CELEX: 51993PC0349
Language: es
Date: 1993-07-20
Title: Propuesta 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

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 ) .
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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).
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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).
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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).
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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".
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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:
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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.
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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.
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        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 10 3 y 5 x 10 6 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
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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
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                         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
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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
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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
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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
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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:
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                                   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
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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 ( B Q ) : nombre especial de la unidad de actividad. Un boquerelio es
 igual a una transición por segundo.
                                     1 Bq - 1 s-1
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 w T .
 Se define por la fórmula siguiente:
                                  E(T) - £ w T .H T CC)
                                           T
 Al especificar E(T), T e s 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
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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
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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 . H T - 2 wT2wR.DTR
     T            T   R
donde
     D-rp es la dosis absorbida en el órgano, procedente de la radiación R,
     w R 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 w T y w R 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 (H T ): 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:
                                   H
                                     T.R " *R «>T,R
donde
     D j R es la dosis absorbida en el tejido u órgano T, procedente de la
     radiación R, y
     w R el factor, de ponderación de la radiación.
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/Ja
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 Cuando el campo de radiación se compone de tipos y energías con valores
 diferentes de w R , la dosis equivalente total, Hj, viene dada por la
 fórmula:                                                    *
                                              D
                                   "T - £ > R   T,R
                                         R
 Los valores apropiados para w R 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
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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
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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
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                                    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
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                                   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
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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;
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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.
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                                  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.
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                                   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;
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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.
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                                   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 cm x , 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
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                                   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
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                                      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.
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                                  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.
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                                  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;
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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
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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.
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                                    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
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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.
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                                                      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*~ O A / i n / 1 / o * » / c c I I I A/ I
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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 / o o / c c n i A / l a
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     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
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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
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      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 0 0 4 0 / 1 / 0 3 / ^ $ M Í A / l a
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                                              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*? / c e MÍA/la
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                                   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
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                                  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
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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
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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>»~    n o n r M n / 1 /«-»-» >ro II»A./|?»
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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
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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
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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;
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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-,
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            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.
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                                 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.
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                                 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.
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                                   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.
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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
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                                       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
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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               108               106
              Be-7              10*               102
              C-14              106               10<
              0-15              109               10 3
              F-18              105               10
              Na-22             105               1
              Na-24             10*               1
              SI -31            105               102
              P-32              105               102
              P-33              10?               105
              S-35              10?               105
              CI-36             105               10 3
              CI-38             105               1
             Ar-37              1012              107
              Ar-41             109               103
             K-42               10*               10
             K-43               105               10
             Ca-45              10*               IO4
             Ca-47              10*               10
              Sc-46             106               1
              Sc-47             106               10
              Sc-48             105               1
             V-48               105               1
             Cr-51              10?               102
              Fe-52             105               10
              Fe-55             106               10*
              Fe-59             106               1
             Mn-51              105               10
             Mn-52              105               1
             Mn-52m             105               1
Doc. no. 0040/1/93/ES MI A/Ja
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             NucIe i do    Cantidad (Bq) Concentracidn
                                           (IcBq/lcg)
              Mn-53             108           104
                                   6
              Mn-54             10            10
              Mn-56             105           1
              Co-55             105           1
              Co-56             105           1
              Co-57             105           10
              Co-58             10*           10   r
              Co-58m            10?           104
              Co-60           i 104
                                              1
                              1
              Co-60m             106
                                              10 3
              Co-61             10*           10
              Co-62m            105           1
                                   7
              Ni-59             10            10*
              Ni-63             107           10 5
              Ni-65             105           10
              Cu-64             106           10   s
              Zn-65             105          :10
              Zn-69             105           102
              Zn-69m            106           10
              Ge-71             109           103
              Ga-72             105           1
              As-73           * 106           103  ?
              As-74             105           10
              As-76             105           10
              As-77             105           102
              Se-75             106           10
              Br-82             105           1
              Kr-74             109           103
              Kr-76             10™           103
              Kr-77             109           103
              Kr-79             10™           10<
              Kr-81             lu"           10 5
              Kr-83m            10"           10 6
              Kr-85             1010          10 6
Doc. np_ 0040/1/93/ES MIA/ja
 ---pagebreak---                                       - 63 -
            Nuclei do          Cantidad (Bq) Concentraci6n
                                               (kBq/kg)
             Kr-85m                 10™          10*
             Kr-87                  109          10 3
             Kr-88                  109          10 3
             Sr-85                  106          10
             Sr-85m                 106          10
             Sr-87m                 106          10
             Sr-89                  105          102
             Sr-90+                 10-*         10
             Sr-91                  105          10
             Sr-92                  105          1
             Y-90                   105          10
             Y-91                   105          102
             Y-91m                  10?          10
             Y-92                   105          10
             Y-93                   105          10
             Rb-86                  105          10
             Zr-93+                 106          10 3
             Zr-95                  106          10
             ZT-97+                 105          10
             Nb-93m                 107          10 3
             Nb-94                  106          1
             Nb-95                  106          10
             Nb-97                  105          10
             Nb-98                  105          1
             Tc-96                  106          1
             Tc-96m                 108          102
             Tc-97                  10?          10 3
             Tc-97m                 106          1o 3
             Tc-99                  106          10*
             Tc-99m                 107          10
             Mo-90                  105          10
             Mo-93                  107          10 3
             Mo-99                  10»          10
             Mo-101                 105          1
Doc. no 0040/1/93/ES M I A / j a
 ---pagebreak---                 - 64 -
Nucleido Cantidad (Bq) Concentraci6n
                         (kBq/kg)
 Ru-97        107          10
 Ru-103       106          10
 Ru-105       105          10
 RU-106+      105          10
 Rh-103m      108          10 3
 Rh-105       106          102
 Pd-103       107          10 3
 Pd-109       105          102
 Cd-109       106          10 3
 Cd-115       105          10
 Cd-115m      105          102
 Ag-105       106          10
 Ag-110m      106          1
 Ag-111       105          102
 ln-111       106          10
 ln-113m      105          10
 ln-114m      105          102
 ln-115m      105          10
 Sn-113       106          102
 Sn-125       105          10
 Sb-122       105          10
 Sb-124       105          1
 Sb-125       106
 1-123        107
 1-125      . 105          102
 1-126        105          10
 1-129        10^          102
 1-130        105          1
 1-131        105
                           10
 1-132        105
                           1
              105
 1-133                     10
              105
 1-134                     1
              105
 1-135                     1
 ---pagebreak---                  - 65 -
Nuclei do Cantidad (Bq) Concentraci6n
                          (IcBq/kg)
 Cs-129        106          10
 Cs-131        106          102
 Cs-132        106          10
 Cs-134m       105          102
 Cs-134        105          1
 Cs-135        106          10^
 Cs-136        105          1
 Cs-137+       105          10
                  4
 Cs-138        10           1
 Te-123m       106          10
 Te-125m       106          102
 Te-127        105          102
 Te-127m       106          10 3
 Te-129        105          10
 Te-129m       105          102
 Te-131        105          10
 Te-131m       106          1
 Te-132        106          10
 Te-133        105          10
 Te-133m       105          1
 Te-134        105          10
 Xe-131m       10 1 0       10 5
 Xe-133        10 1 0       10^
 Xe-135        10 1 0       104
 Ce-139        106          10
 Ce-141        106          102
 Ce-143        105          10
 Ce-144+       105          10
 Ba-131        106          10
 Ba-140+       105          1
 La-140        105          1
 Pr-142        105          10
 Pr-143        106          102
 ---pagebreak---                                 - 66 -
     Nuc1e i do       Cantidad (Bq)    Concentraci6n
                                         (kBq/kg)
    Pm-147                  106             10*
    Pm-149
    Nd-147
                            105
                            105
                                            ™2
                                            10
    Nd-149                  105             10
    Sm-151                  107             10 5
    Sm-153                  105             102
    Eu-152                  106              1
    Eu-152m                 105             10
    Eu-154                  106              1
    Eu-155                  106             102
    Gd-153                  106             10
    Gd-159                  105             102
    Tb-160                  105              1
    Dy-165                  105            .102
    Dy-166                  106             102
    Ho-166                  105             10
    Er-169                  106             10*
    Er-171                  105             10
    Tm-170                  106             102
    Tin-171                 107             10*
    Yb-175                  106             102
    LU-177                  106             102
    Ta-182                  105              1
    Hf-181                  105             10
    W-181                   107             102
    W-185                   106             104
    W-187                   105             10
    Re-186                  105             102
    Re-188                  105             10
    0S-185                  106             10
                            106             102
    Os-191
                            106             10 3
    0s-191m
                            105             102
    Os-193
                            106              1
    lr-190
Doc. no 0040/1/93/ES MIA/Ja
 ---pagebreak---                                 - 67 -
     Nuclei do       Cantidad (Bq)     Concentraci6n
                                         (kBq/kg)
    lr-192                 105              10
    lr-194                 105              10
   Pt-191                  106              10
   Pt-193m                 106              102
   Pt-197                  105              102
   Pt-197m                 105              102
   Hg-197                  106              102
   Hg-197m                 105              102
   Hg-203                  106              10
   Au-198                  105              10
   Au-199                  106              102
   TI-200                  106               1
   TI-201                  106              10
   TI-202                  106              10
   TI-204                  105              102
   Bi-206                  105               1
   Bi-207                  106               1
   Bi-210                  105              102
   B1-212+                 105               1
   Pb-203                  106              10
                              3
   Pb-210+                 10               10
   Pb-212+                 105               1
   Po-203                  105               1
   Po-205                  106               1
   Po-207                  106               1
                              3
   Po-210                  10               10
   At-211                  106              102
   Rn-220+                 107              104
   Rn-222+                 108               1
   Ra-223+                 104              10
   Ra-224+                 10 4              1
   Ra-225                  104              102
DOC no 0040/1/93/ES MI A/Ja
 ---pagebreak---                               - 68 -
 Nucleido       Cantidad (Bq)        Concentración
                                        (kBq/kg)
Ra-226+                  103               1
                            5
Ra-227                   10               10
Ra-228+                  10*              10
Th-226+                  106              102
Th-227                   10*              10
Th-228+                  10*               1
                            3
Th-229+                  10               10
                            3
Th-230                   10               10
Th-231                   107              102
Th-232sec                102               1
                            5
Th-234+                  10               10
                            3
AC-227+                  10               10
Ac-228                   105              10
                            6
Pa-230                   10               10
                            3
Pa-231                   10               10
                            6
Pa-233                   10               10
U-230+                   10*              102
U-231                    106              102
                            3
U-232+                   10                1
U-233                    10*              102
U-234                    10*              102
U-235+                   10*              102
U-236                    10*              102
                            5
U-237                    10               10
                            4
U-238+                   10               10
                            3
U-238sec                 10                1
U-239                    105              102
                            6
U-240                    10               10 3
                            5
U-240+                   10                1
Np-237+                  103              10
                            6
Np-239                   10               10
          (rn il i » r i
 ---pagebreak---                                       - 69 -
     Nuclei do        Cantidad (Bq)          Concentracidn
                                                (kBq/kg)
    Np-240                       105               1
    Pu-234                       108              102
    Pu-235                       108              102
    Pu-236                       104              102
    Pu-237                       107              102
                                    3
    Pu-238                       10               10
                                    3
    Pu-239                       10               10
                                    3
    Pu-240                       10               10
    Pu-241                       105              10 3
                                    3
    Pu-242                       10               10
    Pu-243                       106              102
                                    3
    Pu-244                       10               10
                                    3
    Am-241                       10               10
    Am-242                       106              102
    Am-242m+                     10 3             10 2
    Am-243+                      10 3             10
    Cm-242                       105              10 3
    Cm-243                       10 3             10
    Cm-244                       104              102
                                    3
    Cm-245                       10               10
    Cm-246                       10 3             10
    Cm-247                       10 3             10
    Cm-248                       10 3             10
    Bk-249                       106              104
    Cf-246                       106              10 3
    Cf-248                       104              102
    Cf-249                       10 3             10
    Cf-250                       104              102
    Cf-251                       10 3             10
    Cf-252                       104              102
    Cf-253                       106              104
    Cf-254                       10 3             10
Doc. no 0040/1/93/ES M I A / j a
 ---pagebreak---                                  - 70 -
     Nucleido         Cantidad (Bq)     Concentración
                                           (kBq/kg)
    Es-253                  10 5             10 3
    Es-254                  10 4             10 2
    Es-254m                 10 5             10
                               7
    Fm-254                  10               10 4
    Fm-255                  10 6             10 3
nor  no 0040/1/33/FS MIA/ia
 ---pagebreak---                                  - 71 -
Tabla B: Lista de nucleidos en equilibrio secular a los que hace referencia
el punto 5.
          Nucleido                  Nucleidos hijos
          padre
          Sr-80+          Rb-80
          Sr-90+          Y-90
          Zr-93+          Nb-93m
          Zr-97+          Nb-97
          RU-106+         Rh-106
          Cs-137+         Ba-137
          Ce-134+         La-134
          Ce-144+         Pr-144
          Ba-140-t-       La-140
          BÍ-212+         TI-208,Po-212
          Pb-212+         Bi-212,TI-208,Po-212
          Rn-220+         Po-216
          Rn-222+         Po-218,Pb-214,Bi-214
          Ra-223+         Rn-219,Po-215,Pb-211,Bi-211
          Ra-224+         Rn-220,Po-216,Pb-212,B i-212,TI-208,
                          Po-212
          Ra-226+         Rn-222,Po-218,Pb-214,Bi-214,Pb-210,
                          Bi-210,Po-210
          Ra-228+         Ac-228
          Th-226+         Ra-222,Rn-218, Po-214
          Th-228+         Ra-224,Rn-220,Po-216,Pb-212,Bi-212.
                          TI-208,Po-212
          Th-229+         Ra-225,Ac-225,Fr-221,At-217,Bi-213,
                          Po-213,Pb-209
          Th-232    sec   Ra-228,Ac-228,Th-228,Ra-224,Rn-220,
                          Po-216,Pb-212,Bi-212,TI-208,Po-212
 ---pagebreak---                                        - 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
 ---pagebreak---                                                   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 ( W R ) : factor adimensional que
             se utiliza para ponderar la dosis absorbida. Los valores adecuados de
             w R se especifican en el presente Anexo.
             Factor de ponderación ti su lar (w T ): 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, w R
      Los valores del factor de ponderación de la radiación, w R , 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 / »
 ---pagebreak---                                                       - 74 -
       Cuando el campo radiactivo se componga de tipos y energías con diferentes
       valores de w R , la dosis absorbida se subdividirá en bloques, cada uno
       de ellos con su propio valor de w R 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 w R
       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                                                                      1
       Neutrones, energia 10 keV                                                     5
                       de 10 keV a 100 keV                                          10
                       de        100 keV a 2 MeV                                    20
                       de        2 MeV a 20 MeV                                     10
                       de        20 MeV                                              5
       Protones, distintos de los de
       rechazo
       Protones, energia >2 MeV
       Partículas alfa, fragmentos de
       fisión, núcleos pesados                                                      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:
                                               w R - 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
                                                                  Tr
                                                                  ,«r
r»*>/»  rsr> ntsAft / i / O O / C C II I A / i «                                 10  io"
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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 w R calculando Q a una profundidad
      de 10 mm en una esfera de tejido equivalente de 30 cm de diámetro, con
      una densidad de 1 cnr 3 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                                      0(D
      no restringida, L en agua
               (KeV /*r 1 )
                         10                                        1
                    10 - 100                                       0.32L - 2,2
                         100                                       300/VT"
ÍVN/»   «/% n n ^ r t / 1 / o ^ / c o M I A / I »
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    Valores del factor de ponderación ti su lar, w T ( 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, w T
         Gónadas                                           0,20
         Médula espinal (roja)                             0,12
         Colon                                             0,12
         Pu Imón                                           0,12
         Estómago                                          0,12
         Vejiga                                            0,05
         Pecho                                             0,05
         Hígado                                            0,05
         Esófago                                           0,05
         Tiroides                                          0,05
         Piel                                              0,01
         Superficie ósea                                   0,01
         Resto                                             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 w T 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. •
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                                     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 M Í A / I»
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                                                                      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