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Timestamp: 2020-02-26 07:29:39+00:00

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UD2A-Tema1 Riesgo Nuclear Valeriano Ortega | Desintegración radioactiva | Radiación ionizante
UD2A-Tema1 Riesgo Nuclear Valeriano Ortega
El capítulo del riesgo nuclear constituye uno de los dedicados a los riesgos tecnológicos, presentado similitudes y puntos en común con los otros dos riesgos tecnológicos. Su particularidad especial radicará en el agente físico que genera este riesgo y en toda la regulación especial del mismo.
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CURSO “ESPECIALISTA EN PROTECCIÓN CIVIL Y EMERGENCIAS”
TEMA 1: RIESGO NUCLEAR
UNIDAD DIDACTICA 2A. RIESGOS
CURSO DE ESPECIALISTA EN PROTECCIÓN CIVIL Y EMERGENCIAS
UD 2A: Riesgos tecnológicos Tema 1: Riesgo nuclear
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A. PRESENTACIÓN DEL TEMA....................................................... 6
A.1. INTRODUCCIÓN ............................................................. 6
A.2. OBJETIVOS .................................................................... 6
A.3. ESQUEMA DE CONTENIDOS ........................................ 6
A.4. ORIENTACIONES PEDAGÓGICAS .............................. 6
B. CONTENIDOS .............................................................................. 8
B.1 ÍNDICE DE CONTENIDOS ............................................... 8
B.2 DESARROLLO DE CONTENIDOS ................................ 10
C. GLOSARIO ................................................................................. 27
D. AUTOEVALUACIÓN .................................................................. 30
D.1 EJERCICIO DE AUTOEVALUACIÓN ............................ 30
D.2. CLAVE DE RESPUESTAS ........................................... 32
E. INFORMACIÓN COMPLEMENTARIA ........................................ 33
E.1 BIBLIOGRAFÍA .............................................................. 33
E.2 ENLACES WWW ............................................................ 33
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A. PRESENTACIÓN DEL TEMA
El capítulo del riesgo nuclear constituye uno de los dedicados a los riesgos
tecnológicos, presentado similitudes y puntos en común con los otros dos
riesgos tecnológicos. Su particularidad especial radicará en el agente físico que
genera este riesgo y en toda la regulación especial del mismo.
El presente tema pretende
 proporcionar unos conocimientos generales sobre la naturaleza de la
radiactividad y los aspectos más relevantes de la misma y de la
protección que exige.
 dar a conocer las instalaciones y actividades que pueden originar este tipo
 proporcionar una visión amplia sobre la respuesta ante una emergencia
nuclear o radiológica mediante: el estudio de la planificación existente,
especialmente la que afecta a una central nuclear; y unas sencillas
instrucciones para abordar correctamente el riesgo radiológico en un
escenario más imprevisto.
A.3. ESQUEMA DE CONTENIDOS
El esquema más simplificado del contenido se puede presentar como sigue:
A.4. ORIENTACIONES PEDAGÓGICAS
Se recomienda al alumno la lectura razonada del texto y la realización del test
de autoevaluación. Si el alumno realiza estas tareas con el debido
aprovechamiento, contará con la base para la comprensión del riesgo nuclear.
Para profundización en alguna de las cuestiones relacionadas con este riesgo
consúltese al tutor o remítase a la información complementaria referenciada.
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B.1 ÍNDICE DE CONTENIDOS
B.2 DESARROLLO DE CONTENIDOS ................................................ 0-10
1.1. RADIACTIVIDAD ............................................................... 0-10
Generalidades de la radiactividad .................................. 0-10
Irradiación externa y contaminación .............................. 0-12
Magnitudes y unidades radiológicas .............................. 0-12
Efectos biológicos de las radiaciones ionizantes ......... 0-13
Detección de la radiación ................................................ 0-13
1.2. PROTECCIÓN RADIOLÓGICA ......................................... 0-14
1.3. INSTALACIONES DE RIESGO ......................................... 0-16
1.4. EMERGENCIA NUCLEAR O RADIOLÓGICA .................. 0-18
Planificación de emergencias nucleares o
radiológicas ...................................................................... 0-18
Aspectos radiológicos de la emergencia nuclear
o radiológica ..................................................................... 0-21
Aspectos técnicos de la emergencia en
centrales nucleares .......................................................... 0-23
Aspectos técnicos del resto de emergencias
radiológicas ...................................................................... 0-24
Generalidades sobre actuación en una
emergencia radiológica ................................................... 0-26
C. GLOSARIO .............................................................................. 0-27
D. AUTOEVALUACIÓN ............................................................... 0-30
D.1 EJERCICIO DE AUTOEVALUACIÓN ......................... 0-30
D.2. CLAVE DE RESPUESTAS ........................................ 0-32
E. INFORMACIÓN COMPLEMENTARIA ..................................... 0-33
E.1 BIBLIOGRAFÍA ........................................................... 0-33
C.2 ENLACES WWW ........................................................ 0-33
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1.1. RADIACTIVIDAD
El átomo se compone de un núcleo central rodeado de una corteza. El núcleo
contiene protones y neutrones; y la corteza, tiene electrones. El átomo queda
determinado por el número atómico Z o número de protones, y por el número
másico A = N+Z, donde N es el número de neutrones.
Para cada tipo de átomo, es decir para cada Z, existen diferentes isótopos,
que tienen distinto A. Se simbolizan por AZ X o X-A, siendo X el símbolo del
elemento químico. La mayoría de los isótopos naturales son estables, pero
también existen los llamados radioisótopos o radionucleidos cuyo núcleo es
inestable dando lugar a la radiactividad.
Ejemplos de isótopos estables: H-1, H-2, C-12, Co-59, I-127, Cs-133, Sn-120, Pb-207.
Ejemplos de isótopos inestables: H-3, C-14, Co-60, I-131, Cs-137, Ra-226, U-235, U-238.
fotón Radiactividad es la propiedad que tienen
los núcleos de algunos átomos de
experimentar transformaciones
espontáneas emitiendo radiaciones, es
decir, energía en forma de ondas
electromagnéticas o partículas
Las radiaciones pueden subdividirse en:
radiaciones no ionizantes, si carecen de
energía suficiente para arrancar electrones
partícula de los átomos y producir iones; y
radiaciones ionizantes si tienen energía
suficiente para ionizar la materia, como los rayos X y la radiactividad; sólo esta
última es el objeto del presente texto.
La radiactividad puede ser natural si proviene de elementos que hay en la
naturaleza. Artificialmente, pueden crearse numerosos radioisótopos
bombardeando isótopos estables con partículas energéticas; tales elementos
pueden aparecer, por ejemplo, como productos de la reacción nuclear de fisión.
La radiactividad natural y artificial son de la misma naturaleza, esto es, siguen
las mismas leyes físicas emitiendo los mismos tipos de radiación.
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Al emitir radiaciones los
isótopos radiactivos se
desintegran transformándose
en otros que pueden ser bien
radiactivos o bien estables. La
cantidad de isótopo radiactivo
no desintegrado disminuye
tiempo según la figura adjunta.
Para aclarar cuantitativamente
el decaimiento radiactivo, se
define el período de
semidesintegración, T1/2,
como el intervalo de tiempo en el que se desintegra la mitad del número de
átomos existentes al principio. Su valor es característico del radioisótopo,
variando entre fracciones de segundos y miles de millones de años.
Por ejemplo, el T1/2 del Co-60 es de 5,27 años; el del Cs-137 es 30,17 años; el del I-131 es
8,04 días; el del Ra-226 es 1599 años; el del U-238 es 4,47·10 años; el del U-235 es 7,04·10 ;
el del Ir-192 es 74,17 días; y el del Tc-99m es 6,02 horas.
Para cuantificar la intensidad con la que una muestra de material radiactivo
emite las radiaciones se define una magnitud denominada actividad, A. Su
unidad en el Sistema Internacional (SI) es el becquerelio, Bq. La actividad
cumple la misma ley de decaimiento que el número de núcleos.
La transformación del núcleo para alcanzar un estado estable puede seguir
caminos diferentes, originando distintos tipos de radiaciones. Tradicionalmente
se estudian las radiaciones alfa , beta  y gamma , aunque también se
puede considerar cualquier partícula subatómica energética.
Cada tipo de radiación se caracteriza por rangos muy diferentes en el poder de
ionización y la capacidad de penetración, que a su vez también dependen
del valor de la energía. La  tiene un gran poder de ionización y una escasa
penetración; la , una mayor penetración y un poder de ionización menor; y la
, que suele acompañar a las otras, tiene una penetración muy superior a ellas,
pero un poder de ionización menor.
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Irradiación externa y contaminación
Irradiación externa es la exposición total o localizada a las radiaciones
ionizantes procedentes de una fuente externa. El individuo sólo resulta
irradiado mientras permanece en el campo de radiación de la fuente.
Contaminación es la presencia indeseada de sustancias radiactivas en la
superficie o en el interior del cuerpo. En este caso, el individuo se convierte en
portador de la propia fuente radiactiva; y, por tanto, resulta irradiado de forma
continua mientras siga portando la contaminación.
Según su ubicación, la contaminación puede ser externa o interna. La
contaminación externa es la deposición de las sustancias radiactivas en la
superficie del cuerpo. La contaminación interna es la incorporación de los
radioisótopos en el interior del organismo. Las vías de entrada de la
contaminación interna son: inhalación, ingestión, piel más o menos deteriorada.
Dosis absorbida, D, es la energía impartida en la unidad de masa. La unidad
en el SI es el J/kg (joule/kilogramo), que recibe el nombre especial de gray, Gy.
Dosis equivalente, H. El daño biológico producido por la radiación no sólo
depende de la energía impartida, sino también de la naturaleza de la radiación
y del tipo de tejido. Considerando esos factores se define la dosis equivalente
H, que cuantifica el riesgo de exposición a las radiaciones ionizantes tanto por
irradiación externa como por contaminación. Tiene las mismas dimensiones
físicas que la D, pero su unidad en el SI adopta el nombre de sievert, Sv.
1 Sv es una dosis muy grande que, de recibirse en un pequeño intervalo de tiempo, podría
causar efectos graves a la salud. Las dosis asociadas a los trabajos normales e incluso a las
emergencias son de órdenes de magnitud muy inferiores, lo que hace más cómodo la
utilización de submúltiplos:
milisievert, 1 mSv = 0,001 Sv microsievert, 1 Sv = 0,001 mSv
Tasa de dosis equivalente H es la variación de la dosis equivalente en el
tiempo; es decir, cuantifica el nivel de radiación existente en un punto del
campo de radiación. Se suele medir en mSv/hora o en Sv/hora.
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Las radiaciones ionizantes son capaces de inducir cambios que dañan o
provocan la muerte de las células con el consiguiente daño a los tejidos,
órganos o sistemas que forman. Se pueden distinguir dos tipos de efectos:
 Efectos estocásticos son aquellos en los que la dosis determina la
probabilidad de aparición de tales efectos y el número y tipo de los
mismos, en este caso la severidad del daño no depende de la dosis.
Son efectos sin umbral, es decir, por muy baja que sea la dosis, siempre
existe cierta probabilidad para la aparición del daño.
Pueden ser efectos somáticos o genéticos dependiendo si se dan en el
individuo expuesto o en su descendencia. Además, el daño estocástico es
latente, manifestándose años o décadas tras la exposición.
Estos efectos son, en concreto, el cáncer y las mutaciones, pero de
probabilidad insignificante a dosis bajas.
 Efectos deterministas son los causados por altas dosis de radiación.
Aparecen si la dosis supera un determinado valor, denominado umbral de
dosis, en un tiempo normalmente corto, son los denominados efectos
agudos; aunque también existen efectos crónicos. Suelen ser efectos de
aparición temprana y la severidad del daño depende de la dosis recibida.
Si las dosis recibidas se mantienen bajas, evitaremos los
efectos deterministas y reduciremos al mínimo la probabilidad
de aparición de efectos estocásticos.
El ser humano no posee ningún sentido capaz de detectar las radiaciones
ionizantes, por tanto deben emplearse equipos para su detección y medida.
Dependiendo de su aplicación, es posible distinguir entre:
 Dosímetros.- Miden la dosis acumulada por los individuos o un punto
cualquiera del ambiente. Cuando se requiera, el personal llevará uno o
más dosímetros. La dosimetría oficial en las instalaciones nucleares y
radiactivas se realiza actualmente con dosimetría de termoluminiscencia
(TLD). Además, se emplean dosímetros de lectura directa (DLD).
 Monitores de radiación o radiámetros.- Miden el nivel de radiación o
tasa de dosis en un punto. Pueden ser fijos o portátiles.
 Monitores de contaminación o contaminómetros.- Miden la
contaminación superficial sobre materiales o personas en cuentas/s, que
pueden convertirse a unidades de contaminación superficial (Bq/cm2)
conociendo la eficiencia del equipo; pueden ser fijos o portátiles.
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Dosímetro TLD DLD digitales
Radiámetro
Fotografías de las marcas: MGP Instruments, Panasonic, Eberline y BERTHOLD Tecnologies.
1.2. PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
La protección radiológica (PR) es un conjunto de normativa, métodos técnicos y
medidas diseñadas para evitar los efectos deterministas y limitar la probabilidad
de aparición de efectos estocásticos hasta valores considerados aceptables.
A efectos de PR, se distingue entre las prácticas o actividades que aumentan
la exposición global a la radiación; e intervenciones o actividades que pueden
reducir la exposición global, entre ellas las emergencias.
Los principios básicos de la PR son:
 Justificación.- El beneficio será superior al daño de forma que no se
autorizará ninguna actividad sin que produzca un beneficio neto positivo.
 Optimización.- Las dosis serán tan bajas como sea razonablemente
posible teniendo en cuenta factores sociales y económicos.
 Limitación de la dosis individual.- Sólo es estrictamente aplicable a las
condiciones normales de trabajo y no a las emergencias.
Las legislaciones y normas nacionales se basan en las recomendaciones de la
Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP). Estas
recomendaciones son adoptadas tanto en la normativa del Organismo
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Internacional de la Energía Atómica (OIEA) como en la de la Unión Europea
y sus estados miembros.
En España, el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) es el único órgano
competente en materia de seguridad nuclear y protección radiológica.
El Reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes
(RPSRI) será aplicable a las instalaciones nucleares y radiactivas y, en general,
a las actividades con riesgo de exposición a radiaciones ionizantes. Este
Reglamento establece principios de prevención, límites de dosis para los
trabajadores expuestos, personas en formación o estudiantes y miembros del
público, normas de protección, determinación y registro de las dosis
individuales, vigilancia médica de los trabajadores expuestos, etc.
También clasifica los lugares de trabajo en función del riesgo de exposición. En
orden de menor a mayor riesgo se definen las siguientes zonas: vigilada (gris
azulado), controlada (verde), y dentro de esta última, de permanencia limitada
(amarillo), de permanencia reglamentada (naranja) y de acceso prohibido
(rojo). El riesgo de exposición en las citadas zonas se señaliza con el trébol
radiactivo enmarcado en una orla rectangular del mismo color.
Las técnicas básicas de protección contra la irradiación externa son:
 Reducir el tiempo.- La dosis recibida es proporcional al tiempo de
exposición, es decir, dosis = tasa de dosis · tiempo.
 Incrementar la distancia.- Sea cual sea la fuente, la H siempre
disminuye al aumentar la distancia, disminución que es inversamente
proporcional al cuadrado de la distancia para fuentes puntuales.
 Utilizar blindaje.- La atenuación de la radiación dependerá del tipo y
energía de la radiación y de la naturaleza y espesor del blindaje. Los
materiales que mejor atenúan la radiación  son aquellos de Z y densidad
elevados como el plomo. Su uso depende mucho de las circunstancias.
Las medidas de protección contra la contaminación son:
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 Medidas preventivas contra la contaminación externa: uso de
vestuario de protección y respeto de las zonas de cambio y paso.
 Medidas preventivas contra la contaminación interna: utilización de
equipos respiratorios, prohibición de comer, beber o fumar y de trabajar
con heridas abiertas en zonas con riesgo de contaminación.
 Medidas correctivas contra la contaminación externa: lavado de la
zona contaminada primero con agua y jabón neutros y después con
reactivos químicos, y métodos que incrementan la sudoración.
 Medidas correctivas contra la contaminación interna (de aplicación
sanitaria): lavado de heridas contaminadas, administración de agentes
químicos que favorecen la eliminación de los contaminantes incorporados
y profilaxis radiológica (administración de iodo estable para saturar la
glándula tiroides y evitar la deposición del iodo radiactivo en ella).
1.3. INSTALACIONES DE RIESGO
Según el Reglamento de instalaciones nucleares y radiactivas (RINR),
 Las instalaciones nucleares incluyen: centrales nucleares, reactores
nucleares, fábricas que utilicen combustibles y sustancias nucleares,
instalaciones de almacenamiento de sustancias nucleares, y dispositivos
e instalaciones que utilicen reacciones nucleares de fusión o fisión para
producir energía o con vistas a la producción o desarrollo de nuevas
 Las instalaciones radiactivas son, salvo las exenciones reguladas en el
RINR: las que contengan una fuente de radiación ionizante; los aparatos
productores de radiaciones ionizantes que funcionen a > 5 kV; y los
locales, laboratorios, fábricas e instalaciones donde haya materiales
radiactivos, excepto el almacenamiento incidental durante su transporte.
El riesgo de las instalaciones nucleares y de un tipo particular de las radiactivas
se puede resumir según las diferentes fases del ciclo de combustible nuclear.
 Primera fase.- Consta de instalaciones de: minería y concentración de U
con la consideración legal de instalaciones radiactivas y de las que
España no tiene en la actualidad ninguna en operación; enriquecimiento
del U, no existentes en España; y fabricación de elementos combustibles,
de las que España cuenta con la Fábrica de Juzbado (Salamanca).
En ellas se trata material radiactivo natural o ligeramente enriquecido en
el isótopo U-235; suelen ser materiales en estado sólido, dispersables o
no, de baja actividad específica, y con radioisótopos de gran T 1/2. Su
riesgo es bajo mereciendo mayor atención el de contaminación interna.
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 Centrales nucleares.- Las centrales nucleares en operación en España
son ocho agrupadas en seis emplazamientos: Trillo (Guadalajara),
Almaraz (Cáceres), Vandellós II y Ascó (Tarragona) y Cofrentes
(Valencia) y Santa María de Garoña (Burgos), esta última en cese de
actividad indefinido y pendiente de definir su futuro.
Son instalaciones con un nivel de seguridad intrínseca muy elevado que
asegura una probabilidad extremadamente baja de accidentes severos
que puedan producir emisiones accidentales de gran impacto con todos
los riesgos radiológicos.
 Residuos radiactivos y fase final del ciclo.- Consta de instalaciones de:
reproceso del combustible gastado, que en España no existen;
almacenamiento de combustible gastado y residuos de alta actividad, en
los propios emplazamientos de las centrales nucleares y en el futuro
almacén temporal centralizado (ATC) en Villar de Cañas (Cuenca); y
almacenamiento de residuos de baja y media actividad ubicado en el
Centro de Almacenamiento de El Cabril (Córdoba).
En esta fase, los accidentes con repercusiones graves son también
altamente improbables, con riesgos de alcance muy limitado, aunque
eventualmente graves en la gestión del residuo de alta actividad.
En cuanto al transporte de material radiactivo, las vías pueden ser tanto
terrestres como aéreas y marítimas. Las actividades transportadas pueden ser
tan elevadas como las del combustible irradiado o tan bajas como las de
materiales ligeramente contaminados.
Las fuentes con material radiactivo sometidas al control regulador o las
fuentes huérfanas, fuera de dicho control regulador después de no haber sido
incluidas en el mismo o después de haber sido abandonadas, perdidas,
robadas, reubicadas o retiradas sin la pertinente autorización, pueden ser:
 Fuentes encapsuladas.- En principio sólo originan riesgo de irradiación
externa, con riesgo potencial de contaminación para el caso improbable
de un accidente severo que deteriore la hermeticidad de la fuente. Se
utilizan en gammagrafía industrial como ensayo no destructivo, así
como en otras aplicaciones de metrología y detección. También se tienen
aplicaciones donde se emplean directamente los efectos de la radiación
sobre la materia (radioterapia y diversas aplicaciones industriales).
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 Fuentes no encapsuladas.- Presentan el riesgo añadido de
contaminación, ya que el isótopo suele encontrarse en una forma
dispersable y su recipiente no está diseñado para mantener la
hermeticidad ante condiciones accidentales; el riesgo de irradiación
externa suele ser variable. Las aplicaciones son sanitarias (medicina
nuclear para terapia y diagnóstico) e industriales (utilizando los
radioisótopos como trazadores).
Por su potencial para causar efectos deterministas graves si no se dan las
condiciones de seguridad apropiadas, interesan las fuentes encapsuladas de
alta actividad, sobre las que se refuerza el control regulador.
En ocasiones, cuando estas fuentes se han convertido en fuentes huérfanas y
no han sido reconocidas como tales, lo cual ha ocurrido típicamente en
instalaciones de procesado de materiales metálicos, se han producido
accidentes de consecuencias graves. Ello ha impulsado medidas de
señalización adicional sobre estas fuentes o incluso de vigilancia radiológica en
instalaciones donde pudieran encontrarse.
1.4. EMERGENCIA NUCLEAR O RADIOLÓGICA
Planificación de emergencias nucleares o radiológicas
La planificación de la emergencia nuclear y radiológica se organizará en dos
niveles complementarios: nivel de respuesta interior o de autoprotección y
Según en el RINR, toda instalación nuclear o radiactiva dispone de un plan de
emergencia interior (PEI). Cuando lo determine el CSN, los organismos
competentes establecen planes de emergencia exterior (PEE).
El RPSRI establece que las emergencias de las centrales nucleares se
regularán según sus PEI y los PEE de protección civil, derivados del Plan
Básico de Emergencia Nuclear (PLABEN); para el resto de instalaciones y
actividades se aplicarán los PEI o de autoprotección derivados de otras
directrices básicas de planificación y otras normas de protección civil.
Además existen planes, o en todo caso programas de PR con procedimientos
de emergencia, aplicables a las emergencias en los transportes de material
radiactivo adaptados a la directriz correspondiente de protección civil.
El alcance temporal de las emergencias nucleares y radiológicas se divide en:
fase de emergencia y fase de recuperación. Las normas y criterios del
PLABEN y de la Directriz básica ante el riesgo radiológico se refieren sobre
todo a la fase de emergencia, si bien algunos criterios también pueden
considerarse aplicables a la de recuperación.
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Planificación de la emergencia exterior de una central nuclear
El nivel de respuesta interior o de autoprotección se concreta en un PEI
elaborado de acuerdo al RINR. El nivel de respuesta exterior se concreta en los
planes de emergencia nuclear exteriores a las centrales nucleares (PEN) y en
el Plan de emergencia nuclear del nivel central de respuesta y apoyo
(PENCRA). Los PEN y el PENCRA se elaboran siguiendo el Plan Básico de
Emergencia Nuclear (PLABEN).
El PENCRA se estructura en: dirección, comité estatal de coordinación
(CECO), gabinete central de información y comunicación y grupo de asistencia
técnica y operativa. Las funciones de seguridad nuclear y PR corresponden a la
organización de respuesta ante emergencias del CSN (ORE).
Los cinco PEN españoles son: PENBU en Burgos, PENCA en Cáceres,
PENGUA en Guadalajara, PENTA en Tarragona y PENVA en Valencia.
La estructura básica típica del PEE es la indicada en el esquema adjunto, si
bien el PENTA ofrece una estructura diferente con dos grupos operativos más.
El director del PEN será el Delegado de Gobierno de la CC.AA. donde se
encuentre la central nuclear, aunque puede delegar en el Subdelegado del
Gobierno de la provincia. Cuenta con el asesoramiento, entre otros, del órgano
ejecutivo del PEN (jefes de los grupos operativos y un alcalde elegido de entre
los Presidentes de las Corporaciones de los municipios de la zona I), del CECO
del PENCRA y del CSN en materia de seguridad nuclear y radiológica.
Los grupos operativos típicos de los PEN pueden estructurarse como sigue:
 Grupo de coordinación y asistencia técnica.- Servicios: asistencia
técnica; coordinación municipal; comunicaciones.
 Grupo radiológico.- Servicios: control radiológico; dosimetría; vigilancia
radiológica ambiental; gestión de residuos.
 Grupo de seguridad ciudadana y orden público.- Servicios: control de
accesos; seguridad ciudadana; apoyo operativo.
 Grupo sanitario.- Servicios: sanitario de primera intervención; sanitario
en las estaciones de clasificación y descontaminación (ECD); sanitario en
las áreas base de recepción social (ABRS); y transporte sanitario.
 Grupo de apoyo logístico.- Servicios: transporte; abastecimiento y
albergue; asistencia social; y contra incendios y salvamento.
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Los planes de actuación municipal en emergencia nuclear (PAMEN) tienen:
 Una dirección que ostenta el alcalde del municipio, dirigiendo y
coordinando con la asistencia de un órgano ejecutivo las actuaciones que
ordene el director del PEN a la organización del PAMEN.
 Unos servicios operativos que colaboran con los grupos operativos del
PEN en la ejecución de las medidas de protección y demás actuaciones.
Según las zonas de planificación establecidas y ciertas funciones específicas
dentro de los planes, se distinguen los siguientes tipos de municipios: de zona
I, de zona II, sede de ECD, con funciones de ABRS. Éstos se muestran para
dos ámbitos geográficos de planificación en los siguientes planos.
Los centros de coordinación operativa esenciales para la gestión de
emergencia nuclear del nivel de respuesta exterior son: centro de coordinación
operativa del PEN (CECOP); centros autonómicos de coordinación operativa;
centro de coordinación operativa municipal (CECOPAL); centro de coordinación
operativa del PENCRA; y sala de emergencias del CSN (SALEM).
Planificación de la emergencia radiológica
Las emergencias radiológicas que pudieran derivarse de actividades o
instalaciones con sustancias nucleares o radiactivas, incluidas las actividades
ilícitas cuya intención es provocar daño, serían objeto de planes especiales de
protección civil de acuerdo con la Directriz básica de planificación de protección
civil ante el riesgo radiológico. Quedan excluidas de su ámbito las emergencias
reguladas en el PLABEN, las del transporte de materias radiactivas por
carretera y ferrocarril, y por mar, salvo que se produzcan en el ámbito portuario.
El nivel de respuesta interior o de autoprotección se concreta en
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 Un PEI elaborado según el RINR o supletoriamente según la Norma
Básica de Autoprotección (NBA) para instalaciones reguladas.
 Un Plan de Autoprotección elaborado según la NBA, y según el RPSRI
para instalaciones o actividades no reguladas.
El nivel de respuesta exterior incluirá los siguientes planes especiales frente a
emergencias radiológicas: planes de actuación municipal que formarán parte
del plan de CC.AA.; planes de las CC.AA.; y plan estatal.
El CSN ha desarrollado una guía técnica para el desarrollo e implantación de
los criterios radiológicos de la mencionada Directriz.
También se elaborará un catálogo nacional de instalaciones o actividades que
pueden dar lugar a situaciones de emergencia por riesgo radiológico.
Aspectos radiológicos de la emergencia nuclear o radiológica
Niveles de intervención para medidas de protección
Los niveles de intervención son, en general, valores de dosis o de alguna
magnitud relacionada con ella que, en caso de superación o previsión de
superación, recomiendan la aplicación de medidas de protección.
De la justificación y optimización de las medidas protectoras deben surgir
niveles de intervención genéricos (para la planificación) y niveles de
intervención específicos (para la actuación).
Siempre existirá un valor de dosis proyectada a partir del cual la intervención
estará justificada si dicho valor corresponde a los umbrales correspondientes
a efectos deterministas graves, excepto en el caso de acciones destinadas a
salvar vidas, que raras veces se pueden limitar por evaluaciones dosimétricas.
Los niveles de intervención para medidas de protección urgentes,
expresados como dosis individuales evitables genéricamente justificadas y
optimizadas referidas al promedio de muestras representativas de la población
y no a los individuos más expuestos, son los siguientes.
Medida de protección Dosis efectiva evitable (mSv) Dosis absorbida evitable (mGy)
Confinamiento 10 (duración  2 días)
Profilaxis radiológica 100 (tiroides)
Evacuación 50 (duración  1 semana)
Los niveles de intervención para medidas de larga duración, expresados
como dosis totales genéricamente justificadas y optimizadas causadas por
todas las vías de exposición que pueden evitarse adoptando la medida
protectora excluidos normalmente los alimentos y el agua, son los siguientes.
Albergue de media duración (traslado temporal) 30 mSv/1 mes y 10 mSv/mes siguiente
10 mSv/mes al cabo de 1 ó 2 años
1 Sv dosis proyectada en toda la vida
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Las medidas de protección se indican en el anexo IV del PLABEN y en el
anexo III de la Directriz básica ante el riesgo radiológico.
El control de accesos se constituye como la primera medida preventiva a
tomar y un complemento esencial a las principales medidas de protección.
El confinamiento, la profilaxis radiológica y la evacuación son las
principales medidas aplicables en la fase de emergencia con el objeto de
proteger al público contra la irradiación externa causada por la nube radiactiva
y sus depósitos y contra la inhalación de las sustancias radiactivas de la nube.
En la fase de emergencia también pueden ser aplicables ciertas medidas
urgentes complementarias como las relativas a la autoprotección, restricciones
al consumo de alimentos y agua, estabulación de animales, y
descontaminación personal. Las medidas de autoprotección incluyen desde
métodos sencillos, al alcance de la población afectada, como el uso de prendas
sobre el cuerpo o colocadas en los orificios nasales, el taponamiento de
rendijas o la parada de los sistemas de ventilación, hasta otros más
sofisticados y normalmente destinados a la protección del personal
interviniente, como el uso de vestuario especial o de equipos de respiración.
La medidas de protección de larga duración contempladas son el traslado
temporal (albergue de media duración), traslado permanente (realojamiento), el
control de alimentos y agua, y la descontaminación de áreas.
Niveles de dosis de emergencia para el personal de intervención
Para el control radiológico del personal de intervención se establecen niveles
de dosis de emergencia diferenciando tres grupos según las tareas asignadas.
 Grupo 1.- Acciones urgentes para salvar vidas, prevenir lesiones graves o
evitar un agravamiento que pueda ocasionar dosis considerables al
público. Se realizarán todos los esfuerzos posibles para que la dosis
sea menor que los umbrales de efectos deterministas graves para la
salud. Será personal voluntario y no pueden ser mujeres embarazadas.
 Grupo 2.- Aplicación de medidas de protección urgentes y otras
actuaciones de emergencia. Se realizarán todos los esfuerzos
razonables para que la dosis sea inferior a 50 mSv/año de dosis efectiva.
 Grupo 3.- Operaciones de recuperación, controlada plenamente la
situación tras el accidente y restablecidos los servicios esenciales en la
zona afectada. Se aplicará el sistema de PR asociada a las prácticas.
Las condiciones de la propia emergencia y la gran improbabilidad de exposiciones significativas
de los actuantes explican el menor control respecto a las situaciones normales sin que ello
suponga un aumento del riesgo a largo plazo. Lo aquí mencionado sólo aplicaría realmente a
situaciones límite muy improbables. Además no conviene olvidar que lo realmente importante
es el principio de optimización, que ayuda a reducir los riesgos radiológicos al mínimo posible.
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Aspectos técnicos de la emergencia en centrales nucleares
Categoría de accidente, situación de emergencia y medida de protección
Los accidentes previstos en los PEI de las centrales nucleares se clasifican en
cuatro categorías (de la I a la IV en orden creciente de gravedad) según la
gravedad del suceso y de la naturaleza y cantidad de material radiactivo que se
pueda liberar al exterior.
Para aplicar las medidas de protección se establecen cuatro situaciones de
emergencia, que se clasifican de la 0 a la 3 en función del tipo y alcance de las
propias medidas de protección de acuerdo con la tabla siguiente.
Situación Medidas de protección
1 Control de accesos.
Medidas urgentes principales: confinamiento, profilaxis radiológica.
2 Medidas urgentes complementarias: Autoprotección ciudadana y del
personal de intervención, restricciones al consumo de alimentos y agua,
Las de la situación 2 más:
3 Medidas urgentes principales: evacuación.
Medidas urgentes complementarias: descontaminación personal.
Para justificar radiológicamente estas medidas, existirá una correlación
mediante modelos numéricos entre la previsión de actividad emitida (categoría
del suceso iniciador) y el nivel de riesgo expresado como dosis evitables.
Categoría En los primeros momentos de una emergencia y ante el
I 0 grado de incertidumbre que pudiese haber, se puede
II, III 1 establecer una relación directa entre la categoría de
2 accidente y la situación de emergencia que facilite la
toma de decisiones para aplicar las medidas de
protección urgentes según la tabla siguiente.
El CSN propondrá las medidas de protección al director del PEN, quien
declarará las situaciones de emergencia y decidirá las medidas de protección
aplicables, teniendo en cuenta todas las circunstancias.
Zonas de planificación para la emergencia nuclear
Las zonas de planificación para la aplicación de las medidas de protección
vienen definidas por la distancia a la central, la dirección del viento y el
espectro de accidentes considerados. En concreto se definen:
 Zona 0 o zona bajo control del explotador, donde se aplica el PEI.
 Zona I o zona de medidas de protección urgentes, círculo de 10 km de
radio concéntrico con la central nuclear.
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 Zona II o zona de medidas de protección de larga duración, corona
circular entre las circunferencias de 10 y 30 km concéntricas a la central.
En un accidente real y según su gravedad y las condiciones atmosféricas, la
aplicación de las medidas de protección podrá limitarse a una parte de las
zonas de planificación o extenderse más allá de éstas. Así, en el PLABEN se
definen el sector de atención preferente y la zona de atención preferente,
representadas en las figuras siguientes.
Personal de intervención
Todo el personal que intervenga en un área afectada por una emergencia
nuclear: tendrá la formación e información adecuada según lo establecido en el
Acuerdo del Consejo de Ministros de 1 de octubre de 1999; dispondrá de
control dosimétrico desde el comienzo de su intervención; y será sometido a
una vigilancia sanitaria especial posterior a su intervención.
Aspectos técnicos del resto de emergencias radiológicas
Las emergencias radiológicas se clasifican en grupos de manera que sea
posible una planificación común para cada una de ellos y que según el anexo I
de la Directriz básica ante el riesgo radiológico se puede resumir como sigue.
Grupo Descripción Tipo de actividad asociada
I Emisiones, en el exterior del  Reactores nucleares de P > 100 MW en buques de
emplazamiento, capaces de propulsión nuclear.
producir efectos deterministas  Almacenamiento centralizado o definitivo de combustible
graves. irradiado fuera del emplazamiento de CN.
II Emisiones, en el exterior del  Reactores nucleares de P < 100 MW en buques de
superar los niveles de  Ciclo del combustible nuclear: fabricación de combustible
intervención de medidas de nuclear; almacenamiento temporal de combustible irradiado
protección urgentes, pero con en lo que fueron emplazamientos de CN. *
muy baja probabilidad de
superar los umbrales de dosis
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de efectos deterministas graves.
III Consecuencias limitadas al  Ciclo del combustible nuclear:
emplazamiento, en los que - Almacenamiento y gestión de residuos de media actividad.
podrían superarse los umbrales - IN en desmantelamiento y sin combustible nuclear gastado
de dosis de efectos en el emplazamiento.
deterministas. Sin riesgos - IR de 1ª categoría, en general, según el RINR (excepto la
radiológicos significativos fuera minería de U).
del emplazamiento.  IR con fines científicos, médicos, agrícolas, comerciales e
- Irradiación industrial, radioterapia, control de procesos y
radiografía industrial con fuentes cuya actividad produce
tasas de dosis, sin blindaje,  100 mGy/hora a 1 m.
- Aceleradores de partículas.
- Producción de isótopos radiactivos.
IV Prácticas o actividades con  Almacenamiento y gestión de residuos de baja actividad.
riesgos pequeños o  Irradiación industrial, control de procesos y radiografía
desconocidos para la salud de industrial, con fuentes cuya actividad produce tasas de
las personas. Incluye las dosis, sin blindaje,  100 mGy/hora a 1 m.
situaciones en que se manifieste  Minería del U y Th.
un riesgo radiológico en
actividades no reguladas.  Radiofarmacias que manipulen I-131.
 Otras instalaciones hospitalarias y médicas no asociadas al
 Instalaciones o lugares en que es posible que aparezcan
fuentes radiactivas fuera del control regulador, tales como:
procesado de material metálico; aduanas; eliminación y
tratamiento de residuos; edificios públicos.
 Actividades con otros riesgos radiológicos tales como:
pérdida, abandono, robo o uso no autorizado de fuentes de
alta actividad o huérfanas; caída de satélites con fuentes
radiactivas; dispersión de materiales nucleares o radiactivos
de actividades militares; actos terroristas o criminales con
V Intervenciones de restricción de  Instalaciones de otros países en que un accidente puede
alimentos o bienes en implicar consecuencias radiológicas en alguna parte del
accidentes fuera del territorio territorio nacional.
* La transición entre la aplicación del PLABEN y la Directriz Básica en estas instalaciones se
realizará en un momento dado entre la autorización del desmantelamiento y la declaración de
clausura de la instalación, previo informe del CSN y basándose en el análisis de los riesgos.
Zonas de actuación para la emergencia radiológica
Las zonas de actuación se establecerán de acuerdo con los siguientes criterios:
Zona de aplicación de
Situación Zona de alerta
Se tiene caracterización La tasa de dosis puede ser > 5 La tasa de dosis puede ser >
radiológica mSv/hora. 100 μSv/hora.
No se tiene caracterización Círculo con centro en el foco Corona circular con centro en
radiológica y el foco de riesgo de riesgo y radio = 100 m. el foco de riesgo y con radios
está en un espacio abierto interno y externo de 100 m y
200 m respectivamente.
No se tiene caracterización Zona dentro del propio recinto, Resto del edificio en el que
radiológica y el foco de riesgo o área del edificio, en el que está el foco de riesgo y sus
está en un recinto cerrado está el foco de riesgo. (*) anejos.
(*) El recinto se extiende hasta el primer punto aislable de los sistemas de servicio que
atraviesan sus límites físicos.
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Generalidades sobre actuación en una emergencia radiológica
Sólo algunas de las fuentes radiactivas pueden originar un riesgo mayor para la población tal
que sea necesario aplicar medidas de protección. En condiciones normales, estas fuentes
están ligadas a instalaciones nucleares, radiactivas y a los transportes con ellas relacionados.
Los posibles escenarios de un accidente radiológico son variados, dependiendo
del tipo y aplicación de la instalación. En general pueden ser en instalaciones
nucleares, instalaciones radiactivas y en el transporte de material radiactivo.
La actuación en una emergencia radiológica en un escenario imprevisto como,
por ejemplo, el derivado de un accidente de transporte, vendría condicionada
entre otros factores: por la fuente radiactiva, que puede ser encapsulada con
riesgo de irradiación externa, o dispersa con riesgo añadido de contaminación;
y por el estado de los heridos, con o sin urgencia vital.
Como regla general, la urgencia médica prima sobre la
radiológica, ya que los problemas médicos ligados
exclusivamente a la radiactividad son, en general, secundarios.
Ante una improbable irradiación externa accidental, urge una evaluación
dosimétrica mediante la lectura de los dosímetros, estimaciones o análisis en
muestras de sangre tomadas lo antes posible después del accidente.
 Para dosis < 0,3 Gy no se observa ningún síntoma ni se recomienda
ninguna medida a tomar sin perjuicio de lo establecido la legislación.
 Entre 0,3 y 1 Gy no se precisa ningún tratamiento, ni hospitalización, pero
sí una precisa vigilancia clínica.
 A partir de 1 Gy se precisa una hospitalización para la vigilancia y el
tratamiento que se determine.
La contaminación externa de la piel es, en general, un incidente benigno. Se
recomienda localizarla, no difundirla a otras partes no contaminadas del cuerpo
y no transformarla en contaminación interna por penetración en el organismo,
protegiendo los orificios naturales y las heridas. Existe toda una metodología
relativa a la descontaminación en normativa y procedimientos.
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Áreas base de recepción social
Instalaciones de los planes de emergencia exterior habilitadas para alojar a
los evacuados de una emergencia nuclear.
Cualquier instalación fija para la producción de energía mediante un reactor
Proceso global de provisión del combustible nuclear, funcionamiento de las
centrales nucleares y gestión de los productos radiactivos generados en
Concentración del uranio
Operación de aumentar la proporción de uranio a partir del mineral extraído
Operación de aumentar la abundancia isotópica del U-235, que es el isótopo
fisionable del uranio natural.
Estaciones de clasificación y descontaminación
Instalaciones debidamente equipadas de los planes de emergencia exterior
en las que se recibe e identifica a las personas con sospecha de
contaminación radiactiva, se comprueba la presencia de la misma y se
efectúan las descontaminaciones externas adecuadas a sus medios.
Técnica de radiografía industrial de piezas y estructuras metálicas, de
hormigón etc., en las que se utilizan los rayos gamma procedentes de una
fuente encapsulada, incorporada en un equipo, para obtener una imagen del
objeto sobre una placa fotográfica.
Utilización de los radioisótopos, como fuentes encapsuladas y no
encapsuladas, con fines médicos de diagnóstico o terapia. Se usan "in vivo"
(servicios de medicina nuclear) o "in vitro" (laboratorios de
radioinmunoanálisis).
Persona de la población, con excepción de los trabajadores expuestos, las
personas en formación y los estudiantes durante sus horas de trabajo, así
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como la persona durante la exposición a que se refieren los párrafos a), b) y
c) del apartado 4 del artículo 4 del Reglamento sobre Protección Sanitaria
Persona en formación o estudiante
A los efectos del Reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones
ionizantes, toda persona que, no siendo trabajador, recibe formación o
instrucción en el seno o fuera de una empresa para ejercer un oficio o
profesión, relacionado directa o indirectamente con actividades que pudieran
implicar exposición a radiaciones ionizantes.
Técnica que emplea radiaciones ionizantes con fines terapéuticos.
Cualquier estructura que contenga combustibles nucleares dispuestos de tal
modo que dentro de ella pueda tener lugar un proceso automantenido de
fisión nuclear sin necesidad de una fuente adicional de neutrones.
Residuo radiactivo de alta actividad
Todo material o producto de desecho para el cual no está previsto ningún
uso y que está incluido en alguno de los casos:
1. Los líquidos altamente radiactivos, conteniendo la mayor parte de los
productos de fisión y algunos actínidos, que se separan en el primer
ciclo de extracción con disolventes durante la reelaboración química
del combustible irradiado, así como los efluentes relacionados con
3. Cualquier otro residuo de actividad comparable a uno de los dos
Residuo radiactivo de baja y media actividad
Todo material o producto de desecho que contiene radionucleidos con una
actividad suficientemente baja para no ser considerado residuo radiactivo de
Persona sometida a una exposición a causa de su trabajo derivada de las
prácticas a las que se refiere el Reglamento sobre protección sanitaria
contra radiaciones ionizantes que pudieran entrañar dosis superiores a
alguno de los límites de dosis para miembros del público.
Es aquella zona en la que:
1. Exista la posibilidad de recibir dosis efectivas superiores a 6 mSv por
año oficial o una dosis equivalente superior a 3/10 de los límites de
ESCUELA NACIONAL DE PROTECCIÓN CIVIL Página 28
dosis equivalentes para el cristalino, la piel y las extremidades, según
se establece en el apartado 2 del artículo 9 del Reglamento sobre
protección sanitaria contra radiaciones ionizantes, o
2. Sea necesario seguir procedimientos de trabajo con objeto de
restringir la exposición a la radiación ionizante, evitar la dispersión de
contaminación radiactiva o prevenir o limitar la probabilidad y
magnitud de accidentes radiológicos o sus consecuencias.
Zona controlada de acceso prohibido
Es aquélla en la que existe el riesgo de recibir, en una exposición única,
dosis superiores a los límites de dosis fijados en el artículo 9 del Reglamento
sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes.
Zona controlada de permanencia limitada
Es aquélla en la que existe el riesgo de recibir una dosis superior a los
límites de dosis fijados en el artículo 9 del Reglamento sobre protección
Zona controlada de permanencia reglamentada
Es aquélla en la que existe el riesgo de recibir en cortos períodos de tiempo
una dosis superior a los límites de dosis fijados en el artículo 9 del
Reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes y que
requieren prescripciones especiales desde el punto de vista de la
Es aquella zona en la que, no siendo zona controlada, exista la posibilidad
de recibir dosis efectivas superiores a 1 mSv por año oficial o una dosis
equivalente superior a 1/10 de los límites de dosis equivalentes para el
cristalino, la piel y las extremidades, según se establece en el apartado 2 del
artículo 9 del Reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones
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D.1 EJERCICIO DE AUTOEVALUACIÓN
1) Consultando el valor del período de semidesintegración correspondiente,
¿qué fracción de la actividad (Bq) inicial de una fuente de iridio-192 quedará
al cabo de unos 296 días?
a) 1/16 (la dieciseisava parte).
b) ½ (la mitad).
c) 1/8 (la octava parte).
d) 1/100 (la centésima parte).
2) Sabiendo que la tasa dosis en una zona es de 60 Sv/hora, ¿qué dosis
recibiría un actuante que se encuentre en dicha zona durante un tiempo de
2 horas y 30 minutos?
a) 90 Sv.
b) 150 Sv.
c) 120 Sv.
d) 180 Sv.
3) Las radiaciones ionizantes:
a) Pueden producir efectos estocásticos cuya probabilidad de aparición
dependerá entre otros factores de la dosis recibida.
b) Sólo producen efectos deterministas.
c) Siempre producen efectos estocásticos cuando la dosis recibida supera
un cierto valor umbral.
d) Siempre producen efectos estocásticos y deterministas.
4) El único organismo español competente en materia de seguridad nuclear y
protección radiológica es
a) la Sociedad Nuclear Española.
b) la Dirección General de Protección Civil y Emergencias.
c) la Comisión Internacional de Protección Radiológica.
d) el Consejo de Seguridad Nuclear.
5) El posicionamiento tras un blindaje es un método de protección efectivo
a) Para reducir el riesgo de contaminación por inhalación.
b) Para reducir el riesgo de contaminación por ingestión.
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c) Para reducir el riesgo de irradiación externa.
d) Para reducir los tres riesgos anteriores.
6) En condiciones normales de funcionamiento, las fuentes encapsuladas de
material radiactivo suponen un riesgo:
a) Sólo de contaminación.
b) De contaminación interna y de irradiación externa.
c) Sólo de irradiación externa.
d) De irradiación externa y contaminación.
7) El PENCA es el plan de emergencia nuclear exterior a la central nuclear de:
a) Santa María de Garoña.
b) Trillo.
c) Almaraz.
d) Vandellós II.
8) En una emergencia nuclear:
a) La zona de medidas de protección urgentes es más amplia que la zona
de medidas de protección de larga duración.
b) La zona bajo control del explotador es más amplia que zona de medidas
de protección urgentes.
c) La zona de medidas de protección de larga duración es más amplia que
la zona de medidas de protección urgentes.
d) La zona bajo control del explotador es más amplia que zona de medidas
de protección de larga duración.
9) Por profilaxis radiológica se entiende
a) La utilización de protección respiratoria.
b) La ingestión de un compuesto de yodo estable (no radiactivo).
c) El control radiológico de agua y alimentos.
d) La utilización de vestuario para evitar la contaminación de la piel.
10) En un accidente radiológico con exposición de una o varias personas a la
a) La contaminación humana no tiene ninguna importancia.
b) la urgencia convencional prima normalmente sobre la urgencia
c) la contaminación humana es un incidente grave.
d) la urgencia radiológica prima normalmente sobre la urgencia
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D.2. CLAVE DE RESPUESTAS
1) a. Solución en la explicación del período de semidesintegración dentro del
apartado Generalidades de la radiactividad (Radiactividad).
2) b. Solución dentro del apartado Magnitudes y unidades radiológicas
(Radiactividad).
3) a. Solución dentro del apartado Efectos biológicos de las radiaciones
ionizantes (Radiactividad).
4) d. Solución en la mención del Consejo de Seguridad Nuclear (Protección
Radiológica).
5) c. Solución en explicación de las técnicas básicas de protección contra la
irradiación externa, usar blindaje (Protección Radiológica).
6) c. Solución en explicación de las fuentes encapsuladas (Instalaciones con
7) c. Solución en el apartado Planificación de emergencias nucleares o
radiológicas (Emergencia nuclear o radiológica).
8) c. Solución en explicación de las zonas de planificación dentro del apartado
Aspectos técnicos de los planes de emergencia nuclear (Emergencia
nuclear o radiológica).
9) b. Solución en explicación de las medidas correctivas contra la
contaminación interna (Protección Radiológica).
10) b. Solución dentro el apartado Generalidades de la emergencia radiológica
(Emergencia nuclear o radiológica).
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E. INFORMACIÓN COMPLEMENTARIA
E.1 BIBLIOGRAFÍA
. Publicaciones divulgativas de organismos y agencias nacionales e
internacionales (CSN, ENRESA, Comisión Europea, IAEA, etc.) y de empresas del
ámbito de las instalaciones nucleares y radiactivas.
.·Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas, aprobado por el Real
Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, (BOE núm. 313 del viernes 31 de diciembre
de 1999); y modificado por el Real Decreto 35/2008, de 18 de enero, (BOE núm. 42
del lunes 18 de febrero de 2008).
.·Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes, aprobado
por el Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, (B.O.E. núm. 178 del jueves 26 de julio
de 2001); y modificado por el Real Decreto 1439/2010, de 5 de noviembre, (B.O.E.
núm. 279 del jueves 18 de noviembre de 2010).
. Directiva 2013/59/Euratom del Consejo de 5 de diciembre de 2013 por la que se
establecen normas de seguridad básicas para la protección contra los peligros
derivados de la exposición a radiaciones ionizantes, y se derogan las Directivas
89/618/Euratom, 90/641/Euratom, 96/29/Euratom, 97/43/Euratom y
.·Plan Básico de Emergencia Nuclear, aprobado por el Real Decreto 1546/2004, de
25 de junio, (B.O.E. núm. 169 del miércoles 14 de julio de 2004); y modificado por el
Real Decreto 1428/2009, de 11 de septiembre, (B.O.E. núm. 221 del sábado 12 de
.·Resolución de 20 de octubre de 2009, de la Subsecretaría, por la que se publica
el Acuerdo de Consejo de Ministros de 16 de octubre de 2009, por el que se
aprueba el Plan Director correspondiente al Plan de Emergencia Nuclear Exterior a
las diferentes centrales nucleares, (B.O.E. núm. 271 del martes 10 de noviembre de
.·Orden INT/1695/2005, de 27 de mayo, por la que se aprueba el Plan de
Emergencia Nuclear del Nivel Central de Respuesta y Apoyo, (BOE núm. 137 de 9
.·Real Decreto 1564/2010, de 19 de noviembre, por el que se aprueba la Directriz
básica de planificación de protección civil ante el riesgo radiológico, (B.O.E. núm.
281 del sábado 20 de noviembre de 2010).
. Guía técnica del Consejo de Seguridad Nuclear para el desarrollo e implantación
de los criterios radiológicos de la Directriz básica de planificación de protección civil
ante el riesgo radiológico. Colección Informes Técnicos 32.2012.
. Información previa a la población en emergencia nuclear. Dirección General de
E.2 ENLACES WWW
Dirección General de Protección Civil y Emergencias: www.proteccioncivil.org
Ministerio de Industria, Energía y Turismo: http://www.minetur.gob.es/
Consejo de Seguridad Nuclear: www.csn.es
Foro de la Industria Nuclear Española: www.foronuclear.org
Organismo Internacional de la Energía Atómica (inglés): www.iaea.org
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