Miércoles 17 de abril de 2019  DIARIO OFICIAL  (Primera Sección)      
SECRETARIA  DE ENERGIA  
PROYECTO  de Norma  Oficial  Mexicana  PROY -NOM -008-NUCL -2019,  Límites  de contaminación  radiactiva  y 
criterios  para  su control.  
Al margen  un sello con el Escudo  Nacional,  que dice:  Estados  Unidos  Mexicanos. - SENER. - Secretaría   de 
Energía .- Comisión  Nacional  de Seguridad  Nuclear  y Salvaguardias.  
PROYECTO  DE NORMA  OFICIAL  MEXICANA  PROY -NOM -008-NUCL -2019,  “LÍMITES  DE CONTAMINACIÓN  
RADIACTIVA  Y CRITERIOS  PARA  SU CONTROL”  
JUAN  EIBENSCHUTZ  HARTMAN , Director  General  de la Comisión  Nacional  de Seguridad  Nuclear  y 
Salvaguardias  y Presidente  del Comité  Consultivo  Nacional  de Normalización  de Seguridad  Nuclear   y 
Salvaguardias  (CCNN -SNyS),  con fundamento  en los artículos  17 y 33 fracción  XIII de la Ley Orgánica  de la 
Administración  Pública  Federal;  1, 4, 18 fracción  III y 50 fracciones  I y XI de la Ley Reglamentaria  del Artículo  
27 Constitucional  en Materia  Nuclear;  1, 38 fracciones  II, III y IV, 40 fracciones  I y XVII,  41, 47 fracción  I, y 51 
de la Ley Federal  sobre  Metrología  y Normalización;  28 y 34 del Reglamento  de la Ley Federal  sobre  
Metrología  y Normalización;  1, 2, 3, 4, 87, 88, 113, 114, 121 y 181 fracciones  XI y XII del Reglamento  General  
de Seguridad  Radiológica;  y 2, apartado  F, fracción  I, 40, 41 y 42 fracciones  VIII, XI, XII, XXX y XXXIV  del 
Reglamento  Interior  de la Secretaría  de Energía,  expide  para consulta  pública  el Proyecto  de modificación  a la 
Norma  Oficial  Mexicana  NOM -008-NUCL -2011 , “Control  de Contaminación  Radiactiva”  que en lo sucesivo  se 
denomina  Proyecto  de Norma  Oficial  Mexica NOM -008-NUCL -2019 , “Límites  de contaminación  radiactiva  y 
criterios  para su control”,  a efecto  de que dentro  de los siguientes  60 días naturales  los interesados  presenten  
sus comentarios  ante el CCNN -SNyS,  ubicado  en Dr. José  María  Barragán  Número  779 - 4to piso,  colonia  
Narvarte,  código  postal  03020,  Ciudad  de México,  teléfono  5095  3246,  fax 5590  6103,  o bien al correo  
electrónico:  ccnn_snys@cnsns.gob.mx  para que en los términos  de la Ley de la materia  se consideren  en el 
seno  del Comité  que lo propuso . SINEC -2019040112480000.  
Ciudad  de México,  a 7 de febrero  de 2019 .- El Director  General  de la Comisión  Nacional  de Seguridad  
Nuclear  y Salvaguardias  y Presidente  del Comité  Consultivo  Nacional  de Normalización  de Seguridad  Nuclear  
y Salvaguardias,  Juan  Eibenschutz  Hartman .- Rúbrica.  
 
PROYECTO  DE MODIFICACIÓN  DE NORMA  OFICIAL  MEXICANA  PROY -NOM -008-NUCL -2019 , 
LÍMITES  DE CONTAMINACIÓN  RADIACTIVA  Y CRITERIOS  PARA  SU CONTROL  
Prefacio  
La elaboración  del presente  Proyecto  de Norma  Oficial  Mexicana  es competencia  del Comité  Consultivo  
Nacional  de Normalización  de Seguridad  Nuclear  y Salvaguardias  (CCNN -SNyS)  integrado  por: 
 Secretaría  de Comunicaciones  y Transportes  
 Dirección  General  de Autotransporte  Federal  
 Dirección  de Marina  Mercante  
 Secretaría  de Energía  
 Unidad de Asuntos  Jurídicos  
 Dirección  General  Adjunta  de Política  Nuclear  
 Secretaría  de Gobernación  
 Dirección  General  de Vinculación,  Innovación  y Normatividad  en Materia  de Protección  Civil 
 Secretaría  de Salud  
 Comisión  Federal  para la Protección  contra  Riesgos  Sanitarios  
 Instituto  Nacional  de Enfermedades  Respiratorias  
 Secretaría  del Trabajo  y Previsión  Social  
 Dirección  General  de Seguridad  y Salud  en el Trabajo  
 Comisión  Federal  de Electricidad  
 Central  Nucleoeléctrica  de Laguna  Verde        (Primera Sección)  DIARIO OFICIAL  Miércoles 17 de abril de 2019  
 Hospital  Regional  de Alta Especialidad  “Ciudad  Salud”  
 Hospital  Juárez  de México  
 Instituto  de Seguridad  y Servicios  Sociales  de los Trabajadores  del Estado  
 Hospital  Regional  Adolfo  López  Mateos  
 Instituto  Mexicano  del Seguro  Social  
 UMAE  Hospital  de Cardiología  CMN  Siglo  XXI 
 UMAE  Hospital  de Oncología  CMN  Siglo  XXI 
 Instituto  Nacional  de Investigaciones  Nucleares  
 Instituto  Nacional  de Electricidad  y Energía  Limpias  
 Instituto  Politécnico  Nacional  
 Escuela  Superior  de Física  y Matemáticas  
 Universidad  Nacional  Autónoma  de México  
 Instituto  de Ciencias  Nucleares  
 Asociación  de Física  Médica,  A.C. 
 Asociación  Mexicana  de Radioprotección,  A.C. 
 Asociación  Nacional  de Universidades  e Instituciones  de Educación  Superior  
 Colegio  de Medicina  Nuclear  de México,  A.C. 
 Federación  Mexicana  de Medicina  Nuclear  e Imagen  Molecular,  A.C. 
 Sociedad  Mexicana  de Radioterapeutas,  A.C. 
 Sociedad  Nuclear  Mexicana,  A.C. 
 Asesores  en Radiaciones,  S.A. 
 Asesoría  Especializada  en Servicios  Corporativos,  S.A. de C.V. 
 Control  de Radiación  e Ingeniería,  S.A. de C.V.  
 Electrónica  y Medicina,  S.A. 
 Endomédica,  S.A. de C.V.  
 Radiación  Aplicada  a la Industria,  S.A. de C.V.  
 Radiografía  Industrial  y Ensayos,  S.A. de C.V.  
 Servicios  Integrales  para la Radiación,  S. A. de C.V. 
 Servicios  a la Industria  Nuclear  y Convencional,  S.A. de C.V.  
 Tecnofísica  Radiológica,  S.C. 
 Vicont,  S.A. de C.V. 
 Radiografías  Caballero,  S.A. de C.V. 
 Control  Total  de Calidad  en Procedimientos  de Soldadura,  S.A. de C.V.  
 Scantibodies  Imagenología  y Terapia,  S.A. de C.V.  
 Pruebas  de Soldadura,  S.A. de C.V.  
 Maqu inado  en Ingeniería  de Soporte,  S.A. de C.V.  
Con objeto  de elaborar  la propuesta  de NOM -008-NUCL -2019,  se constituyó  un Grupo  de Trabajo  con la 
participación  voluntaria  de los siguientes  actores:  
 Asociación  Mexicana  de Radioprotección,  A.C. 
 Control  de Radiaciones  e Ingeniería,  S.A. de C.V. Miércoles 17 de abril de 2019  DIARIO OFICIAL  (Primera Sección)      
 Secretaría  de Energía  
 Unidad  de Asuntos  Jurídicos  
 Dirección  General  Adjunta  de Política  Nuclear  
 Instituto  Nacional  de Investigaciones  Nucleares  
 Universidad  Nacional  Autónoma  de México  
 Instituto  de Ciencias  Nucleares  
 Radiación  Aplicada  a la Industria,  S.A. de C.V. 
 Servicios  a la industria  Nuclear  y Convencional,  S.A. de C.V.  
 Servicios  Integrales  para la Radiación,  S.A. de C.V. 
 Control  Total  de Calidad  en Procedimientos  de Soldadura  S.A. de C.V. 
 Hospital  Juárez  de México  
 Electrónica  y Medicina  S.A. 
 Asesoría  Especializada  y Servicios  Corporativos,  S.A. de C.V. 
 Instituto  Nacional  de Ciencias  Nucleares,  UNAM  
 Provederem  Comyser  
Índice  del contenido  
0. Introducción  
1. Objetivo  y campo  de aplicación  
2. Referencias  Normativas  
3. Definiciones  y abreviaturas  
4. Criterios  Generales  para el Control  de la contaminación  
5. Determinación  de la contaminación  
6. Vigilancia  
7. Procedimiento  de evaluación  de la conformidad  
8. Concordancia  con normas  internacionales  
Apéndice  A (Normativo)  
Apéndice  B (Normativo)  Criterios  para la selección  de ropa de proteccióna 
Apéndice  C (Informativo)  Ejemplos  de estimaciones  del equivalente  de dosis  efectiva,  con y sin equipo  de 
protección  respiratoria  
Apéndice  D (Informativo)  Procedimiento  para la medición  directa  de la contaminación  superficial  
fija+removible  (Bq/cm²)  
Apéndice  E (Informativo)  Procedimiento  para la medición  removible  por frotis  (Bq/cm²)  
9. Bibliografía  
TRANSITORIOS  
0. Introducción  
En las instalaciones  radiactivas  y nucleares,  donde  exista  o pueda  existir  contaminación  radiactiva,  se 
presenta  una vía adicional  de exposición  para el personal  ocupacionalmente  expuesto,  por lo que, para 
reducir  ésta a niveles  aceptables,  es necesario:  
0.1 Establecer  previsiones  en el diseño  que permitan  controlar  la dispersión  de la contaminación  radiactiva  
durante  la operación,  el cese  de operaciones,  y el cierre  de las instalaciones  y faciliten  las actividades  de 
descontaminación.        (Primera Sección)  DIARIO OFICIAL  Miércoles 17 de abril de 2019  
0.2 Que,  durante  la operación  el cese  de operaciones  y el cierre  de las instalacio nes se establezcan  
controles  y límites  derivados  tanto  para la contaminación  superficial  como  para la suspendida  en aire, 
complementados  con planeaciones  y permisos  de trabajo  en zonas  controladas.  
0.3 Establecer  una vigilancia  de la contaminación  radiacti va antes,  durante  y después  de los procesos  que 
involucren  el manejo  de material  radiactivo.  
En esta Norma  se establecen  requisitos  para la implementación  de las acciones  referidas  en los 
numerales  (0.2) y (0.3).  
1. Objetivo  y campo  de aplicación  
1.1 Objet ivo 
Especificar  los límites  derivados  de contaminación  radiactiva  y los criterios  bajo los cuales  se deben  
establecer  los controles  que permitan  minimizar  la exposición  del personal  ocupacionalmente  expuesto  a la 
contaminación  radiactiva  superficial  y a la suspendida  en aire. 
1.2 Campo  de aplicación  
La presente  norma  es de aplicación  en aquellas  instalaciones  radiactivas  y nucleares  donde  exista   o 
pueda  existir  contaminación  radiactiva . 
2. Referencias  Normativas  
Los siguientes  documentos  referidos,  son indispensables  para la aplicación  de esta norma.  
NOM -041-NUCL -2013,  Límites  anuales  de incorporación  y concentraciones  en liberaciones,  o la que la 
sustituya.  
NOM -035-NUCL -2013,  Criterios  para la dispensa  de residuos  con material  radiactivo,  o la que la sustituya.  
3. Definiciones  y abreviaturas  
Para  los propósitos  de este Proyecto  de modificación  de Norma  Oficial  Mexicana,  se aplican  los términos  y 
definiciones  siguientes:  
3.1 Contaminación  radiactiva  
Presencia  indeseable  de sustancias  radiactivas  en superfici es o contenida  en sólidos,  líquidos  o gases  
(incluyendo  el cuerpo  humano).  
3.2 Contaminación  superficial  
Presencia  indeseable  de una sustancia  radiactiva  sobre  una superficie,  dicha  contaminación  puede  ser fija 
o removible.  
3.3 Contaminación  fija 
Contamina ción superficial  que no se transfiere  de una superficie  a otra durante  condiciones  rutinarias  de 
uso. 
3.4 Contaminación  Removible  
Contaminación  superficial  que se transfiere  de una superficie  a otra durante  condiciones  rutinarias  de uso. 
3.5 Instalación  
Cualquier  instalación  nuclear  o radiactiva.  
3.6 Ropa  de protección  radiológica  
Ropa  de protección  que sirve  de barrera  física  entre  la persona  y la contaminación  radiactiva  y que 
minimiza  la contaminación  del personal.  
3.7 Zona  con alta contaminación  
Cualqui er zona  donde  el nivel de contaminación  removible  es mayor  o igual  a 100 veces  los límites  
establecidos  en las tablas  del Apéndice  A (Normativo)  de acuerdo  al tipo de instalación  nuclear  o radiactiva.  
3.8 Zona  controlada  
Es la zona  sujeta  a supervisión  y controles  especiales  con fines  de protección  radiológica.  Miércoles 17 de abril de 2019  DIARIO OFICIAL  (Primera Sección)      
3.9 Zona  contaminada  
Es la zona  donde  el nivel de contaminación  removible  rebasa,  o que, debido  a la naturaleza  de los trabajos  
a realizar,  se puedan  rebasar  los límites  establecidos  en las tablas  del Apéndice  A (Normativo)  de acuerdo  al 
tipo de instalación  nuclear  o radiactiva,  sin exceder  100 veces  el valor  de los mismos.  
3.10 Zona  con contaminación  suspendida  en aire 
Es aquella  en donde  se exceden  los valores  de la concentración  derivada  en aire (CDA) establecidos  en la 
NOM -041-NUCL -2013  o la que la sustituya  o, en caso  de estar  normalmente  ocupada,  la concentración  de 
material  radiactivo  promedio  semanal  excede  el 25% de la CDA.  
3.11 Zona  de radiación  
Es aquella  accesible  únicamente  al personal  ocupacionalmente  expuesto,  en la que el equivalente  de 
dosis  a cuerpo  entero,  pudiera  ser superior  a 0.05 mSv en una hora o a 1 mSv en cualquier  periodo  
consecutivo  de cinco  días.  
3.12 Zona  de alta radiación  
Es aquélla  accesible  únicamente  al personal  ocupaci onalmente  expuesto,  en la que el equivalente  de 
dosis  a cuerpo  entero  en una hora,  pudiera  ser superior  a 1 mSv.  
4. Criterios  Generales  para  el Control  de la contaminación  
4.1 Dentro  de la zona  controlada  se deben  establecer,  delimitar  y señalizar,  según  proceda,  cada  una de 
las zonas  contaminadas,  con alta contaminación,  con contaminación  suspendida  en aire, de radiación   y de 
alta radiación,  cabe  precisar  que una misma  zona  se debe  clasificar  y señalar  en función  de su nivel de 
contaminación  y de radiació n. 
4.2 Con la finalidad  de asegurar  que los valores  se mantienen  por debajo  de los límites  establecidos  en las 
tablas  del Apéndice  A (Normativo),  se debe  realizar  la vigilancia  de los niveles  de contaminación  removible,  en 
las áreas  que potencialmente  pued an contaminarse  dentro  de la zona  controlada  antes,  durante  y después  del 
manejo  de material  radiactivo  y con la periodicidad  requerida  por las características  de diseño  y operación  
particulares  de cada  instalación,  debiéndose  mantener  los registros  corres pondientes  para aquellas  áreas  que 
rebasen  dichos  límites  y los controles  requeridos  para zonas  contaminadas  o con alta contaminación.  
4.3 Cuando  se ingrese  a zonas  contaminadas,  con alta contaminación  o con contaminación  suspendida  en 
aire se debe  utiliza r ropa de protección  de acuerdo  con los criterios  establecidos  en el Apéndice  B 
(Normativo).  
4.4 Cuando  se realicen  actividades  en las que el riesgo  de contaminación  del personal  esté limitado  a las 
manos,  brazos  y porción  frontal  superior  del cuerpo,  la ropa de protección  radiológica  se limitará  al uso de 
batas  y guantes,  los cuales  se deben  asegurar  a la muñeca  para evitar  la penetración  de la contaminación  
radiactiva  hacia  la piel del personal.  En caso  de que exista  riesgo  de contaminación  de los pies,  se deben  usar 
cubre  zapatos.  
4.5 Los materiales  y equipos  localizados  en las zonas  contaminadas,  con alta contaminación  y 
contaminación  suspendida  en aire no deben  ser transferidos  a zonas  no contaminadas  dentro  de la zona  
controlada,  si se cumple  alguna  de las siguientes  condiciones:  
4.5.1  Los niveles  de contaminación  removible  en las superficies  accesibles  exceden  los límites  de 
contaminación  removible  establecidos  en las tablas  del Apéndice  A (Normativo).  
4.5.2  Las condiciones  radiológicas  bajo las cuales  se utilizaron  hacen  posible  que exista  contaminación  en 
las superficies  inaccesibles,  en este caso  debe  asumir  que la contaminación  removible  excede  los límites  
establecidos  en las tablas  del Apéndice  A (Normativo).  
4.6 Los materiales  y equipos  que exceda n los límites  de contaminación  removible  establecidos  en las 
tablas  del Apéndice  A (Normativo),  pueden  ser reubicados  dentro  de una misma  zona  controlada  o 
transferidos  a otra zona  controlada,  sólo si se establecen  los controles  y la medición  de los nivele s de 
radiación  apropiados  para evitar  la dispersión  de la contaminación.  
4.7 Los materiales  y equipos  con contaminación  fija que excedan  los límites  de contaminación  total 
establecidos  en las tablas  del Apéndice  A (Normativo)  sólo pueden  ser transferidos  hacia zonas  no 
contaminadas  dentro  de una misma  zona  controlada,  si se cumplen  las siguientes  condiciones:        (Primera Sección)  DIARIO OFICIAL  Miércoles 17 de abril de 2019  
4.7.1  Los niveles  de contaminación  removible  estén  por debajo  de los límites  establecidos  en dicho  
Apéndice;  y 
4.7.2  Se determine  la contaminación  en forma  rutinaria  y estén  claramente  marcados  y etiquetados  para 
alertar  al personal  del estado  de su contaminación.  
4.8 Se deben  establecer  controles  que eviten  cualquier  transferencia  inadvertida  de la contaminación  
removible  a otros  lugares.  
4.9 Se deben  planear  con anticipación  las actividades,  a fin de optimizar  la protección  radiológica  del 
personal  que las realizará  y minimizar  la generación  de los desechos  radiactivos . 
4.10 Se deben  establecer  controles  para el ingreso,  estancia  y egreso  de zonas  contaminadas,  con alta 
contaminación,  con contaminación  suspendida  en aire, de radiación,  y de alta radiación,  para garantizar  que: 
4.10.1  Se minimice  el ingreso  de personal  y materiales;  
4.10.2  Las actividades  se realicen  de conformidad  con lo planeado  y se mantenga  la vigilancia  necesaria  
para identificar  cualquier  desviación  o situación  anormal  que requiera  la interrupción  del trabajo  para su 
reevaluación;  
4.10.3  Se utilice  el equipo  de protección  radiológica  adecuado  para las condiciones  en las que se 
realizarán  los trabajos;  
4.10.4  En la salida  de las zonas  contaminadas,  con alta contaminación  y con contaminación  suspendida  
en aire, se establezcan  las previsiones  necesarias  para evitar  la dispersión  de la contaminación,  además  de 
incluir  el equipo  para la medición  de la contaminación  de herramientas,  materiales,  equipos  y personal  que 
egrese  de las mismas,  y 
4.10.5  Cuando  los niveles  de radiación  del fondo  o cualquier  otra condición  en el punto  de salida  de las 
zonas  contaminadas,  con alta contaminación,  con contaminación  suspendida  en aire imposibilite  medir   los 
niveles  de contaminación  del personal,  herramientas,  equipos  o materiales  que se retiren  de dichas  zonas,  se 
debe  ubicar  el punto  de salida  en un área de bajo fondo  de radiación.  En caso  de que esta reubicación  del 
punto  de salida  no sea posible,  se debe  seleccionar  un área externa  a dichas  zonas,  apropiada  para realizar  la 
medición;  en este caso  se deben  medir  frecuentemente  los niveles  de contaminación  de la trayectoria  que se 
utilice  para entrar  a ella. 
4.11 Se deben  establecer  controles  que permitan  identificar  el origen  de la contaminación  radiactiva  de las 
personas  que salgan  de la zona  controlada,  generándose  los registros  correspondientes.  
4.12 Se debe  establecer  un programa  para el control  de los materiales,  equipos  y herramientas  para 
garantizar  que: 
4.12.1  Sólo se consideren  para su uso irrestricto  aquellos  que cumplan  con los niveles  de dispensa  
incondicional  establecidos  en la NOM -035-NUCL -2013  o la que la sustituya;  
4.12.2  Para  aquellos  que rebasen  los niveles  de dispensa  incondicional,  pero que requieran  ser retirados  
de la instalación,  se mantengan  los controles  radiológicos,  además  de los de transporte  de material  radiactivo  
cuando  esto sea aplicable;  
4.12.3  Se reduzca  al mínimo  el ingreso a la zona  controlada  de materiales,  equipos  y herramientas,  
fomentándose  la reutilización  de aquellos  que no se hayan  retirado  de dicha  zona,  debido  a que los niveles  de 
contaminación  están  por debajo  de los límites  establecidos  en las tablas  del Apénd ice A (Normativo);  
4.12.4  Se mantenga  el inventario  de los materiales,  herramientas  y equipos  contaminados  que se 
encuentren  en la zona  controlada,  contaminada,  con alta contaminación,  con contaminación  suspendida  en 
aire, de radiación  y de alta radiación  conforme  a lo establecido  en el numeral  4.13;  
4.12.5  Se indiquen  las condiciones  radiológicas  de los materiales,  equipos  y herramientas  contaminados,  
incluyendo  los niveles  de contaminación  fija y removible  de los que no estén  en uso, y 
4.12.6  Los artículo s contaminados  pueden  trasladarse  a una zona  libre de contaminación  por el tiempo  
necesario  para su segregación,  medición  de la contaminación,  acondicionamiento  o descontaminación,  o 
almacenamiento  en cuyo  caso  deben  tomarse  en dicha  zona  las medidas  de seguridad  radiológica  
pertinentes.  Miércoles 17 de abril de 2019  DIARIO OFICIAL  (Primera Sección)      
4.13 El inventario  de los materiales,  equipos  y herramientas  contaminadas  debe  permitir  la identificación  
de las fechas  de ingreso  y salidas  de la zona  controlada  de dichos  artículos,  especificando  las condiciones  
radiológi cas de los mismos  como  son los niveles  de contaminación  fija o removible,  los niveles  de radiación  a 
contacto  y a un metro  y los radionúclidos  contenidos  en los mismos  cuando  se conozcan.  Además,  debe  
especificar  la ubicación,  los niveles  de contaminación  y los niveles  de radiación  a contacto  y a un metro  de los 
materiales,  equipos  y herramientas  contaminados  que permanezcan  en la zona  controlada,  así como  
cualquier  otra característica  que facilite  su identificación.  
4.14 El inventario  no debe  considerar  los materiales  y equipos  contaminados  que existan  en la zona  
controlada  que sean  parte  integrante  de la instalación  o de los procesos  que se llevan  a cabo  en la misma.  
Cuando  éstos  sean  removidos  temporal  o definitivamente,  se deben  incluir  en el inventario  y sujetarse  a los 
controles  radiológicos  respectivos.  
4.15 Cuando  se generen  residuos  radiactivos  que por sus características  (dimensiones,  cantidad,  etc.) no 
puedan  ser contabilizados  pieza  por pieza,  pueden  no ser incluidos  en el inventario,  siempre  y cuando  se 
establezcan  controles  para garantizar  que no saldrán  inadvertidamente  de la zona  controlada,  que sus niveles  
de contaminación  y radiación  estén  debidamente  señalizados  ya sea por pieza  o en su conjunto  vía la 
utilización  de un contenedor  y hasta  donde sea posible  tener  control  sobre  su ubicación  dentro  de la zona  
controlada.  En caso  de utilizarse  un contenedor,  se debe  tener  la evidencia  documental  que detalle  el origen  y 
destino  de todos  los residuos  adicionados  o retirados  del mismo,  así como  la correspondiente  actualización  de 
su contenido  en el inventario.  
4.16 El personal  ocupacionalmente  expuesto  debe  usar equipo  de protección  respiratoria  en las siguientes  
situaciones:  
4.16.1  Cuando  se realicen  trabajos  en zonas  con contaminación  suspendida  en aire, salvo  lo dispuesto  en 
el numeral  4.17,  o 
4.16.2  Cuando  se realicen  trabajos  que impliquen  la apertura  de sistemas  o componentes  contaminados,  y 
se desconozcan  las condiciones  radiológicas  a las que estará  expuesto  el personal,  o 
4.16.3  Cuando  los niveles  de contaminación  removible  sean  mayores  a 100 veces  los límites  establecidos  
en las tablas  del Apéndice  A (Normativo),  o 
4.16.4  Cuando  por las condiciones  de trabajo  los niveles  de contaminación  puedan  incrementarse  por 
arriba  de los que definen  una zona  con contaminación  suspendida  en aire, salvo  lo dispuesto  en el numeral  
4.17.  
4.17 El personal  ocupacionalmente  expuesto  puede  prescindir  del uso de equipo  de protección  respiratoria  
cuando  por cuestiones  de optimización  del equivalente  de dosis  efecti va, se demuestre  que el uso de dicho  
equipo  implica  un mayor  equivalente  de dosis  efectiva.  Esta demostración  debe  realizarse  previo  a la 
realización  del trabajo  y deberá  ser documentada  incluyendo  lo siguiente:  
4.17.1  Una descripción  del escenario  bajo el cual se desarrollará  el trabajo,  resaltando  los elementos  
importantes  para justificar  la no utilización  de equipo  de protección  respiratoria;  
4.17.2  Las condiciones  radiológicas  previstas  antes  y durante  el desarrollo  del trabajo,  incluyendo  la 
justificac ión de las suposiciones;  
4.17.3  El factor  de ineficiencia  asociado  al uso del equipo  de protección  respiratoria.  Se deberá  usar un 
factor  máximo  de ineficiencia  del 15%.  Cuando  se pretendan  utilizar  factores  mayores,  éstos  deben  justificarse  
con base  en la experiencia  o en ejercicios  con maquetas;  
4.17.4  La memoria  de cálculo  de la estimación  del equivalente  de dosis  efectiva  con equipo  de protección  
respiratoria  y sin el mismo.  Ejemplos  para esta estimación  se muestran  en el Apéndice  C (Informativo),  y 
4.17.5 Las previsiones  para la medición  continua  o muestreo  y análisis  oportuno  de los niveles  de 
contaminación  suspendida  en aire presente  durante  el desarrollo  del trabajo  y los niveles  a los cuales  se debe  
suspender  el trabajo  como  consecuencia  de un incre mento  con respecto  a los considerados  en la justificación.  
Cuando  existan  condiciones  ajenas  a las radiológicas,  que impliquen  el uso de equipos  de protección  
respiratoria,  debe  cumplir  lo establecido  en la normativa  aplicable.  
4.18 Se debe  evaluar  y docum entar  periódicamente  la efectividad  del control  de la contaminación  en la 
instalación  mediante  el análisis  de la tendencia  de indicadores  tales  como:  número  de personas  con 
contaminación  en piel y en ropa,  número  de heridos  contaminados,  número  de contamin aciones  faciales,  
número  de zonas  con contaminación  y alta contaminación,  área de las zonas  contaminadas,  área de las 
zonas  con alta contaminación,  minimización  de desechos  radiactivos  y número  de derrames.        (Primera Sección)  DIARIO OFICIAL  Miércoles 17 de abril de 2019  
4.19 Sólo se permitirá  el reúso  de aquella  ropa de protección  lavada  que presente  niveles  de 
contaminación  fija menores  o iguales  a: 
4.19.1  16.7 X 10-1 Bq/cm2 para emisores  beta-gamma;  
4.19.2  16.7 X 10-2 Bq /cm2 para transuránicos  y otros  emisores  alfa, y 
4.19.3  16.7 X 10-1 Bq/cm2 para el uranio.  
4.20 Los equipos  de protección  previamente  descontaminados  que entren  en contacto  con el rostro  del 
personal  que los utilizará,  así como  cualquier  otro aditamento  que se utilice  en las mismas  circunstancias,  no 
deben  exceder  los límites  establecidos  en las tablas  del Apéndice  A (Normativo)  para contaminación  total.  
5. Determinación  de la contaminación  
5.1 La determinación  de la contaminación  radiactiva  puede  hacerse  conforme  a los procedimientos  
indicados  en los apéndices  D (Informativo)  y E (informativo).  
5.1.1  Independientemente  del procedimiento  que se utilice  para determinar  la contaminación  removible,  se 
debe  cumplir  con lo siguiente:  
5.1.2  Frotar  con papel  filtro seco,  papel  o tela absorbente  o con un material  absorbente  adecuado  sobre  un 
área de 100 cm². En el caso  de que el contaminante  solamente  sea tritio no se debe  utilizar  papel  filtro seco;  
5.1.3  Utilizar  un equipo  calibrado,  apropiado  al tipo de radiación  que se medirá;  
5.1.4  En caso  de objetos  cuya  área superficial  sea menor  a 100 cm², el nivel de contaminación  por unidad  
de área se debe  basar  en el área total y en consecuencia  debe  frotarse  la superficie  completa,  y 
5.1.5  Las lecturas  de contaminación  tomadas  con frotis  con papel  filtro seco,  deben  multiplicarse  por un 
factor  de 5, debido  a que se considera  que se remueve  sólo el 20% de material  contaminante.  
5.2 Independientemente  del procedimiento  que se utilice  para determinar  la contaminación  fija más la 
removible  directamente  sobre  la superficie,  se debe  cumplir  con lo siguiente:  
5.2.1  Para  emisor es alfa el detector  no debe  colocarse  a más de 1 cm de distancia  de la superficie  que se 
está explorando  y debe  desplazarse  lentamente,  de tal forma  que permita  la respuesta  adecuada  del mismo  
(debe  tenerse  en cuenta  que cualquier  material  con un espesor  másico  aproximado  de 5 mg/cm²  absorbe  
completamente  las partículas  alfa de 5 MeV);  
5.2.2  Para  emisores  beta-gamma,  el detector  debe  colocarse  a una distancia  no mayor  a 5 cm de la 
superficie  a examinar  y desplazarse  lentamente,  de tal forma  que permita  la respuesta  adecuada  del mismo  
(debe  tenerse  en cuenta  que algunos  detectores  beta-gamma  tienen  un blindaje  móvil  que cuando  está 
"cerrado"  evita  que la radiación  beta llegue  al detector),  y 
5.2.3  Los instrumentos  utilizados  en la medición  deben  ser adecuados  para el tipo de radiación,  tener  una 
respuesta  en energía  que cubra  el intervalo  de interés,  estar  calibrados,  y haberse  verificado  previamente  su 
funcionamiento.  
5.3 Para  determinar  la contaminación  radiactiva  debida  a emisores  beta de baja energía,  debe n utilizarse  
detectores  Geiger,  con ventana  delgada  (aprox.  2 mg/cm²),  detectores  proporcionales  de flujo de gas sin 
ventana  o detectores  por centelleo  líquido.  Para  contaminación  debida  al tritio o a emisores  beta puros  con 
energía  máxima,  menor  a 70 keV, no debe  utilizarse  el detector  Geiger  portátil,  se deben  tomar  frotis  de la 
superficie  contaminada  y colocarlos  en un centellador  líquido  o en un sistema  alterno  para la medición  de su 
actividad,  que tenga  la capacidad  para cuantificar  este tipo de emisor es. 
5.4 Para  la exploración  de contaminación  personal,  con equipo  portátil,  debe  tenerse  en cuenta  lo 
siguiente:  
5.4.1  Los instrumentos  de medición  con alarma  de umbral,  deberán  ajustarse  de tal forma  que permitan  
advertir  cuando  se han rebasado  los límite s establecidos  en la presente  norma.  En caso  de que los 
instrumentos  de medición  no cuenten  con alarma  de umbral,  el personal  que realice  la medición  debe  tener  
claro  cuál es el valor  que corresponde  a dichos  límites  y estar  atento  a su lectura  en el instrumento  para 
identificar  su rebase;  
5.4.2  Realizar  la exploración  de las manos  antes  de tomar  el detector;  
5.4.3  El detector  no debe  colocarse  a más de 2 cm de la superficie  que se está explorando;  Miércoles 17 de abril de 2019  DIARIO OFICIAL  (Primera Sección)      
5.4.4  El detector  debe  moverse  lentamente  sobre  la superfic ie de tal forma  que permita  la respuesta  
adecuada  del mismo;  
5.4.5  Si durante  la exploración  se incrementa  la lectura,  debe  hacerse  una pausa  de entre  5 y 10 
segundos  y explorar  nuevamente  la superficie,  dando  el tiempo  suficiente  para que responda  el instrumento,  y 
5.4.6  Se debe  notificar  de inmediato  al personal  de protección  radiológica  en caso  de que la razón  de 
conteo  se incremente  por encima  de los límites  establecidos,  para que tome  las acciones  necesarias   de 
conformidad  con los procedimientos  de la instalación.  
5.5 La exploración  de contaminación  personal,  con equipo  portátil,  debe  realizarse  en el siguiente  orden:  
5.5.1  Cabeza  (haciendo  pausa  en boca  y nariz  por aproximadamente  5 segundos);  
5.5.2  Nuca  y hombros;  
5.5.3  Brazos  (haciendo  pausa  en cada  codo  por aproximadamente  5 segundos);  
5.5.4  Pecho  y abdomen;  
5.5.5  Espalda  y cadera;  
5.5.6  Piernas  (haciendo  pausa  en cada  rodilla  por aproximadamente  5 segundos);  
5.5.7  Tobillos;  
5.5.8  Suelas  de los zapatos  (haciendo  pausa  en cada  una por aproximadamente  5 segundos),  y 
5.5.9  Dosímetro  personal  y suplementario.  
6. Vigilancia  
La vigilancia  del cumplimiento  de lo dispuesto  por el presente  Proyecto  de Norma  Oficial  Mexicana  está a 
cargo  de la Secretaría  de Energía,  por conducto  de la Comisión  Nacional  de Segu ridad  Nuclear  y 
Salvaguardias,  conforme  a sus respectivas  atribuciones  y bajo lo dispuesto  en la Ley Reglamentaria  del 
Artículo  27 Constitucional  en Materia  Nuclear.  Asimismo,  las sanciones  que correspondan,  serán  aplicadas  en 
los términos  de la legislació n aplicable.  
7. Procedimiento  de evaluación  de la conformidad  
7.1 La evaluación  de la conformidad  de la presente  Norma  Oficial  Mexicana  se realizará  por parte  de la 
Secretaría  de Energía  a través  de la Comisión  Nacional  de Seguridad  Nuclear  y Salvaguardias  y/o por las 
personas  acreditadas  y aprobadas  en los términos  de la Ley Federal  sobre  Metrología  y Normalización   y su 
Reglamento.  
7.2 La evaluación  de la conformidad  se llevará  a cabo  por medio  de verificaciones  visuales  y 
documentales,  mediciones  y entre vistas,  para constatar  que se cumplen  los requisitos  establecidos  en la 
presente  Norma.  
7.2.1  Se efectuará  una revisión  documental  de los registros  para determinar  si las actividades  que se 
realizan  con material  radiactivo  se planifican,  para minimizar  la contaminación.  
7.2.2  Se deberá  verificar  el proceso  que sigue  el permisionario  para determinar  la posible  contaminación  
radiactiva  en las zonas  de trabajo.  
7.2.3  Se deberá  verificar  que el permisionario  mantiene  el control  correspondiente  de la contaminaci ón, 
según  corresponda,  en: zonas  contaminadas,  zonas  con alta contaminación  y zonas  con contaminación  
suspendida  en aire, equipos  y personal,  de conformidad  con lo establecido  en la presente  Norma.  
7.2.4  Se deberá  verificar  documental  y visualmente  que las zonas  se encuentran  debidamente  clasificadas  
y señalizadas  de acuerdo  con lo establecido  en la presente  Norma.  
7.2.5  Se deberá  verificar  visual  y documentalmente  que se realizan  y mantienen  los registros  indicados  en 
la presente  Norma.  
8. Concordancia  con normas  internacionales  
Este Proyecto  de modificación  de Norma  Oficial  Mexicana  no es equivalente  (NEQ)  con ninguna  Norma  
Internacional,  por no existir  esta última  al momento  de elaborar  la Norma.        (Primera Sección)  DIARIO OFICIAL  Miércoles 17 de abril de 2019  
Apéndice  A (Normativo)  
Tabla  A.1. Límites  derivados  de cont aminación  superficial  para  instalaciones  nucleares  
RADIONÚCLIDOS  CONTAMINACIÓN  
REMOVIBLE  (Bq/cm2) CONTAMINACIÓN  TOTAL  
(FIJA  + REMOVIBLE)  (Bq/cm2) 
U-natural,  235U, 238U y sus productos  de decaimiento  asociados.  16.7 X 10-2 83 X 10-2 
Transuránicos,  226Ra, 228Ra, 230Th, 228Th, 231Pa, 227Ac, 125I y 129I. 33 X 10-4 83 X 10-3 
Th-natural,  232Th, 90Sr, 223Ra, 224Ra, 232U, 126I, 131I y 133I. 33 X 10-3 16.7 X 10-2 
Emisores  beta-gamma,  excepto  los indicados  en otros   renglones  de esta 
tabla.  16.7 X 10-2 83 X 10-2 
Tritio  y compuestos  tritiados.  16.7 X 10-1 No aplica  
 
Nota:  Los niveles  pueden  ser promediados  sobre  un metro  cuadrado  siempre  y cuando  la actividad  
superficial  máxima  en cualquier  área de 100 cm2, sea menor  a tres veces  los límites  para contaminación  
total. 
Tabla  A.2. Límites  derivados  de contaminación  superficial  para  instalaciones  radiactivas  
 Radionúclidos  
Tipo de 
Superficie o 
Área  Emisores alfaa 
Bq/100cm2 Emisores alfa de baja 
toxicidadb 
Bq/100cm2 Emisores beta -gamma  
Bq/100cm2 Emisores Beta de baja 
energía 
(< 0.2 MeV)  
Bq/100cm2 
Removible  Total (Fija + 
Removible)  Removible  Total (Fija + 
Removible)  Removible  Total (Fija + 
Removible)  Removible  Total (Fija + 
Removible)  
Zona  No 
Controlada  0.4 2.0 4.0 20.0 4.0 20.0 40.0 200 
Zona  
Controlada  4.0 20.0 40.0 200 40.0 200 400.0  2000  
Ropa  de 
protección  0.4 - 4.0 - 4.0 - 40.0 - 
Piel 0.4 - 0.4 - 4.0 - 40.0 - 
 
Notas:  
a)  Todos  los emisores  alfa distintos  de los enumerados  en b 
b)  Los emisores  alfa de baja toxicidad  incluyen,  uranio  natural,  uranio  empobrecido , torio natural,   uranio  
235, uranio  238, torio 232, torio 228 y torio 230 contenidos  en minerales  o en concentrados  físicos  o 
químicos;  o emisores  alfa con un período  de semidesintegración  de menos  de 10 días.  Miércoles 17 de abril de 2019  DIARIO OFICIAL  (Primera Sección)      
Apéndice  B (Normativo)  Criterios  para  la selección  de ropa  de proteccióna 
TRABAJO/  ACTIVIDAD  NIVELES DE CONTAMINACIÓN REMOVIBLE  
BAJAb 
De 1 a 10 veces  los 
valores  de las tablas  del 
Apéndice  A MODERADA  
De más de 10 a 100 
veces  los valores  
de las tablas  del 
Apéndice  A ALTA  
Mayor  a 100 veces  los 
valore s de las tablas  del 
Apéndice  A 
Trabajo  ligeroe Conjunto  completo  de ropa 
de protecciónc Conjunto  completo  
de ropa de 
protección  Doble  conjunto  de ropa de 
protección  
Trabajo  pesadof Conjunto  completo  ropa de 
protección  (en caso  
necesario,  utilizar  guantes  
de uso rudo)  Doble  conjunto  ropa 
de protección  (en 
caso  necesario,  
utilizar  guantes  de 
uso rudo)  Doble  conjunto  de ropa de 
protección  (en caso  
necesario,  utilizar  guantes  
de uso rudo)  
Trabajo  con líquidos  
presurizados,  apertura  
de sistemas  cerrados  o 
en ambientes  húmedos  Conjunto  completo  de ropa 
de protección  impermeable  Doble  conjunto  ropa 
de protección  (el 
conjunto  exterior  
debe  ser 
impermeable),  botas  
de hule Doble  conjunto  ropa de 
protección  (el conjunto  
exterior  debe  ser 
impermeable),  botas  de 
hule 
 
Nota  a: Utilizar  equipo  de protección  respiratoria  en cualquiera  de las situaciones  establecidas  en el 
numeral  4.16.  
Nota  b: Para  recorridos  de observación  o inspecciones  en zonas  con contaminación  removible  a niveles  
de 1 a 10 veces  los valores  en las tablas  del Apéndice  A (Normativo),  pueden  usarse  batas  de laboratorio,  
cubrezapatos  y guantes  en lugar  del conjunto  completo  de ropa de protección,  cuando  el permisionario  lo 
considere  necesario.  
Nota  c: Un conjunto  completo  de ropa de protección  consiste  de: cubretodo,  guantes  de algodón,  guantes  
de hule,  cubrezapatos  de hule,  botines,  cubrepelo  y capucha  de tela. 
Nota  d: Un doble  conjunto  de ropa de protección  consiste  de: un par de cubretodo,  guantes  de algodón,  
dos pares  de guantes  de hule,  un par de cubrezapatos  de hule,  botines,  cubrepelo  y capucha  de tela. 
Nota  e: Trabajo  ligero.  Actividad  de poca  duración  (menor  que una hora)  que no requiere  un esfuerzo  
físico  demandante.  
Nota  f: Trabajo  pesado.  Actividad  de larga  duración  (mayor  o igual  que una hora)  que requiere  un 
esfuerzo  físico  demandante.        (Primera Sección)  DIARIO OFICIAL  Miércoles 17 de abril de 2019  
Apéndice  C (Informativo)  Ejemplos  de estimaciones  del equivalente  de dosis  efectiva,   con y sin equipo  de 
protección  respiratoria  
En los siguientes  ejemplos  se utilizarán  los acrónimos:  
cpr:  Con protección  respiratoria.  
spr:  Sin protección  respiratoria.  
HE,50:   Equivalente  de Dosis  Efectiva  Comprometida  (Interna).  
H:  Equivalente  de Dosis  (Externa).  
HE:  Equivalente  de Dosis  Efectiva.  
CDA:   Concentración  Derivada  en Aire. 
FP:  Factor  de Protección.  
El equivalen te de dosis  efectiva  comprometida,  utilizando  equipo  de protección  respiratoria,  se estima  de 
la siguiente  forma:  
HE,50  cpr = (HE,50  spr / FP) 
C.1 CDA -h equivale  a 25µSv, calculado  de acuerdo  con lo establecido  en NOM -041-NUCL -2013,  Límites  
anuales  de incorporación  y concentraciones  en liberaciones,  o la que la sustituya.  
El Factor  de ineficiencia  es un porcentaje  suplementario  sobre  el tiempo  estimado  inicialmente,  debido  al 
uso de equipo  de protección  respiratoria.  
Ejemplo  1. Alta tasa de dosis  externa  y alta concentración  suspendida  en aire 
Se estima  que la contaminación  suspendida  en aire promedio  en un área de trabajo  es de 30 veces  la 
CDA  para la mezcla  de radionúclidos  presentes  basado  en datos  históricos.  La razón  de equivalente  de dosis  
efectiva  en el área de trabajo  es de 2mSv/h  y se ha proyectado  que el trabajo  dure una hora.  
C.1.1  Evaluación  sin equipo  de protección  respiratoria:  
H spr = (2 mSv/h)
  (1 h) = 2 mSv 
HE,50  spr = (30 CDA)
  (1 h)
 [(25µSv) / (CDA -h)] = 750 µSv 
HE spr= 2 mSv + 0.75 mSv =2.75mSv  
1.2 Evaluación  con equipo  de protección  respiratoria:  
Con equipo  de protección  respiratoria  de mascarilla  (FP = 100),  usando  el factor  de ineficiencia  de 15%.  
H cpr = (2 mSv/h)
  (1.15  h) = 2.3 mSv 
HE,50  cpr = [(30 CDA)  / (100)]  
(1.15  h)
 [(25µSv) / (CDA -h)]=8.625  µSv 
HE cpr = 2.3 mSv +0.0086  mSv=  2.3086  mSv 
La diferencia  positiva  HE spr - HE cpr =2.75  mSv -2.3086  mSv =0.441  mSv indica  que existe  ahorro  de 
dosis  por lo que se debe  usar equipo  de protección  respiratoria.  
Ejemplo  2. Alta tasa de dosis  externa  y baja concentración  suspendida  en aire 
Se estima  que la concentración  suspendida  en aire promedio  en un área de trabajo  es de 2 veces  la CDA  
para la mezcla  de radionúclidos  presentes  basado  en datos  históricos.  La razón  de equivalente  de dosis  
efectiva en el área de trabajo  es de 1.8mSv/h  y se ha proyectado  que el trabajo  dure 4 horas.  
C.2.1  Evaluación  sin equipo  de protección  respiratoria:  
H spr = (1.8 mSv/h)
  (4 h) = 7.2 mSv 
HE,50  spr = (2 CDA)
  (4 h)
 [(25µSv) / (CDA -h)] = 0.2mSv  
HE spr = 7.2 mSv + 0.2 mSv = 7.4mSv  Miércoles 17 de abril de 2019  DIARIO OFICIAL  (Primera Sección)      
C.2.2  Evaluación  con equipo  de protección  respiratoria:  
Con equipo  de protección  respiratoria  de mascarilla  (FP = 100),  usando  el factor  de ineficiencia  de 15%.  
H cpr = (1.8 mSv/h)
  (4.6 h) = 8.28 mSv 
HE,50  cpr = [(2 CDA)  / (100)]
  (4.6 h)
 [(25µSv) / (CDA -h)] = 2.3µSv 
HE cpr = 8.28 mSv + 0.0023  mSv = 8.2823  mSv 
La diferencia  negativa  HE spr - HE cpr =7.4 mSv - 8.28 mSv = - 0.88 mSv indica  que no hay ahorro  de 
dosis  por lo que no es necesario  usar equipo  de protección  respiratoria.  
Ejem plo 3. Baja tasa de dosis  externa  y alta concentración  suspendida  en aire 
Se estima  que la concentración  suspendida  en aire promedio  en un área de trabajo  es de 20 veces  la CDA  
para la mezcla  de radionúclidos  presentes  basado  en datos  históricos.  La razón  de equivalente  de dosis  
efectiva  en el área de trabajo  es de 30µSv/h y se ha proyectado  que el trabajo  dure 2 horas.  
C.3.1  Evaluación  sin equipo  de protección  respiratoria:  
H spr = (30 µSv/h)
  (2 h) = 60 µSv 
HE,50  spr = (20 CDA)
  (2 h)
 [(25 µSv) / (CDA -h)] = 1 mSv 
HE spr = 0.06 mSv + 1 mSv = 1.06 mSv 
C.3.2  Evaluación  con equipo  de protección  respiratoria:  
Con equipo  de protección  respiratoria  de mascarilla  (FP = 100),  usando  un factor  de ineficiencia  de 15%.  
H cpr = (30 µSv/h)
  (2.3 h) = 0.069  mSv 
HE,50  cpr = [(20 CDA)  / (100)]
  (2.3 h)
 [(25µSv) / (CDA -h)] = 11.5 µSv 
HE cpr = 0.069  mSv +0.0115  mSv = 0.0805  mSv 
La diferencia  positiva  HE spr - HE cpr =1.06  mSv -0.0805  mSv =0.979  mSv indica  que existe  ahorro  de 
dosis  por lo que se debe  usar equipo  de protecci ón respiratoria.  
Ejemplo  4. Baja tasa de dosis  externa  y baja concentración  suspendida  en aire 
Se estima  que la concentración  suspendida  en aire promedio  en un área de trabajo  es de 2 veces  la CDA  
para la mezcla  de radionúclidos  presentes  basado  en datos  históricos.  La razón  de equivalente  de dosis  
efectiva  en el área de trabajo  es de 100µSv/h y se ha proyectado  que el trabajo  dure 2 horas.  
C.4.1  Evaluación  sin equipo  de protección  respiratoria:  
H spr = (100 µSv/h)
  (2 h) = 200 µSv 
HE,50  spr = (2 CDA)
  (2 h)
 [(25 µSv) / (CDA -h)] = 100 µSv 
HE spr =200  µSv + 100 µSv = 300 µSv 
C.4.2  Evaluación  con equipo  de protección  respiratoria:  
Con equipo  de protección  respiratoria  de mascarilla  (FP = 100),  usando  un factor  de ineficiencia  de 15%.  
H cpr = (100Sv/h)
  (2.3 h) = 230Sv  
HE,50  cpr = [(2 CDA)  / (100)]
  (2.3 h)
 [(25µSv) / (CDA -h)]. 1.15 µSv 
HE cpr = 230 µSv + 1.15 µSv = 231.2 µSv 
La diferencia  positiva  HE spr - HE cpr =300  µSv -231.15  µSv = 68.85  µSv indica  que existe  ahorro  de dosis  
por lo que se debe  usar equipo  de protección  respiratoria.        (Primera Sección)  DIARIO OFICIAL  Miércoles 17 de abril de 2019  
Apéndice  D (Informativo)  Procedimiento  para  la medición  directa  de la contaminación   superficial  fija+removible  
(Bq/cm²)  
D.1 Prerrequisitos  
D.1.1  El instrumento  de medición  debe  tener  calibración  vigente  realizada  por un laborat orio acreditado  
para tal fin. 
D.1.2  Debe  verificar  el buen  funcionamiento  del instrumento,  de acuerdo  a lo establecido  en la  NOM -012-
NUCL -2016.  
D.1.3  La persona  que realizará  la medición  de la contaminación  debe  poseer  la capacidad  técnica  
necesaria  para llevar  a cabo  dicha  medición  y para identificar  y considerar  factores  que influyen  en determinar  
la contaminación.  
D.1.4  En lo posible,  la calibración  del instrumento  debe  considerar  las condiciones  de su utilización  en 
campo,  tales  como:  
D.1.4.1  Radionúcl ido o radionúclidos  contaminantes,  tipos  de radiación  presentes  (alfa,  beta o gamma)   y 
energías  asociadas.  
D.1.4.2  Características  de las superficies  contaminadas.  
D.2 Procedimiento   
D.2.1  Revisar  la información  de calibración  contenida  en el reporte  de calibración  correspondiente  y, en su 
caso,  en la etiqueta  de calibración.  
D.2.2  Revisar  la información  de la última  verificación  del instrumento,  fecha,  condiciones  y resultado  de la 
prueba.  
D.2.3  Evaluar  el o los radionúclidos  contaminantes  presentes  o que podrían  estar  presentes,  para decidir  
qué instrumento  es el más conveniente  de utilizar.  
D.2.4  Obtener  lecturas  del fondo  a no menos  de 1 m de la superficie  contaminada.  
D.2.5  Con el instrumento  o con su sonda,  realizar  la medición  de la superficie  contam inada  sin hacer  
contacto  con ésta,  manteniendo  el instrumento  a una distancia  de la superficie  en concordancia  con la 
distancia  utilizada  en la calibración,  a una velocidad  apropiada  de acuerdo  a las características  y capacidades  
del instrumento  que se utilice; obtener  la lectura  de la superficie  contaminada.  
D.2.6  Obtener  la lectura  neta restando  el valor  del fondo  al valor  de la lectura  obtenida.  Utilizar  la 
información  de la calibración  (eficiencia)  del instrumento  para convertir  la medición  corregida  por fondo  
(lectura  neta),  dada  usualmente  en rapidez  de conteo,  a un valor  de actividad  para después  obtener  el valor  
de contaminación  superficial  en Bq/cm².  A continuación,  se muestra  un ejemplo  de la obtención  de una lectura  
de contaminación  fija + removib le en Bq/cm².  
Una sonda  Geiger  Müller  de tipo “pancake”  con un diámetro  de 4.37 cm, es utilizada  para verificar  la no-
existencia  de contaminación  superficial.  El promedio  de 3 mediciones  resulta  en 450 cuentas  por minuto  
(cpm).  La eficiencia  del detector  es del 4%. 
Se realizará  una medición  del fondo  que resulta  en 50 cpm.  
Para  cada  uno de los tipos  de radiación  que se esté midiendo,  la determinación  de la contaminación  en 
Bq/cm²  se realizará  de la siguiente  manera:  
a) Se resta  el fondo  de la lectura  promed io para obtener  el conteo  neto 
Conteo  Neto  promedio  = 450 cpm – 50 cpm = 400 cpm 
Se divide  el conteo  neto entre  la eficiencia  del detector  para obtener  las desintegraciones  por minuto  
(recordar  que la eficiencia  es la relación  entre  la actividad  presente  y el conteo  registrado  por el detector).  
Actividad  promedio  = 400 cpm/0.04  = 10,000  desintegraciones  por minuto  (dpm).  
b) Se obtiene  el área del detector  o su sonda,  para después  calcular  la actividad  promedio  por unidad  de 
área.  
Área  del detector  = r² = (D/2)²  =  (4.37)²  /4 = 15 cm² 
Con r = radio  del detector  y D = diámetro  del detector.  
c) Por lo tanto,  la actividad  en dpm por unidad  de área es: 
Actividad  superficial  = 10,000  dpm/15  cm² = 666.67  dpm/cm²  
d) Por último,  se pasa  de minutos  a segundos  para obtener  desintegraciones  por segundo  o Bq. 
Actividad  superficial  = (666.67  dpm/  cm²)(1  min/60  s) = 11.11Bq/cm²  
De no haber  consideraciones  adicionales  que puedan  influir  en el resultado,  este último  valor  es el que 
debería  comparar  con los límites  establec idos en la Norma  para contaminación  fija + removible  
D.2.7  Evaluar  el resultado,  es decir,  decidir  si existen  factores  que puedan  influenciar  el resultado,  tales 
como  curvatura  de la superficie,  “auto -absorción”,  superficie  rugosa  o áspera,  superficie  húme da, tipo de 
radiación,  etc. 
D.2.8  Registrar  el resultado  y documentar  las consideraciones  que lo avalan,  tomando  en cuenta  la 
incertidumbre.  Comparar  el resultado  con los límites  establecidos  en la Norma  o con las expectativas  basadas  
en mediciones  previas  según  se requiera.  Miércoles 17 de abril de 2019  DIARIO OFICIAL  (Primera Sección)      
Apéndice  E (Informativo)  Procedimiento  para  la medición  removible  por frotis  (Bq/cm²)  
E.1 Prerrequisitos  
E.1.1  El instrumento  de medición  debe  tener  calibración  vigente  realizada  por un laboratorio  acreditado  
para tal fin. 
E.1.2  Contar  con papel  filtro o papel  para frotis  libre de contaminación.  
E.1.3  Debe  verificar  el buen  funcionamiento  del instrumento,  de acuerdo  a lo establecido  en la  NOM -012-
NUCL -2016.  
E.1.4  La persona  que realizará  la medición  de la contaminación  por frotis  debe  poseer  la capacidad  
técnica  necesaria  para llevar  a cabo  dicha  medición  y para identificar  y considerar  sobre  los factores  que 
influyen  en la determinación  de la contaminación.  
E.1.5  En lo posible,  la calibración  del instrumento  debe  considerar  las condicio nes de su utilización  en 
campo,  tales  como:  
E.1.5.1  Radionúclido  o radionúclidos  contaminantes,  tipos  de radiación  presentes  (alfa,  beta o gamma)   y 
energías  asociadas.  
E.2 Procedimiento   
E.2.1  Revisar  la información  de calibración  contenida  en el reporte  de calibración  correspondiente  y, en su 
caso,  en la etiqueta  de calibración.  
E.2.2  Revisar  la información  de la última  verificación  del instrumento,  fecha,  condiciones  y resultado  de la 
prueba.  
E.2.3  Evaluar  el o los radionúclidos  contaminantes  presentes  o que podrían  estar  presentes,  para decidir  
qué instrumento  es el más conveniente  de utilizar.  
E.2.4  Obtener  lecturas  del fondo  del lugar  en donde  se va a realizar  la medición  del papel  filtro.  
E.2.5  Frotar  con el papel  filtro la superficie  contaminada.  Si se desea  hacer  una estimación  cuantitativa  de 
la actividad  superficial,  entonces  el área de la superficie  frotada  debe  ser conocida.  
E.2.6  Se debe  aplicar  un factor  de arrastre  (o de eficiencia  del frotis)  del 10%,  es decir,  asumir  que la 
actividad  adherid a al papel  filtro es un 10% de la actividad  removible  presente.  
E.2.7  Obtener  la lectura  de la contaminación  transferida  al papel  filtro con un instrumento  adecuado  para 
tal fin. 
E.2.8  Obtener  la lectura  neta restando  el valor  del fondo  al valor  de la lectura obtenida.  Utilizar  la 
información  de la calibración  (eficiencia)  del instrumento  para convertir  la medición  corregida  por fondo,  dada  
usualmente  en rapidez  de conteo,  a un valor  de actividad  para después  obtener  el valor  de contaminación  
superficial  en Bq/cm².  A continuación,  se muestra  un ejemplo  de la obtención  de una lectura  de contaminación  
removible  en Bq/cm².  
Se requiere  verificar  la no-existencia  de contaminación  removible  en una superficie  de trabajo  con un área 
de 100 cm², se toma  un frotis  con un papel  filtro en dicha  área,  la medición  de actividad  en el papel  filtro da un 
resultado  de 320 cuentas  por minuto  (cpm).  La eficiencia  del detector  es del 8%. 
Se realiza  una medición  del fondo  que resulta  en 10 cpm.  
La determinación  de la contaminación  removible  en Bq/cm²  se realiza  de la siguiente  manera:  
a) A la lectura  promedio  se le resta  el fondo,  para obtener  el conteo  neto 
Conteo  Neto  promedio  = 320 cpm – 10 cpm = 310 cpm 
Se divide  el conteo  neto entre  la eficiencia  del detector  para obtener  las desintegraciones  por minuto  
(recordar  que la eficiencia  es la relación  entre  la actividad  presente  y el conteo  registrado  por el detector).  
Actividad  transferida  = 310 cpm/0.08  = 3,875  desintegraciones  por minuto  (dpm)        (Primera Sección)  DIARIO OFICIAL  Miércoles 17 de abril de 2019  
b) Como  se asume  un factor  de arrastr e del 10%,  entonces  se multiplica  por 10 la actividad  transferida  
para obtener  la actividad  total.  
Actividad  Total  = (3,875  dpm)(10)  = 38,750  dpm 
c) Como  el área frotada  con el papel  filtro fue de 100 cm², entonces  la actividad  superficial  es: 
Actividad  superficial  = 38,750  dpm/100  cm² = 387.50  dpm/cm²  
d) Por último,  se pasa  de minutos  a segundos  para obtener  desintegraciones  por segundo  o Bq. 
Actividad  superficial  = (387.50  dpm/  cm²)(1  min/60  s) = 6.45 Bq/cm²  
De no haber  consideraciones  adicionales  que puedan influir  en el resultado,  este último  valor  es el que 
debería  comparar  con los límites  establecidos  en la Norma  para contaminación  removible  
E.2.9  Evaluar  el resultado,  es decir,  decidir  si existen  factores  que puedan  influenciar  el resultado,  tales  
como “auto -absorción”,  presencia  de humedad,  tipo de radiación,  etc. 
E.2.10  Registrar  el resultado  y documentar  las consideraciones  que lo avalan,  tomando  en cuenta  la 
incertidumbre.  Comparar  el resultado  con los límites  establecidos  en la Norma  o con las expectativas  basadas  
en mediciones  previas  según  se requiera.  
9. Bibliografía  
 México.  Leyes,  etc. 1988.  Reglamento  General  de Seguridad  Radiológica.  Publicado  en el Diario  
Oficial  de la Federación  el 22 de noviembre  de 1988.  
 Organismo  Internacional  de Energía  Atómica.  1970.  Monitoring  of Radioactive  Contamination  on 
Surfaces.  Vienna,  OIEA.  33p. (OIEA.  Technical  Reports  Series  No. 120).  
 DOE -STD-1098 -2008.  Radiological  Control.  October  2008.  U.S. Department  of Energy.  Washington,  
D.C. 20585.  
 United  States  of America. Code  of Federal  Regulations.  Title 10 part 835. Occupational  Radiation  
Protection.  Subpart  E - Monitoring  in the work  place.  Appendix  D to part 835 - Surface  radioactivity  
values  (2008).  
 United  States  of America.  US Nuclear  Regulatory  Commission  8.23. Radiation  Safety  Survey  at 
Medical  Institutions.  (1981).  
 Norma  Oficial  Mexicana  NOM -008-SCFI -2002,  Sistema  General  de Unidades  de Medida,  publicada  en 
el Diario  Oficial  de la Federación  el 27 de noviembre  de 2002.  
 Nuclear  Regulatory  Commission,  NUREG/CR -0041  Rev. 1. Manual  of Respiratory  Protection  Against  
Airborne  radioactive  Material.  2000.  
 Guide  for Radiological  Laboratories  for the Control  of Radioactive  Contamination  and Radiation  
Exposure.  2012  
 ISO 7503 -1: 1998,  Evaluation  of Surface  contamination,  Part 1: Beta-emitters  (maximum  energy  
greater  than 0.15 MeV and alpha -emitters.  
TRANSITORIOS  
Primero.  El presente  Proyecto  de Norma  Oficial  Mexicana  una vez que sea publicado  en el Diario  Oficial  
de la Federación  como  norma  definitiva  entrará  en vigor  a los 60 días naturales  contados  a partir  del día 
natural  inmediato  siguiente  al de su publicación.  
Segundo . Cuando  el presente  Proyecto  de Norma  Oficial  Mexicana,  sea publicado  en el Diario  Oficial  de 
la Federación  como  norma  definitiva  y entre  en vigor,  se DEROGA  la Norma  Oficial  Mexicana   NOM -008-
NUCL -2011,  “Control  de la contaminación  radiactiva”  publicada  en el Diario  Oficial  de la Federación  el 26 de 
octubre  de 2011.  
Ciudad  de México,  a 7 de febrero  de 2019 .- El Presidente  del Comité  Consultivo  Nacional  de 
Normalización  de Seguridad  Nuclear  y Salvaguardias  y Director  General  de la Comisión  Nacional   de 
Seguridad  Nuclear  y Salvaguardias, Juan  Eibenschutz  Hartman .- Rúbrica.