 1 Neutrones, energía R 10 keV 5 T 10 keV a 100 keV 10 T 100 keV a 2 MeV 20 T 2 MeV a 20 MeV 10 T 20 MeV 5 Protones, salvo los de retroceso, de energía T 2 MeV 5 Partículas alfa, fragmentos de fisión, núcleos pesados 20 En los cálculos relativos a neutrones, pueden surgir dificultades al aplicar valores de la función en escalón. En estos casos, puede resultar preferible utilizar la función continua que se describe en la siguiente relación matemática: donde E es la energía del neutrón en MeV.

La figura 1 representa una comparación de los dos enfoques.

Figura 1 Factor de ponderación de la radiación para neutrones. La curva en línea discontinua debe tratarse como una aproximación Para tipos y energías de radiación que no se incluyen en la tabla, puede obtenerse una aproximación de wR calculando el factor de calidad medio a una profundidad de 10 mm en la esfera ICRU.

C) Relación entre el factor de calidad, Q(L), y la transferencia lineal de energía no restringida, L Transferencia lineal de energía no restringida, L, en agua (keV μm-1) Q(L) R 10 1 10-100 0,32L-2,2 T 100 300 / D) Valores del factor de ponderación de los tejidos, wT (*) Los valores del factor de ponderación de los tejidos, WT, se enumeran a continuación:

Tejido u órgano Factores de ponderación de los tejidos, wT Gónadas 0,20 Médula ósea (roja) 0,12 Colon 0,12 Pulmón 0,12 Estómago 0,12 Vejiga 0,05 Mama 0,05 Hígado 0,05 Esófago 0,05 Tiroides 0,05 Piel 0,01 Superficie de los huesos 0,01 Resto del organismo 0,05 (**) (***) (*) Los valores se han calculado a partir de una población con igual número de personas de ambos sexos y una amplia gama de edades. En la definición de la dosis efectiva, estos valores se aplican a trabajadores, a toda la población y a ambos sexos. (**) A efectos de cálculo, el resto del organismo se compone de los tejidos y órganos adicionales siguientes: glándulas suprarrenales, cerebro, intestino grueso superior, intestino delgado, riñón, músculos, páncreas, bazo, timo y útero. En la lista se incluyen órganos que pueden ser irradiados de manera selectiva. Se sabe que algunos órganos de la lista son susceptibles a la inducción de cáncer. Si posteriormente se identificaran otros tejidos y órganos con un riesgo significativo a la inducción de cáncer, se incluirán en la tabla con un wT específico o en esta lista adicional que constituye el resto del organismo. Este último también puede incluir otros tejidos u órganos irradiados selectivamente. (***) En aquellos casos excepcionales en los que uno cualquiera de los tejidos u órganos del resto del organismo reciba una dosis equivalente superior a la dosis más elevada de cualquiera de los doce órganos listados para los que se ha especificado un factor de ponderación, se aplicará un factor de ponderación de 0,025 a dicho órgano o tejido y un factor de ponderación de 0,025 a la dosis media en los restantes órganos y tejidos del resto del organismo, tal y como se ha definido anteriormente.

E) Magnitudes operacionales para la radiación externa Las magnitudes operacionales para la radiación externa se utilizan en protección radiológica para la vigilancia individual.

F) Dosis efectiva relativa a la exposición de adultos (trabajadores o miembros del público) a gases inertes Nucleido T1/2 Dosis efectiva por unidad de concentración integrada de aire (Sv d-1/Bq m-3) Argón Ar-37 35,0 d 4,1 10-15 Ar-49 269 a 1,1 10-11 Ar-41 1,83 h 5,3 10-9 Criptón Cr-74 11,5 m 4,5 10-9 Cr-76 14,8 h 1,6 10-9 Cr-77 74,7 m 3,9 10-9 Cr-79 1,46 d 9,7 10-10 Cr-81 2,10 105 a 2,1 10-11 Cr-83m 1,83 h 2,1 10-13 Cr-85 10,7 a 2,2 10-11 Cr-85m 4,48 h 5,9 10-10 Cr-87 1,27 h 3,4 10-9 Cr-88 2,84 h 8,4 10-9 Xenón Xe-120 40,0 m 1,5 10-9 Xe-121 40,1 m 7,5 10-9 Xe-122 20,1 h 1,9 10-10 Xe-123 2,08 h 2,4 10-9 Xe-125 17,0 h 9,3 10-10 Xe-127 36,4 d 9,7 10-10 Xe-129m 8,0 d 8,1 10-11 Xe-131m 11,9 d 3,2 10-11 Xe-133m 2,19 d 1,1 10-10 Xe-133 5,24 d 1,2 10-10 Xe-135m 15,3 m 1,6 10-9 Xe-135 9,10 h 9,6 10-10 Xe-138 14,2 m 4,7 10-9 ANEXO III Estimación de dosis por exposición interna A) Salvo disposición en contrario, en todo el Reglamento los límites de dosis se aplicarán a la suma de las correspondientes dosis derivadas de la exposición externa en un período especificado, y las correspondientes dosis comprometidas de cincuenta años (hasta los setenta años de edad para los niños) derivadas de incorporaciones producidas en el mismo período. El período especificado se indica en los artículos 9 y 13 referentes a los límites de las dosis.

En general, la dosis eficaz E a que se hubiera expuesto un individuo perteneciente al grupo de edad g se determinará con arreglo a la siguiente fórmula: donde Eexternal es la correspondiente dosis eficaz derivada de exposición externa; h(g) j·ing y h(g)j·inh representan la dosis eficaz comprometida por unidad de incorporación por radionucleido j(Sv/Bq) ingerido o inhalado por un individuo perteneciente al grupo de edad g; Jj·ing y Jj.inh representan, respectivamente, la correspondiente incorporación por ingestión o inhalación del radionucleido j(Bq).

B) Con excepción de la progenie del radón y el torón, los valores de la dosis efectiva comprometida por unidad de incorporación mediante ingestión e inhalación relativas al público en general, así como a las personas en formación y estudiantes entre dieciséis y dieciocho años de edad, se indican en las tablas A y B del presente anexo.