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Quimioluminiscencia y Inmunoradiometria
Documento de energía big bang
Efluentes radiactivos en instalaciones radiactivas. Sistemas de tratamiento. Limitacin, vigilancia y control.(16/09/2008)
1. INTRODUCCIN ....................................................................................................................3 2 LEGISLACIN APLICABLE ............................................................................................4 3. RESIDUOS GENERADOS EN LAS INSTALACIONES RADIACTIVAS.................5 CONSIDERACIONES GENERALES ..................................................................................5 4. LIMITACIN, VIGILANCIA Y CONTROL..................................................................7 4.1 LIMITACIN .................................................................................................................7 ANTECEDENTES 4.2 VIGILANCIA Y CONTROL .........................................................................................12 7
5 INSTALACIONES RADIACTIVAS DE INVESTIGACIN Y DOCENCIA DE LA UNIVERSIDAD DE GRANADA ......................................................................................................13 6. SISTEMAS DE TRATAMIENTO DE EFLUENTES EN INSTALACIONES RADIACTIVAS .................................................................................................................................13 7. VAS DE GESTIN POR PARTE DE LAS INSTALACIONES RADIACTIVAS DE LA UNIVERSIDAD ..........................................................................................................................14 8. GESTIN DE MATERIALES RESIDUALES SLIDOS CON CONTENIDO RADIACTIVO: ..................................................................................................................................15 9. BIBLIOGRAFA..............................................................................................................16
1. Introduccin Al igual que en cualquier otra actividad humana, en el uso de fuentes radiactivas o de istopos no encapsulados en las instalaciones radiactivas, se generan una serie de residuos, como consecuencia de la actividad principal de la instalacin. La Ley 54/1997, del Sector Elctrico, define residuo radiactivo como cualquier material o producto de desecho, para el cual no est previsto ningn uso, que contiene o est contaminado con radionucleidos en concentraciones o niveles de actividad superiores a los establecidos por el Ministerio de Industria, Turismo y Comercio, previo informe del Consejo de Seguridad Nuclear. Por otra parte, la gestin de los residuos radiactivos se define como el conjunto de actividades tcnico-administrativas que se realizan desde su generacin hasta su evacuacin final, y que se encaminan a evitar los riesgos derivados de dichos residuos radiactivos al medio ambiente y a la salud de la poblacin, tanto actual como futura. La gestin de los residuos radiactivos en Espaa est encomendada por la Ley 24/2005, de 18 de noviembre, de reformas para el impulso a la productividad, a la entidad pblica empresarial ENRESA, adscrita al Ministerio de Industria, Turismo y Comercio, a travs de la Secretara General de la Energa. Dentro de los residuos radiactivos generados en las instalaciones radiactivas de la Universidad de Granada, los efluentes (lquidos y gases) son aquellos que no estn en forma slida y que se someten a control, y cuando es el caso a tratamiento, antes de su descarga al medio ambiente.. La limitacin de la descarga de efluentes al medio ambiente se establece reglamentariamente en la normativa espaola, mientras que la vigilancia y el control son llevados a cabo por el Consejo de Seguridad Nuclear mediante los informes peridicos que las instalaciones deben enviar, as como mediante la realizacin de inspecciones. La descarga de los efluentes radiactivos al medio ambiente constituye una fuente de exposicin para el pblico, y como tal, ha de aplicrsele el sistema de proteccin radiolgica en los aspectos relativos a la optimizacin y a la limitacin. El principio de justificacin de la proteccin radiolgica no es directamente aplicable a la descarga de los efluentes radiactivos al medio ambiente, ya que dicha descarga es considerada dentro del proceso de justificacin de la prctica que genera los efluentes. Es importante subrayar que la descarga de efluentes al medio ambiente no se considera una prctica en s misma, ya que sera inadmisible.
2 Legislacin aplicable Las instalaciones radiactivas en Espaa se encuentran reguladas por Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas modificado por el Real Decreto 35/2008, de 28 de enero, por el que se modifica el Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas, as como por el Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el que se aprueba el Reglamento de Proteccin Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes. As, el Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas, que regula, entre otras cosas, los aspectos relativos a las autorizaciones de las instalaciones radiactivas, establece en su artculo 38 "Solicitudes" lo siguiente: Las instalaciones radiactivas con fines cientficos, mdicos solicitarn una autorizacin de funcionamiento. La solicitud ir acompaada, al menos, de la siguiente documentacin: a) Memoria descriptiva de la instalacin. Se describir el emplazamiento y los detalles constructivos de suelos, paredes, ventilacin y otros elementos anlogos. Se justificar en su caso la eleccin de los radionucleidos o fuentes radiactivas que hayan de emplearse en la instalacin y los sistemas de gestin de los residuos slidos, lquidos y gaseosos previstos para el funcionamiento normal y en caso de accidente, incorporando contratos con empresas gestoras, reexportacin y otras modalidades, como proceda en cada caso. Por otra parte, del Reglamento de Proteccin Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes, que regula la aplicacin del sistema de proteccin radiolgica a los trabajadores y al pblico, cabe destacar los siguientes aspectos: Establece las condiciones y los lmites de las descargas de efluentes al medio ambiente. Asigna al Consejo de Seguridad Nuclear la misin de vigilar el cumplimiento de lo dispuesto en el Reglamento, sin perjuicio de las competencias especficas de los Ministerios de Industria, Turismo y Comercio y Sanidad. Establece que la contribucin de las prcticas a la exposicin de la poblacin en su conjunto, debe mantenerse en el valor ms bajo que sea razonablemente posible, teniendo en cuenta factores econmicos y sociales (optimizacin, principio ALARA). Los niveles de exposicin sern siempre inferiores a los lmites establecidos para los miembros del pblico. Las prcticas debern ser convenientemente proyectadas, para evitar o reducir al mnimo que sea razonablemente posible, la evacuacin de efluentes radiactivos al medio ambiente. 4
Toda evacuacin de efluentes y residuos radiactivos slidos al medio ambiente requerir autorizacin expresa del Ministerio de Industria, Turismo y Comercio, previo informe favorable del Consejo de Seguridad Nuclear, y se ajustar a los lmites y condiciones que en la misma se establezcan, atendiendo a las caractersticas de la prctica. El solicitante de la autorizacin adjuntar los estudios relativos a los vertidos de efluentes al medio ambiente y a la capacidad de recepcin de contaminantes radiactivos de la zona. En la correspondiente autorizacin administrativa se especificar si la instalacin debe disponer de un sistema especfico de vigilancia para evaluar y controlar durante el ejercicio de su actividad, las dosis que pudieran ser recibidas por el pblico. El titular de cada prctica realizar una estimacin, de modo regular y de la forma ms realista posible, de las dosis recibidas por la poblacin en su conjunto y por los grupos de referencia.
3. Residuos generados en las instalaciones radiactivas Consideraciones generales Dentro de las instalaciones radiactivas con fines cientficos, mdicos a las que se refiere el Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas, existe una gran variedad de instalaciones, las cuales generan una gran variedad de residuos radiactivos. No obstante, hay que tener en cuenta que la mayor parte de las instalaciones radiactivas manejan pequeas actividades, por lo que los residuos que en ellas se producen, son, por lo general, de baja y media actividad. El aspecto ms destacable de los residuos radiactivos generados en este tipo de instalaciones es la gran variedad de formas que tienen, abarcando desde las fuentes encapsuladas en desuso hasta material sanitario contaminado con radioistopos. Las estrategias de gestin de residuos radiactivos ms empleadas son las siguientes: - Inmovilizacin y confinamiento: Esta estrategia consiste en concentrar la actividad del residuo y aislarlo del medio ambiente y del ser humano, hasta que se alcance un nivel de actividad tan bajo que resulte insustancial. Este tipo de estrategia es la que se emplea con los residuos radiactivos slidos,
lquidos de alta actividad y cuyos periodos de semidesintegracin sean no despreciables. Dilucin y dispersin: Esta va de gestin consiste en diluir el residuo en medio gaseoso (aire) o acuoso (agua) para su posterior descarga a la atmsfera o a la hidrosfera. Esta estrategia de gestin de residuos es la empleada habitualmente en el caso de los efluentes radiactivos, cuya actividad es baja o moderada y cuyo periodo de semidesintegracin es corto.
Es conveniente tambin hacer mencin al concepto de desclasificacin de materiales residuales con contenido radiactivo, ya que es importante de cara a la gestin de los efluentes radiactivos. As, en el desarrollo de prcticas sometidas al control regulador, pueden generarse materiales radiactivos, tanto residuales como reutilizables, cuya gestin es posible llevar a cabo fuera del control regulador, siendo condicin indispensable para ello que el riesgo asociado a dicha gestin sea lo suficientemente bajo. Por consiguiente, la desclasificacin consistir en la exencin del control regulador en las actividades de gestin posterior de materiales residuales procedentes de una prctica regulada. La desclasificacin se lleva a cabo sobre la base de unos valores de actividad (o actividad por unidad de masa) que deben ser fijados por las autoridades, y que no tienen por qu coincidir con los valores fijados para la exencin. Es importante sealar que el concepto de desclasificacin solamente aplica a los residuos slidos, siendo de aplicacin: La orden ECO/1449/2003, de 21 de mayo, sobre gestin de materiales residuales slidos con contenido radiactivo generados en las instalaciones radiactivas de 2a y 3a categora en las que se manipulen o almacenen istopos radiactivos no encapsulados. La Gua de Seguridad 9.2 del Consejo de Seguridad Nuclear "Gestin de materiales residuales slidos con contenido radiactivo generados en las instalaciones radiactivas".
4. Limitacin, vigilancia y control
4.1 Limitacin
Antecedentes La transposicin a la legislacin espaola de la Directiva 96/29/EURATOM, supuso la revisin de los Reglamentos de instalaciones nucleares y radiactivas y de proteccin sanitaria contra las radiaciones ionizantes.
En las instalaciones radiactivas espaolas, el sistema de limitacin de vertidos, inclua lmites de concentracin, definidos a partir de los Lmites de Incorporacin Anuales para los miembros del pblico, que deban modificarse para adaptarse a la nueva reglamentacin. Por otro lado, el CSN consider conveniente efectuar una revisin de las especificaciones relativas a los vertidos en las instalaciones radiactivas, estableciendo un sistema coherente con el implantado en las instalaciones nucleares y radiactivas del ciclo de combustible, a fin de aplicar similares criterios de proteccin a todos los miembros del pblico potencialmente afectados por las descargas de las diferentes instalaciones.
El Reglamento de proteccin sanitaria contra las radiaciones ionizantes recoge los valores de dosis efectiva comprometida por unidad de incorporacin por ingestin e inhalacin (factores de dosis), a partir de los cuales se pueden determinar los LIA y los lmites derivados de concentracin en aire y en agua (LDC). El anterior reglamento inclua los LIA para los trabajadores y el pblico. Los criterios fundamentales que se tuvieron en cuenta en el establecimiento de los nuevos lmites fueron los siguientes: Los lmites debern garantizar que las dosis recibidas por la poblacin potencialmente afectada por las descargas sern inferiores a los lmites de dosis para el pblico, y tan bajas como sea razonablemente posible.
El sistema de limitacin ser coherente con el fijado para las centrales nucleares y otras instalaciones del ciclo del combustible, adaptado a las caractersticas especficas de las instalaciones radiactivas. Este sistema incluye lmites instantneos en trminos de concentracin para efluentes lquidos y de tasa de dosis para efluentes gaseosos, derivados de los lmites de dosis al pblico (LIA) y lmites integrados en un ao, expresados en trminos de dosis; el lmite establecido es de 1 mSv/ao para el total de los efluentes vertidos, tanto por va lquida como por va gaseosa.
Estos criterios generales se plasman en una serie de criterios especficos, que son los siguientes: Como criterio de dosis para establecer los lmites de vertido se adopta la fraccin del valor 1 mSv/ao de dosis para el miembro del pblico.
Los lmites se formularn de modo que se simplifique el sistema de vigilancia y control necesario para garantizar su cumplimiento y en su implantacin se tendr en cuenta la prctica de otros pases de nuestro entorno.
Se considera adecuado fijar un valor equivalente al establecido para las instalaciones del ciclo del combustible, a fin de proporcionar el mismo nivel de proteccin al pblico potencialmente expuesto a las descargas de todas las instalaciones. Este valor se aplica exclusivamente a la exposicin debida a los efluentes lquidos, ya que en las instalaciones consideradas, los efluentes gaseosos, en caso de existir, no son significativos. En la formulacin de los lmites se utilizarn magnitudes derivadas. El establecimiento de lmites secundarios derivados de los lmites bsicos de dosis es una prctica habitual, ya que al ser de inmediata aplicacin, simplifican el proceso de vigilancia y control de los vertidos. Los titulares deben estimar mensualmente las dosis y verificar el cumplimiento de este lmite. La aplicacin de este sistema a las instalaciones radiactivas no parece adecuada, ya que requerira una infraestructura para el clculo y una sistemtica de control de los vertidos poco acorde con las caractersticas de las instalaciones radiactivas.
La utilizacin de una fraccin de 1/10 del lmite de dosis para el pblico para determinar los lmites de vertido es un valor conservador que obedece a la necesidad de considerar la posible exposicin a otras fuentes de radiacin y a la aplicacin del principio de optimizacin.
Se considera, por tanto, ms adecuado establecer lmites derivados, teniendo en cuenta todos los escenarios que daran lugar a la exposicin de la poblacin a los vertidos. Los lmites incluirn valores mximos de actividad anual y de concentracin de actividad.
Como lmites anuales de actividad se fijarn valores derivados del criterio de dosis seleccionado (0.1 mSv/ao). Los lmites de concentracin se establecen para facilitar la vigilancia y control de los efluentes, y en su determinacin pueden aplicarse diferentes criterios, siempre que se garantice el cumplimiento del lmite anual de actividad.
Ambos lmites son complementarios: el lmite de actividad supone una restriccin al lmite de concentracin, ya que de otro modo podra descargarse una actividad ilimitada,
en funcin de los volmenes vertidos, con la nica condicin de que se respetase el lmite de concentracin. Por otra parte, el lmite de concentracin previene descargas puntuales muy elevadas, que supusieran el vertido de toda la actividad anual autorizada. El establecimiento de valores derivados de los lmites de dosis implica un conocimiento del trmino fuente, de los modelos de dispersin y principales vas de transferencia de los radionucleidos en el medio ambiente, as como de los usos de la tierra y el agua, y hbitos de la poblacin potencialmente afectada por las descargas. Es por tanto necesario: a) Considerar todos aquellos escenarios en los que tendra lugar la exposicin de la poblacin como consecuencia de las descargas al sistema pblico de alcantarillado. b) Definir las caractersticas radiolgicas de los vertidos. c) Estimar las dosis debidas a la emisin de una actividad unitaria de cada istopo en los escenarios considerados. Determinacin de los lmites derivados
Se asume, por razones prcticas, el vertido de 1 Gbq/ao como suma de actividades vertidas de cada istopo, exceptuando el 3H y el 14C, y se calculan dosis a las que daran lugar. De acuerdo con las estimaciones realizadas, escenarios en los que se producen las mayores dosis son los relacionados con actividades laborales llevadas a cabo en el propio sistema de alcantarillado, como en el tratamiento, utilizacin y eliminacin de los lodos.
las las los las as
En todos estos escenarios, la va crtica es la exposicin externa, y el trabajador del sistema de alcantarillado, es el individuo crtico. Las dosis al pblico debidas a actividades no laborales son del orden de 100 veces menores.
Los trabajos en una planta depuradora, en la zona en la que se manipulan los lodos, son los que dan lugar a las dosis ms elevadas, siendo el istopo crtico el 131I. La dosis efectiva total estimada en este escenario para el vertido de 18 Gbq/ao (1 Gbq por cada istopo), es de 33uSv/ao. En una planta de incineracin, la dosis resulta ser de 30uSv/ao, mientras que los trabajos en la red de alcantarillado daran lugar a una dosis de 12 uSv/ao. d) Determinar la relacin entre las dosis calculadas y el criterio de dosis establecido (100 uSv/ao), para estimar el lmite derivado.
Los valores derivados de actividad se determinan considerando las dosis debidas al vertido de la actividad unitaria de cada istopo en los escenarios considerados, y el criterio de dosis establecidas. Los lmites derivados de actividad de cada istopo corresponderan a los valores mnimos obtenidos.
Impacto radiolgico del material radiactivo liberado al sistema de alcantarillado
Se ha realizado una estimacin de las dosis debidas a la incorporacin de material radiactivo al sistema de alcantarillado, tanto desde los sistemas de control de efluentes de las instalaciones, Teniendo en cuenta que los trabajos de manipulacin de los lodos de depuradora son el escenario que da lugar a las dosis ms altas, las dosis se han estimado para dicho escenario exclusivamente. Establecimiento de los lmites de vertido
Aunque se podran determinar para todos los radionucleidos de inters, los valores de actividad derivados de 0.1 mSv/ao, se considera ms adecuado establecer lmites de actividad total, considerando globalmente los radionucleidos utilizados en las instalaciones espaolas. Si se fijasen lmites individuales para cada radionucleido, sera necesario determinar los valores derivados de actividad para un espectro ms amplio de elementos, o bien debera ampliarse cuando en las instalaciones se empleasen radionucleidos distintos de los considerados. Por otra parte, el establecimiento de lmites de actividad facilita el control de las descargas.
De acuerdo con las estimaciones realizadas, la actividad anual que potencialmente podra descargar al sistema de alcantarillado una instalacin radiactiva con fines de investigacin, sera de 10 GBq, de los cuales 8 corresponderan al tritio, uno al C-14 y otro a los radionucleidos restantes. En base a estas consideraciones, se establecen los lmites de actividad anual siguientes: 10 GBq de 3H. 1 GBq de 14C.
1 GBq para el conjunto de los restantes radionucleidos.
Los lmites de concentracin tienen como funcin facilitar la vigilancia y el control de los vertidos, y se pueden establecer en base a diferentes criterios, siempre y cuando se garantice en cumplimiento del lmite anual de actividad. Los lmites derivados tienen un carcter instantneo frente a los lmites de dosis y de actividad derivada, que son valores integrados en un ao.
Los lmites vigentes, establecen valores mximos de concentracin, derivados de la centsima parte de los Lmites de Incorporacin Anual (LIA) para los miembros del pblico, considerando como nica va de exposicin la ingestin de agua, y no teniendo en cuenta otras vas de exposicin que contribuyen significativamente a las dosis.
La aplicacin de un lmite igual a una centsima parte del LIA introduce un factor conservador con dos objetivos principales: - compensar la posible influencia de una gran simplificacin del modelo utilizado al derivar los valores de concentracin, y prevenir la descarga de valores elevados de actividad, ya que no se imponen restricciones a los volmenes de vertido.
De esta manera, los lmites de concentracin derivados del lmite de dosis al pblico, se establecen calculndose a partir de los LIA para el individuo adulto, obtenidos con los factores de conversin a dosis del Reglamento de proteccin sanitaria contra las radiaciones ionizantes y con las tasas de consumo que para dicho grupo de edad se establecen en la publicacin 23 de la International Comitte on Radiation Protection (ICRP-23). Finalmente, desde el punto de vista del organismo regulador, esta limitacin en el vertido de efluentes se plasma en una condicin a la autorizacin de la instalacin, establecida en el proceso de licenciamiento de la misma. Esta condicin es la siguiente:
Las descargas de efluentes lquidos al sistema de alcantarillado pblico debern cumplir los siguientes requisitos: El material liberado estar en forma soluble en agua, o se tratar de material biolgico fcilmente dispersadle. La actividad total de material radiactivo vertida al alcantarillado pblico en un ao no superar 10 GBq de 3H, 1 GBq de 14C y la suma de las actividades de los restantes radionucleidos ser inferior a 1 GBq. La concentracin de actividad en el punto final de vertido a la red general de alcantarillado no superar los lmites de concentracin obtenidos al dividir el lmite anual de dosis efectiva para los miembros del pblico que establece el Reglamento de proteccin sanitaria contra las radiaciones ionizantes entre los Coeficientes de Dosis por ingestin que recoge la Tabla A del Anexo 3 de dicho Reglamento y la tasa de ingestin anual de agua para el individuo adulto (6001). Si se descarga ms de un radionucleido, la suma de las fracciones obtenidas al dividir el valor de concentracin de cada radionucleido por el correspondiente lmite de concentracin, no superar la unidad.
4.2 Vigilancia y control La vigilancia y control del cumplimiento de los lmites establecidos para la descarga de los efluentes gaseosos generados en las instalaciones radiactivas est encargada al Consejo de Seguridad Nuclear en la Ley 33/2007, de 7 de noviembre, de reforma de la Ley 15/1980, de 22 de abril, de creacin del Consejo de Seguridad Nuclear, en su artculo 2, apartado g), que establece lo siguiente: Controlar las medidas de proteccin radiolgica de los trabajadores profesionalmente expuestos, del pblico y del medio ambiente. Vigilar y controlar las dosis de radiacin recibidas por el personal de operacin y las descargas de materiales radiactivos al exterior de las instalaciones nucleares y radiactivas y su incidencia, particular o acumulativa, en las zonas de influencia de estas instalaciones. Evaluar el impacto radiolgico ambiental de las instalaciones nucleares y radiactivas y de las actividades que impliquen el uso de radiaciones ionizantes, de acuerdo con lo establecido en la legislacin aplicable. Controlar y vigilar la calidad radiolgica del medio ambiente de todo el territorio nacional, en cumplimiento de las obligaciones internacionales del Estado espaol en la materia, y sin perjuicio de la competencia que las distintas administraciones pblicas tengan atribuidas. De igual modo, colaborar con las autoridades competentes en materia de vigilancia radiolgica ambiental fuera de las zonas de influencia de las instalaciones nucleares o radiactivas. Por otra parte, el Consejo de Seguridad Nuclear tiene atribuidas las funciones de inspeccin y control de las instalaciones nucleares y radiactivas, al objeto de asegurar el cumplimiento de todas las normas y condicionados establecidos, con el fin de que el funcionamiento de las instalaciones no suponga riesgos indebidos ni para las personas ni para el medio ambiente.
Adems, el Reglamento de instalaciones nucleares y radiactivas obliga a los titulares de las instalaciones a disponer de un Diario de operacin, en el que se debe reflejar de manera concreta toda la informacin relativa a la operacin de la instalacin, cuyo resumen debe ser enviado al Consejo de Seguridad Nuclear anualmente.
Dentro de la informacin relativa a la operacin de la instalacin se incluyen las adquisiciones de material radiactivo, en el caso de las instalaciones radiactivas no generadoras, la cantidad de material radiactivo generado, en el caso de las instalaciones generadoras de radionucleidos, y los residuos generados, as como su gestin, en cualquier caso.
Mediante el anlisis de esta informacin, as como mediante la realizacin de inspecciones peridicas a las instalaciones radiactivas, el Consejo de Seguridad Nuclear realiza la vigilancia y el control de la cantidad de efluentes radiactivos generados y evacuados a la atmsfera o a la red pblica de alcantarillado. 5 Instalaciones radiactivas de investigacin y docencia de la Universidad de Granada Antes de profundizar en las instalaciones generadoras de efluentes radiactivos de la Universidad de Granada, vamos a repasar de manera general los tipos de instalaciones radiactivas en nuestra Universidad, as como los residuos ms importantes que generan. stas son las siguientes: Instalacin radiactiva del Centro de Investigacin Biomdica (CIBM) Instalacin radiactiva de la Facultad de Ciencias Instalacin radiactiva de la Facultad de Medicina Instalacin radiactiva de la Facultad de Farmacia Instalacin radiactiva del Centro de Instrumentacin cientfica (LAR) Unidad de difraccin de RX del Centro de Instrumentacin cientfica Unidad de Proteccin Radiolgica de la Facultad de Odontologa
Las cuatro primeras instalaciones pueden agruparse desde el punto de vista de la generacin de residuos radiactivos. En ellas, el uso de radioistopos no encapsulados es mayoritario, siendo los ms utilizados el 3H, el 14C, el 32P.
Estas instalaciones generan cantidades no despreciables de residuos radiactivos lquidos (efluentes), que es necesario su gestin interna. En corto plazo la Instalacin radiactiva de la Facultad de medicina se unificar con la Instalacin del CIBM. Por tanto, los residuos radiactivos hidrosolubles generados por sta, sern gestionados a travs de la Instalacin radiactiva del CIBM. Los efluentes procedentes de las instalaciones de investigacin y docencia son, en general, de menor actividad y volumen que los generados en las instalaciones mdicas.
6. Sistemas de tratamiento de efluentes en instalaciones radiactivas El desarrollo del presente documento se va a centrar en los procedimientos de tratamiento que se van a describir y aplicar en los correspondientes Instalaciones radiactivas de la Universidad de Granada.
No obstante, los sistemas de tratamiento de los efluentes en las instalaciones radiactivas de la Universidad, tienen en general muchas similitudes, ya que las
actividades que se realizan en las mismas, as como los medios empleados para alcanzar los requisitos de proteccin radiolgica reglamentarios, son esencialmente los mismos. Las actividades llevadas a cabo en estas Instalaciones generan residuos radiactivos slidos, tales como papel de filtro, guantes de ltex, jeringuillas, etc, as como lquidos, siendo destacables los lquidos de centelleo y lquidos hidrosolubles. Dentro de las prcticas con fines de docencia que involucran el uso de radioistopos, el uso de tritio y C-14, genera el gran parte de efluentes radiactivos
Para controlar los vertidos de efluentes a la red pblica de alcantarillado y evitar que se viertan a la misma, cantidades o concentraciones de actividad superiores a las permitidas por la reglamentacin, El Servicio de proteccin Radiolgica de la Universidad ha desarrollado un procedimiento basado en la legislacin vigente y otros reglamentos de obligado cumplimiento para cualquier titular de estos tipos de instalaciones. Es importante remarcar que la limitacin en el vertido de efluentes se refiere tanto a las actividades, como a las concentraciones de actividad, no limitndose el volumen de efluentes a liberar. 7. Vas de gestin Gestin convencional:
Contenido radiactivo est por debajo de los niveles de establecidos. Dentro de este tipo de gestin se puede realizar: Gestin por ENRESA Gestin como residuo txico Gestin como residuo urbano
Cuando no se requiere consideracin especial alguna desde el punto de vista de riesgo radiolgico. Se incluyen en este apartado los residuos cuyo
2 Caracterizacin: Para establecer que va de evacuacin se debe aplicar, se necesita caracterizar el material residual desde el punto de vista radiolgico. Asimismo se determina su actividad total y a partir de ella su actividad especfica por unidad de masa.
1 Segregacin; separar los materiales residuales con contenido radiactivo de aquellos que no lo tengan, teniendo en cuenta su estado fsico, su naturaleza fisicoqumica y su periodo de semidesintegracin
8. Gestin de materiales residuales slidos con contenido radiactivo:
3 Almacenamiento: para aquellos materiales residuales slidos que, por superar su actividad los lmites establecidos en el Orden Ministerial ECO no pueden ser eliminados de manera inmediata como residuos convencionales, se debern mantenerse en el almacn de residuos radiactivos de las Instalaciones radiactivas bien a la espera de su decaimiento hasta niveles por debajo de los lmites establecidos para sus evacuacin como residuos convencionales, bien a la espera de su retirada por ENRESA Gestin interna de efluentes: Solubilidad en agua La gestin de estos efluentes contaminados debe llevarse a cabo teniendo en cuenta los siguientes aspectos: Periodo de semidesintegracin Concentracin
La descarga de estos efluentes a la red de alcantarillado ha de ser, como se ha comentado con anterioridad autorizada por el Ministerio de Industria, Comercio y Turismo, previo visto bueno del CSN, bien de forma directa o despus de un tiempo de enfriamiento que reduzca la actividad total por debajo de los niveles establecidos. Las Instalaciones radiactivas de la Universidad disponen de sistemas adecuadas para la recogida de residuos radiactivos lquidos. Es conveniente separar aquellos que puedan evacuarse directamente de aquellos que necesitan un tiempo de decaimiento. Evacuacin:
Todos los lquidos hidrosolubles que gestionan por las propias Instalaciones autorizadas, ya sea en el momento de su produccin o despus de un tiempo de decaimiento, los criterios de evacuacin sern los mismos. Es decir, deben adecuarse a los principios generales de proteccin radiolgica y, en particular, han de ser tales que se garantice que las dosis recibidas por el miembro del pblico estarn por debajo de los lmites establecidos. Como se indicado con anterioridad la actividad total anual de residuos radiactivos hidrosolubles vertida al alcantarillado pblico no superar los 10 GBq para el H-3 y 1
La concentracin de actividad mxima (Amax) en el punto final de vertido a la red de alcantarillado general, no superar en cada descarga, los lmites de concentracin obtenidos al dividir los lmites de incorporacin por ingestin para el grupo de edad mayor de 17 aos (Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, Tabla A) entre la tasa de ingestin anual de agua para un individuo adulto (600litros). Es decir: Amax< CD: concentracin derivada= Lmite de ingestin anual para el pblico (LIA) partidos por los litros de agua que, en promedio, puede beber al ao una persona adulta (600L) CD=
GBq para el C-14 y la suma de las actividades de los radionucleidos restantes ser inferior a 1 GBq.
CDxG 100
LIA xG 600
Amax 1mS =[ t (ao) ao
1 600lao 1
Caudal (l ) t (ao)
hg (mSv-1Bq) x 103] 10-2
Si se descarga ms de un radionucleido, la suma de las fracciones obtenidas al dividir el valor de concentracin de cada radionucleido por el correspondiente lmite de concentracin, no superar la Unidad 9. Bibliografa Ley 33/2007, de 7 de noviembre, de reforma de la Ley 15/1980, de 22 de abril, de creacin del Consejo de Seguridad Nuclear. Real Decreto 35/2008, de 18 de enero, por el que se modifica el Reglamento de instalaciones nucleares y radiactivas, aprobado por Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre. Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el que se aprueba el Reglamento de proteccin sanitaria contra las radiaciones ionizantes.
Directiva 96/29/EURATOM del Consejo de 13 de mayo de 1996, por la que se establecen las normas bsicas relativas a la proteccin sanitaria de los trabajadores y de la poblacin contra los riesgos que resultan de las radiaciones ionizantes.
Informe de Actividades del Grupo de efluentes del foro de Proteccin radiolgica en el medio hospitalario (Agosto 2002). La orden ECO/1449/2003, de 21 de mayo, sobre gestin de materiales residuales slidos con contenido radiactivo generados en las instalaciones radiactivas de 2a y
3a categora en las que se manipulen o almacenen istopos radiactivos no encapsulados. La Gua de Seguridad 9.2 del Consejo de Seguridad Nuclear "Gestin de materiales residuales slidos con contenido radiactivo generados en las instalaciones radiactivas". Plan de gestin de residuos Servicio Andaluz de salud edicin 2007
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