COMISIÓN DE LAS COMUNIDADES EUROPEAS 
C0M(93) 349 final 
Bruselas, 20 do julio de 1993 
Propuesta modificada de 
Di RECTI VA DEL CONSEJO 
QUE FIXA AS NORMAS BÁSICAS DE SEGURANÇA RELATIVAS A 
PROTECÇAO DA SAÚDE DOS TRABALHADORES E DA POPULAÇAO 
CONTRA OS PERIGOS RESULTANTES DAS 
RADIAÇÔES IONIZANTES 
(presentada por la Comisión en virtud del apartado 3 
del articulo 149 del tratado CEE) 
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EXPOSICIÓN DE MOTIVOS 
EL Tratado EURATOM prevé en su artículo 2b) el establecimiento 
en la Comunidad de normas básicas uniformes de seguridad para 
la protección sanitaria de la población y de los trabajadores 
contra los peligros de las radiaciones ionizantes. Estas normas 
básicas de seguridad se adoptaron por primera vez en 1959 
mediante una Directiva del Consejo*1* y se modificaron en 
varias ocasiones para tener en cuenta la evolución de los 
conocimientos científicos en materia de protección radiológica. 
La versión actualmente en vigor de las normas básicas se 
remonta a 1980, y fue modificada, en especial en sus anexos 
técnicos, en 1984*2). 
(1) Directivas por las que se fijan las normas básicas relativas a la 
protección sanitaria de la población y de los trabajadores contra 
los peligros que resultan de las radiaciones ionizantes (DO de 
20.2.1959). 
(2) Directiva 80/836/EURATOM del Consejo, de 15.7.1980, por la que se 
modifican las Directivas que establecen las normas básicas 
relativas a la protección sanitaria de la población y los 
trabajadores contra ios peligros que resultan de las radiaciones 
ionizantes (DO L-246 de 17.9.80, página 1). 
Directiva 84/467/EURATOM del Consejo, de 3.9.1984, por la que se 
modifica la Directiva 80/836/EURATOM en lo que se refiere a las 
normas básicas relativas a la protección sanitaria de la población 
y de los trabajadores contra los peligros que resultan de las 
radiaciones ionizantes (DO L-265 de 5.10.84, página 4). 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/ja 
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2. Hasta 1986, los únicos instrumentos jurídicos adoptados por la 
Comunidad en el campo de la protección radiológica, basados en 
el articulo 31 del Tratado Euratom, eran estas normas básicas 
de seguridad, así como una directiva por la que se establecen 
las medidas fundamentales para la protección de las personas 
sometidas a exámenes o tratamientos médicos*3). Desde 
entonces, a raíz del accidente de Chernóbil, se han adoptado 
una serle de medidas complementarías tendentes a reforzar y 
completar las disposiciones comunitarias existentes en el 
ámbito de la protección sanitaria contra las radiaciones 
ionizantes*4^. 
(3) Directiva 84/466/EURATOM del Consejo, de 3.9.1984, por la que se 
establecen las medidas fundamentales relativas a la protección 
radiológica de las personas sometidas a exámenes y tratamientos 
médicos (DO L-265 de 5.10.84, página 1). 
(4) Decisión 87/600/EURATOM del Consejo, de 14.12.1987, sobre arreglos 
comunitarios para el rápido intercambio de información en caso de 
emergencia radiológica (DO L-371 de 30.12.87, página 76). 
Directiva 89/618/EURATOM del Consejo, de 27.11.1989, relativa a la 
información de la población sobre las medidas de protección 
sanitaria aplicables y sobre el comportamiento a seguir en caso de 
emergencia radiológica (DO L-357 de 7.12.89, página 31). 
Directiva 90/641/EURATOM del Consejo, de 4.12.1990, relativa a la 
protección operacional de los trabajadores exteriores con riesgos 
de exposición a radiaciones ionizantes por intervención en zona 
controlada (DO L-349 de 13.12.90, página 21). 
Directiva 92/3/EURATOM del Consejo, de 3.2.1992, relativa a la 
vigilancia y al control de los traslados de residuos radiactivos 
entre Estados miembros o procedentes o con destino al exterior de 
la Comunidad (DO L-35 de 12.2.92). 
Reglamento 87/3954/EURATOM del Consejo, de 22.12.1987, por el que 
se establecen tolerancias máximas de contaminación radiactiva de 
los productos alimenticios y los piensos tras un accidente nuclear 
o cualquier otro caso de emergencia radiológica (DO L-371 de 
30.12.1987, página 11). 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/ia 
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(4 continuación) 
Reglamento 89/944/EURATOM de la Comisión, de 12.4.1989*, por el que sé 
establecen tolerancias máximas de contaminación radiactiva de los 
productos alimenticios secundarios tras un accidente nuclear o cualquier 
otro caso de emergencia radiológica (DO L 101 de 13.4.1989, p. 17)'. 
Reglamento 89/2218/EURATOM del Consejo, de 18.7.1989, por el que se 
modifica el Reglamento 87/3954/EURATOM por el que se establecen 
tolerancias máximas de contaminación radiactiva de los productos 
alimenticios y los piensos tras un accidente nuclear o cualquier otro 
caso de emergencia radiológica (DO L-211 de 22.7.89, p. 1) 
Reglamento 89/2219/CEE del Consejo, de 18.7.1989, relativo a las 
condiciones particulares de exportación de productos alimenticios y 
piensos después de un accidente nuclear o cualquier otra situación de 
emergencia radiológica (DO L 211 de 22.7.1989, p. 4). 
Reglamento 90/737/CEE del Consejo, de 22.3.1990, relativo a las 
condiciones de importación de productos agrícolas originarios de países 
terceros como consecuencia del accidente ocurrido en la central nuclear 
de Chernóbil (DO L 82 de 29.3.1990, p. 1) 
Reglamento 90/770/EURATOM de la Comisión, de 29.3.1990, por el que se 
establecen las tolerancias máximas de contaminación radiactiva de los 
piensos tras un accidente nuclear o cualquier otro caso de emergencia 
radiológica (DO L 83 de 30.3.1990, p. 78). 
Reglamento 93/1493/EURATOM del Consejo, de 8.6.1993, relativo a los 
traslados de sustancias radiactivas entre los Estados miembros (DO L 148 
de 19.6.1993, p. 1) 
Reglamento 93/1518/CEE de la Comisión, de 21.6.1993 (que sustituye al 
R.C. 92/598/CEE, de 9.3.1992) por el que se establece una lista de 
productos excluidos de la aplicación del Reglamento 90/737/CEE del 
Consejo, relativo a las condiciones de importación de productos agrícolas 
originarios de países terceros como consecuencia de i accidente ocurrido 
en la central nuclear de Chernóbil (DO L 150 de 22.6.1993, p. 30). 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/ja 
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Además, una Recomendación de 1990 de la Comisión llama la atención de 
los Estados miembros sobre los riesgos de la exposición al radón en 
el Interior de las viviendas*5). 
Las normas básicas de seguridad de la Comunidad se han basado en gran 
medida en las recomendaciones de la C1PR, que reflejan los 
conocimientos más avanzados en materia de protección radiológica y 
constituyen también la base de las recomendaciones de otras 
organizaciones internacionales competentes en la materia. La CI PR 
publicó sus últimas recomendaciones a principios de 1991, en su 
Publicación 60 (que sustituye a là Publicación 26, aparecida en 
1977). Por su parte, la Comisión ha revisado las disposiciones de la 
Directiva actualmente en vigor teniendo en cuenta no sólo las 
recomendaciones de la CI PR, sino también la experiencia adquirida en 
la aplicación de tales disposiciones. Por otra parte, la revisión 
está en línea con el compromiso adoptado ante el Consejo en 1987, con 
ocasión de la adopción del Reglamento 87/3954 (véase la nota a pie de 
página no 4). Aun manteniendo la estructura fundamental de la 
Directiva existente, en la revisión se persiguieron los objetivos 
siguientes: 
garantizar una protección basada en los conocimientos científicos 
más recientes, de los que los trabajadores y la población deben 
poder beneficiarse; 
proporcionar una base lógica técnico-científica y un enfoque 
uniforme en materia de protección radiológica, y garantizar una 
coherencia técnica con las recomendaciones de organizaciones 
internacionales como OIEA, 0EN-0CDE, OMS y OIT; 
actualizar las disposiciones de la Directiva existente, habida 
cuenta también de la estructura fundamental a la que se ajustan 
las regulaciones de los Estados miembros; 
preservar un nivel elevado de armonización de las medidas de 
protección radiológica previstas por el Tratado EURATOM, con 
vistas a la realización del Mercado Único; 
(5) Recomendación 90/143/EURATOM de la Comisión, de 21.2.1990, relativa 
a la protección de la población contra los peligros de una 
exposición al radón en el interior de edificios (DO L-80 de 
27.3.90, página 26). 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/Ja 
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reforzar las disposiciones relativas al control de los materiales 
radiactivos, de conformidad con el compromiso adoptado ante el 
Consejo en 1992, con motivo de la adopción de la Directiva 
92/3/EURATOM, relativa a la vigilancia y al control de los 
traslados de residuos radiactivos entre Estados miembros o 
procedentes o con destino al exterior de ia Comunidad. 
4. A tenor de lo expuesto, las modificaciones más importantes 
introducidas en la propuesta de nueva Directiva son las siguientes: 
utilización de las definiciones, cantidades y unidades, así como 
de los factores de ponderación de las radiaciones y de los 
tejidos que figuran en las últimas recomendaciones de la CIPR; 
introducción de los límites de dosis más restrictivos que figuran 
en las últimas recomendaciones de la CIPR, que tienen en cuenta 
estimaciones más recientes sobre el riesgo de cáncer asociado a 
la exposición a las radiaciones ionizantes, así como la noción 
compleja de detrimento para ta salud; 
introducción de disposiciones relativas a la protección 
radiológica en determinados casos de exposición profesional a 
fuentes de radiación natural; 
prohibición de ciertos usos de la radiactividad que se consideran 
injustificados; 
- ampliación de las disposiciones de protección en caso de 
accidente radiológico; 
introducción del concepto de "dose constraint" (limitación de 
dosis) en relación con una fuente dada; 
modificación de los niveles de radiactividad asociados a las 
disposiciones de autorización/declaración previstas por la 
Directiva; 
sustitución del concepto de límite anual de incorporación (LAI) 
por el concepto basado en la relación "incorporación/dosis". 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/Ja 
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5. Se espera que el impacto en las empresas de las modificaciones 
propuestas sea limitado como consecuencia de su carácter evolutivo 
respecto a una directiva existente. La introducción de disposiciones 
relativas a la protección radiológica en determinados casos de 
exposición profesional a fuentes de radiación natural se hace de 
manera flexible, en especial para permitir su aplicación progresiva. 
6. A continuación, se formularán observaciones sobre los diferentes 
Títulos de la propuesta de nueva Directiva, explicando su 
justificación, alcance y objetivos. 
6.1 En comparación con la Directiva actualmente en vigor, se ampliará el 
ámbito de aplicación de la Directiva propuesta (Titulo II). Se 
incluye ahora la comercialización y la exportación de sustancias 
radiactivas, asi como la uti Iización de aparatos eléctricos que 
emiten radiaciones ionizantes y que contienen componentes que 
funcionan a una diferencia de potencial superior a 5 kV. También se 
incluye la exposición a fuentes de radiación natural en el lugar de 
trabajo. 
6.2 El sistema de declaración y de autorización previa de prácticas ha 
sufrido modificaciones (Titulo III): se han establecido de manera más 
explícita que en la anterior Directiva los requisitos para la 
aplicación de este sistema y, en particular, las condiciones en las 
que dichos requisitos pueden no cumplirse se han reconsiderado 
totalmente. Ello contribuirá a una mayor armonización de los 
procedimientos de autorización dentro de la Comunidad, lo cual 
repercutirá también en la realización del mercado interior 
comunitario. 
6.3 El Título IV mantiene los tres principios fundamentales de protección 
radiológica (justificación, optimización (ALARA) y limites de dosis), 
especificando que los limites no se aplicarán a las exposiciones 
médicas, accidentales, excepcionales concertadas, o, en general, a 
las exposiciones procedentes de fuentes de radiación natural en el 
lugar de trabajo. 
Respecto a ios límites de dosis, se han adoptado las medidas 
siguientes: 
Doc. no 0040/1/93/ES MI A/ja 
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para los trabajadores, el nuevo límite der dosis efectiva es de 20 
mSv al año, promediado durante cinco años consecutivos (100 mSv 
en un plazo de cinco años), sin que la dosis efectiva pueda 
exceder 50 mSv al año. 
Para el público en general, el nuevo límite de dosis efectiva es 
de 1 mSv al año. Sin embargo, en circunstancias especiales, podrá 
autorizarse un valor superior en un único año, siempre que la 
media durante cinco años consecutivos no sobrepase 1 mSv al año. 
- Los Estados miembros podrán introducir excepciones especiales a 
los limites de dosis de conformidad con el procedimiento que se 
establece en el Titulo X. 
En lo que respecta a la protección de las mujeres embarazadas 
expuestas en el lugar de trabajo, se han modificado las disposiciones 
pertinentes para proteger al feto como si fuera un miembro de la 
población. 
En el caso de las mujeres en periodo de lactancia, se obliga a las 
autoridades competentes a desarrollar, en caso necesario, 
limitaciones de dosis, con el fin de reforzar la protección contra 
una contaminación radiactiva del niño. 
6.4 El Titulo V se refiere a los métodos utilizados para el cálculo de la 
dosis efectiva y remite a los Anexos II y III. 
6.5 En la propuesta de Directiva, al igual que en la versión actualmente 
en vigor, los principios fundamentales de protección operacional de 
los trabajadores expuestos se establecen en el Titulo VI. Se aplican 
también a los aprendices y a los estudiantes, ya que estos dos grupos 
pueden realizar actividades que impliquen exposición. En comparación 
con la Directiva existente, se ha mantenido la clasificación de las 
zonas (controladas y vigiladas) según el grado de riesgo, si bien se 
han simplificado los criterios para realizar esta clasificación y se 
han confiado al empresario/explotador las responsabilidades 
adicionales. 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/ja 
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En cuanto a la clasificación de los trabajadores expuestos en 
categorías A y B, la propuesta de la Comisión sigue manteniendo dicha 
clasificación, a pesar de que en las últimas recomendaciones de la 
CIPR no se contempla, ya que su aplicación ha sido positiva durante 
varios años en especial desde el punto de vista de la organización de 
la protección radiológica. 
6.6 Las exposiciones a las fuentes de radiación natural en el lugar de 
trabajo son objeto de una regulación especifica en la propuesta de 
Directiva (Titulo Vil). El Titulo Vil obliga a los Estados miembros a 
llevar a cabo, en primer lugar, estudios para determinar en qué zonas 
de su territorio y en qué prácticas y condiciones de trabajo los 
trabajadores se ven expuestos de manera significativa a la radiación 
gamma o al radón procedentes de fuentes naturales. Sobre la base de 
los resultados de dichos estudios, deberán adoptarse las medidas que 
se describen en la nueva Directiva. Como ejemplos de actividades que 
deberán ser objeto de tales estudios y como consecuencia de los 
cuales deban adoptarse dichas medidas, la propuesta de Directiva cita 
las operaciones en minas y otros lugares de trabajo subterráneos, 
operaciones con materiales que contengan trazas significativas de 
radionucleidos naturales, y operación de aviones a reacción en vuelo. 
6.7 En el Titulo Vlll se encuentran los principios fundamentales de 
protección operacional de la población en circunstancias normales. 
Entre otras cosas, estas disposiciones prevén el establecimiento en 
los Estados miembros de un sistema de inspección para velar por el 
control de la protección de la población y por el respeto de las 
medidas nacionales adoptadas en aplicación de la nueva Directiva. A 
este respecto, se imponen determinadas obligaciones al 
explotador/empresario. 
6.8 El Título IX representa una ampliación respecto a la versión anterior 
a raíz de las experiencias de Chernóbil. Se refiere ahora a las 
exposiciones potenciales, accidentales y excepcionales concertadas. 
Los Estados miembros deberán considerar el desarrollo de todas las 
emergencias radiológicas posibles en su territorio antes, durante y 
después del suceso. 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/Ja 
- 11 -
Asimismo, se obliga a los Estados miembros a establecer relaciones 
con los demás Estados miembros, asi como con terceros países, con el 
fin de preparar mejor cada situación y armonizar la manera de enfocar 
una posible emergencia. 
6.9 El Titulo X se consagra a las disposiciones finales, cuyos puntos 
principales son los siguientes: 
se ha establecido un procedimiento para modificar las listas de 
prácticas que se incluyen en los artículos 3 y 4, y para permitir 
la introducción de excepciones especiales a los límites de dosis; 
cada Estado miembro informará a la Comisión cada dos años sobre 
ta aplicación de la Directiva de manera que la Comisión pueda 
preparar informes para el Parlamento Europeo, el Consejo y el 
Comité Económico y Social; 
los Estados miembros deberán incorporar la Directiva a la 
legislación nacional en el plazo establecido; 
el plazo de transposición mencionado será único y sustituirá a 
cualquier otro plazo establecido en Directivas anteriores. 
6.10 Anexos 
La propuesta de Directiva hace referencia a valores que figuran en 
sus tres anexos, revisados de acuerdo con las disposiciones de la 
Directiva propuesta. 
En lo que respecta al Anexo I, conviene recordar que en la actual 
Directiva las excepciones al régimen de declaración/autorización se 
definieron en términos de actividad total (valores comprendidos entre 
5 x 103 y 5 x 106 Bq, correspondientes a cuatro categorías de 
radiotoxicidad, tal como figuraban en el Anexo I de la Directiva 
existente), y en términos de actividad másica específica (100 Bq/g 
para radionucleidos artificiales y 500 Bq/g.para radionucleidos 
naturales sólidos). Se reconoció que esta clasificación no reflejaba 
plenamente el riesgo potencial para el público y los trabajadores 
derivado de la utilización, el uso indebido y la eliminación de 
Doc. no 0040/1/93/ES MI A/ja 
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sustancias radiactivas. En consecuencia, la versión revisada del 
Anexo I establece, por ahora con carácter provisional, los niveles de 
actividad específicos para cada radionucleido, así como los valores 
de actividad másica especifica. 
En ei Anexo II se incluyen los factores de ponderación de la 
radiación y de los tejidos, de acuerdo con las últimas 
recomendaciones del CIPR. Sin embargo, un nuevo examen de las 
relaciones entre cantidades dosimétricas y el avance de la 
investigación en materia de radiación pueden conducir a la 
modificación de estos valores en el futuro. 
Los limites derivados que aparecen en el Anexo III de la actual 
Directiva deberán revisarse para tener en cuenta los nuevos factores 
de ponderación tisular y los nuevos datos sobre el metabolismo, asi 
como por razones de coherencia con los limites de dosis propuestos. 
No obstante, dado que está en curso una reevaluación de los modelos 
metabó I icos, y que no seria adecuado suspender la revisión de las 
normas básicas ni iniciar la revisión de las tablas en este momento, 
en el Anexo 111 se indica de manera provisional los métodos que 
deberán aplicarse. 
Doc. no 0040/1/93/ES MI A/ja 
- 13 -
propuesta modificada de 
DIRECTIVA DEL CONSEJO 
por la que se establecen las normas básicas de seguridad relativas a 
la protección sanitaria de los trabajadores y 
de la población contra los peligros que 
resultan de las radiaciones ionizantes 
EL CONSEJO DE LAS COMUNIDADES EUROPEAS 
Visto el Tratado constitutivo de la Comunidad Europea de la Energía 
Atómica, y en particular sus artículos 31 y 32, 
Vista la propuesta de la Comisión, elaborada previo dictamen de un 
grupo de personas nombradas por el Comité Científico y Técnico entre 
expertos de los Estados miembros, 
Visto el dictamen del Parlamento Europeo*1), 
Visto el dictamen del Comité Económico y Social*2), 
Considerando que el Tratado constitutivo de la Comunidad Europea de la 
Energía Atómica dispone que se establecerán normas de seguridad 
uniformes para la protección sanitaria de los trabajadores y de la 
población; 
Considerando que, de conformidad con el articulo 30, las normas básicas 
para la protección sanitaria de los trabajadores y de la población 
contra tos peligros que resulten de las radiaciones ionizantes se 
definen como: 
(a) las dosis máximas admisibles con un margen suficiente de 
segur i dad ; 
(b) las exposiciones y contaminaciones máximas admisibles; 
(c) los principios fundamentales de la vigilancia médica de los 
trabajadores; 
(1) D.O. no ... 
(2) D.O. no C 108, 19.4.1993, p. 48 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/ja 
- 14 -
Considerando que cada Estado miembro, de conformidad con el articulo 
33, adoptará las disposiciones legislativas, reglamentarias y 
administrativas adecuadas para garantizar la observancia de las normas . 
básicas establecidas y tomará las medidas necesarias en lo que se 
refiere a la enseñanza, la educación y la formación profesional; y 
armonizar tales disposiciones con las disposiciones aplicables a este 
respecto en los demás Estados miembros; 
Considerando que, para realizar su tarea, la Comunidad estableció normas 
básicas por primera vez en 1959, de conformidad con el articulo 218 del 
Tratado*3), y que desde entonces las ha revisado*4) 
(3) D.O. no. 11, de 20.2.1959, p. 211/59 
(4) - Directiva del Consejo de 5.3.1962 (D.O. de 6.7.1962); 
Directiva 66/45/EURATOM del Consejo de 27.10.1966 (D.O. de 
26.11.1966) 
- Directiva 76/579/EURATOM del Consejo de 1.6.1976 (D.O. L 187 de 
12.7.1976) 
Directiva 79/343/EURATOM del Consejo de 27.3.1979 (D.O. L 83 de 
3.4.1979) 
Directiva 80/836/EURATOM del Consejo de 15.7.1980 (D.O. L 246 
de 17.9.1980) 
Directiva 84/467/EURATOM del Consejo de 3.9.1984 (D.O. L 265 de 
5.10.1984). 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/Ja 
- 15 -
y completado*5); 
(5) - Directiva 84/466/EURATOM, de 3.9.1984, por la que se establecen 
las medidas fundamentales relativas a la protección radiológica 
de las personas sometidas a exámenes y tratamientos médicos 
(D.O. L 265 de 5.10.84) 
Directiva 89/618/EURATOM, de 27.11.1989, relativa a la 
información de la población sobre las medidas de protección 
sanitaria aplicables y sobre el comportamiento a seguir en caso 
de emergencia radiológica (D.O. L 357 de 7.12.89) 
- Directiva 90/641/EURATOM, de 4.12.1990, relativa a la 
protección operacional de los trabajadores exteriores con 
riesgos de exposición a radiaciones ionizantes por intervención 
en zona controlada (D.O. L 349 de 13.12.1990) 
Reglamento 87/3954/EURAT0M, de 22.12.1987, por el que se 
establecen tolerancias máximas de contaminación radiactiva de 
los productos alimenticios y los piensos tras un accidente 
nuclear o cualquier otro caso de emergencia radiológica (D.O. L 
371 de 30.12.87) 
Directiva 92/3/EURATOM, de 3.2.1992, relativa a la vigilancia y 
al control de los traslados de residuos radiactivos entre 
Estados miembros o procedentes o con destino al exterior de la 
Comunidad (D.O. L 35 de 12.2.92) 
Reglamento 93/1493/EURATOM, de 8.6.1993, relativo a los 
traslados de sustancias radiactivas entre los Estados miembros 
(D.O. L 148 de 19.6.93) 
Decisión 87/600/EURATOM del Consejo, de 14.12.1987, sobre 
arreglos comunitarios para el rápido intercambio de información 
en caso de emergencia radiológica (D.O. L 371 de 30.12.87). 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/ja 
- 16 -
Considerando que el desarrollo de los conocimientos científicos en 
relación con la protección radiológica obliga a revisar las normas 
básicas y a codificarlas en un nuevo instrumento jurídico; 
Considerando que dicho desarrollo ha dado pie a la reevaluación de los 
riesgos derivados de la utilización de las radiaciones ionizantes, al 
reconocimiento de la necesidad de reforzar la protección sanitaria en 
el lugar de trabajo contra los peligros que resultan de la exposición a 
las fuentes de radiación natural, y a una mayor concienciación sobre la 
necesidad de prever la aplicación de medidas preventivas en caso de 
accidente; 
Considerando que las normas básicas que se establecerán dentro de la 
Comunidad deberán tener debidamente en cuenta los requisitos del 
mercado común nuclear, tai como se establece en el Titulo II, capitulo 
IX del Tratado y del mercado interior creado con arreglo al Tratado por 
el que se establece la Comunidad Económica Europea, de conformidad con 
el artículo 232 (2) de dicho Tratado; 
Considerando que, con el fin de alcanzar los objetivos establecidos 
anteriormente, es necesario definir el alcance de las normas básicas, 
incluyendo la comercialización de sustancias radiactivas, la operación 
de algunos aparatos eléctricos y la exposición a fuentes de radiación 
natural en el lugar de trabajo; 
Considerando que los Estados miembros, con el fin de garantizar el 
cumplimiento de las normas básicas, deberán prohibir determinadas 
prácticas que impliquen pe!igros deri vados de las radiaciones 
ionizantes o, según el grado de peligrosidad de dichas prácticas, 
someterlas a un régimen de declaración y autorización previa; 
Considerando que un sistema de protección radiológica para prácticas 
debe basarse en los principios de justificación de la exposición, 
optimización de la protección y limitación de la dosis, teniendo en 
cuenta la situación particular de los diferentes grupos de personas 
expuestas, tales como trabajadores, mujeres embarazadas y en periodo de 
lactancia, aprendices, estudiantes y público en general; considerando 
que, por este motivo, deberán fijarse limitaciones de dosis y límites 
derivados; 
Doc. np. 0040/1/93/ES MI A/Ja 
- 17 -
Considerando que la protección operacional de los trabajadores 
expuestos, aprendices y estudiantes requiere la apiicación-de medidas 
en el lugar de trabajo; considerando que dichas medidas deberán incluir 
la evaluación previa de los posibles peligros, la clasificación de los 
lugares de trabajo y de los trabajadores, el control de las zonas y de. 
las condiciones de trabajo, así como la vigilancia médica; 
Considerando que ha quedado patente que deberá protegerse a los 
trabajadores contra la exposición a las fuentes de radiación natural en 
su lugar de trabajo; considerando que, con este fin, deberá exigirse a 
los Estados miembros que realicen estudios para determinar las zonas, 
prácticas y condiciones de trabajo en las que el trabajador se vea 
expuesto, de forma significativa, a dichas fuentes; considerando que, 
sobre la base de dichos estudios, los Estados miembros deberán adoptar 
las medidas de protección adecuadas; 
Considerando que la protección operacional de la población en 
circunstancias normales requiere el establecimiento de un sistema de 
inspección para controlar la protección radiológica de la población y 
comprobar su conformidad con las normas básicas; 
Considerando que, a causa de la experiencia obtenida tras el accidente 
de Chernóbil, los Estados miembros deberían considerar el desarrollo de 
todas las emergencias radiológicas en su territorio antes, durante y 
después del accidente y tomar las medidas necesarias para reducir sus 
consecuencias; considerando que se ha demostrado que la cooperación 
entre Estados miembros y con terceros países puede garantizar un mayor 
estado de preparación, 
HA ADOPTADO LA PRESENTE DIRECTIVA: 
DOC. np_ 0040/1/93/ES MI A/ Ja 
- 18 -
TÍTULO I 
DEFINICIONES 
Articulo 1 
A efectos de la presente Directiva, los términos que figuran a continuación 
se entenderán de la siguiente manera: 
Dosis absorbida (D): la energía absorbida por unidad de masa 
D - d£ 
dm 
donde - d£ es la energía media comunicada por la radiación ionizante a la 
materia en un elemento de volumen, 
- dm es la masa de la materia contenida en dicho elemento de volumen. 
En la presente Directiva, la dosis absorbida indica la dosis promediada sobre 
un tejido u órgano. La unidad de dosis absorbida es él gray. 
Acelerador: aparato o instalación que emite radiaciones ionizantes con una 
energia superior a 1 MeV. 
Accidente; acontecimiento imprevisto que provoca daños en una fuente o que 
supone o puede suponer para el público en general una exposición superior al 
nivel adecuado de intervención, o para los trabajadores, una exposición 
superior a ios limites adecuados de dosis. 
Exposición accidental: exposición fortuita e involuntaria de personas a raíz 
de un accidente. 
Activación: proceso mediante el cual un nucleido estable se transforma en 
radionucleido al irradiar con partículas o rayos gamma de alta energia el 
material en que está contenido. 
Doc. no 0040/1/93/ES MI A/ja 
- 19 -
Actividad (A): la actividad A de una cantidad de radionucleido en un 
determinado estado energético en un momento dado, es el cociente entre dN y 
dt, donde dN es el valor previsto del número de transformaciones nucleares 
espontáneas que se producen desde dicho estado energético en el intervalo de 
tiempo dt: 
dN 
dt 
La unidad de actividad es el boquerelio. 
Aorendiz: persona que, en el seno de una empresa, recibe una formación y una 
enseñanza para ejercer un oficio particular que implica exposición a 
radiaciones ionizantes. 
Médico autorizado: médico responsable de la vigilancia médica de los 
trabajadores de la categoría A a que se refiere el artículo 21, cuya 
capacidad para actuar al respecto sea reconocida por las autoridades 
competentes. 
Servicios autorizados de medicina de i trábalo: organismo u organismos 
responsables de la protección radiológica y de la vigilancia médica de los 
trabajadores expuestos a que se refiere el articulo 21 y cuya capacidad para 
actuar al respecto sea reconocida por las autoridades competentes. 
Beouerelio (BQ): nombre especial de la unidad de actividad. Un boquerelio es 
igual a una transición por segundo. 
-1 1 Bq - 1 s 
Dosis efectiva comprometida rECOl: suma de las dosis equivalentes 
comprometidas en el tejido u órgano a raiz de una incorporación, multiplicada 
cada una de ellas por el factor de ponderación tisular correspondiente wT. 
Se define por la fórmula siguiente: 
E(T) -£ wT.HTCC) 
T 
Al especificar E(T), Tes ei número de años durante los cuales se realiza la 
integración. La unidad para la dosis efectiva comprometida es el sievert. 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/Ja 
- 20 -
Dosis equivalente comprometida (HT(T*)): integral respecto ai tiempo (t) de 
la tasa de dosis equivalente en el tejido u órgano T que recibirá un 
individuó a consecuencia de la absorción de material radiactivo. Se define 
por la fórmula siguiente: 
H^f) 
para una incorporación simple de actividad en un tiempo t; siendo 
Hf(t) la tasa de dosis equivalente correspondiente en el órgano o 
tejido T en el tiempo t 
tres el periodo durante el cual la integración se lleva a cabo. 
Al especificar H^Ct), X. viene dado en años. Cuando no se dispone de este 
dato, se sobreentiende un periodo de 50 años para los adultos o de 70 años 
para los niños. 
La unidad para la dosis equivalente comprometida es el s i evert. 
Destinatario: persona física o jurídica a quien se envía una sustancia 
radiactiva. 
Zona controlada: zona sometida a regulación especial a efectos de protección 
contra las radiaciones ionizantes, o para evitar que se extienda la 
contaminación radiactiva, el acceso a la cual está controlado y restringido a 
los trabajadores que han recibido instrucciones adecuadas. 
Limitación de dosis: restricción de las dosis procedentes de determinadas 
fuentes para los individuos a efectos de optimización de la protección. 
Limites de dosis: los límites fijados en el Titulo IV de la presente 
Directiva para las dosis resultantes de la exposición de los trabajadores, de 
los aprendices, de los estudiantes y del público en general a las radiaciones 
ionizantes procedentes de las prácticas a las que se refiere la presente 
Directiva. 
Doc. no 0040/1/93/ES MI A/ja 
- 21 -
Dosis efectiva (E): suma de las dosis equivalentes ponderadas en todos los 
tejidos y órganos del cuerpo que se especifican en el Anexo II procedentes de 
irradiaciones internas y externas. Se define por la fórmula siguiente: 
E -E*T.HT -2 wT2wR.DTR 
T T R 
donde 
D-rp es la dosis absorbida en el órgano, procedente de la radiación R, 
wR es el factor de ponderación de la radiación, y 
wj es el factor de ponderación ti su lar en el tejido u órgano T. 
Los valores adecuados para wT y wR se especifican en el Anexo 11. 
La unidad para la dosis efectiva es el s ievert. 
Exposición excepcional concertada; exposición Justificada en condiciones 
anormales para prestar ayuda a individuos en peligro, prevenir la exposición 
de un gran número de personas o para salvar una empresa o fuente de valor, 
que podría implicar la superación de uno de los limites de dosis determinados 
para los trabajadores expuestos. 
Dosis equivalente (HT): la 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 " *R «>T,R 
donde 
DjR es la dosis absorbida en el tejido u órgano T, procedente de la 
radiación R, y 
wR el factor, de ponderación de la radiación. 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/Ja 
- 22 -
Cuando el campo de radiación se compone de tipos y energías con valores 
diferentes de wR, la dosis equivalente total, Hj, viene dada por la 
fórmula: * 
"T -£>R DT,R 
R 
Los valores apropiados para wR se especifican en el Anexo 11. La unidad 
para la dosis equivalente es el sievert. 
Trabajadores expuestos: personas, de 18 años de edad o más, sometidas a una 
exposición a causa de su trabajo derivada de las prácticas a las que se 
refiere la presente Directiva, que pudieran entrañar dosis superiores a uno o 
más de los limites de dosis para el público en general. 
Exposición: el proceso de exponerse a las radiaciones ionizantes. 
Gray (Gv): nombre especial de la unidad de dosis absorbida. Un gray es igual 
a un julio por kilogramo 
1 Gy - 1 J kg-1 
Daño: efectos nocivos el inicamente observables que se manifiestan en un 
individuo o en sus descendientes. Incluye la probabilidad de que se produzcan 
dichos efectos. 
Poseedor : persona fisíca o jurídica que, antes de efectuar el traslado de 
sustancias radiactivas, tenga la responsabiIiad jurídica, en virtud de la 
legislación nacional, de dicho material y se proponga efectuar dicho traslado 
a un destinatario. 
>incorporación: la actividad de los radionucleidos que se introducen en el 
organismo procedentes del medio externo. 
Intervención: actividad humana que pretende disminuir la exposición global de 
los individuos a la radiación eliminando las fuentes existentes, modificando 
las vias de exposición existentes o reduciendo el número de individuos 
expuestos a la fuente. 
Doc. no 0040/1/93/ES MI A/ja 
- 23 -
Ni ve i de intervención: valor de dosis equivalente, dosis efectiva o valor 
derivado, a partir del cual debe considerarse la adopción de medidas de 
intervención. El valor de dosis o derivado es únicamente el relacionado con 
la vía de exposición al que deberá aplicarse la medida de intervención. 
Radiaciones ionizantes: transferencia de energía en el espacio en forma de 
ondas o partículas electromagnéticas con cantidades de energia superiores a 
12,4 eV correspondientes a una longitud de onda de 100 nanómetros o una 
frecuencia de 3 x 10(15) hertzios. 
Público en general : individuos de la población, con excepción de los 
trabajadores expuestos, los aprendices y los estudiantes durante sus horas de 
trabajo. 
Fuentes de radiación natural: fuentes de radiación ionizante de origen 
natural, terrestre o cósmico. 
Otras fuentes pertinentes: sustancia radiactiva que no constituya una fuente 
sellada y que haya sido preparada con vistas a la utilización directa o 
indirecta de las radiaciones ionizantes que emite, para aplicaciones de tipo 
médico, veterinario, industrial, comercial, agrícola o de investigación. 
Comercialización: todo suministro, ya sea a cambio de pago o gratuito, que no 
esté destinado a almacenamiento seguido de exportación desde el territorio de 
la Comunidad o de eliminación. La importación de una sustancia radiactiva o 
de productos que contengan dichas sustancias al territorio de la Comunidad se 
considerará comercialización a efectos de la presente Directiva. 
Exposición potencial: exposición cuya probabilidad de ocurrencia y magnitud 
pueden predecirse en sucesos tales como un accidente o avería de un equipo. 
Práct ica: actividad humana que puede aumentar la exposición global de los 
individuos a la radiación procedente de una fuente. 
Experto cualificado: persona con los conocimientos y la preparación 
necesarios para realizar exámenes físicos, técnicos o radioquímicos y para 
evaluar dosis, asi como para prestar todo tipo de asesoramiento a fin de 
garantizar una protección eficaz de los individuos y un funcionamiento 
correcto de los equipos de protección, y cuya capacidad para actuar como 
experto cualificado sea reconocida por las autoridades competentes. 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/ja 
- 24 -
Emergencia radiológica: consecuencia de un accidente para el que los Estados 
miembros deciden adoptar medidas de carácter amplio con el fin de proteger a 
la población. 
Contaminación radiactiva: contaminación por sustancias radiactivas de 
cualquier materia, superficie o medio, o de un individuo. En el caso ' 
particular del cuerpo humano, dicha contaminación radiactiva comprenderá a la 
vez la contaminación cutánea externa y la contaminación interna, 
independientemente de la vía. 
Sustancia radiactiva: sustancia que contiene uno o más radionucleidos, y cuya 
actividad o concentración debe tenerse en cuenta por lo que a protección 
radiológica se refiere. 
Grupo de referencia de la población: grupo que incluye a individuos cuya 
exposición a una fuente es razonablemente homogénea y representativa de la de 
los individuos de la población más expuestos a dicha fuente. 
Fuente sellada: fuente con una estructura que, en condiciones normales de 
utilización, impide cualquier dispersión de sustancias radiactivas al medio 
ambiente. 
Traslado: operaciones de transporte de sustancias radiactivas del lugar de 
origen al lugar de destino, incluyendo su carga y descarga. 
Sievert (Sv): nombre especial de la unidad de dosis equivalente y efectiva. 
Un sievert es igual a un julio por kilogramo 
1 Sv-1 J kg-1 
Fuente: aparato, sustancia o instalación capaz de emitir radiaciones 
ionizantes o sustancias radiactivas, sin incluir las fuentes de radiación 
natural. 
Zona vio ilada: zona que no sea una zona controlada y en i a que las 
condiciones de trabajo se someten a vigilancia, aunque en ella normalmente no 
se necesiten procedimientos especiales como los que se imponen en las zonas 
controladas. 
Doc. no 0040/1/93/ES MI A/ja 
- 25 -
TÍTULO II 
ÁMBITO DE APLICACIÓN 
Artículo 2 
La presente Directiva se aplicará a todas las prácticas o intervenciones que 
impliquen un riesgo derivado de las radiaciones ionizantes, en especial: 
a) la producción, tratamiento, manipulación, utilización, almacenamiento, 
transporte, comercialización, exportación y eliminación de sustancias 
radiactivas; 
b) el manejo de todo equipo eléctrico que emita radiaciones ionizantes y que 
contenga componentes que funcionen a una diferencia de potencial de más 
de 5 kV; 
c) la exposición a fuentes de radiación natural en el trabajo. 
(i) en minas de uranio; y 
(i i) en otros lugares de trabajo de acuerdo con lo que se 
especifica en el Titulo Vil. 
Doc. no. 0040/1/93/ES MI A/ja 
- 26 -
TÍTULO II I 
DECLARACIÓN Y AUTORIZACIÓN 
Articulo 3 
Declaración 
1. Cada Estado miembro obligará a toda persona o empresa que lleve a cabo las 
prácticas a las que hace referencia el articulo 2 a declarar dichas 
prácticas. 
2. Sin embargo, el régimen de declaración no será obligatorio para las 
siguientes prácticas: 
a) al uso y posterior eliminación de sustancias radiactivas, si la cantidad 
no supera en total los valores indicados en la columna 2 de la tabla A 
del Anexo I ; o 
b) al uso y posterior eliminación de sustancias radiactivas cuya 
concentración de actividad por unidad de masa no exceda los valores 
indicados en la columna 3 de la tabla A del Anexo I; o 
c) al uso de aparatos que contengan sustancias radiactivas que superen las 
cantidades o los valores de concentración que se especifican en las 
letras a) o b) en las condiciones siguientes: 
1. ser de un tipo autorizado por la autoridad competente del Estado 
miembro; y 
2. estar construidos en forma de fuentes selladas que garanticen una 
protección eficaz contra todo contacto con las sustancias radiactivas 
y contra cualquier fuga de éstas; y 
3. no presentar, en condiciones normales de funcionamiento, una tasa de 
dosis superior a un 1 /xSv h~1 en ningún punto situado a 0,1 m de la 
superficie accesible del aparato; o 
Doc. no 0040/1/93/ES MI A/ja 
- 27 -
d) al manejo de aparatos eléctricos a los que se aplique la Directiva, en 
las condiciones siguientes: 
1. ser de un tipo autorizado por la autoridad competente del Estado 
miembro; y 
2. no presentar, en condiciones normales de funcionamiento, una tasa de 
dosis superior a 1 /¿Sv h~1 en ningún punto situado a 0,1 m de la 
superficie accesible del aparato; o 
e) a la utilización de todo tubo catódico destinado a proporcionar imágenes 
vi sua ies, siempre que no presente, en condiciones normales de 
funcionamiento, una tasa de dosis superior a 5 /¿Sv h"1 en ningún punto 
situado a 0,05 m de la superficie accesible del aparato; o 
f) a la ocupación de viviendas y otras exposiciones a fuentes naturales sin 
perjuicio de lo dispuesto en la letra (c) del articulo 2. 
3. La lista de prácticas que se recogen en el apartado 2 podrá ser objeto de 
revisión de conformidad con el procedimiento que se establece en el articulo 
56. 
Artículo 4 
Autorización 
1. El régimen de autorización previa será obligatorio para las siguientes 
prácticas: 
a) la construcción, funcionamiento y cierre definitivo de toda empresa de 
ciclo de combustible nuclear; 
b) la eliminación de sustancias radiactivas o el recicladó de materiales que 
contengan sustancias radiactivas procedentes de cualquier empresa de 
carácter industrial, médico, veterinario, o de investigación, esta 
obligación podrá suprimirse cuando se cumplan las condiciones 
establecidas por las autoridades competentes; 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/ja 
- 28 -
c) la adición deliberada de sustancias radiactivas en la producción y 
fabricación de productos médicos y bienes de consumo, así como la 
comercialización de dichos artículos-, 
d) la administración deliberada de sustancias radiactivas a personas y 
animales con fines de diagnóstico, tratamiento o investigación de' 
carácter médico o veterinario; 
e) la utilización de aparatos de rayos X o fuentes de radiación que 
contengan sustancias radiactivas para radiografías industriales o 
tratamiento de productos y la utilización de aceleradores, a excepción de 
los microscopios electrónicos; 
f) la utilización de aceleradores, aparatos de rayos X o fuentes 
radiactivas, para la exposición de personas con fines de tratamiento o 
investigación. 
2. La autorización previa podrá ser obligatoria para prácticas que no se 
incluyen en el apartado 1, y que se determinarán de conformidad con el 
procedimiento que se establece en el articulo 56. 
3. Las autorizaciones podrán concederse para una práctica continuada y 
referirse a la utilización de varias fuentes de radiación durante un 
determinado periodo de tiempo. Podrán ser renovables. 
Articulo 5 
Prácticas prohibidas 
Se prohibirá la adición deliberada de sustancias radiactivas en la producción 
de productos de alimentación, juguetes, adornos personales y cosméticos, asi 
como la activación deliberada de dichos productos y su comercialización. 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/ja 
- 29 -
Artículo 6 
Traslado de sustancias radiactivas . 
1. Cada Estado miembro adoptará las medidas necesarias para garantizar que 
los traslados de sustancias radiactivas en el interior de su territorio, 
puedan efectuarse únicamente a los destinatarios que hayan cumplido todas las 
disposiciones aplicables en cumplimiento de la presente Directiva y los 
correspondientes requisitos nacionales en materia de utilización, 
tratamiento, manipulación, almacenamiento seguro o eliminación de dichas 
sustancias radiactivas. 
2. El poseedor de fuentes selladas que se proponga efectuar u organizar un 
traslado de dichas fuentes a un destinatario en otro Estado miembro deberá 
obtener previamente del destinatario de las fuentes selladas una declaración 
escrita en la que conste que el destinatario ha cumplido, en el Estado 
miembro de destino, todas las disposiciones aplicables en cumplimiento de la 
presente Directiva y los correspondientes requisitos nacionales en materia de 
utilización, tratamiento, manipulación, almacenamiento seguro o eliminación 
de dicha clase de fuente. 
La declaración deberá ser enviada por el destinatario a las autoridades 
competentes del Estado miembro al que se va a efectuar el traslado. La 
autoridad competente confirmará que ha tomado nota de la declaración, la cual 
será enviada luego por el destinatario al poseedor. 
3. El poseedor de fuentes selladas u otras fuentes pertinentes que haya 
efectuado u organizado un traslado de dichas fuentes a un destinatario en 
otro Estado miembro, facilitará a las autoridades competentes del Estado 
miembro de destino, en el plazo de 21 días a partir del final de cada 
trimestre civil, la siguiente información relativa a las entregas realizadas 
durante dicho trimestre: 
los nombres y direcciones de los destinatarios; 
la actividad total por isótopo entregado a cada destinatario y el 
número de entregas realizado; 
la cantidad máxima de cada isótopo entregado en una sola vez a cada 
destinatario; 
el tipo de sustancia: fuente sellada u otra fuente pertinente. 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/ja 
- 30 -
TÍTULO IV 
SISTEMA DE PROTECCIÓN 
RADIOLÓGICA PARA PRÁCTICAS 
CAPITULO I 
PRINCIPIOS GENERALES 
Artículo 7 
1. Cada Estado miembro establecerá y exigirá la aplicación de un sistema de 
protección radiológica para las prácticas, basado en los siguientes 
principios generales: 
a) todas las prácticas que impliquen una exposición a radiaciones ionizantes 
deberán Justificarse de antemano y revisarse por lo que se refiere a las 
ventajas que representen; 
b) todas las exposiciones deberán mantenerse en el nivel más débil que sea 
razonablemente posible, teniendo en cuenta los factores económicos y 
sociales; las autoridades competentes deberán establecer las limitaciones 
genéricas de dosis para tipos particulares de prácticas; 
c) sin perjuicio de lo dispuesto en el articulo 13, la suma de las dosis 
recibidas procedentes de todas las prácticas pertinentes no deberá 
sobrepasar los límites de dosis fijados en el presente Titulo para los 
trabajadores expuestos, los aprendices, los estudiantes y el público en 
genera I. 
2. Los principios definidos en las letras a) y b) del apartado 1 se aplicarán 
a todas las exposiciones a radiaciones ionizantes, incluidas las exposiciones 
médicas. El principio definido en la letra c) del apartado 1 no se aplicará a 
ninguna de las exposiciones siguientes: 
a) la exposición de individuos en el marco de su propio diagnóstico o 
tratamiento médico; 
b) exposiciones excepcionales concertadas, sin perjuicio de lo dispuesto en 
el art¡culo 55; 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/)a 
- 31 -
c) exposiciones derivadas de fuentes naturales que no sean las que tienen 
lugar en las minas de uranio y las que se especifican en el Titulo Vil; 
d) la exposición deliberada y voluntaria de individuos (sin que ello 
constituya parte de su ocupación) para ayudar o aliviar a pacientes 
sometidos a diagnóstico o tratamiento médico, tanto en un hospital.como 
en casa, sin perjuicio de lo dispuesto en el apartado 3; 
e) la exposición de voluntarios que intervengan en programas de 
investigación médica y biomédica, sin perjuicio de lo dispuesto en el 
apartado 3. 
3. Cada Estado miembro establecerá las orientaciones necesarias para los 
procedimientos que convenga aplicar a los individuos a que se refieren las 
letras d) y e) del apartado 2 anterior. Asimismo, determinará las 
limitaciones que deberán aplicarse a las dosis recibidas por los voluntarios 
a los que se refiere la letra e) del apartado 2 anterior. 
CAPÍTULO II 
LIMITACIÓN DE DOSIS PARA LOS 
TRABAJADORES EXPUESTOS 
Articulo 8 
Limite de edad para los trabajadores expuestos 
Sin perjuicio de lo dispuesto en el apartado 2 del articulo 12, no podrán 
asignarse a los menores de 18 años tareas que pudieran convertirles en 
trabajadores expuestos. 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/ja 
- 32 -
Artículo 9 
Limites de dosis para los trabajadores expuestos 
1. El límite de dosis efectiva para los trabajadores expuestos será de 20 
mSv al año, promediado durante 5 años consecutivos (100 mSv en cinco 
años), sin que la dosis efectiva pueda sobrepasar los 50 mSv en un único 
año. Este limite se aplica a la suma de las dosis pertinentes procedentes 
de la exposición externa en el periodo especificado y la dosis 
equivalente comprometida de 50 años procedente de incorporaciones en el 
mismo per iodo. 
2. Sin perjuicio de lo previsto en el apartado 1, se aplicarán los 
siguientes limites para el cristalino, la piel y las extremidades. 
el límite de dosis equivalente para el cristalino será de 150 mSv al año-, 
el limite de dosis equivalente para la piel será de 500 mSv al año. 
Cuando la exposición resulte de una contaminación radiactiva cutánea, 
dicho limite se aplicará a la dosis promediada sobre cualquier superficie 
de 1 cmx, con independencia de la zona expuesta; 
el límite de dosis equivalente para las manos, antebrazos, pies y 
tobillos será de 500 mSv al año. 
Articulo 10 
Protección de las mujeres embarazadas 
Tan pronto como una mujer embarazada declare su estado a la Dirección, de 
conformidad con la legislación nacional y/o las prácticas nacionales, se 
protegerá al feto en la medida de lo posible como si se tratara de un miembro 
de la población. La exposición de la mujer embarazada en el medio profesional 
será lo más baja que sea razonablemente posible y sus condiciones de trabajo 
serán tales que garanticen que la dosis equivalente para el feto no supera 1 
mSv durante el resto del embarazo. 
Doc. no 0040/1/93/ES MI A/ja 
- 33 -
Articulo 11 
Protección de las madres lactantes 
1. No se admitirá a madres en periodo de lactancia para los trabajos que 
impliquen un riesgo de contaminación radiactiva. 
2. Se prestará una atención especial a la posibilidad de contaminación 
radiactiva del organismo. En caso necesario, las autoridades competentes 
establecerán las limitaciones de dosis pertinentes. 
CAPITULO III 
LIMITACIÓN DE LAS DOSIS PARA 
APRENDICES Y ESTUDIANTES 
Artículo 12 
1. Los limites de dosis para aprendices de 18 años o más, y para 
estudiantes de 18 años o más, que, durante sus estudios, estén obligados 
a utilizar fuentes, serán iguales a los limites de dosis para 
trabajadores expuestos que se fijan en el articulo 9. 
2. El limite de dosis efectiva para aprendices con edades comprendidas entre 
16 y 18 años, y para los estudiantes con edades comprendidas entre 16 y 
18 años, que, durante sus estudios, estén obligados a utilizar fuentes, 
será igual a 6 mSv al año. Los limites de dosis para el cristalino, la 
piel y las extremidades serán iguales a tres décimos de los limites de 
dosis para trabajadores expuestos fijados en el apartado 2 del articulo 
9. 
3. Los límites de dosis para aprendices y estudiantes que no estén sometidos 
a las disposiciones previstas en los apartados 1 y 2 serán los mismos que 
los limites de dosis fijados en el articulo 14 para el público en 
general. 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/ja 
- 34 -
CAPITULO IV 
EXPOSICIONES ESPECIALMENTE 
AUTOR IZADAS 
Articulo 13 
1. En circunstancias excepcionales, que se evaluarán individualmente, las 
autoridades competentes podrán, en caso de que sea necesario llevar a cabo 
algunas operaciones determinadas, autorizar exposiciones profesionales e 
individuales superiores a los limites de dosis fijados en el articulo 9 para 
algunos trabajadores, pero dentro de los niveles máximos de exposición 
determinados para ese caso concreto por las autoridades competentes. Se 
apI i carán I as cond i c i ones s i gu i entes : 
a) Solamente podrán estar sometidos a exposiciones especialmente autorizadas 
los trabajadores que pertenezcan a la categoría A definida en el articulo 23. 
b) Las mujeres embarazadas y en periodo de lactancia quedan excluidas de 
dichas exposiciones. 
c) Las exposiciones especialmente autorizadas deberán justificarse 
cuidadosamente y discutirse en profundidad con la Dirección, los trabajadores 
pertinentes, sus representantes, los servicios autorizados de medicina del 
trabajo o el médico autorizado y el experto cualificado. 
d) Se ofrecerá la información adecuada sobre los riesgos que implique y las 
precauciones que deberán adoptarse durante la operación. 
e) Todas las dosis relacionadas con las exposiciones especialmente 
autorizadas deberán registrarse por separado en el historial el in ico. 
2. La superación de los limites de dosis como resultado de exposiciones 
especialmente autorizadas no constituirá un motivo para excluir al trabajador 
de sus ocupaciones habituales. 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/ja 
- 35 -
CAPITULO V 
LIMITACIÓN DE LAS DOSIS 
PARA LA POBLACIÓN 
Ar t i cu IO 14 
Limites de dosis para el público en general 
1. Los límites de dosis siguientes para el público en general deberán 
cumplirse sin perjuicio de lo dispuesto en el articulo 15. 
2. El limite de dosis efectiva será de 1 mSv al año. No obstante, en 
circunstancias especiales, podrá permitirse un valor de dosis efectiva 
más elevado en un único año, siempre que el promedio durante 5 años 
consecutivos no sobrepase 1 mSv al año. Este limite se aplica a la suma 
de las dosis correspondientes procedentes de una exposición externa en el 
periodo especificado y la dosis comprometida de 50 años (70 años para los 
niños) de incorporaciones en el mismo periodo. 
3. Además : 
el limite de dosis equivalente para el cristalino será de 15 mSv al año; 
el limite de dosis equivalente para la piel será de 50 mSv ai año, 
promediado en cualquier zona cutánea de 1 cm,, independientemente de la 
zona expuesta; 
el limite de dosis equivalente para las manos, antebrazos, pies y 
tobillos será de 50 mSv al año. 
Articulo 15 
Exposición de toda la población 
1. Cada Estado miembro deberá velar por que la contribución de cada práctica 
a la exposición de toda la población se mantenga en el valor más bajo que 
sea razonablemente posible, teniendo en cuenta los principios enunciados 
en las letras a) y b) del apartado 1 del articulo 7. 
2. El total de dichas contribuciones se evaluará periódicamente. 
3. Cada Estado miembro transmitirá periódicamente los resultados de dichas 
evaluaciones a la Comisión. 
Doc. no 0040/1/93/ES MI A/ja 
- 36 -
CAPÍTULO VI 
Articulo 16 
Si circunstancias excepcionales asi lo requieren, podrán autorizarse límites 
de dosis diferentes a los establecidos en el presente Titulo de conformidad 
con el procedimiento que se establece en ei artículo 56. Dicha autorización 
deberá justificarse debidamente y su alcance, duración y api i cab i I i dad 
geográfica deberán ser limitados. 
TITULO V 
ESTIMACIÓN DE LA DOSIS EFECTIVA 
Articulo 17 
Para la estimación de la dosis efectiva se utilizarán los métodos a que se 
refiere el presente Titulo o cualquier otro método adecuado. 
Artículo 18 
1. Para la radiación externa, convendrá utilizar los valores dados en el 
Anexo II para estimar las dosis equivalentes y efectivas pertinentes. 
2. Para la exposición interna procedente de un radionucleido o de una mezcla 
de radionucleidos, convendrá utilizar los métodos que se ofrecen en los 
Anexos II y III para estimar las dosis efectivas. 
TITULO VI 
PRINCIPIOS FUNDAMENTALES DE PROTECCIÓN OPERACIONAL DE LOS TRABAJADORES 
EXPUESTOS, LOS APRENDICES Y LOS ESTUDIANTES 
Artículo 19 
La protección operacional de los trabajadores expuestos se basará en los 
principios siguientes: 
a) evaluación previa que pueda determinar la naturaleza y magnitud del 
riesgo radiológico para los trabajadores expuestos; 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/ja 
- 37 -
b) clasificación de los lugares de trabajo en diferentes zonas, en su caso, 
en relación con una evaluación de las dosis anuales previstas y de la 
frecuencia prevista y las posibles consecuencias de incidentes menores; 
c) clasificación de los trabajadores en diferentes categorías-, 
d) aplicación de disposiciones y medidas de control relativas a las 
diferentes zonas y a las diferentes condiciones de trabajo. 
e) vígiI ancla médica. 
CAPITULO I 
MEDIDAS DE RESTRICCIÓN DE LA 
EXPOSICIÓN 
SECCIÓN 1 
CLASIFICACIÓN Y DELIMITACIÓN DE ZONAS 
Artículo 20 
Medidas en los lugares de trabajo 
1. A efectos de protección radiológica, y habida cuenta de los Títulos II y 
Vil, se tomarán medidas respecto a todos los lugares de trabajo en los que 
exista riesgo de exposición a las radiaciones ionizantes superior a los, 
límites de dosis correspondientes al público en general. Dichas medidas 
deberán adaptarse a la naturaleza de las instalaciones y de las fuentes, asi 
como a la amplitud y a la naturaleza de los riesgos. La importancia de los 
medios de prevención y de vigilancia, asi como su naturaleza y su calidad, 
deberán estar en función de los riesgos vinculados a los trabajos que 
impliquen una exposición a las radiaciones ionizantes. 
2. Se distinguirá entre zonas controladas y zonas vigiladas. 
3. Se adoptarán medidas especiales en las zonas controladas, siempre que 
exista un riesgo importante de dispersión de la contaminación radiactiva. 
Doc. no 0040/1/93/ES MI A/ja 
- 38 -
4. Las autoridades competentes establecerán orientaciones para la 
clasificación de las zonas controladas y vigiladas que resulten pertinentes 
para cada circunstancia. 
5. La Dirección someterá a vigilancia las prácticas de trabajo que se 
realicen en las zonas controladas y vigiladas. 
Articulo 21 
Requisitos de las zonas controladas 
Como mínimo, toda zona controlada se deberá delimitar y se deberá establecer 
un control de acceso a la misma, de conformidad con los procedimientos 
escritos previstos por la Dirección. 
Articulo 22 
Medidas discrecionales de las zonas controladas y vigiladas 
Teniendo en cuenta la naturaleza y la importancia de los riesgos 
radiológicos, en las zonas controladas y vigiladas: 
a) deberá existir una señalización en la que se indique el tipo de zona, la 
naturaleza de las fuentes y los peligros inherentes; 
b) se deberán prever consignas de trabajo adecuadas al riesgo radiológico 
relacionado con las fuentes y las operaciones de que se trate; 
c) se deberá organizar una vigilancia radiológica del medio ambiente, con 
arreglo a lo dispuesto en el articulo 26. 
La ejecución de dichas tareas será competencia de expertos cualificados. 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/ja 
- 39 -
SECCIÓN 2 
CLASIFICACIÓN DE TRABAJADORES 
EXPUESTOS, APRENDICES Y ESTUDIANTES 
Articulo 23 
Clasificación de los trabajadores expuestos 
A efectos de control y vigilancia, se distinguirán dos categorías de 
trabajadores expuestos: 
categoría A: aquellos que trabajen habitualmente en zonas controladas y 
los que puedan recibir una dosis efectiva superior a 6 mSv al año, o una 
dosis equivalente superior a tres décimos de los límites de dosis para el 
cristalino, la piel y las extremidades, según se establece en el apartado 
2 del artículo 9; 
categoría B: aquellos trabajadores expuestos no cI as ificados como 
trabajadores de categoría A, que trabajen habitualmente en zonas 
vigiladas o, con carácter ocasional, en zonas controladas. 
Articulo 24 
Información y formación 
Los trabajadors expuestos, los aprendices y los estudiantes: 
a) - deberán ser informados de los riesgos que para la salud implica su 
trabajo; 
deberán ser informados de los procedimientos generales de protección 
radiológica y de las precauciones que deberán adoptar y, en 
particular, aquellas relacionadas con las condiciones operacionales y 
de trabajo, por lo que respecta a la empresa en general y a cada tipo 
de puesto de trabajo o de empleo; 
deberán ser informados de la importancia que reviste el respeto de 
los requisitos técnicos, médicos y administrativos; 
Doc. no 0040/1/93/ES MI A/ja 
- 40 -
b) - en el caso de las mujeres, deberán ser informadas de los riesgos 
especifieos para su salud; dicha información deberá completarse en 
caso de embarazo-, 
c) - Los trabajadores expuestos deberán recibir formación en el ámbito de 
la protección radiológica. 
SECCIÓN 3 
MEDIDAS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA DE LOS TRABAJADORES EXPUESTOS 
Articulo 25 
1. La Dirección deberá efectuar una evaluación de las medidas de protección 
radiológica de los trabajadores expuestos. 
2. El examen y control de los dispositivos de protección y de los 
instrumentos de medición será competencia de expertos cualificados y 
comprenderá: 
a) el examen critico previo de los proyectos de fuentes desde el punto de 
vista de la protección radiológica; 
b) la autorización de puesta en servicio de fuentes nuevas o modificadas 
desde el punto de vista de la protección radiológica; 
c) la comprobación periódica de la eficacia de los dispositivos y técnicas 
de protección; 
d) el calibrado periódico de los instrumentos de medición y la comprobación 
periódica del buen estado y funcionamiento de los mismos. 
r\«„ «« r\nAf\ /i /0-7 /cc UIA/¡' 
- 41 -
CAPITULO I I 
EVALUACIÓN DE LA EXPOSICIÓN 
SECCIÓN 1 
VIGILANCIA DEL LUGAR DE TRABAJO 
Articulo 26 
1. La vigilancia radiológica del medio ambiente a que hace referencia el 
articulo 22 comprenderá: 
a) la medición de las tasas de dosis, con indicación, en caso necesario, de 
la naturaleza y de la calidad de las radiaciones de que se trate-, 
b) la medición de la concentración en el aire y la densidad superficial de 
las sustancias radiactivas contaminantes, con indicación, en caso 
necesario, de su naturaleza y de sus estados físico y químico. 
2. Cuando sea conveniente, los resultados de dichas mediciones se registrarán 
y servirán para estimar dosis individuales, de acuerdo con lo que se 
establece en la sección 2. 
SECCIÓN 2 
VIGILANCIA INDIVIDUAL 
Artículo 27 
Vigilancia - Generalidades 
1. La vigilancia individual deberá ser sistemática para los trabajadores de 
la categoría A expuestos desde el punto de vista profesional. Esta vigilancia 
se basará en mediciones individuales o, cuando éstas sean imposibles o 
insuficientes, en una valoración realizada a partir de mediciones 
individuales hechas en otros trabajadores expuestos o a partir de los 
resultados de la vigilancia del lugar de trabajo prevista en el articulo 26. 
\~~ r*~ OA/in/1 /o*»/cc III A/ I 
- 42 -
2. La autoridad competente proporcionará orientaciones generales para la 
identificación de los trabajadores de la categoría A que puedan recibir una 
contaminación interna importante, con el fin de establecer un sistema 
adecuado para su vigilancia. 
3. Los trabajadores de la categoría B se someterán a vigilancia individual al 
entrar en una zona controlada. En otras circunstancias, se realizará una 
estimación de las dosis individuales a partir de los resultados de la 
vigilancia del lugar de trabajo prevista en el articulo 26, cuando no se 
hayan real izado mediciones individuales. 
Ar t i cu Io 28 
Investigaciones tras exposiciones accidentales 
En caso de exposiciones accidentales, se llevará a cabo una investigación con 
el fin de descubrir las circunstancias y de valorar y registrar las dosis 
pertinentes y su distribución en ei cuerpo. 
Articulo 29 
Registro de exposiciones excepcionales concertadas 
En caso de exposiciones excepcionales concertadas, los resultados de la 
vigilancia individual o las evaluaciones de dosis se registrarán por separado 
e individualmente. 
Articulo 30 
Declaración de los resultados 
1. Los resultados de la vigilancia individual, tal como se establece en los 
artículos 27 a 29: 
deberán ponerse a disposición de las autoridades competentes, de la 
Dirección y del trabajador, de acuerdo con lo establecido en el apartado 2 
del articulo 41 -, 
r\r\/~ rm OO/in /1 /oo/cc ni A /la 
- 43 -
se transmitirán a los servicios autorizados de medicina del trabajo o al 
médico autorizado. En caso de accidente o de emergencia, los resultados se 
transmitirán lo más rápidamente posible. 
2. La Dirección será responsable de garantizar el cumplimiento de lo previsto 
en este art¡culo. 
SECCIÓN 3 
VIGILANCIA A EFECTOS 
DE OPTIMIZACIÓN 
Articulo 31 
Se adoptarán medidas de vigilancia, además de lo previsto en los articulos 26 
a 29, siempre que sea necesario confirmar la optimización de la protección 
radiológica. 
SECCIÓN 4 
REGISTRO DE LOS RESULTADOS 
Articulo 32 
1. Se confeccionará un registro, ai que se denominará sección de exposición 
radiológica del historial clínico, en el que se incluirán los resultados de 
la vigilancia individual, para cada trabajador expuesto de la categoría A. 
2. Los siguientes documentos se conservarán durante la vida laboral que 
implique exposición a radiaciones ionizantes de los trabajadores expuestos, y 
posteriormente hasta que el individuo haya o hubiera alcanzado la edad de 75 
años, aunque en ningún caso durante un periodo inferior a 30 años a partir de 
la conclusión del trabajo expuesto a las radiaciones ionizantes: 
a) un registro de las exposiciones medidas o estimadas, según el caso, de 
las dosis individuales, de conformidad con los artículos 27 a 29; 
b) en el caso de las exposiciones a las que se refieren los articulos 28 y 
29, los informes relativos a las circunstancias y a las medidas 
adoptadas; 
nnr nn 0040/1/Q3/FS MIA/ia 
- 44 -
c) todos los resultados de la vigilancia del lugar de trabajo que se hayan 
utilizado específicamente para llevar a cabo la evaluación de la 
estimación de las dosis para un individuo para el que sea obligatoria la 
existencia de un registro de exposición, de acuerdo con la letra a) 
anterior, se incorporarán a dicho registro de exposición y se conservarán 
debidamente. 
CAPITULO III 
VIGILANCIA MÉDICA DE LOS 
TRABAJADORES EXPUESTOS 
Articulo 33 
Teniendo en cuenta las carácter isti cas especificas de la protección 
radiológica y sin perjuicio de lo previsto en los artículos 34 a 39, la 
vigilancia médica de los trabajadores expuestos se basará en los principios 
que rigen en general la medicina del trabajo. 
SECCIÓN 1 
VIGILANCIA MÉDICA DE LOS TRABAJADORES DE LA CATEGORÍA A 
Articulo 34 
Vigilancia médica 
1. De la vigilancia médica de los trabajadores de la categoría A se 
encargarán los servicios autorizados de medicina del trabajo o médicos 
autor i zados. 
2. La vigilancia médica comprenderá: 
a) un examen médico previo a la contratación 
Doc. no 0040/1/Q?/FS MÍA/la 
- 45 -
Dicho examen tendrá por objeto determinar la aptitud del trabajador para 
ocupar el puesto inicial que le está destinado dentro del actual empleo y 
para cada nuevo puesto que entrañe un tipo de riesgo diferente. 
Comprenderá una investigación de su historial médico, en el que se 
incluirán todas las exposiciones anteriores conocidas a radiaciones 
ionizantes que resulten de las funciones realizadas o de exámenes y * 
tratamientos médicos; asimismo, comprenderá un examen clínico general y 
todos los exámenes necesarios para apreciar el estado general de salud 
del trabajador; 
b) una vigilancia médica general 
Los servicios autorizados de medicina del trabajo o el médico autorizado 
deberán tener acceso a toda la información pertinente que consideren 
necesaria para apreciar el estado de salud de los trabajadores vigilados 
y para valorar las condiciones del entorno existente en los lugares de 
trabajo, en la medida en que puedan afectar a las condiciones físicas de 
los trabajadores para realizar las tareas que se les asignen; 
c) exámenes médicos periódicos 
La salud de los trabajadores deberá ser objeto de todos los exámenes 
rutinarios que los servicios autorizados de medicina del trabajo o el 
médico autorizado consideren necesarios para comprobar si los 
trabajadores continúan siendo aptos para ejercer sus funciones. La 
naturaleza de dichos exámenes dependerá del tipo de trabajo y del estado 
de salud del trabajador. El estado de salud del trabajador se deberá 
examinar, al menos, una vez al año. 
3. Los servicios autorizados de medicina del trabajo o el médico autorizado 
podrán indicar la necesidad de continuar la vigilancia médica tras finalizar 
el trabajo, durante el tiempo que consideren necesario para la protección de 
la salud del interesado. 
nr»r> no 0040/1/03/^$ MÍA/la 
- 46 -
Articulo 35 
Clasificación médica 
En lo que se refiere a la aptitud de los trabajadores de la categoría A, se 
adoptará la siguiente clasificación médica: 
apto 
apto, en determinadas condiciones 
no apto. 
Articulo 36 
No se podrá emplear a ningún trabajador como trabajador de la categoria A 
durante ningún periodo si las conclusiones médicas se opusieren a ello. 
Articulo 37 
Registros médicos 
1. Se elaborará una sección médica en el historial clínico de cada 
trabajador de la categoria A y se mantendrá actualizada durante todo el 
tiempo que el interesado pertenezca a dicha categoria. Posteriormente, 
dicho historial se conservará hasta que el individuo haya o hubiera 
alcanzado la edad de 75 años, aunque en ningún caso durante un periodo 
inferior a 30 años a partir de la conclusión del trabajo expuesto a las 
radiaciones ionizantes. 
2. La sección médica del historial clínico incluirá información referida a 
la naturaleza del empleo, los resultados de los exámenes médicos previos 
a la contratación, y los exámenes periódicos de salud. 
r>»r+ r>^> no/tr» r-% /o*? /ce MÍA/la 
- 47 -
SECCIÓN 2 
MEDIDAS EXCEPCIONALES DE VIGILANCIA MÉDICA 
Ar t i cu Io 38 
Vigilancia médica especial 
1. Se deberá realizar una vigilancia médica especial en todos los casos de 
exposición en los que se supere la dosis efectiva de 50 mSv, con arreglo al 
apartado 1 del articulo 9, o cualquiera de los demás limites de dosis 
establecidos en el apartado 2 del articulo 9. 
2. Las condiciones posteriores de exposición se someterán al acuerdo de los 
servicios autorizados de medicina del trabajo o del médico autorizado. 
Articulo 39 
Vigilancia médica complementaria 
Los exámenes médicos de los trabajadores expuestos previstos en los articulos 
33 y 34 se completarán con los exámenes y las medidas de descontaminación o 
de terapéutica de urgencia que los servicios autorizados de medicina del 
trabajo o el médico autorizado consideren necesarios, asi como con cualquier 
otra medida en relación con la protección sanitaria de los individuos 
expuestos. 
SECCIÓN 3 
RECURSOS 
Articulo 40 
Cada Estado miembro adoptará las modalidades de recurso contra las 
conclusiones y decisiones a que se llegue en virtud de los articulos 35, 36 y 
38. 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/Ja 
- 48 -
CAPÍTULO IV 
RESPONSABILIDADES DE LOS ESTADOS MIEMBROS RESPECTO A LA PROTECCIÓN DE LOS 
TRABAJADORES EXPUESTOS 
Articulo 41 
1. Cada Estado miembro creará uno o varios sistemas de inspección con vistas 
a hacer cumplir las disposiciones establecidas de conformidad con la 
presente Directiva y promover las medidas de vigilancia y de intervención 
siempre que sean necesarias. 
2. Cada Estado miembro exigirá que los trabajadores puedan acceder, si io 
solicitan, a los resultados de las mediciones de la vigilancia individual 
o a las evaluaciones de sus dosis, efectuadas como resultado de 
mediciones en el lugar de trabajo o control biológico. 
3. Cada Estado miembro adoptará las disposiciones necesarias para reconocer 
la capacidad de: 
los expertos, denominados expertos cualificados en la presente 
Directiva; 
los médicos y/o los servicios de medicina del trabajo, a los que en 
la presente Directiva se denomina médicos autorizados y servicios 
autorizados de medicina del trabajo. 
Con este fin, cada Estado miembro tomará las medidas necesarias para la 
formación de tales especialistas. 
4. Cada Estado miembro exigirá a la Dirección de una empresa que proporcione 
al explotador los medios necesarios para la protección radiológica 
adecuada. En caso necesario, se creará una unidad especializada de 
protección radiológica. De dicha unidad, que podrá ser común a varias 
empresas, deberá encargarse la Dirección y no formará parte de ninguna 
unidad de producción y de explotación. 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/ia 
- 49 -
5. Cada Estado miembro facilitará, dentro de la Comunidad Europea, el 
intercambio de toda la información útil referente a las dosis 
anteriormente recibidas por un trabajador, para controlar la exposición 
posterior del trabajador y para llevar a cabo el examen médico previo 
previsto en el artículo 34. 
CAPÍTULO V 
PROTECCIÓN OPERACIONAL DE 
LOS APRENDICES Y LOS ESTUDIANTES 
Artículo 42 
1. Los artículos 10 y 19 se aplicarán también a los aprendices y a los 
estudiantes a que hacen referencia los apartados 1 y 2 del artículo 12. 
2. La protección operacional de los aprendices y los estudiantes de 18 años 
de edad o más será igual a la de los trabajadores expuestos de categoria A o 
B, según el caso. 
3. La protección operacional de los aprendices y estudiantes con edades 
comprendidas entre 16 y 18 años será igual a la de los trabajadores expuestos 
de categoria B. 
TÍTULO VI I 
EXPOSICIÓN A FUENTES DE RADIACIÓN NATURAL EN EL LUGAR DE TRABAJO 
Articulo 43 
Api icaeion 
1. Este Titulo se aplicará a las exposiciones a fuentes de radiación natural 
en el trabajo en la medida en que la autoridad competente haya declarado, 
tras llevar a cabo el estudio previsto en el apartado 1 del articulo 44, 
que la exposición a estas fuentes de radiación natural está sujeta a 
control. 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/ia 
- 50 -
2. En particular, este Titulo se aplicará a: 
a) las operaciones en determinados lugares de trabajo eh ios que se haya 
declarado que debe prestarse atención al radón o a la radiación 
gamma, tales como: establecimientos termales, cuevas, minas (que no 
sean minas de uranio) y otros lugares de trabajo subterráneos-, 
b) determinadas operaciones con materiales que normalmente no se 
consideren radiactivos, pero que contengan trazas importantes de 
radionucleidos naturales, y almacenamiento de dichos materiales; 
c) determinadas operaciones de aviones a reacción en vuelo. 
3. No obstante lo dispuesto en los apartados anteriores, no se aplicará al 
potasio-40 en el cuerpo humano, a los rayos cósmicos a nivel deí suelo, 
ni a los radionucleidos en la corteza terrestre. 
Articulo 44 
Estudios y medidas de protección 
1. Cada Estado miembro exigirá que se lleven a cabo los estudios necesarios 
para determinar en qué zonas de su territorio y en qué prácticas y 
condiciones de trabajo es probable que los trabajadores experimenten 
exposiciones importantes debidas a là radiación gamma o al gas radón y a sus 
productos descendientes, o bien debidas a las operaciones con materiales que 
conterígan cantidades significativas de radionucleidos naturales. 
2. Los Estados miembros deberán, en función de dichos estudios y para cada 
zona, actividad y condiciones de trabajo, obligar, en cada caso: 
a) a que se adopten las medidas necesarias para realizar las mediciones de 
las dosis recibidas por los trabajadores; 
b) a que se apliquen en el lugar de trabajo los principios establecidos en 
el articulo 7; 
c) a que se establezcan reglamentos, normas o códigos prácticos para la 
construcción de nuevos lugares de trabajo; 
r>»~ no nrMn/1 /«-»-» >ro II»A./|?» 
- 51 -
d) a que se abra una sección sobre el radón en el historial clínico de los 
trabajadores. 
Articulo 45 
Protección de las tripulaciones de los aviones 
Cada Estado miembro adoptará las disposiciones necesarias para la evaluación 
de la exposición de las tripulaciones que intervengan en la operación de 
aviones a reacción, de conformidad con la letra c) del apartado 2 del 
articulo 43, por parte de sus patronos y clasificará a dicha tripulación, en 
caso necesario, como trabajadores expuestos. 
TÍTULO VIII 
PRINCIPIOS FUNDAMENTALES DE PROTECCIÓN OPERACIONAL DE LA POBLACIÓN EN 
CIRCUNSTANCIAS NORMALES 
Artículo 46 
Principio básico 
Cada Estado miembro adoptará todas las medidas necesarias para garantizar la 
protección de la población. 
Articulo 47 
Condiciones para la autorización de prácticas con riesgo de 
exposición a radiaciones ionizantes para la población 
En los casos que decida cada Estado miembro en función de la importancia de 
los riesgos de exposición, las autoridades competentes llevarán a cabo las 
siguientes tareas en relación con las prácticas sujetas a autorización 
previa: 
a) examen y aprobación de los planos de empresas que impliquen un riesgo de 
exposición, y de los proyectos de implantación de dichas empresas dentro 
del territorio en cuestión, desde el punto de vista de la protección 
radiológica; 
Doc. no 0040/1/93/ES MI A/ja 
- 52 -
b) autorización de puesta en servicio de estas nuevas empresas supeditada a 
la protección adecuada contra toda exposición o contaminación radiactiva 
que pueda desbordar el perímetro, teniendo en cuenta, en su caso, las 
condiciones demográficas, meteorológicas, geológicas, hidrológicas y 
ecológicas; 
c) examen y aprobación de los planes de eliminación de los residuos 
radiactivos. 
Articulo 48 
Estimaciones de las dosis recibidas por la población 
Las autoridades competentes: 
1. garantizarán que las estimaciones de las dosis procedentes de todas las 
fuentes se realicen para toda la población de la zona afectada y para los 
grupos de referencia de la población, en todos los lugares donde tales 
grupos puedan existir; 
2. decidirán sobre ta frecuencia de las evaluaciones y tomarán todas las 
medidas necesarias para identificar los grupos de referencia de la 
población, teniendo en cuenta las vías efectivas de transmisión de los 
materiales radiactivos; 
3. garantizarán que, teniendo en cuenta los riesgos radiológicos, las 
estimaciones de las dosis recibidas por la población incluyan: 
a) la evaluación de las dosis debidas a radiación externa, con la 
indicación, según el caso, de la calidad de las radiaciones de que se 
trate; 
b) la evaluación de la incorporación de radionucleidos, con la 
indicación de la naturaleza de los radionucleidos y, en caso 
necesario, sus estados físico y químico, asi como la determinación de 
la actividad y concentraciones de dichos radionucleidos; 
c) la evaluación de las dosis que los grupos de referencia de la 
población puedan recibir y especificación de las características de 
dichos grupos; 
Doc. no 0040/1/93/ES MI A/ja 
- 53 -
4. obligarán a conservar los registros relativos a las mediciones de la 
exposición externa y a las estimaciones de la incorporación de 
radionucleidos y de la contaminación radiactiva, asi como los resultados 
de la evaluación de las dosis recibidas por los grupos de referencia y 
por i a población. 
Artículo 49 
Inspección 
1. Cada Estado miembro establecerá un sistema de inspección destinado a: 
vigilar la protección radiológica de la población-, 
comprobar el cumplimiento de las normativas nacionales que apliquen la 
presente Directiva. 
2. Las inspecciones de los traslados efectuados entre Estados miembros de 
fuentes selladas y otras fuentes pertinentes, realizados de acuerdo con la 
legislación comunitaria o nacional, a efectos de la protección contra la 
radiación, se efectuarán como parte de los procedimientos de control 
aplicados de manera no discriminatoria en el territorio de un Estado miembro, 
Articulo 50 
Obligaciones en las empresas 
1. Cada Estado miembro exigirá al nivel de gestión responsable de una 
práctica, tal y como se define en el articulo 2, llevar a cabo la operación 
que le corresponde de acuerdo con los principios generales de protección 
sanitaria de la población y, en particular, realizar las siguientes tareas 
dentro de su establecimiento: 
a) consecución y mantenimiento de un nivel de protección óptimo; 
b) comprobación de la eficacia de los dispositivos técnicos de protección 
del medio ambiente y de la población; 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/ja 
- 54 -
c) autorización de puesta en servicio, desde el punto de vista de la 
vigilancia de la protección radiológica, de equipos y procedimientos de 
medición de la exposición y de la contaminación radiactiva del medio' 
ambiente y de la población; 
d) calibrado periódico de los instrumentos de medición; comprobación' 
periódica del buen estado y funcionamiento de los instrumentos de 
medición. 
2. Dichas tareas serán competencia de expertos cualificados. 
TITULO IX 
EXPOSICIONES POTENCIALES, 
ACCIDENTALES Y EXCEPCIONALES 
CONCERTADAS 
Articulo 51 
Responsabilidades de las autoridades competentes 
1. Cada Estado miembro obligará a que se consideren las posibilidades de 
accidentes y las exposiciones potenciales derivadas de dichos accidentes 
en relación con empresas o fuentes dentro de su jurisdicción, y a que se 
elaboren y comprueben periódicamente y dentro de unos limites adecuados 
los planes de intervención. 
2. En particular, estos planes de intervención deberán tener en cuenta los 
siguientes aspectos: 
a) Se respetarán los siguientes principios generales de protección 
radiológica de intervención: 
- la reducción del detrimento para la salud debido a la radiación, 
resultante de la reducción de la dosis, deberá ser suficiente 
para justificar los efectos nocivos y los costes de la 
intervención, incluyendo ios costes sociales-, 
Doc. no 0040/1/93/ES MI A/Ja 
- 55 -
ta forma, magnitud y duración de la intervención deberán 
optimizarse, de manera que el beneficio correspondiente a la 
reducción del detrimento para la salud, una vez deducido el • 
detrimento asociado a la intervención, sea máximo-, 
los limites de dosis, con arreglo a los artículos 9 y 14, -no se 
aplicarán en caso de intervención. Sin embargo, los niveles de 
intervención adoptados de conformidad con la letra c) 
proporcionarán orientación sobre las situaciones en las que la 
intervención es adecuada. 
b) Cada Estado miembro exigirá la adopción de disposiciones para llevar 
a.cabo intervenciones en relación con: 
la fuente, con el fin de reducir o detener la radiación directa y la 
emisión de radionucleidos; 
- el medio ambiente, con el fin de reducir la contaminación de los 
individuos por sustancias radiactivas; 
los individuos, con el fin de reducir la exposición accidental y 
organizar el tratamiento de las víctimas. 
c) Cada Estado miembro adoptará niveles de intervención, teniendo en 
cuenta los niveles de intervención establecidos por la legislación 
comunitaria. 
d) En caso necesario, cada Estado miembro adoptará medidas para la 
designación de equipos especiales para intervenciones técnicas, 
médicas y sanitarias, de carácter nacional, y para su formación, de 
conformidad con el articulo 7 de la Directiva 89/618/EURATOM. Si 
fuera necesario, dichas medidas se elaborarán en colaboración con 
organizaciones competentes de otros Estados. 
e) Cada Estado miembro velará por la organización de la intervención en 
caso de accidente grave en su territorio o fuera de él. 
f) Cada Estado miembro evaluará y registrará las consecuencias de cada 
accidente y la eficacia de la intervención. 
Doc. no 0040/1/93/ES MI A/ja 
- 56 -
Artículo 52 
Cooperación con otros Estados 
1. Sin perjuicio de lo establecido en la legislación comunitaria pertinente 
y en los acuerdos internacionales, en caso de emergencia radiológica en 
empresas de su territorio o que puedan tener consecuencias radiológicas 
en el mismo, cada Estado miembro establecerá relaciones para crear una 
cooperación constructiva con otros Estados miembros o terceros Estados 
que puedan estar implicados. 
2. Cada Estado miembro exigirá la elaboración de planes de emergencia en su 
territorio en relación con posibles emergencias radiológicas en empresas 
situadas fuera de su territorio, de acuerdo con lo dispuesto en el 
articulo 51. 
3. Cada Estado miembro procurará colaborar con los demás Estados miembros o 
con terceros Estados en relación con posibles emergencias radiológicas 
acaecidas en empresas de su territorio, con el fin de facilitar la 
organización de la protección radiológica en estos Estados, de acuerdo 
con lo dispuesto en el articulo 51. 
Articulo 53 
Exposiciones potenciales 
Cuando resulte pertinente, cada Estado miembro deberá: 
considerar la probabiI i dad y magnitud de exposiciones potenciales 
procedentes de prácticas realizadas por personas y empresas sometidas al 
régimen de declaración o autorización que se establece en el Titulo III; 
procurar realizar la evaluación de la distribución espacial y temporal de 
las sustancias radiactivas dispersas después de los posibles accidentes, 
reconociendo las crecientes dificultades cuando disminuye la probabilidad 
de que ocurra el accidente; 
establecer normas técnicas para las empresas o fuentes, planes de 
intervención para los diferentes tipos de accidente y organizar la 
formación de los equipos especiales de emergencia. 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/ja 
- 57 -
Articulo 54 
Responsabilidades de la Dirección 
1. Cada Estado miembro obligará a la Dirección a elaborar planes de 
intervención dentro de las empresas bajo su responsabilidad. 
2. Cada Estado miembro adoptará las disposiciones necesarias para que el 
nivel de gestión responsable de una práctica determinada notifique 
inmediatamente a las autoridades competentes los accidentes que se produzcan 
en su territorio, y exigirá la adopción de todas las medidas que se 
consideren oportunas para reducir sus consecuencias. 
3. Cada Estado miembro exigirá que, en caso de accidente, la Dirección 
responsable realice una evaluación provisional inicial de las consecuencias 
del accidente y evaluaciones sucesivas, basadas en mediciones subsiguientes 
de la contaminación radiactiva. 
Articulo 55 
Exposiciones excepcionales concertadas 
1. Cada Estado miembro preverá las situaciones en las que los trabajadores o 
personal de intervención que participen en los diferentes tipos de 
intervención puedan verse sometidos a exposiciones excepcionales y reciban 
dosis que sobrepasen los limites de dosis para los trabajadores expuestos. 
Con este fin cada Estado miembro establecerá los niveles de exposición, 
teniendo en cuenta las obligaciones técnicas y los riesgos para la salud; 
dichos niveles serán orientaciones operacionales. Una exposición por encima 
de estos niveles especiales podrá utilizarse con carácter excepcional para 
salvar vidas humanas y solamente a cargo de voluntarios que sean informados 
de los riesgos de su intervención. 
2. Cada Estado miembro exigirá el control y la vigilancia médica de las 
personas expuestas en los equipos de emergencia. 
Doc. no 0040/1/93/ES MI A/Ja 
- 58 -
TÍTULO X 
DISPOSICIONES FINALES 
Articulo 56 
Procedimiento acelerado 
1. En los casos en que deba aplicarse el procedimiento previsto en el 
presente articulo, la Comisión presentará una propuesta ai Consejo previa 
consulta del grupo de expertos creado en virtud del artículo 31 del Tratado 
Euratom. 
2. El Consejo, por mayoría cualificada, decidirá sobre la propuesta en un 
plazo de tres meses. 
3. La Comisión examinará cualquier solicitud de propuesta presentada por un 
Estado miembro. 
Articulo 57 
Informes sobre la aplicación 
1. Cada Estado miembro presentará a la Comisión un informe cada dos años, y 
por primera vez el... (fecha por determinar), sobre la ejecución práctica de 
las disposiciones de la presente Directiva, incluyendo los resultados de las 
evaluaciones realizadas con arreglo al articulo 15. 
2. Sobre i a base de dichos informes, la Comisión preparará un informe 
resumido para el Parlamento Europeo, el Consejo y el Comité Económico y 
Social. 
Articulo 58 
Aplicación en la legislación de los Estados miembros 
1. Los Estados miembros pondrán en vigor las disposiciones legales, 
reglamentarias y administrativas necesarias para dar cumplimiento a io 
dispuesto en la presente Direct iva el 31 de diciembre de 1994. Informarán de 
ello inmediatamente a la Comisión. 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/Ja 
- 59 -
Cuando los Estados miembros adopten estas disposiciones, incluirán una 
referencia a la presente Directiva o incluirán dicha referencia con motivo de 
su publicación oficial. Los Estados miembros establecerán .los métodos de. 
realizar dicha referencia. 
2. Los Estados miembros comunicarán a la Comisión las principales 
disposiciones de Derecho interno que adopten en el ámbito regulado por la 
presente Directiva. 
Articulo 59 
Derogaciones 
Quedan derogadas las Directivas 76/579/EURATOM y 80/836/EURATOM y el 
Reglamento 93/1493/EURATOM con efecto a partir del 31 de diciembre de 1994: 
Articulo 60 
Los destinatarios de la presente Directiva son los Estados miembros. 
Hecho en Bruselas, el 199... 
Por el Consejo, 
El Presidente, 
Doc. no 0040/1/93/ES MI A/ja 
- 60 -
ANEXO I 
Valores de las cantidades y concentraciones de radionuc le i-dos que se 
uti I izarán en api i cae ion del articulo 3. 
1. La tabla A presenta los valores de las cantidades y de las 
concentraciones de actividad por unidad de masa que no deberán 
superarse de conformidad con las letras a) y b) del articulo 3, 
respectivamente, para los principales radionucleidos afectados. 
2. Cuando sea necesario, la autoridad competente asignará valores 
adecuados para las cantidades y las concentraciones de actividad por 
unidad de masa en el caso de los radionucleidos que no se recojan en la 
tabla A. 
3. Los valores que se establecen en la tabla A se aplicarán a todas las 
sustancias radiactivas poseídas por una persona o empresa en cualquier 
momento. 
4. Los valores establecidos en la columna 3 de la tabla A para las 
concentraciones de actividad por unidad de masa corresponden a la 
utilización de cantidades moderadas de sustancias radiactivas; no se 
aplicarán.a otras prácticas en las que se utilicen niveles bajos de 
radiactividad a menos que pueda demostrarse que están justificados los 
mismos valores; los niveles establecidos por las autoridades 
competentes para la autorización general o especifica de eliminación de 
residuos o de reciclado serán obligatorios para garantizar que los 
materiales liberados al medio ambiente no exceden los valores que se 
especifican en la tabla A. 
5. Los nuclei dos con el sufijo "+" o "sec" de la tabla A representan 
los nucleidos padres en equilibrio secular con sus nuclei dos hijos 
correspondientes enumerados en la tabla B. En este caso, los valores 
dados en la tabla A se refieren únicamente al nuclei do padre, pero ya 
tienen en cuenta el/los nucleido(s) hijo(s) presente(s). 
6. En los demás casos de mezcla de más de un nucleido, la obligación de 
declarar podrá suprimirse únicamente si la suma de ios cocientes entre 
la cantidad total presente de cada nucleido y el valor correspondiente 
que figura en la tabla A es inferior o igual a 1. Esta regia se 
aplicará también a las concentraciones de actividad cuando los diversos 
nucleidos afectados estén contenidos en la misma matriz. 
Doc. np_ 0040/1/93/ES MI A/ Ja 
- 61 -
Tabla A: valores de las cantidades y de las concentraciones de 
actividad por unidad de masa que no deberán superarse de conformidad 
con las letras a) y b) del apartado 2 del articulo 3, respectivamente, 
para los principales radionucleidos que se enumeran a continuación. 
Nucleido Cantidad (Bq) Concentración 
(kBq/kg) 
H-3 
Be-7 
C-14 
0-15 
F-18 
Na-22 
Na-24 
SI -31 
P-32 
P-33 
S-35 
CI-36 
CI-38 
Ar-37 
Ar-41 
K-42 
K-43 
Ca-45 
Ca-47 
Sc-46 
Sc-47 
Sc-48 
V-48 
Cr-51 
Fe-52 
Fe-55 
Fe-59 
Mn-51 
Mn-52 
Mn-52m 108 
10* 
106 
109 
105 
105 
10* 
105 
105 
10? 
10? 
105 
105 
1012 
109 
10* 
105 
10* 
10* 
106 
106 
105 
105 
10? 
105 
106 
106 
105 
105 
105 106 
102 
10< 
103 
10 
1 
1 
102 
102 
105 
105 
103 
1 
107 
103 
10 
10 
IO4 
10 
1 
10 
1 
1 
102 
10 
10* 
1 
10 
1 
1 
Doc. no. 0040/1/93/ES MI A/Ja 
- 62 -
Doc. np_ 0040/1/93/ES MIA/ja NucIe i do 
Mn-53 
Mn-54 
Mn-56 
Co-55 
Co-56 
Co-57 
Co-58 
Co-58m 
Co-60 
Co-60m 
Co-61 
Co-62m 
Ni-59 
Ni-63 
Ni-65 
Cu-64 
Zn-65 
Zn-69 
Zn-69m 
Ge-71 
Ga-72 
As-73 
As-74 
As-76 
As-77 
Se-75 
Br-82 
Kr-74 
Kr-76 
Kr-77 
Kr-79 
Kr-81 
Kr-83m 
Kr-85 Cantidad (Bq) 
108 
106 
105 
105 
105 
105 
10* 
10? 
i 104 
1 106 
10* 
105 
107 
107 
105 
106 
105 
105 
106 
109 
105 
* 106 
105 
105 
105 
106 
105 
109 
10™ 
109 
10™ 
lu" 
10" 
1010 Concentracidn 
(IcBq/lcg) 
104 
10 
1 
1 
1 
10 
10 r 
104 
1 
103 
10 
1 
10* 
105 
10 
10 s 
:10 
102 
10 
103 
1 
103 ? 
10 
10 
102 
10 
1 
103 
103 
103 
10< 
105 
106 
106 
- 63 -
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/ja Nuclei do 
Kr-85m 
Kr-87 
Kr-88 
Sr-85 
Sr-85m 
Sr-87m 
Sr-89 
Sr-90+ 
Sr-91 
Sr-92 
Y-90 
Y-91 
Y-91m 
Y-92 
Y-93 
Rb-86 
Zr-93+ 
Zr-95 
ZT-97+ 
Nb-93m 
Nb-94 
Nb-95 
Nb-97 
Nb-98 
Tc-96 
Tc-96m 
Tc-97 
Tc-97m 
Tc-99 
Tc-99m 
Mo-90 
Mo-93 
Mo-99 
Mo-101 Cantidad (Bq) 
10™ 
109 
109 
106 
106 
106 
105 
10-* 
105 
105 
105 
105 
10? 
105 
105 
105 
106 
106 
105 
107 
106 
106 
105 
105 
106 
108 
10? 
106 
106 
107 
105 
107 
10» 
105 Concentraci6n 
(kBq/kg) 
10* 
103 
103 
10 
10 
10 
102 
10 
10 
1 
10 
102 
10 
10 
10 
10 
103 
10 
10 
103 
1 
10 
10 
1 
1 
102 
103 
1o3 
10* 
10 
10 
103 
10 
1 
- 64 -
Nucleido 
Ru-97 
Ru-103 
Ru-105 
RU-106+ 
Rh-103m 
Rh-105 
Pd-103 
Pd-109 
Cd-109 
Cd-115 
Cd-115m 
Ag-105 
Ag-110m 
Ag-111 
ln-111 
ln-113m 
ln-114m 
ln-115m 
Sn-113 
Sn-125 
Sb-122 
Sb-124 
Sb-125 
1-123 
1-125 
1-126 
1-129 
1-130 
1-131 
1-132 
1-133 
1-134 
1-135 Cantidad (Bq) 
107 
106 
105 
105 
108 
106 
107 
105 
106 
105 
105 
106 
106 
105 
106 
105 
105 
105 
106 
105 
105 
105 
106 
107 
. 105 
105 
10^ 
105 
105 
105 
105 
105 
105 Concentraci6n 
(kBq/kg) 
10 
10 
10 
10 
103 
102 
103 
102 
103 
10 
102 
10 
1 
102 
10 
10 
102 
10 
102 
10 
10 
1 
102 
10 
102 
1 
10 
1 
10 
1 
1 
- 65 -
Nuclei do 
Cs-129 
Cs-131 
Cs-132 
Cs-134m 
Cs-134 
Cs-135 
Cs-136 
Cs-137+ 
Cs-138 
Te-123m 
Te-125m 
Te-127 
Te-127m 
Te-129 
Te-129m 
Te-131 
Te-131m 
Te-132 
Te-133 
Te-133m 
Te-134 
Xe-131m 
Xe-133 
Xe-135 
Ce-139 
Ce-141 
Ce-143 
Ce-144+ 
Ba-131 
Ba-140+ 
La-140 
Pr-142 
Pr-143 Cantidad (Bq) 
106 
106 
106 
105 
105 
106 
105 
105 
104 
106 
106 
105 
106 
105 
105 
105 
106 
106 
105 
105 
105 
1010 
1010 
1010 
106 
106 
105 
105 
106 
105 
105 
105 
106 Concentraci6n 
(IcBq/kg) 
10 
102 
10 
102 
1 
10^ 
1 
10 
1 
10 
102 
102 
103 
10 
102 
10 
1 
10 
10 
1 
10 
105 
10^ 
104 
10 
102 
10 
10 
10 
1 
1 
10 
102 
- 66 -
Nuc1e i do 
Pm-147 
Pm-149 
Nd-147 
Nd-149 
Sm-151 
Sm-153 
Eu-152 
Eu-152m 
Eu-154 
Eu-155 
Gd-153 
Gd-159 
Tb-160 
Dy-165 
Dy-166 
Ho-166 
Er-169 
Er-171 
Tm-170 
Tin-171 
Yb-175 
LU-177 
Ta-182 
Hf-181 
W-181 
W-185 
W-187 
Re-186 
Re-188 
0S-185 
Os-191 
0s-191m 
Os-193 
lr-190 Cantidad (Bq) 
106 
105 
105 
105 
107 
105 
106 
105 
106 
106 
106 
105 
105 
105 
106 
105 
106 
105 
106 
107 
106 
106 
105 
105 
107 
106 
105 
105 
105 
106 
106 
106 
105 
106 Concentraci6n 
(kBq/kg) 
10* 
™2 
10 
10 
105 
102 
1 
10 
1 
102 
10 
102 
1 
.102 
102 
10 
10* 
10 
102 
10* 
102 
102 
1 
10 
102 
104 
10 
102 
10 
10 
102 
103 
102 
1 
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/Ja 
- 67 -
DOC no 0040/1/93/ES MI A/Ja Nuclei do 
lr-192 
lr-194 
Pt-191 
Pt-193m 
Pt-197 
Pt-197m 
Hg-197 
Hg-197m 
Hg-203 
Au-198 
Au-199 
TI-200 
TI-201 
TI-202 
TI-204 
Bi-206 
Bi-207 
Bi-210 
B1-212+ 
Pb-203 
Pb-210+ 
Pb-212+ 
Po-203 
Po-205 
Po-207 
Po-210 
At-211 
Rn-220+ 
Rn-222+ 
Ra-223+ 
Ra-224+ 
Ra-225 Cantidad (Bq) 
105 
105 
106 
106 
105 
105 
106 
105 
106 
105 
106 
106 
106 
106 
105 
105 
106 
105 
105 
106 
103 
105 
105 
106 
106 
103 
106 
107 
108 
104 
104 
104 Concentraci6n 
(kBq/kg) 
10 
10 
10 
102 
102 
102 
102 
102 
10 
10 
102 
1 
10 
10 
102 
1 
1 
102 
1 
10 
10 
1 
1 
1 
1 
10 
102 
104 
1 
10 
1 
102 
- 68 -
Nucleido 
Ra-226+ 
Ra-227 
Ra-228+ 
Th-226+ 
Th-227 
Th-228+ 
Th-229+ 
Th-230 
Th-231 
Th-232sec 
Th-234+ 
AC-227+ 
Ac-228 
Pa-230 
Pa-231 
Pa-233 
U-230+ 
U-231 
U-232+ 
U-233 
U-234 
U-235+ 
U-236 
U-237 
U-238+ 
U-238sec 
U-239 
U-240 
U-240+ 
Np-237+ 
Np-239 Cantidad (Bq) 
103 
105 
10* 
106 
10* 
10* 
103 
103 
107 
102 
105 
103 
105 
106 
103 
106 
10* 
106 
103 
10* 
10* 
10* 
10* 
105 
104 
103 
105 
106 
105 
103 
106 Concentración 
(kBq/kg) 
1 
10 
10 
102 
10 
1 
10 
10 
102 
1 
10 
10 
10 
10 
10 
10 
102 
102 
1 
102 
102 
102 
102 
10 
10 
1 
102 
103 
1 
10 
10 
(rn il i » r i 
- 69 -
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/ja Nuclei do 
Np-240 
Pu-234 
Pu-235 
Pu-236 
Pu-237 
Pu-238 
Pu-239 
Pu-240 
Pu-241 
Pu-242 
Pu-243 
Pu-244 
Am-241 
Am-242 
Am-242m+ 
Am-243+ 
Cm-242 
Cm-243 
Cm-244 
Cm-245 
Cm-246 
Cm-247 
Cm-248 
Bk-249 
Cf-246 
Cf-248 
Cf-249 
Cf-250 
Cf-251 
Cf-252 
Cf-253 
Cf-254 Cantidad (Bq) 
105 
108 
108 
104 
107 
103 
103 
103 
105 
103 
106 
103 
103 
106 
103 
103 
105 
103 
104 
103 
103 
103 
103 
106 
106 
104 
103 
104 
103 
104 
106 
103 Concentracidn 
(kBq/kg) 
1 
102 
102 
102 
102 
10 
10 
10 
103 
10 
102 
10 
10 
102 
102 
10 
103 
10 
102 
10 
10 
10 
10 
104 
103 
102 
10 
102 
10 
102 
104 
10 
- 70 -
Nucleido Cantidad (Bq) Concentración 
(kBq/kg) 
Es-253 105 103 
Es-254 104 102 
Es-254m 105 10 
Fm-254 107 104 
Fm-255 106 103 
nor no 0040/1/33/FS MIA/ia 
- 71 -
Tabla B: Lista de nucleidos en equilibrio secular a los que hace referencia 
el punto 5. 
Nucleido 
padre Nucleidos hijos 
Sr-80+ 
Sr-90+ 
Zr-93+ 
Zr-97+ 
RU-106+ 
Cs-137+ 
Ce-134+ 
Ce-144+ 
Ba-140-t-
BÍ-212+ 
Pb-212+ 
Rn-220+ 
Rn-222+ 
Ra-223+ 
Ra-224+ 
Ra-226+ 
Ra-228+ 
Th-226+ 
Th-228+ 
Th-229+ 
Th-232 sec Rb-80 
Y-90 
Nb-93m 
Nb-97 
Rh-106 
Ba-137 
La-134 
Pr-144 
La-140 
TI-208,Po-212 
Bi-212,TI-208,Po-212 
Po-216 
Po-218,Pb-214,Bi-214 
Rn-219,Po-215,Pb-211,Bi-211 
Rn-220,Po-216,Pb-212,B i-212,TI-208, 
Po-212 
Rn-222,Po-218,Pb-214,Bi-214,Pb-210, 
Bi-210,Po-210 
Ac-228 
Ra-222,Rn-218, Po-214 
Ra-224,Rn-220,Po-216,Pb-212,Bi-212. 
TI-208,Po-212 
Ra-225,Ac-225,Fr-221,At-217,Bi-213, 
Po-213,Pb-209 
Ra-228,Ac-228,Th-228,Ra-224,Rn-220, 
Po-216,Pb-212,Bi-212,TI-208,Po-212 
- 72 -
Nucleido Nucleidos hijos 
padre 
Th-234+ Pa-234m 
AC-227+ Fr-223,Ra-223,Rn-219,Po-215,Pb-211, 
Bi-211 
U-230+ Th-226,Ra-222,Rn-218,Po-214 
U-232+ Th-228,Ra-224,Rn-220,Po-216,Pb-212, 
Bi-212,TI-208,Po-212 
U-235+ Th-231 
U-238+ Th-234,Pa-234m 
U-238 sec Th-234,Pa-234m,U-234,Th-230,Ra-226, 
Rn-222,Po-218,Pb-214,Bi-214,Pb-210, 
Bi-210,Po-210 
.U-240+ Np-240 
Np-237+ Pa-233 
Am-242m+ Am-242 
Am-243-f Np-239 
•->» r\r> *n ' i 'nn T^ 11 » * ' i 
73 -
ANEXO I I 
A. Definición de los términos utilizados en el presente ANEXO. 
Factor de calidad efectivo (Q): valor medio del factor de calidad en 
que la dosis absorbida es transmitida por las partículas con val-ores 
L diferentes. Se calcula según la fórmula siguiente: 
Q . 1/DJ Q(dD/dL)dL . 
O 
Factor de cal i dad (Q): función de la transferencia lineal de energía 
(L) que se utiliza para ponderar las dosis absorbidas con el fin de 
indicar su importancia a efectos de protección radiológica. 
Factor de ponderación de la radiación (WR): factor adimensional que 
se utiliza para ponderar la dosis absorbida. Los valores adecuados de 
wR se especifican en el presente Anexo. 
Factor de ponderación ti su lar (wT): factor adimensional que se 
utiliza para ponderar la dosis equivalente. Los valores adecuados se 
especifican en el presente Anexo. 
Transferencia lineal de energía no restringida (Ltx>):la transferencia 
lineal de energia no restringida se define en la siguiente fórmula: 
Loo - dE 
di 
donde dE es la energia media que pierde una partícula de energia E al 
atravesar una distancia di. En la Directiva se denominará L a L^ . 
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 externa o del tipo y la 
calidad de la radiación emitida por un radionucleido depositado 
internamente. 
rv>,» rsrs ftft/tft/1 /OO/CC II I A / » 
- 74 -
Cuando el campo radiactivo se componga 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 y con una suma igua'l a la dosis 
total equivalente. Si no, podrá expresarse como una distribución continua 
de energía en la que cada elemento de la dosis absorbida del elemento de 
energia situado entre E y E + dE es multiplicado por el valor de wR 
correspondiente de la Tabla que se expone a continuación. 
Tipo y zona de energia Factor de ponderación, 
de la radiación wR 
Fotones, todas las energías 
Electrones y muones, todas las 
energías 
Neutrones, energia 10 keV 
de 10 keV a 100 keV 
de 100 keV a 2 MeV 
de 2 MeV a 20 MeV 
de 20 MeV 
Protones, distintos de los de 
rechazo 
Protones, energia >2 MeV 
Partículas alfa, fragmentos de 
fisión, núcleos pesados 1 
5 
10 
20 
10 
5 
20 
En los cálculos relativos a neutrones, pueden surgir dificultades al aplicar 
valores de la función escalón. En estos casos, puede resultar preferible 
utilizar la función continua que se describe en la siguiente relación 
matemática: 
wR - 5 + i7e-(,n<2E>>2/6 
donde E es la energia del neutrón en MeV. 
La figura 1 representa una comparación de los dos enfoques. 
Factores de ponderación de la radiación T r 
,«r 
r»*>/» rsr> ntsAft /i/OO/CC II I A / i « 10 io" 
- 75 -
Energia incidente del neutrón (MeV) 
Fig. 1: Factores de ponderación de la radiación para neutrones. La curva 
en línea discontinua debe considerarse una aproximación. 
Para los tipos de radiación y energia que no se incluyen en la tabla-, 
puede obtenerse una aproximación del wR calculando Q a una profundidad 
de 10 mm en una esfera de tejido equivalente de 30 cm de diámetro, con 
una densidad de 1 cnr3 y una composición másica de 76,2% de oxigeno, 
11,1% de carbono, 10,1% de hidrógeno y 2,6% de nitrógeno: 
o» 
Q(L)D(L)dL 
donde D(L)dL es la dosis absorbida a 10 mm entre la transferencia de 
energia lineal L y L + dL; y Q(L) es el factor de calidad de L a 10 mm. 
Las relaciones Q-L aparecen en B. 
C. Relación entre el factor de calidad, Q(L), y la transferencia de energía 
lineal no restringida, L 
Transferencia de energia lineal 
no restringida, L en agua 
(KeV /*r1 ) 0(D 
10 
10 - 100 
100 1 
0.32L - 2,2 
300/VT" 
ÍVN/» «/% nn^rt/1/o^/co MIA/I» 
- 76 -
Valores del factor de ponderación ti su lar, wT(1) 
A continuación se enumeran los valores del factor de ponderación ti su lar, 
wT: 
Tej ido u órgano Factores de ponderación 
ti su lar, wT 
Gónadas 
Médula espinal (roja) 
Colon 
Pu Imón 
Estómago 
Vejiga 
Pecho 
Hígado 
Esófago 
Tiroides 
Piel 
Superficie ósea 
Resto 0,20 
0,12 
0,12 
0,12 
0,12 
0,05 
0,05 
0,05 
0,05 
0,05 
0,01 
0,01 
0,05(2) O) 
(1) Los valores se han calculado a partir de una población de 
referencia con un número igual de personas de ambos sexos y una 
amplia gama de edades. En la definición de la dosis efectiva se 
refieren a trabajadores, a toda la población y a ambos sexos. 
(2) A efectos de cálculo, el resto se compone de los siguiente tejidos 
y órganos adicionales: suprarrenales, cerebro, intestino grueso 
superior, intestino delgado, riñon, músculo, páncreas, diafragma, 
timo y útero. En la lista se incluyen órganos que pueden ser 
irradiados de manera selectiva. Algunos órganos de la lista se sabe 
que son susceptibles a la inducción del cáncer. Si posteriormente 
se encuentra que otros tejidos y órganos presentan riesgo de cáncer 
inducido, se incluirán con un wT especifico o en esta lista 
adicional que constituye el resto. En esta última se pueden incluir 
otros tejidos u órganos selectivamente irradiados. 
(3) En aquellos casos excepcionales en los que uno de los tejidos u 
órganos restantes reciba una dosis equivalente por encima de la 
dosis más elevada en cualquiera de los 12 órganos para los que se 
especifica un factor de ponderación, se aplicará un factor de 
ponderación de 0,25 a dicho tejido u órgano y un factor de 
ponderación de 0,025 a la dosis media en el resto de los demás 
órganos o tejidos, tal y como se definen más arriba. • 
77 -
ANEXO I I I 
Medidas para evaluar las dosis efectivas debidas a incorporaciones 
Los limites de la dosis efectiva que se establecen en ios articulos 9, 12 y 
14 se aplican a la suma de la dosis efectiva recibida en el. periodo 
determinado y la dosis efectiva comprometida debida a incorporaciones en el 
mismo periodo. La relación entre incorporación y dosis efectiva comprometida 
depende de la edad del individuo, de la forma física y química de la 
sustancia radiactiva y de la vía de incorporación. 
Estas relaciones pueden, por tanto, utilizarse para estimar las dosis 
efectivas pertinentes. Si los limites derivados se utilizan para exposición 
externa y para incorporaciones, el límite de la dosis efectiva puede 
aplicarse mediante la expresión siguiente para cada uno de los grupos de edad 
pertinentes: 
(En el presente Anexo se incluirán, para todos los radionucleidos 
pertinentes, los coeficientes de dosis (Sv/Bq) por inhalación e ingestión 
para los diferentes grupos de edad de la población y de los trabajadores. 
Para las exposiciones a gases nobles, los coeficientes se expresarán en 
la unidad Svy~1/Bqm~3). 
r\r\r> «« nO^ft/1/OO/CC MÍA/ I» 
-/s- . 
ISSN 0257-9545 
COM(93) 349 final 
DOCUMENTOS 
ES 04 05 
N° de catálogo : CB-CO-93-381-ES-C 
ISBN 92-77-58074-7 
Oficina, de Publicaciones Oficíales de las Comunidades Europeas 
L-2985 Luxemburgo