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Timestamp: 2017-01-20 16:35:16+00:00

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REGLAMENTO PROTECCIÓN SANITARIA RADIACIONES IONIZANTES by Verdinal Mota del Cuervo - issuu
Reglamento sobre protecci贸n sanitaria contra las radiaciones ionizantes
protecci贸n sanitaria
Reglamento sobre protecci贸n
sanitaria contra las
Publicada en el BOE n潞 178
de 26 de julio de 2001
Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por
el que se aprueba el Reglamento sobre
protección sanitaria contra radiaciones
El artículo 2.b) del Tratado constitutivo de la
(EURATOM) dispone que la Comunidad deberá establecer normas uniformes de protección
sanitaria de los trabajadores y de la población
contra los riesgos que resulten de las radiaciones ionizantes, dirigidas a señalar las dosis
máximas admisibles que sean compatibles con
una seguridad adecuada, los niveles de contaminación máximos admisibles y los principios
fundamentales de la vigilancia sanitaria de los
sobre Energía Nuclear, constituyendo la norma
básica en materia sanitaria en el sentido del artículo 149.1.16. a de la Constitución Española,
en aplicación de la competencia exclusiva del
Estado para dictar legislación laboral según el
artículo 149.1.7.a de nuestra Carta Magna.
En consecuencia, han emanado del Consejo sucesivas disposiciones de obligado cumplimiento
para los Estados miembros, entre las que se pueden citar la Directiva 80/836/EURATOM y la
Directiva 84/467/EURATOM, que establecen las
normas básicas de protección sanitaria de la población y los trabajadores contra los riesgos derivados de las radiaciones ionizantes, completadas por otras medidas de acompañamiento
contenidas en la Directiva 84/466/EURATOM,
sobre medidas fundamentales de protección radiológica de las personas sometidas a exámenes
y tratamientos médicos, o en la Directiva
90/641/EURATOM, relativa a la protección operacional de los trabajadores exteriores con riesgo de exposición a radiaciones ionizantes por
intervención en zona controlada.
Posteriormente, debido al considerable desarrollo en los conocimientos científicos en relación
con la protección radiológica, y basándose en
los nuevos criterios recomendados en la publicación número 60 de la Comisión Internacional
de Protección Radiológica, se aprueba, el 13 de
mayo de 1996, la Directiva 96/29/EURATOM, del
Consejo, por la que se establecen las normas básicas relativas a la protección sanitaria de los trabajadores y de la población contra los riesgos
que resultan de las radiaciones ionizantes, que
opera una amplia revisión de las Directivas
80/836/EURATOM y 84/467/EURATOM precedentes, adoptando criterios de estimación de dosis considerados razonables para proteger a las
personas, tanto en una actividad laboral como
en otras situaciones de exposición a radiación,
incluyendo las que supongan exposición a fuentes artificiales de radiación o a fuentes naturales
de radiación que supongan incrementos significativos de dosis, y contemplando específicamente las intervenciones debidas a una emergencia radiológica. Asimismo, la Directiva
84/466/EURATOM ha sido revisada por la
Directiva 97/43/EURATOM, relativa a la protección de la salud frente a los riesgos derivados
de las radiaciones ionizantes en exposiciones
En este sentido, el actual Real Decreto 53/1992,
de 24 de enero, por el que se aprueba el
Reglamento de protección sanitaria contra radiaciones ionizantes, operó en España la transposición de las citadas Directivas 80/836 y
84/467, de EURATOM, al tiempo que permitía
aclarar, desarrollar y completar lo dispuesto en
el capítulo VI de la Ley 25/1964, de 29 de abril,
El compromiso de cumplir lo dispuesto en el
artículo 55 de la citada Directiva 96/29/EURATOM, que impone a todos los Estados miembros de EURATOM la obligación de adoptar las
medidas legislativas, reglamentarias o administrativas necesarias para operar su transposición
antes del 13 de mayo de 2000, y, por otra parte, la necesidad de revisar el Reglamento de
Protección Sanitaria de 1992, que había quedado incompleto, desfasado o sin aplicación
práctica por el transcurso del tiempo, han hecho necesario proceder a aprobar un nuevo
texto reglamentario que, junto a otras disposiciones que puedan incidir en este ámbito, contemple las normas básicas de protección radiológica aplicables, de una forma sistemática
y bajo los principios de justificación, optimización y limitación de dosis a los que alude también la propia Directiva 96/29/EURATOM, y
que derogando el anterior Real Decreto
53/1992, de 24 de enero, sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes, constituya, una vez más, texto básico en materia sanitaria y reglamentación estatal propia del
ordenamiento laboral, al amparo de los artículos 149.1.16.a y 149.1.7.a, respectivamente, de la
Mediante este nuevo Real Decreto se realiza una
transposición de la Directiva 96/29/EURATOM,
aunque no íntegra, ya que parte de la misma ha
sido objeto de transposición en el Real Decreto
1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se
aprueba el Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas.
Por último, cabe indicar que el proyecto de la
presente disposición ha sido comunicado a la
Comisión de la Unión Europea, de acuerdo con
lo establecido en el artículo 33 del Tratado constitutivo de la Comunidad Europea de la Energía
Atómica (EURATOM).
En su virtud, a propuesta de los Ministros de
Economía, del Interior, de Sanidad y Consumo,
de Trabajo y Asuntos Sociales, y de Defensa,
conforme a la Reglamentación propuesta por el
Consejo de Seguridad Nuclear, oída la Comisión
Nacional de Seguridad y Salud en el Trabajo, de
acuerdo con el Consejo de Estado y previa deliberación del Consejo de Ministros en su reunión del día 6 de julio de 2001,
Artículo único. Reglamento sobre protección
Queda derogado el Real Decreto 53/1992, de 24
El presente Reglamento se dicta al amparo de
lo dispuesto en el artículo 149.1.7. a y 16. a de
Disposición final segunda. Desarrollo de los
Los Ministros de Economía, del Interior, de
Sanidad y Consumo, de Trabajo y Asuntos
Sociales, y de Defensa, en el ámbito de sus competencias, podrán dictar las disposiciones oportunas para el desarrollo y aplicación del presente
El Consejo de Seguridad Nuclear podrá dictar instrucciones, circulares y guías o normas técnicas
para facilitar la aplicación de este Reglamento.
Reglamento sobre Protección Sanitaria
contra Radiaciones Ionizantes
1. Este Reglamento tiene por objeto establecer
las normas relativas a la protección de los trabajadores y de los miembros del público contra
los riesgos que resultan de las radiaciones ionizantes, de acuerdo con la Ley 25/1964, de 29
de abril, sobre Energía Nuclear.
1. El presente Reglamento se aplicará a todas
las prácticas que impliquen un riesgo derivado
de las radiaciones ionizantes que procedan de
una fuente artificial, o bien, de una fuente natural de radiación cuando los radionucleidos naturales son o han sido procesados por sus propiedades radiactivas, fisionables o fértiles, a
a) La explotación de minerales radiactivos, la
producción, tratamiento, manipulación, utilización, posesión, almacenamiento, transporte, importación, exportación, movimiento intracomunitario y eliminación de sustancias radiactivas.
b) La operación de todo equipo eléctrico que
emita radiaciones ionizantes y que contenga
componentes que funcionen a una diferencia de
potencial superior a 5 kV.
c) La comercialización de fuentes radiactivas y
la asistencia técnica de equipos que incorporen
fuentes radiactivas o sean productores de radiaciones ionizantes.
d) Cualquier otra práctica que la Autoridad
competente, por razón de la materia, previo informe del Consejo de Seguridad Nuclear, considere oportuno definir.
Asimismo, será de aplicación a las actividades
que desarrollan las empresas externas a las que
se refiere el Real Decreto 413/1997, de 21 de
marzo, sobre Protección Operacional de los
Trabajadores Externos con Riesgo de Exposición
a las Radiaciones Ionizantes por Intervención en
2. El presente Reglamento se aplicará en los términos del Título VI a toda intervención en caso
de emergencia radiológica o en caso de exposición perdurable.
3. El presente Reglamento se aplicará en los términos del Título VII a toda actividad laboral no
contemplada en el apartado 1, pero que suponga la presencia de fuentes naturales de radiación y dé lugar a un aumento significativo de
la exposición de los trabajadores o de miembros
del público que no pueda considerarse despreciable desde el punto de vista de la protección
4. El presente Reglamento no se aplicará a la
exposición al radón en las viviendas o a los niveles naturales de radiación, es decir, a los radionucleidos contenidos en el cuerpo humano,
a los rayos cósmicos a nivel del suelo o a la exposición por encima del nivel del suelo debida
a los radionucleidos presentes en la corteza terrestre no alterada.
Artículo 3. Autoridades y organismos administrativos
Corresponde a la autoridad competente, en cada
caso, por razón de la materia, y al Consejo de
Seguridad Nuclear, en el ámbito de sus funciones, asegurar el cumplimiento de lo dispuesto
Título II. Justificación, optimación
y limitación de dosis para prácticas
diaciones ionizantes que resulten de las prácticas a que se refiere el apartado 1 del artículo 2,
incluidas las exposiciones médicas. El principio
definido en el apartado 3 no se aplicará a ninguna de las exposiciones siguientes:
a) La exposición de personas en el marco de su
propio diagnóstico o tratamiento médico.
1. Toda nueva clase o tipo de práctica incluida
en el ámbito de aplicación del presente
Reglamento deberá ser justificada por el promotor de la misma ante la autoridad competente, la cual, previo informe del Consejo de
Seguridad Nuclear, decidirá si procede su adopción considerando las ventajas que represente
en relación con el detrimento de la salud que
El Consejo de Seguridad Nuclear podrá proponer
la revisión de las clases o tipos de prácticas existentes desde el punto de vista de su justificación,
siempre que surjan nuevas e importantes evidencias sobre su eficiencia o consecuencias.
2. Las dosis individuales, el número de personas expuestas y la probabilidad de que se produzcan exposiciones potenciales, deberán mantenerse en el valor más bajo que sea
razonablemente posible, teniendo en cuenta factores económicos y sociales.
3. La suma de las dosis recibidas procedentes
de todas las prácticas pertinentes no sobrepasará los límites de dosis establecidos en el presente título para los trabajadores expuestos, las
personas en formación, los estudiantes y los
miembros del público, sin perjuicio de lo dispuesto en el artículo 12 de este Reglamento.
4. Los principios definidos en los apartados 1 y
2 se aplicarán a todas las exposiciones a las ra-
b) La exposición deliberada y voluntaria de personas, cuando ello no constituya parte de su
ocupación, para ayudar o aliviar a pacientes en
diagnóstico o tratamiento médico.
c) La exposición de voluntarios que participen
en programas de investigación médica y biomédica.
Artículo 5. Prohibiciones y requisitos especiales
1. Queda prohibida la adición de sustancias radiactivas en la producción de alimentos, juguetes, adornos personales y cosméticos, y la importación, exportación o movimiento
intracomunitario de dichos bienes cuando lleven
incorporadas sustancias radiactivas.
2. La administración deliberada de sustancias
radiactivas a personas y, en la medida en que
afecte a la protección de seres humanos frente a la radiación, a animales, con fines de diagnóstico, tratamiento o investigación de carácter médico o veterinario, sólo podrá hacerse
en instalaciones radiactivas autorizadas con tal
3. En cuanto a los medicamentos que contengan sustancias radiactivas, se estará a lo dispuesto en la Ley 25/1990, de 20 de diciembre,
Artículo 6. Restricciones de dosis
1. En el contexto de la optimización de la protección radiológica, cuando sea adecuado, el titular de la práctica utilizará restricciones de do-
sis que, en su caso, podrán basarse en las orientaciones que establezca el Consejo de Seguridad
Nuclear. Dichas restricciones de dosis serán evaluadas y, si procede, aprobadas por el Consejo
2. Deberán incluirse restricciones de dosis en los
procedimientos que deban aplicarse a las personas expuestas conforme se definen en los párrafos b) y c) del apartado 4 del artículo 4, basándose en las orientaciones que establezca el
El titular de la práctica será responsable de que
los principios que aquí se establecen sean aplicados en el ámbito de su actividad y competencia.
Los límites de dosis se aplican a la suma de las
dosis procedentes de las exposiciones externas
en el período especificado y las dosis comprometidas a cincuenta años (hasta setenta años en
el caso de niños) a causa de las incorporaciones producidas en el mismo período. En su cómputo no se incluirá la dosis debida al fondo radiactivo natural ni la exposición sufrida como
consecuencia de exámenes y tratamientos
Artículo 9. Límites de dosis para los trabajadores
1. El límite de dosis efectiva para trabajadores
expuestos será de 100 mSv durante todo período de cinco años oficiales consecutivos, sujeto
a una dosis efectiva máxima de 50 mSv en cualquier año oficial.
b) El límite de dosis equivalente para la piel será
de 500 mSv por año oficial. Dicho límite se aplicará a la dosis promediada sobre cualquier superficie de 1 cm2, con independencia de la zona
c) El límite de dosis equivalente para las manos,
antebrazos, pies y tobillos será de 500 mSv por
Artículo 10. Protección especial durante el embarazo y la lactancia
1. Tan pronto como una mujer embarazada comunique su estado al titular de la práctica, la
protección del feto deberá ser comparable a
la de los miembros del público. Por ello, las
condiciones de trabajo de la mujer embarazada serán tales que la dosis equivalente al feto
sea tan baja como sea razonablemente posible, de forma que sea improbable que dicha
dosis exceda de 1 mSv, al menos desde la comunicación de su estado hasta el final del
2. Desde el momento en que una mujer, que se
encuentre en período de lactancia, informe de
su estado al titular de la práctica, no se le asignarán trabajos que supongan un riesgo significativo de contaminación radiactiva. En tales supuestos deberá asegurarse una vigilancia
adecuada de la posible contaminación radiactiva de su organismo.
Artículo 11. Límite de dosis para personas en formación y estudiantes
1. Los límites de dosis para las personas en formación y los estudiantes mayores de dieciocho
años que, durante sus estudios, tengan que utilizar fuentes, serán los mismos que los de los
trabajadores expuestos que se establecen en el
2. El límite de dosis efectiva para personas en
formación y estudiantes con edades comprendidas entre dieciséis y dieciocho años que, durante sus estudios, tengan que utilizar fuentes,
será de 6 mSv por año oficial.
de 150 mSv por año oficial. Dicho límite se aplicará a la dosis promediada sobre cualquier superficie de 1 cm2, con independencia de la zona
ese caso concreto el Consejo de Seguridad
Nuclear. Se tendrán en cuenta las siguientes condiciones:
a) Sólo serán admitidos en exposiciones especialmente autorizadas los trabajadores expuestos
pertenecientes a la categoría A, definida en el
1.º Las mujeres embarazadas y aquellas que en
período de lactancia puedan sufrir una contaminación corporal.
antebrazos, pies y tobillos será de 150 mSv por
3. Los límites de dosis para las personas en
formación y los estudiantes que no estén sometidos a las disposiciones previstas en los
apartados 1 y 2 serán los mismos que los establecidos en el artículo 13 para los miembros
Artículo 12. Exposición especialmente autorizada
1. En situaciones excepcionales, excluidas las
emergencias radiológicas, el Consejo de
Seguridad Nuclear podrá autorizar, para cada
caso concreto, exposiciones ocupacionales individuales superiores a los límites de dosis establecidos en el artículo 9. La situación que implique este riesgo tendrá la consideración de
exposición especialmente autorizada.
2. La autorización a la que se refiere el apartado anterior sólo se concederá cuando las exposiciones estén limitadas en el tiempo, se circunscriban a determinadas zonas de trabajo y
estén comprendidas dentro de los niveles máximos de dosis por exposición que defina para
c) El titular de la práctica deberá justificar con
antelación dichas exposiciones e informar razonadamente a los trabajadores involucrados, a sus
representantes, al Servicio de Prevención que
desarrolle la función de vigilancia y control de
la salud de los trabajadores, al Servicio de
Protección Radiológica o la Unidad Técnica de
Protección Radiológica o, en su defecto, al
Supervisor o persona a la que se le encomiende las funciones de protección radiológica.
d) Antes de participar en una exposición especialmente autorizada, los trabajadores deberán
recibir la información adecuada sobre los riesgos que implique la operación y las precauciones que deberán adoptarse durante la misma. La
participación de dichos trabajadores tendrá el
carácter de voluntaria.
3. La superación de los límites de dosis como
resultado de exposiciones especialmente autorizadas no constituirá motivo para excluir al trabajador de sus ocupaciones habituales o cambiarlo de puesto sin su consentimiento. Las
condiciones de exposición posteriores deberán
someterse al criterio del Servicio de Prevención
que desarrolle la función de vigilancia y control
de los anexos II y III con objeto de estimar las
dosis efectivas.
Artículo 13. Límites de dosis para los miembros
1. El límite de dosis efectiva para los miembros
del público será de 1 mSv por año oficial. No
obstante, en circunstancias especiales, el
Consejo de Seguridad Nuclear podrá autorizar
un valor de dosis efectiva más elevado en un
único año oficial, siempre que el promedio durante cinco años oficiales consecutivos no sobrepase 1 mSv por año oficial.
Título IV. Principios fundamentales de protección operacional de los trabajadores
expuestos, personas en formación y estudiantes para la ejecución de las prácticas
de 50 mSv por año oficial. Dicho límite se aplicará a la dosis promediada sobre cualquier superficie cutánea de 1 cm2, con independencia
de la superficie expuesta.
Artículo 14. Criterios de estimación de dosis
Para la estimación de las dosis efectivas y
equivalentes se utilizarán los valores y relaciones a que se refiere el presente título, a
a) Para la radiación externa, deberán utilizarse los
valores y relaciones del anexo II para estimar las
dosis efectivas y equivalentes pertinentes.
b) Para la exposición interna procedente de un
radionucléido o de una mezcla de radionucleidos se deberán utilizar los valores y relaciones
Protección operacional de los trabajadores
Artículo 15. Principios de protección de los trabajadores
La protección operacional de los trabajadores
expuestos se basará en los siguientes principios:
a) Evaluación previa de las condiciones laborales para determinar la naturaleza y magnitud del
riesgo radiológico y asegurar la aplicación del
b) Clasificación de los lugares de trabajo en diferentes zonas, teniendo en cuenta: la evaluación de las dosis anuales previstas, el riesgo de
dispersión de la contaminación y la probabilidad y magnitud de exposiciones potenciales.
c) Clasificación de los trabajadores expuestos en
diferentes categorías según sus condiciones de
d) Aplicación de las normas y medidas de vigilancia y control relativas a las diferentes zonas y
a las distintas categorías de trabajadores expuestos, incluida, en su caso, la vigilancia individual.
Artículo 16. Establecimiento de zonas
A efectos de protección radiológica, el titular de
la práctica identificará y delimitará todos los lugares de trabajo en los que 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 para el cristalino, la piel y las
extremidades establecidos en el apartado 2 del
artículo 9, y establecerá las medidas de protección radiológica aplicables. Dichas medidas deberán adaptarse a la naturaleza de las instalaciones y de las fuentes, así como a la magnitud y
naturaleza de los riesgos. El alcance de los medios de prevención y de vigilancia, así como su
naturaleza y calidad, deberán estar en función de
los riesgos vinculados a los trabajos que impliquen una exposición a las radiaciones ionizantes.
Artículo 17. Clasificación de zonas
1. El titular de la práctica clasificará los lugares
de trabajo, en función del riesgo de exposición
y teniendo en cuenta la probabilidad y magnitud de las exposiciones potenciales, en las siguientes zonas:
1.º 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 dosis equivalentes para el cristalino, la piel
y las extremidades, según se establece en el
apartado 2 del artículo 9, o
2.º 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
b) Zona vigilada: 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
a) Zonas de permanencia limitada: son aquéllas
en las que existe el riesgo de recibir una dosis
superior a los límites de dosis fijados en el artículo 9.
b) Zonas de permanencia reglamentada: son
aquéllas en las que existe el riesgo de recibir en
cortos períodos de tiempo una dosis superior a
los límites de dosis fijados en el artículo 9 y que
requieren prescripciones especiales desde el
punto de vista de la optimización.
c) Zonas de acceso prohibido: son aquéllas en
las que existe el riesgo de recibir, en una exposición única, dosis superiores a los límites de
dosis fijados en el artículo 9.
3. La clasificación de los lugares de trabajo en
las zonas establecidas deberá estar siempre actualizada de acuerdo con las condiciones reales
existentes, por lo que el titular de la práctica someterá a revisión la clasificación de zonas basándose en las variaciones de las condiciones de
Artículo 18. Requisitos de las zonas
1. Teniendo en cuenta la naturaleza y la importancia de los riesgos radiológicos, en las zonas
controladas y vigiladas se deberá realizar una vigilancia radiológica del ambiente de trabajo, con
arreglo a lo dispuesto en el artículo 26. Además,
estas zonas:
a) Estarán delimitadas adecuadamente y señalizadas de forma que quede de manifiesto el riesgo de exposición existente en las mismas. Esta
señalización se efectuará de acuerdo con lo especificado en el anexo IV.
b) El acceso estará limitado a las personas autorizadas al efecto y que hayan recibido las instrucciones adecuadas al riesgo existente en el
interior de dichas zonas. En las zonas controladas, estas instrucciones serán acordes con los
procedimientos de trabajo establecidos por escrito por el titular de la práctica.
b) Riesgo de contaminación será obligatoria la
utilización de equipos personales de protección
adecuados al riesgo existente. A la salida de estas zonas existirán detectores adecuados para
comprobar la posible contaminación de personas y equipos y, en su caso, poder adoptar las
4. El titular de la práctica es el responsable de
que se cumpla lo establecido en los apartados
1, 2 y 3 anteriores y de que esto se realice con
la supervisión del Servicio de Protección
Radiológica o la Unidad Técnica de Protección
Radiológica o, en su defecto, del Supervisor o
persona a la que se le encomienden las funciones de protección radiológica.
Sección 2.a Clasificación de trabajadores expuestos
Artículo 19. Límite de edad para trabajadores
del artículo 11, no podrán asignarse a los me-
nores de dieciocho años tareas que pudieran
convertirlos en trabajadores expuestos.
Artículo 20. Clasificación de trabajadores
Por razones de vigilancia y control radiológico,
el titular de la práctica o, en su caso, la empresa
externa será responsable de clasificar a los trabajadores expuestos en dos categorías:
Categoría A: pertenecen a esta categoría aquellas personas que, por las condiciones en las que
se realiza su trabajo, puedan recibir una dosis
efectiva superior a 6 mSv por año oficial o una
de dosis equivalente para el cristalino, la piel y
las extremidades, según se establece en el apartado 2 del artículo 9.
Categoría B: pertenecen a esta categoría aquellas personas que, por las condiciones en las que
se realiza su trabajo, es muy improbable que reciban dosis superiores a 6 mSv por año oficial
o a 3/10 de los límites de dosis equivalente para
el cristalino, la piel y las extremidades, según se
establece en el apartado 2 del artículo 9.
Artículo 21. Información y formación
1. El titular de la práctica o, en su caso, la empresa externa deberá informar, antes de iniciar
su actividad, a sus trabajadores expuestos, personas en formación y estudiantes que, durante
sus estudios, tengan que utilizar fuentes, sobre:
b) Las normas y procedimientos de protección
radiológica y precauciones que deben adoptar,
por lo que respecta a la práctica en general y a
cada tipo de destino o puesto de trabajo que se
les pueda asignar.
c) En el caso de mujeres, la necesidad de efectuar rápidamente la declaración de embarazo y
notificación de lactancia, habida cuenta de los
riesgos de exposición para el feto, así como el
riesgo de contaminación del lactante en caso de
contaminación radiactiva corporal.
2. El titular de la práctica o, en su caso, la empresa externa deberá proporcionar a los trabajadores expuestos, personas en formación y estudiantes, antes de iniciar su actividad y
periódicamente, formación en materia de protección radiológica a un nivel adecuado a su responsabilidad y al riesgo de exposición a las radiaciones ionizantes en su puesto de trabajo.
Sección 4.ª Evaluación y aplicación de medidas de
Artículo 22. Aplicación de las medidas de protección radiológica de los trabajadores expuestos
el examen y control de los dispositivos y técnicas de protección y de los instrumentos de medición se efectúen de acuerdo con los procedimientos establecidos, y con la supervisión del
Servicio de Protección Radiológica o la Unidad
Técnica de Protección Radiológica o, en su defecto, del Supervisor o persona a la que se le
encomienden las funciones de protección radiológica, y comprenderá, en particular:
a) El examen crítico previo de los proyectos de
la instalación desde el punto de vista de la protección radiológica.
Artículo 23. Servicios y Unidades Técnicas de
El Consejo de Seguridad Nuclear, considerando
el riesgo radiológico, podrá exigir a los titulares
de las prácticas recogidas en el artículo 2 que se
doten de un Servicio de Protección Radiológica
(SPR) o que contraten con una Unidad Técnica
de Protección Radiológica (UTPR), para que les
proporcionen asesoramiento específico en protección radiológica y encomendarles las funciones en esta materia que en ellos recaen según
Artículo 24. Autorización y organización de los
Servicios y Unidades Técnicas de Protección
1. Los Servicios y Unidades Técnicas de
Protección Radiológica deberán ser expresamente autorizados por el Consejo de Seguridad
Nuclear y estarán constituidos por el Jefe de
Servicio o Unidad Técnica de Protección
Radiológica y por técnicos expertos en protección radiológica.
2. Los Servicios de Protección Radiológica se organizarán y actuarán independientemente del
resto de unidades funcionales y el Jefe de este
Servicio mantendrá una dependencia funcional
directa con el titular o, en su caso, persona en
quien recaiga la máxima responsabilidad dentro
de la instalación o centro. Todo ello sin perjuicio de la coordinación necesaria con los
Servicios de Prevención establecidos en la legislación laboral.
c) La comprobación periódica de la eficacia de
los dispositivos y técnicas de protección.
3. Los Servicios y Unidades Técnicas de
Protección Radiológica podrán actuar en más de
una instalación cuando estén autorizados al efecto por el Consejo de Seguridad Nuclear.
d) La calibración, verificación y comprobación
periódica del buen estado y funcionamiento de
Artículo 25. Acreditación y obligaciones del Jefe
de Servicio o Unidad Técnica de Protección
1. El Jefe de Servicio o Unidad Técnica de
Protección Radiológica deberá estar en posesión
de un diploma, expedido por el Consejo de
Seguridad Nuclear, que le habilite al efecto.
2. El Jefe de Servicio o Unidad Técnica de
Protección Radiológica deberá velar por el cumplimiento de este Reglamento. En el supuesto de
que éste no se cumpliera, estará obligado a comunicarlo por escrito al titular de la práctica,
manteniendo el correspondiente registro a disposición de la Inspección. Del mismo modo requerirá por escrito al titular de la práctica la paralización de los trabajos o el desalojo de un área,
cuando a su juicio estime que no se cumplen los
debidos requisitos de protección radiológica.
Artículo 26. Vigilancia del ambiente de trabajo
a) La medición de las tasas de dosis externas,
especificando la naturaleza y calidad de las radiaciones de que se trate.
b) La medición de las concentraciones de actividad en el aire y la contaminación superficial,
especificando la naturaleza de las sustancias radiactivas contaminantes y sus estados físico y
2. Los documentos correspondientes al registro,
evaluación y resultado de dicha vigilancia deberán ser archivados por el titular de la práctica, quien los tendrá a disposición de la autoridad competente.
3. Cuando sea adecuado, los resultados de estas medidas se usarán para estimar las dosis in-
dividuales, de acuerdo con lo que se establece
Artículo 27. Vigilancia individual
1. Las dosis recibidas por los trabajadores expuestos deberán determinarse de acuerdo con lo
establecido en los artículos 28 y 29 cuando las
condiciones de trabajo sean normales, con una
periodicidad no superior a un mes, para la dosimetría externa, y con la periodicidad que, en cada
caso, se establezca para la dosimetría interna, de
aquellos trabajadores que están expuestos a riesgo de incorporación de radionucleidos.
2. La dosimetría individual, tanto externa como
interna, será efectuada por los Servicios de
Dosimetría Personal expresamente autorizados
por el Consejo de Seguridad Nuclear.
3. El titular de la práctica o, en su caso, la empresa externa transmitirá los resultados de los
controles dosimétricos al Servicio de Prevención
de la salud de los trabajadores, a quien corresponderá interpretarlos desde el punto de vista
sanitario. En caso de urgencia, dicha transmisión
deberá ser inmediata.
Artículo 28. Estimación de las dosis de los trabajadores de categoría A
a) En caso de riesgo de exposición externa, la
utilización de dosímetros individuales que midan la dosis externa, representativa de la dosis
para la totalidad del organismo durante toda la
b) En el caso de riesgo de exposición parcial o
no homogénea del organismo, la utilización de
dosímetros adecuados en las partes potencialmente más afectadas.
Artículo 29. Estimación de las dosis de los trabajadores de categoría B
Las dosis individuales recibidas por los trabajadores expuestos pertenecientes a la categoría B
se podrán estimar a partir de los resultados de
la vigilancia realizada en el ambiente de trabajo que se establece en el artículo 26, siempre y
cuando éstos permitan demostrar que dichos trabajadores están clasificados correctamente en la
Artículo 30. Estimaciones especiales de dosis
En los casos en los que no sea posible o resulten inapropiadas las mediciones individuales, la
vigilancia individual se basará en una estimación
realizada a partir de mediciones individuales hechas a otros trabajadores expuestos o a partir de
los resultados de la vigilancia del ambiente de
trabajo prevista en el artículo 26, haciéndose
constar expresamente este hecho en el historial
dosimétrico del trabajador.
Artículo 31. Sistemática aplicable a la dosimetría
La sistemática para el uso de dosímetros o instrumentos utilizados para la dosimetría de área
y el procedimiento de asignación de dosis asociado deberá incluirse en un protocolo escrito
sujeto a la evaluación e inspección del Consejo
Artículo 32. Estimación de dosis en exposiciones
accidentales y de emergencia
En caso de exposiciones accidentales se evaluarán las dosis asociadas y su distribución en
el cuerpo. En caso de exposiciones de emergencia se realizará una vigilancia individual o
evaluaciones de las dosis individuales en función de las circunstancias.
Artículo 33. Superación de los límites de dosis
Cuando a consecuencia de una exposición especialmente autorizada, exposición accidental o
exposición de emergencia hayan podido superarse los límites de dosis fijados en el artículo 9,
deberá realizarse un estudio para evaluar, con
la mayor rapidez y precisión posible, las dosis
recibidas en la totalidad del organismo o en las
regiones u órganos afectados.
Estos casos y los resultados del estudio serán inmediatamente puestos en conocimiento del
Servicio de Prevención que desarrolle la función
de vigilancia y control de la salud de los trabajadores, del Consejo de Seguridad Nuclear y del
Artículo 34. Historial dosimétrico y registros adicionales
1. Será obligatorio registrar todas las dosis recibidas durante la vida laboral de los trabajadores
expuestos en un historial dosimétrico individual,
que se mantendrá debidamente actualizado y estará, en todo momento, a disposición del propio trabajador.
a) En el caso de las exposiciones a las que se refieren los artículos 32 y 33, los informes relativos
a las circunstancias y a las medidas adoptadas.
b) Los resultados de la vigilancia del ambiente
de trabajo que se hayan utilizado para estimar
las dosis individuales.
2. El historial dosimétrico de todo trabajador
expuesto de categoría A deberá figurar, además, en su historial médico al que se refiere el
Artículo 35. Contenido del historial dosimétrico
En el historial dosimétrico correspondiente a trabajadores de la categoría A se registrarán las dosis mensuales, las dosis acumuladas en cada año
oficial y las dosis acumuladas durante cada período de cinco años oficiales consecutivos. En el caso
de trabajadores de la categoría B, se registrarán las
dosis anuales determinadas o estimadas.
Artículo 36. Registro de las dosis por exposición
especialmente autorizada, accidente o emergencia
Toda dosis recibida como consecuencia de una
exposición especialmente autorizada deberá quedar consignada como tal en el historial dosimétrico, especificando, en su caso, las incorporaciones
de radionucleidos en el organismo. Estas dosis, así
como las recibidas por exposiciones de accidente o de emergencia, figurarán en el historial dosimétrico, registradas por separado de las recibidas
durante el trabajo en condiciones normales.
Artículo 37. Comunicación de dosis
1. Los trabajadores expuestos que lo sean en
más de una actividad o instalación vendrán obligados a dar cuenta expresa de tal circunstancia
al Jefe de Servicio de Protección Radiológica o
Unidad Técnica de Protección Radiológica o, en
su defecto, al Supervisor o persona que tenga
encomendadas las funciones de protección radiológica de cada uno de los centros en que
trabajen, al objeto de que en todos ellos conste, actualizado y completo, su historial dosimétrico individual. A tal fin, el trabajador deberá
comunicar en cada actividad los resultados dosimétricos que se le proporcionen en las demás.
2. En el caso de cambio de empleo, el trabajador
deberá proporcionar copia certificada de su historial dosimétrico al titular de su nuevo destino.
Artículo 38. Archivo de documentación
1. El historial dosimétrico de los trabajadores expuestos, los documentos correspondientes a la
evaluación de dosis y a las medidas de los equi-
pos de vigilancia, en los supuestos del artículo
34, y los informes referentes a las circunstancias
y medidas adoptadas en los casos de exposición
accidental o de emergencia, según se contempla en el artículo 32 de este Reglamento, deberán ser archivados por el titular de la práctica,
hasta que el trabajador haya o hubiera alcanzado la edad de setenta y cinco años, y nunca por
un período inferior a treinta años, contados a
partir de la fecha de cese del trabajador en aquellas actividades que supusieran su clasificación
como trabajador expuesto.
2. El titular de la práctica facilitará esta documentación al Consejo de Seguridad Nuclear y,
en función de sus propias competencias, a las
Administraciones Públicas, en los supuestos previstos en las Leyes, y a los Juzgados y Tribunales
que la soliciten.
3. En el caso de que el trabajador expuesto cese
en su empleo, el titular de la práctica deberá
proporcionarle una copia certificada de su historial dosimétrico.
4. Al producirse el cese definitivo en las prácticas reguladas por este Reglamento, los titulares
de las mismas harán entrega al Consejo de
Seguridad Nuclear de los expedientes referidos
en el párrafo primero de este artículo.
5. En el caso de trabajadores externos, será la
empresa externa de la que dependa el mismo
la responsable de cumplir lo establecido en el
Vigilancia sanitaria de los trabajadores
Artículo 39. Vigilancia sanitaria de los trabajadores expuestos
La vigilancia sanitaria de los trabajadores expuestos se basará en los principios generales
de Medicina del Trabajo y en la Ley 31/1995,
de 8 de noviembre, sobre Prevención de
Riesgos Laborales, y Reglamentos que la
Artículo 40. Exámenes de salud
1. Toda persona que vaya a ser clasificada como
trabajador expuesto de categoría A deberá ser
sometida a un examen de salud previo, que permita comprobar que no se halla incursa en ninguna de las incompatibilidades que legalmente
estén determinadas y decidir su aptitud para el
2. Los trabajadores expuestos de categoría A estarán sometidos, además, a exámenes de salud
periódicos que permitan comprobar que siguen
siendo aptos para ejercer sus funciones. Estos
exámenes se realizarán cada doce meses y más
frecuentemente, si lo hiciera necesario, a criterio médico, el estado de salud del trabajador,
sus condiciones de trabajo o los incidentes que
Artículo 41. Examen de salud previo
El examen médico de salud previo de toda persona que vaya a ser destinada a un puesto de
trabajo que implique un riesgo de exposición
que suponga su clasificación como trabajador
expuesto de categoría A tendrá por objeto la obtención de una historia clínica que incluya el conocimiento del tipo de trabajo realizado anteriormente y de los riesgos a que ha estado
expuesto como consecuencia de él y, en su
caso, del historial dosimétrico que debe ser
aportado por el trabajador.
Artículo 42. Exámenes de salud periódicos
1. Los reconocimientos médicos periódicos de
los trabajadores expuestos de categoría A estarán adaptados a las características de la exposición a las radiaciones ionizantes o de la posible contaminación interna o externa y
comprenderán un examen clínico general y
aquellos otros exámenes necesarios para determinar el estado de los órganos expuestos y sus
2. El Servicio de Prevención que desarrolle la
función de vigilancia y control de la salud de
los trabajadores podrá determinar la conveniencia de que se prolongue, durante el tiempo que
estime necesario, la vigilancia sanitaria de los
trabajadores de categoría A que hayan sido posteriormente declarados no aptos o hayan cesado en esa actividad profesional.
Artículo 43. Clasificación médica
1. Desde el punto de vista médico y de acuerdo con el resultado de los reconocimientos
oportunos, los trabajadores expuestos de categoría A se clasificarán como:
b) Aptos, en determinadas condiciones: aquellos
que pueden realizar las actividades que implican riesgo de exposición asociado al puesto de
trabajo, siempre que se cumplan las condiciones que al efecto se establezcan, basándose en
criterios médicos.
2. No se podrá emplear o clasificar a ningún trabajador en un puesto específico como trabajador de la categoría A durante ningún período si
las conclusiones médicas no lo considerasen
apto para dicho puesto específico.
Artículo 44. Historial médico
1. A cada trabajador expuesto de categoría A le
será abierto un historial médico, que se man-
tendrá actualizado durante todo el tiempo que
el interesado pertenezca a dicha categoría, y que
habrá de contener, al menos, las informaciones
referentes a la naturaleza del empleo, los resultados de los exámenes médicos previos a la contratación o clasificación como trabajador de categoría A, los reconocimientos médicos
periódicos y eventuales, y el historial dosimétrico de toda su vida profesional.
2. Estos historiales médicos se archivarán hasta que el trabajador haya o hubiera alcanzado
los setenta y cinco años de edad y, en ningún
caso, durante un período inferior a treinta años
después del cese de la actividad, en los
Servicios de Prevención que desarrollen la función de vigilancia y control de la salud de los
trabajadores correspondientes a los centros en
los que aquellas personas presten o hayan
prestado sus servicios, y estarán a disposición
de la autoridad competente y del propio
Sección 2.ª Vigilancia especial de los trabajadores
Artículo 45. Vigilancia sanitaria especial
En caso de superación o sospecha fundada de
superación de alguno de los límites de dosis establecidos en el artículo 9, se deberá realizar una
vigilancia sanitaria especial. Las condiciones
posteriores de exposición se someterán a lo establecido por el Servicio de Prevención que desarrolle la función de vigilancia y control de la
Artículo 46. Medidas adicionales
1. Además de la vigilancia sanitaria descrita en
los artículos anteriores, se aplicarán otras medidas que el Servicio de Prevención que desarrolle la función de vigilancia y control de la salud
de los trabajadores considere adecuadas, como
otros exámenes, medidas de descontaminación
o tratamiento terapéutico de urgencia y, en caso
necesario, atención y tratamiento médico en los
Servicios de asistencia a los lesionados y contaminados por isótopos radiactivos y radiaciones
ionizantes que a tal efecto sean autorizados por
la autoridad sanitaria en las respectivas comunidades autónomas. Las autorizaciones concedidas
al amparo de este párrafo se comunicarán al
Consejo de Seguridad Nuclear y al Ministerio de
2. El Ministerio de Sanidad y Consumo mantendrá un catálogo y registro general de estos
Centros a los efectos previstos en los artículos
15.2 y 40.9 de la Ley 14/1986, de 25 de abril,
Artículo 47. Recursos
Las declaraciones en materia de aptitud de los
trabajadores y los recursos que contra las mismas procedan se regirán por lo establecido en
la legislación sanitaria y laboral aplicable.
Normas de protección para personas en
Artículo 48. Normas de protección para personas
en formación y estudiantes
1. Las condiciones de exposición y la protección
operacional de las personas en formación y los
estudiantes mayores de dieciocho años, mencionados en el apartado 1 del artículo 11, serán,
según el caso, equivalentes a las de los trabajadores expuestos de categoría A o B, definidas
2. Las condiciones de exposición y la protección
estudiantes con edades comprendidas entre dieciséis y dieciocho años, mencionados en el apartado 2 del artículo 11, serán equivalentes a las
de los trabajadores expuestos de la categoría B,
definida en el artículo 20.
Título V. Protección radiológica de la
población en circunstancias normales
2. La vigilancia se basará fundamentalmente en
la evaluación de las dosis que pudieran ser recibidas por la población y estará adecuada al
riesgo que impliquen las actividades.
Artículo 49. Principios básicos
La protección de los miembros del público y de
la población en su conjunto se realizará mediante las medidas y controles necesarios para
que las prácticas se lleven a cabo de acuerdo
con los principios establecidos en el artículo 4
y con los principios fundamentales que rigen la
protección de la población establecidos en el
1. La protección de la población en condiciones
normales se basará en los principios siguientes:
a) La contribución de las prácticas a la exposición de la población en su conjunto deberá
mantenerse en el valor más bajo que sea razonablemente posible, teniendo en cuenta factores económicos y sociales.
b) El titular de la práctica realizará los estudios
adecuados a cada caso conducentes a confirmar
que el riesgo de exposición a que pudiera estar sometida la población como consecuencia de
sus actividades no es significativo desde el punto de vista de la protección radiológica.
c) Las prácticas deberán ser proyectadas convenientemente para evitar o reducir al mínimo razonablemente posible la evacuación al medio
ambiente de efluentes radiactivos.
d) Sobre la base de los estudios mencionados,
en la correspondiente autorización administrativa se especificará si debe disponerse de un sistema específico de vigilancia para evaluar y controlar, durante el ejercicio de la actividad, las
dosis que pudieran ser recibidas por el público.
Artículo 51. Evacuación de efluentes y residuos
Toda evacuación de efluentes y residuos sólidos
radiactivos al medio ambiente requerirá autorización expresa del Ministerio de Economía, previo informe del Consejo de Seguridad Nuclear,
y se ajustará a los límites y condiciones que en
la misma se establezcan atendiendo a las características de la práctica.
A este objeto, el solicitante de la autorización
adjuntará los estudios adecuados en cada caso,
relativos al vertido de efluentes radiactivos al
medio ambiente y a la capacidad de recepción
de contaminantes radiactivos de la zona en función de sus características.
Artículo 52. Niveles de emisión de efluentes
Los niveles de actividad para la emisión de
efluentes radiactivos al medio ambiente deberán
ser tales que las concentraciones de actividad de
los radionucleidos en ellos contenidos y las dosis susceptibles de ser recibidas por la población
a la que potencialmente pueda afectar sean las
más bajas razonablemente posibles, teniendo en
cuenta factores económicos y sociales. Dichos niveles serán siempre inferiores a los límites especificados para los miembros del público en el artículo 13 de este Reglamento y, en su caso, a
aquellos otros valores inferiores que estuvieran
establecidos por el Consejo de Seguridad Nuclear.
Artículo 53. Estimación de las dosis recibidas por
1. El titular de cada práctica realizará una estimación, de modo regular y de la forma más
realista posible, de las dosis recibidas por la población en su conjunto y por los grupos de referencia en todos los lugares donde tales gru-
pos puedan existir. Los resultados de tales estimaciones que, en el caso de grupos de referencia se realizarán, al menos, con una periodicidad anual, serán enviados al Consejo de
2. Las estimaciones de dosis a las que se refiere el apartado 1 anterior incluirán, entre otros
a) La evaluación de las exposiciones externas,
indicando, según los casos, el tipo y la calidad
de las radiaciones en cuestión.
b) La evaluación de la incorporación de radionucleidos, indicando la naturaleza y los estados
físico y químico de las sustancias radiactivas
contaminantes, así como la determinación de su
actividad y su concentración de actividad.
c) La especificación de las características de los
grupos de referencia de la población, teniendo
en cuenta las vías efectivas de transferencia de
Artículo 54. Archivo
Los documentos relativos a la medición de la
exposición externa y a las estimaciones de la incorporación de radionucleidos y de la contaminación radiactiva, así como los resultados de la
evaluación de las dosis recibidas por los grupos
de referencia y por la población, deben archivarse por el titular.
Artículo 55. Equipamiento en relación con los
efluentes y residuos sólidos
Las prácticas que puedan dar lugar a efluentes
y a residuos radiactivos sólidos que supongan
un riesgo radiológico significativo deberán estar
equipadas con los necesarios sistemas independientes y específicos de almacenamiento, tratamiento y, en su caso, evacuación, cuyo funcionamiento será objeto de revisiones adecuadas
para evitar descargas incontroladas.
Artículo 56. Almacenamiento de residuos
1. El almacenamiento de residuos radiactivos
deberá llevarse a cabo confinándolos en recipientes cuyas características proporcionen una
protección suficiente contra las radiaciones
ionizantes, teniendo en cuenta las condiciones
del lugar de almacenamiento y la posible dispersión o fuga del material radiactivo.
3. Asimismo, el titular llevará un registro en el
que se consignarán para cada recipiente los datos fisico-químicos más relevantes de contenido
y, como mínimo, los valores máximos del nivel
de exposición en contacto y a 1 metro de distancia de la superficie, así como la fecha de la
última medición y, a ser posible, la actividad.
Artículo 57. Responsabilidades
1. El titular de la práctica será responsable de
que todas las operaciones se lleven a cabo de
acuerdo con lo establecido en el artículo 49 y,
en particular, de realizar las siguientes tareas
dentro de sus instalaciones:
a) Consecución y mantenimiento de un nivel de
protección óptimo del medio ambiente y de la
c) Puesta en servicio de los equipos y procedimientos de medición necesarios para la protección radiológica de la población y del medio
ambiente, y, en su caso, evaluación de la exposición y de la contaminación radiactiva del
medio ambiente y de la población.
d) Calibración, verificación y comprobación periódica del buen estado y funcionamiento de los
2. La ejecución de estas tareas se llevará a cabo
de acuerdo con procedimientos establecidos y
con la supervisión del Servicio o Unidad Técnica
de Protección Radiológica previstos en los artículos 23 y 24 o, en su defecto, del Supervisor
o persona a la que se le encomienden las funciones de protección radiológica.
Artículo 58. Aplicación
1. El presente título se aplicará a toda intervención en caso de emergencia radiológica o en
caso de exposición perdurable.
2. El Consejo de Seguridad Nuclear asegurará
que la aplicación y la magnitud de las intervenciones se realicen observando los siguientes
a) Sólo se emprenderá una intervención cuando la reducción del detrimento de la salud debido a la radiación sea suficiente para justificar
los efectos nocivos y los costes de la intervención, incluidos los costes sociales.
b) La forma, magnitud y duración de la intervención deberán optimizarse de manera que sea
máximo el beneficio correspondiente a la reducción del detrimento de la salud, una vez deducido el perjuicio asociado a la intervención.
c) Los límites de dosis, con arreglo a los artículos 8 a 13, no se aplicarán en caso de intervención; no obstante, en los casos de exposición perdurable regulados por el artículo 61, los
límites de las dosis establecidos en el artículo 9
serán de aplicación a los trabajadores que realicen las intervenciones. El Consejo de Seguridad
Nuclear establecerá niveles de intervención que
constituirán indicaciones para determinar en qué
situaciones es adecuada una intervención.
Artículo 59. Aplicación de la intervención en
caso de emergencia radiológica
1. Las actuaciones a llevar a cabo en los casos
de emergencia radiológica en centrales nucleares de potencia serán las establecidas en los planes de emergencia interior de las mismas, así
como en los correspondientes planes de emergencia exterior de Protección Civil, derivados del
Plan Básico de Emergencia Nuclear.
2. Para el resto de las instalaciones nucleares y
radiactivas y para otras actividades distintas de
las anteriores, las actuaciones a llevar a cabo serán las establecidas tanto en los planes de emergencia interior o de autoprotección de cada instalación o actividad, como en los planes de
emergencia radiológica derivados de las directrices básicas de planificación y otras normas de
Protección Civil que correspondan.
Artículo 60. Exposición de emergencia
1. El Consejo de Seguridad Nuclear establecerá
los niveles de exposición de emergencia teniendo en cuenta las necesidades técnicas y los
2. En casos excepcionales podrán admitirse exposiciones por encima de estos niveles especiales
para salvar vidas humanas y solamente a cargo de
personal voluntario que sea informado de los riesgos de su intervención, teniendo en cuenta lo establecido en el Acuerdo del Consejo de Ministros
de 1 de octubre de 1999, relativo a la información
del público sobre medidas de protección sanitaria
aplicables y sobre el comportamiento a seguir en
caso de emergencia radiológica.
3. El personal que participe en una intervención
en caso de emergencia radiológica deberá someterse a un control dosimétrico y una vigilancia sanitaria especial, que se desarrollará específicamente en la normativa citada en el artículo
Artículo 61. Aplicación de la intervención en
caso de exposición perdurable
En caso de intervención en situaciones de exposición perdurable, y en función de los riesgos que entrañe la exposición, la autoridad competente, previo infor me del Consejo de
Seguridad Nuclear, deberá:
d) Regular el acceso y el uso de los terrenos o
edificios situados dentro de la zona delimitada.
Incremento significativo de la exposición
debida a fuentes naturales de radiación
Artículo 62. Aplicación
1. La autoridad competente, con el asesoramiento del Consejo de Seguridad Nuclear, requerirá a los titulares de las actividades laborales, no reguladas en el apartado 1 del artículo 2,
en las que existan fuentes naturales de radiación, que realicen los estudios necesarios a fin
de determinar si existe un incremento significativo de la exposición de los trabajadores o de
los miembros del público que no pueda considerarse despreciable desde el punto de vista de
Entre las actividades que deben ser sometidas a
dicha revisión se incluyen las siguientes:
a) Actividades laborales en que los trabajadores
y, en su caso, los miembros del público estén
expuestos a la inhalación de descendientes de
torón o de radón o a la radiación gamma o a
cualquier otra exposición en lugares de trabajo
tales como establecimientos termales, cuevas,
minas, lugares de trabajo subterráneos o no subterráneos en áreas identificadas.
b) Actividades laborales que impliquen el almacenamiento o la manipulación de materiales que
habitualmente no se consideran radioactivos
pero que contengan radionucleidos naturales
que provoquen un incremento significativo de
la exposición de los trabajadores y, en su caso,
de miembros del público.
c) Actividades laborales que generen residuos
que habitualmente no se consideran radioactivos pero que contengan radionucleidos naturales que provoquen un incremento significativo
en la exposición de los miembros del público
y, en su caso, de los trabajadores.
d) Actividades laborales que impliquen exposición a la radiación cósmica durante la operación
2. Los estudios a los que se refiere el apartado 1 se realizarán siguiendo las instrucciones dadas por la autoridad competente, las cuales estarán sujetas a las orientaciones que el Consejo
de Seguridad Nuclear establezca al efecto.
Artículo 63. Fuentes terrestres de radiación natural
1. La autoridad competente remitirá al Consejo
de Seguridad Nuclear los resultados de los es-
tudios realizados al amparo del artículo 62. El
Consejo de Seguridad Nuclear, a la vista de los
mismos, identificará aquellas actividades laborales que deban ser objeto de especial atención y estar sujetas a control. En consecuencia, definirá aquellas actividades laborales que
deban poseer dispositivos adecuados de vigilancia de las exposiciones y, cuando sea
necesario, establecerá:
b) La aplicación de medidas de protección radiológica de acuerdo, total o parcialmente, con
los títulos II, III, IV y V, y el régimen de declaración o autorización.
2. El Consejo de Seguridad Nuclear pondrá en
conocimiento de la autoridad competente las
conclusiones y medidas necesarias como consecuencia de lo indicado en el apartado 1 del presente artículo para exigir su aplicación a los
Artículo 64. Tripulación de aviones
Las compañías aéreas tendrán que considerar un
programa de protección radiológica cuando las
exposiciones a la radiación cósmica del personal de tripulación de aviones puedan resultar en
una dosis superior a 1 mSv por año oficial. Este
programa contemplará, en particular:
Régimen de inspección y obligaciones
Artículo 65. Régimen de inspección
1. Todas las prácticas, actividades y entidades
que se mencionan en el artículo 2 de este
Reglamento quedarán sometidas a un régimen
de inspección, a realizar por el Consejo de
Seguridad Nuclear, desde el punto de vista de
la protección contra las radiaciones ionizantes.
2. Serán también inspeccionados por el Consejo
de Seguridad Nuclear los Servicios o Unidades
Técnicas de Protección Radiológica y los
Servicios de Dosimetría Personal, a fin de garantizar el mantenimiento de las condiciones en
que fueron autorizados y la adecuación de sus
4. Los Inspectores serán considerados como
agentes de la autoridad a los efectos señalados
en el Código Penal, en todo lo relativo al ejercicio de su cargo.
b) Organización de los planes de trabajo a fin
de reducir la exposición en el caso del personal de tripulación más expuesto.
Artículo 66. Actuaciones inspectoras
La Inspección del Consejo de Seguridad Nuclear
se encargará de verificar el cumplimiento de las
disposiciones legales y de todas aquellas especificaciones en materia de protección radiológica que se hayan establecido en las correspondientes autorizaciones reglamentarias.
c) Información a los trabajadores implicados
sobre los riesgos radiológicos asociados a su
Artículo 67. Obligaciones del titular
El titular de toda práctica y actividad incluida en
el ámbito de aplicación de este Reglamento, así
a) Evaluación de la exposición del personal
como de las entidades referenciadas en el
artículo 65, vendrá obligado a permitir o facilitar
a la Inspección del Consejo de Seguridad Nuclear:
a) El acceso a los lugares que los Inspectores
consideren necesarios para el cumplimiento de
b) La instalación del equipo o instrumentación
que se requiera para realizar las pruebas y comprobaciones necesarias.
c) La información, documentación, equipos y
elementos existentes que sean precisos para el
d) La toma de muestras suficiente para realizar
los análisis y comprobaciones pertinentes. A petición del titular de la práctica deberá dejarse en
poder del mismo una muestra de contraste debidamente precintada y marcada.
Artículo 68. Actuaciones en caso de riesgo
Los Inspectores del Consejo de Seguridad
Nuclear quedan facultados para requerir la suspensión inmediata de las prácticas que, realizándose sin observar las disposiciones de este
Reglamento, impliquen, a su juicio, manifiesto
peligro para las personas o el medio ambiente.
Tales actuaciones se harán constar en acta con
las precisiones necesarias.
Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energía
Nuclear, modificado por la disposición adicional
quinta de la Ley 54/1997, de 27 de noviembre,
2. Además, la inobservancia de lo dispuesto en
el presente Reglamento será constitutiva de las
infracciones siguientes, clasificadas en leves,
graves y muy graves:
1.º El ejercicio de cualquier práctica prevista en
el presente Reglamento que requiera licencia o
autorización específica y no se pueda considerar exenta, sin la oportuna licencia o autorización, siempre que suponga un riesgo grave para
la vida o la salud de las personas, o para el medio ambiente, o para la seguridad de las cosas.
2.º La adición deliberada de sustancias radiactivas en la producción de alimentos, juguetes,
adornos personales y cosméticos, cuando de
ello pueda derivarse un riesgo grave para la
vida o salud de las personas, o para el medio
3.º No disponer de los sistemas adecuados para
almacenamiento, tratamiento y, en su caso, evacuación de efluentes y residuos sólidos o evacuar éstos sin autorización o superando los niveles autorizados para la emisión, siempre que
de estas conductas se derive un riesgo grave
para las personas o el medio ambiente.
Artículo 69. Infracciones y sanciones
1. Sin perjuicio de las responsabilidades civiles,
penales o de otro orden en que puedan incurrir los titulares de prácticas reguladas en el mismo, la inobservancia de lo dispuesto en el presente Reglamento será constitutiva de las
infracciones previstas en el capítulo XIV de la
4.º No respetar los límites de dosis establecidos
para cada supuesto en el presente Reglamento,
cuando de ello se derive un riesgo grave para
la vida o salud de las personas.
autorización específica y no se pueda considerar exenta, sin la oportuna licencia o autorización, siempre que no constituya falta muy grave o leve.
adornos personales y cosméticos, cuando no
3.º No disponer, en los supuestos exigidos de
acuerdo con lo previsto en este Reglamento, de
un Servicio o Unidad Técnica de Protección
Radiológica, cuando esta situación incida significativamente en la protección radiológica de
los trabajadores o de los miembros del público.
4.º Incumplir los criterios de protección radiológica establecidos en el presente Reglamento,
de forma que el número de personas expuestas
y las dosis por ellas recibidas no sea el mínimo
posible, siempre que de esta situación se derive riesgo grave para la vida o salud de las personas, o para el medio ambiente o para la seguridad de las cosas.
5.º No informar a los trabajadores, personas en
formación y estudiantes, antes de iniciar la actividad laboral en presencia de radiaciones ionizantes, sobre los extremos señalados en el presente Reglamento o incumplir la obligación de
proporcionarles la formación necesaria en materia de protección radiológica.
6.º Asignar a una persona menor de dieciocho
años a un puesto de trabajo que implique su calificación como trabajador expuesto de la categoría A.
7.º Incumplir las prescripciones relativas a embarazo y lactancia previstas en este Reglamento,
una vez que la trabajadora haya comunicado su
estado al titular de la práctica.
8.º No identificar o delimitar, de acuerdo con lo
dispuesto en el anexo IV de este Reglamento,
los lugares de trabajo en los que exista una posibilidad de exposición a radiaciones ionizantes
que produzca una dosis superior a 1 mSv por
año o una dosis equivalente superior a 1/10 de
los límites para el cristalino, la piel y las extremidades establecidos en este Reglamento, o no
establecer las medidas previstas en el artículo
18, siempre que de ello se derive un riesgo grave para las personas o el medio ambiente.
9.º Carecer o no tener en servicio los dispositivos e instrumentos de medición adecuados para
el buen desarrollo de una práctica en presencia
de radiaciones ionizantes.
10. No realizar una vigilancia sanitaria especial
en el caso de superación o sospecha fundada
de superación de alguno de los límites de dosis establecidos en el presente Reglamento.
11. En los supuestos de intervención en casos
de emergencia radiológica, no cumplir el titular
de la práctica con las obligaciones contempladas en este Reglamento, siempre que esa situación incida significativamente en la protección
radiológica de los trabajadores o miembros del
12. No disponer de los sistemas adecuados para
almacenamiento, tratamiento y, en su caso, evacuación de fluentes y residuos sólidos, o evacuarlos sin autorización o superando los niveles
autorizados para la emisión, siempre que de estos comportamientos no se derive un riesgo grave para las personas o el medio ambiente.
13. No respetar los límites de dosis establecidos
cuando no constituya falta muy grave ni leve.
14. No suspender el funcionamiento de una
práctica cuando el afectado sea requerido para
ello por las autoridades competentes, según lo
previsto en este Reglamento, cuando no constituya falta muy grave ni leve.
15. Exceder de las dosis establecidas para «exposiciones especialmente autorizadas» como
consecuencia de una mala planificación de las
mismas o de una negligencia en su supervisión
16. No realizar con la urgencia requerida, en
caso de exposición accidental o de emergencia,
las evaluaciones necesarias para estimar las dosis recibidas por un trabajador o, en su defecto,
no adoptar las medidas necesarias de protección
nimo posible, siempre que esta situación no incida significativamente en la protección radiológica de los trabajadores o de los miembros
5.º No efectuar las determinaciones de dosis
en los términos y con la periodicidad establecida en este Reglamento, o no disponer de historiales dosimétricos individuales de los trabajadores expuestos, o no tenerlos debidamente
6.º No señalizar adecuadamente los recipientes
que contengan residuos radioactivos o no llevar
un registro con los datos, valores, mediciones y
actividad de los recipientes, en las condiciones
1º El ejercicio de cualquier práctica prevista en
el presente Reglamento, que requiera licencia
o autorización específica y no se pueda considerar exenta, sin la oportuna licencia o autorización, siempre que no constituya falta grave ni muy grave y tenga escasa trascendencia.
2º No realizar la vigilancia sanitaria de los trabajadores expuestos en los términos previstos
en este Reglamento o no disponer de historial
médico para los trabajadores expuestos de la categoría A, o no tenerlo actualizado, o no disponer en el mismo de los datos previstos en este
Radiológica, cuando no constituya falta grave o
de forma que el número de personas expuestas y las dosis por ellas recibidas no sea el mí-
7.º No cumplir las prescripciones establecidas en
el título VII en supuestos de incremento significativo de la exposición debida a fuentes naturales de radiación.
8.º No identificar o delimitar, de acuerdo con
lo dispuesto en el anexo IV, los lugares de
trabajo en los que exista una posibilidad de
exposición a radiaciones ionizantes que conduzcan a una dosis superior a 1 mSv por año
o una dosis equivalente superior a 1/10 de
los límites para el cristalino, la piel y las extremidades establecidos en este Reglamento,
o no establecer las medidas previstas en el
artículo 18, cuando de ello no se derive
un riesgo grave para las personas o el medio
9.º No aplicar los requerimientos que, con carácter general, se impongan a una práctica por
las autoridades competentes según el presente
Reglamento o incumplir los plazos señalados
para su realización, o la omisión de las medidas correctoras necesarias para cumplir los preceptos legales o reglamentarios cuando ello no
10. No disponer de los sistemas adecuados para
autorizados para la emisión, siempre que estos
comportamientos tengan escasa trascendencia
para la protección radiológica.
11. No respetar los límites de dosis establecidos
cuando el incumplimiento tenga escasa trascendencia para la protección radiológica.
12. En los supuestos de intervención en casos
de la práctica con las obligaciones contempladas en este Reglamento, aunque esta situación
no incida significativamente en la protección radiológica.
13. Incumplir los términos, requisitos, obligaciones, límites, condiciones o prohibiciones impuestos en las autorizaciones cuando tal incumplimiento sea de escasa trascendencia para
3. Para la calificación de las infracciones se atenderá a las circunstancias descritas en el artículo 92 de la Ley 25/1964, sobre Energía Nuclear,
modificada por la Ley 54/1997, del Sector
4. A efectos de graduación de las sanciones, se
a) Las infracciones leves se sancionarán con
multa, en grado mínimo, de hasta 500.000 pesetas; en su grado medio, de 500.001 a 5.000.000
de pesetas; y en su grado máximo, de 5.000.001
a 10.000.000 de pesetas.
b) Las infracciones graves se sancionarán con
multa, en su grado mínimo, de 10.000.001 a
25.000.000 de pesetas; en su grado medio, de
25.000.001 a 50.000.000 de pesetas; en su grado máximo, de 50.000.001 a 100.000.000 de
c) Las infracciones muy graves se sancionarán
con multa, en su grado mínimo, de 100.000.001
a 250.000.000 de pesetas; en su grado medio,
de 250.000.001 a 350.000.000 de pesetas; en su
grado máximo, de 350.000.001 a 500.000.000 de
5. Cuando se trate de instalaciones radiactivas
de segunda y tercera categorías, las sanciones
económicas que figuran en el apartado anterior
se reducirán en todos los tramos y para todos
sus grados a la mitad de las señaladas.
6. En cuanto al procedimiento, medidas previas
y autoridades competentes para proponer e imponer las correspondientes sanciones, se atenderá a lo dispuesto en el artículo 94 de la Ley
25/1964, de 29 de abril, sobre Energía Nuclear,
modificado por la disposición adicional quinta
de la Ley 54/1997, de 27 de noviembre, del
Disposición adicional primera. Prevención
En materia de protección de los trabajadores, serán de aplicación las normas contenidas en la
Ley 31 /1995, de 8 de noviembre, de Prevención
de Riesgos Laborales, sin perjuicio de las disposiciones más específicas contenidas en el presente Reglamento.
Disposición adicional segunda. Protección
operacional de trabajadores externos.
La aplicación de lo establecido en el presente
Reglamento se entiende, a salvo de lo dispuesto en el Real Decreto 413/1997, de 21 de marzo, sobre protección operacional de los trabajadores externos con riesgo de exposición a
radiaciones ionizantes, por intervención en zona
Disposición adicional tercera. Normativa
aplicable a las autorizaciones
Las prácticas a las que se refiere el presente
Reglamento deberán además cumplir, en lo que
les sea de aplicación y, en concreto, en materia
de autorizaciones administrativas, la Ley 25/1964,
de 29 de abril, sobre Energía Nuclear; la Ley
15/1980, de 22 de abril, por la que se crea el
Consejo de Seguridad Nuclear; el Real Decreto
1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y
Radiactivas, y el Real Decreto 1891/1991, de 30 de
sobre Instalación y Utilización de Aparatos de
Rayos X con Fines de Diagnóstico Médico.
Disposición adicional cuarta. Transporte
El transporte de material radiactivo, en todo lo
no expresamente regulado por su legislación específica, se regirá por los preceptos de este
Reglamento en cuanto le sean de aplicación.
Disposición adicional quinta. Tratamiento
El tratamiento de datos de carácter personal relacionados con la salud de los trabajadores, contenidos en sus historiales médicos y dosimétricos, se realizará por persona sometida a la
obligación de secreto, de acuerdo con lo establecido en la Ley 15/1999, de 13 de diciembre,
Disposición adicional sexta. Modificación
del Real Decreto 1836/1999
Se modifica la «Tabla B: lista de nucleidos en
equilibrio secular a los que hace referencia el
apartado 2.b) del anexo I del Real Decreto
aprueba el Reglamento sobre Instalaciones
Nucleares y Radiactivas», sustituyendo los nucleidos hijos del Ra-223+ y del Ra-224+ por los
Rn-219, Po-215, Pb-211, Bi-211,
Tl-207.
Tl-208, Po-212.
Disposición transitoria primera. Vigencia
Se mantendrá la validez de las autorizaciones
que, exigidas al amparo del presente
Reglamento, se encuentren vigentes a la entrada en vigor del mismo.
Disposición transitoria segunda. Plazo
Las disposiciones contenidas en el capítulo II del
Título II del presente Reglamento entrarán en vigor el día 1 de enero de 2002, aplicándose hasta esa fecha la regulación contenida en el Real
Decreto 53/1992, de 24 de enero, por el que se
aprueba el Reglamento de Protección Sanitaria
contra Radiaciones lonizantes. No obstante, se
establece un período de seis meses a partir de
la fecha de publicación de este Reglamento, para
la adaptación plena de lo establecido en el título III del presente Reglamento.
Para la aplicación de los preceptos relativos a
clasificación, delimitación y señalización de zonas y clasificación de trabajadores expuestos,
contenidos en el capítulo I del Título IV, así
como los requisitos asociados, se establece un
período de adaptación de seis meses, a partir de
la fecha de publicación de este Reglamento.
Igualmente, se establece un período de seis meses, a partir de la fecha de publicación de este
Reglamento, para la adaptación de los documentos oficiales, correspondientes a prácticas, actividades y servicios, cuyo contenido venga afectado
por lo establecido en el presente Reglamento.
Disposición transitoria tercera. Régimen
de las autorizaciones de los Servicios Médicos
Los Servicios Médicos Especializados autorizados
conforme a lo establecido en el artículo 40 del
Real Decreto 53/1992, de 24 de enero, por el
que se aprueba el Reglamento sobre Protección
Sanitaria contra Radiaciones lonizantes, podrán
continuar realizando la vigilancia sanitaria de los
trabajadores expuestos a radiaciones ionizantes.
Los expedientes de autorización de Servicios
Médicos Especializados, que se hayan iniciado
con anterioridad a la entrada en vigor del presente Reglamento, se regirán por lo establecido
en el artículo 40 del Real Decreto 53/1992, de
24 de enero. A estos efectos, se considerarán iniciados una vez se haya presentado por el interesado la correspondiente solicitud en el
Registro de la Administración competente para
la resolución de dichas autorizaciones.
Actividad (A): la actividad A de una cantidad de
un radionucleido en un determinado estado
energético en un momento dado es el cociente
entre dN y dt, donde dN es el valor esperado
del número de transformaciones nucleares espontáneas que se producen desde dicho estado
energético en el intervalo de tiempo dt
La unidad de actividad es el bequerelio (Bq). Un
bequerelio es igual a una transformación por segundo
Año oficial: período de doce meses, a contar
desde el día 1 de enero hasta el 31 de diciembre, ambos inclusive.
Autoridad competente: organismo oficial al que
corresponde, en el ejercicio de las funciones que
tenga atribuidas, conceder autorizaciones, dictar
disposiciones o resoluciones y obligar a su cumplimiento.
Autorización: permiso concedido por la autoridad competente de forma documental, previa
solicitud, o establecido por la legislación española, para ejercer una práctica o cualquier otra
actuación dentro del ámbito de aplicación de
Calibración: conjunto de operaciones efectuadas
por laboratorios debidamente cualificados, mediante las que se pueden establecer, en condiciones específicas, la relación entre los valores
indicados por un instrumento o un sistema de
medida, o los valores representados por una medida material, y los correspondientes valores conocidos de un mensurando.
Contaminación radiactiva: presencia indeseable
de sustancias radiactivas en una materia, una superficie, un medio cualquiera o una persona. En
el caso particular del organismo humano, esta
contaminación puede ser externa o cutánea,
cuando se ha depositado en la superficie exterior, o interna cuando los radionucleidos han penetrado en el organismo por cualquier vía (inhalación, ingestión, percutánea, etc.).
Corteza terrestre no alterada: cualquier parte de
la corteza terrestre en la que no se exploten
canteras ni minas subterráneas o a cielo abierto (la superficie de un yacimiento de uranio que
nunca ha sido explotado se considerará corteza terrestre no alterada). No se considerará que
las operaciones de labranza, excavación o nivelación de terreno derivadas de actividades
agrícolas o de construcción «alteren» la corteza
terrestre salvo cuando tales operaciones formen
parte de obras de restauración de tierras contaminadas.
Declaración: obligación de presentar un documento a la autoridad competente para notificar
la intención de llevar a cabo una práctica o cualquier otra actuación dentro del ámbito de aplicación de este Reglamento.
Detrimento de la salud: estimación del riesgo de
reducción de la duración o de la calidad de vida
en un segmento de la población tras haberse
visto expuesta a radiaciones ionizantes. Se incluyen las pérdidas debidas a efectos somáticos,
cáncer y alteraciones genéticas graves.
Dosis absorbida (D): la energía absorbida por
donde, dε; es la energía media impartida por la
radiación ionizante a la materia en un elemento de volumen y dm es la masa de la materia
contenida en dicho elemento de volumen.
causa de irradiaciones internas y externas. Se estima mediante la fórmula
Σw Σw
donde, DT,R es la dosis absorbida promediada
sobre el tejido u órgano T procedente de la radiación R; wR es el factor de ponderación de la
radiación, y wT es el factor de ponderación titular del tejido u órgano T.
Dosis equivalente (HT): dosis absorbida, en el tejido u órgano T, ponderada en función del tipo
y la calidad de la radiación R. Viene dada por
siendo, DT,R la dosis absorbida promediada sobre el tejido u órgano T, procedente de la radiación R, y wR el factor de ponderación de la
Cuando el campo de radiación se compone de
tipos y energías con valores diferentes de wR
la dosis equivalente total, HT viene dada por la
En el presente Reglamento la dosis absorbida
indica la dosis promediada sobre un tejido u
Los valores apropiados para wR se especifican
Dosis efectiva (E): suma de las dosis equivalentes ponderadas en todos los tejidos y órganos
del cuerpo que se especifican en el anexo II a
Dosis efectiva comprometida [E(τ)]: suma de las
dosis equivalentes comprometidas en un tejido
u órgano HT(τ) como resultado de una incor-
poración, multiplicada cada una de ellas por el
factor de ponderación tisular correspondiente
wT. Se define por la fórmula
E (τ) =
HT (τ)
Al especificar E(τ), τ viene dado en años.
Cuando no se especifica el valor de τ, se sobreentiende un período de cincuenta años para
los adultos o de un máximo de setenta años
La unidad para la dosis efectiva comprometida
es el Sievert.
Dosis equivalente comprometida [HT(τ)]: Integral
respecto al tiempo τ; de la tasa de dosis equivalente en un tejido u órgano T que recibirá un
individuo como consecuencia de una incorporación. Se define por la fórmula
HT(τ) =
intención de recuperación de los mismos. La eliminación comprende también la evacuación directa de residuos en el medio ambiente, previa
autorización, y su consiguiente dispersión.
para una incorporación en un tiempo to, siendo, HT (t) la tasa de dosis equivalente correspondiente en el órgano o tejido T en el tiempo
t y τ el período durante el cual la integración
Al especificar HT(τ), τ viene dado en años.
Eliminación: ubicación de los residuos en un
emplazamiento determinado cuando no exista
Emergencia radiológica: situación que requiere
medidas urgentes con el fin de proteger a los
trabajadores, a los miembros del público o a la
población, en parte o en su conjunto.
Empresa externa: cualquier persona física o jurídica, distinta del titular de la instalación, que
haya de efectuar actividades de cualquier tipo
en una zona controlada de una instalación nuclear o radiactiva.
Exposición accidental: exposición de personas
como resultado de un accidente, aunque no dé
lugar a superación de alguno de los límites de
dosis establecidos. No incluye la exposición de
Exposición de emergencia: exposición voluntaria de personas que realizan una acción urgente necesaria para prestar ayuda a personas en
peligro, prevenir la exposición de un gran número de personas o para salvar una instalación
o bienes valiosos, que podría implicar la superación de alguno de los límites de dosis individuales establecidos para los trabajadores
Exposición externa: exposición del organismo a
fuentes exteriores a él.
Exposición interna: exposición del organismo a
fuentes interiores a él.
Exposición ocupacional: exposición de los trabajadores durante el desarrollo de su trabajo,
con la excepción de las exposiciones excluidas
del alcance de este Reglamento y las procedentes de fuentes y prácticas exentas de declaración y autorización según la legislación
Grupo de referencia de la población: grupo que
incluye a personas cuya exposición a una fuente es razonablemente homogénea y representativa de las personas de la población más expuestas a dicha fuente.
Exposición parcial: exposición localizada esencialmente sobre una parte del organismo o sobre uno o más órganos o tejidos, o la exposición del cuerpo entero considerada como no
Incorporación: actividad de radionucleidos que
se introducen en el organismo procedentes del
Exposición perdurable: exposición resultante de
los efectos residuales de una emergencia radiológica o del ejercicio de una práctica o actividad laboral del pasado.
Intervención: actividad humana que evita o reduce la exposición de las personas a la radiación procedente de fuentes que no son parte de
una práctica o que están fuera de control, actuando sobre las fuentes, las vías de transferencia y las propias personas.
Exposición potencial: exposición que no se prevé que se produzca con seguridad, sino con una
probabilidad de ocurrencia que puede estimarse con antelación.
Fondo radiactivo natural: conjunto de radiaciones ionizantes que provienen de fuentes naturales terrestres o cósmicas (en la medida en que
la exposición que de ellas resulte no se vea aumentada de manera significativa por la acción
Fuente: aparato, sustancia radiactiva o instalación capaz de emitir radiaciones ionizantes o
Fuentes naturales de radiación: fuentes de radiación ionizante de origen natural, terrestre o
Gray (Gy): nombre especial de la unidad de dosis absorbida. Un gray es igual a un julio por
Jefe de Servicio o Unidad Técnica de Protección
Radiológica: persona responsable o al frente de
Radiológica que será acreditada al efecto mediante diploma expedido por el Consejo de
Límites de dosis: valores máximos fijados en el
Título II para las dosis resultantes de la exposición de los trabajadores, personas en formación,
estudiantes y miembros del público, a las radiaciones ionizantes consideradas por el presente Reglamento.
Miembros del público: personas de la población, con excepción de los trabajadores expuestos, las personas en formación y los estudiantes durante sus horas de trabajo, así como
personas durante la exposición a que se refieren los párrafos a), b) y c) del apartado 4 del
Nivel de intervención: valor de la dosis equivalente evitable, la dosis efectiva evitable o valor
derivado, a partir del cual debe considerarse la
adopción de medidas de intervención. El valor
de dosis evitable o derivado es únicamente el
relacionado con la vía de exposición al que deberá aplicarse la medida de intervención.
Persona en formación o estudiante: a los efectos de este Reglamento, 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
Población en su conjunto: toda la población
comprendiendo los trabajadores expuestos, los
estudiantes y las personas en formación, y los
Restricción de dosis: restricción de los valores de
dosis individuales esperables que puedan derivarse de una fuente determinada, para su uso
en la fase de planificación de la protección radiológica, en cualquier circunstancia en que
deba considerarse la optimización.
Servicio de Dosimetría Personal: entidad responsable de la lectura o interpretación de aparatos
de vigilancia individual, o de la medición de radiactividad en el cuerpo humano o en muestras
biológicas, o de la evaluación de las dosis, cuya
capacidad para actuar al respecto sea reconocida por el Consejo de Seguridad Nuclear.
Práctica: actividad humana que puede aumentar
la exposición de las personas a la radiación procedente de una fuente artificial, o de una fuente
natural de radiación cuando los radionucleidos
naturales son procesados por sus propiedades radiactivas, fisionables o fértiles, excepto en el caso
de exposición de emergencia.
Servicio y Unidad Técnica de Protección Radiológica: entidad expresamente autorizada por el
Consejo de Seguridad Nuclear para desempeñar
las funciones establecidas en el presente
Reglamento. El Servicio de Protección Radiológica
es una entidad propia de un titular o mancomunada por varios titulares, mientras que la Unidad
Técnica de Protección Radiológica es una entidad
ajena contratada por el titular.
Promotor: persona física o jurídica que por vez
primera en el país pretende realizar una nueva
Sievert (Sv): nombre especial de la unidad de
dosis efectiva y equivalente. Un Sievert es igual
a un julio por kilogramo:
Radiación ionizante: transferencia de energía en
forma de partículas u ondas electromagnéticas
de una longitud de onda igual o inferior a 100
nanometros o una frecuencia igual o superior a
3 x 1015 hertzios, capaces de producir iones directa o indirectamente.
Residuo radiactivo: cualquier material o producto de desecho, para el que no está previsto ningún uso, que contiene o está contaminado con radionucleidos en concentraciones o
niveles de actividad superiores a los establecidos por el Ministerio de Economía previo informe favorable del Consejo de Seguridad
Supervisor: persona provista de licencia específica concedida por el Consejo de Seguridad
Nuclear, que capacita para dirigir el funcionamiento de una instalación nuclear o radiactiva y
las actividades de manipulación de los dispositivos de control y protección de la instalación.
Todo ello según lo dispuesto en el Real Decreto
Nucleares y Radiactivas.
Sustancia radiactiva: sustancia que contiene
uno o más radionucleidos, y cuya actividad o
concentración no pueda considerarse despreciable desde el punto de vista de la protección
Técnico experto en Protección Radiológica: persona debidamente cualificada, que forma parte
de un Servicio o Unidad Técnica de Protección
Radiológica y que bajo la dirección del Jefe de
Radiológica realiza las actividades propias de dicho Servicio o Unidad.
Titular: persona física o jurídica que tiene, con
arreglo a la legislación nacional, la responsabilidad y la autoridad sobre el ejercicio de alguna de las prácticas o actividades laborales previstas en el artículo 2 del presente
Trabajadores expuestos: personas sometidas a
una exposición a causa de su trabajo derivada
de las prácticas a las que se refiere el presente
Reglamento que pudieran entrañar dosis superiores a alguno de los límites de dosis para
Trabajadores externos: cualquier trabajador clasificado como trabajador expuesto, que efectúe
actividades de cualquier tipo, en la zona controlada de una instalación nuclear o radiactiva y
que esté empleado de forma temporal o permanente por una empresa externa, incluidos los
trabajadores en prácticas profesionales, personas
en formación o estudiantes, o que preste sus
servicios en calidad de trabajador por cuenta
Zona controlada: zona sometida a regulación
especial a efectos de protección contra las radiaciones ionizantes.
Zona vigilada: zona sometida a una adecuada
vigilancia a efectos de protección contra las radiaciones ionizantes.
Dosis equivalente ambiental H * (d): dosis equivalente en un punto determinado de un campo
de radiación que sería producida por el correspondiente campo expandido y alineado en la
esfera ICRU, a una profundidad «d», sobre el radio opuesto a la dirección del campo alineado.
El nombre especial de la unidad de la dosis
equivalente ambiental es el Sievert (Sv).
Dosis equivalente direccional H’ (d, Ω): dosis
equivalente en un punto determinado de un
campo de radiación que sería producida por el
correspondiente campo expandido en la esfera
ICRU, a una profundidad «d», sobre un radio en
una dirección especificada, Ω. El nombre especial de la unidad de la dosis equivalente direccional es el Sievert (Sv).
Campo expandido y alineado: campo de radiación
en el que la fluencia y sus distribuciones direccional y energética son las mismas que en el campo expandido, pero la fluencia es unidireccional.
Campo expandido: campo de radiación que se
deriva del campo actual en el que la fluencia y
sus distribuciones direccional y energética tienen el mismo valor a través de todo el volumen
de interés que el campo de radiación real en el
Fluencia φ: es el cociente entre dN y da, donde dN es el número de partículas que entran en
una esfera de una sección normal da:
φ = ———
Factor de calidad medio (Q): valor medio del
factor de calidad en un punto en un tejido en
el que la dosis absorbida es transmitida por partículas con valores diferentes de L. Se calcula de
L ∞ = ———
Q(L)D(L)dL
donde D(L)dL es la dosis absorbida a 10 mm
entre las transferencias lineales de energía L y
L + dL; y Q(L) es el correspondiente factor de
calidad en el punto de interés. Las relaciones Q-L
se indican en el apartado C).
Dosis equivalente personal Hp (d): dosis equivalente en tejidos blandos a una profundidad
adecuada «d», por debajo de un punto determinado del cuerpo. El nombre especial de la
unidad de dosis equivalente personal es el
Transferencia lineal de energía no restringida
(L∞): es una magnitud definida como:
Factor de calidad (Q): una función de la transferencia lineal de energía (L) que se utiliza para
ponderar la dosis absorbida en un punto, de forma tal que pueda tenerse en cuenta la calidad
Factor de ponderación de la radiación (wR): factor adimensional que se utiliza para ponderar la
dosis absorbida en un tejido u órgano. Los valores apropiados de wR se especifican en el apartado B).
Dosis absorbida en un órgano o tejido (DT): es
el cociente entre la energía total comunicada a
un órgano o tejido (T) y la masa de dicho órgano o tejido.
Factor de ponderación de los tejidos (wT): factor
adimensional que se utiliza para ponderar la dosis equivalente en un tejido u órgano (T). Los
valores apropiados de wT se especifican en el
apartado D).
donde dE es la energía media perdida por una
partícula cargada de energía E al atravesar una
distancia dL en el agua. En el Reglamento se denominará L a L∞.
Esfera ICRU: cuerpo introducido por el Comité
Internacional de Unidades y Medidas Radiológicas
(ICRU) para aproximar el cuerpo humano en lo
relativo a la absorción de energía de las radiaciones ionizantes. Consiste en una esfera de 30 cm
de diámetro de material equivalente a tejido con
una densidad de 1 g cm-3 y una masa compuesta por 76,2 por 100 de oxígeno, 11,1 por 100 de
carbono, 10,1 por 100 de hidrógeno y 2,6 por 100
Los valores del factor de ponderación de la radiación, wR dependen del tipo y de la calidad
del campo de radiación externo o del tipo y de
la calidad de la radiación emitida por un radionucléido depositado internamente.
tipos y energías con diferentes valores de wR,
la dosis absorbida se subdividirá en bloques,
cada uno de ellos con su propio valor de wR
que se sumarán para obtener la dosis equivalente total. Alternativamente, la dosis equivalente se podrá expresar como una distribución
continua en energía en la que cada elemento
de dosis absorbida del elemento de energía entre E y E + dE se multiplica por el valor de wR
correspondiente de la tabla que se expone a
Electrones y muones, todas las
Neutrones, energía < 10 keV
> 10 keV a 100 keV
> 2 MeV a 20 MeV
Protones, salvo los de retroceso,
de energía > 2 MeV
Partículas alfa, fragmentos de
fisión, núcleos pesados
Para tipos y energías de radiación que no se incluyen en la tabla, puede obtenerse una aproximación de wR calculando el factor de calidad
medio Q a una profundidad de 10 mm en la esfera ICRU.
C) Relación ente el factor de calidad Q(L), y la
transferencia lineal de energía no restringida, L
Transferencia lineal de energía no restringida,
L, en agua (keV µm-1)
En los cálculos relativos a neutrones, pueden
surgir dificultades al aplicar valores de la función en escalón. En estos casos, puede resultar
preferible utilizar la función continua que se describe en la siguiente relación matemática:
WR = 5 + 17e-(In(2E))2/6
Factores de ponderación de la radiación
La figura 1 representa una comparación de los
D) Valores del factor de ponderación de los tejidos, wT(*)
de los tejidos, wT
Gónadas...............................
Médula ósea (roja)..............
Colon ...................................
Pulmón.................................
Estómago .............................
Vejiga....................................
Mama ...................................
Hígado .................................
Esófago ................................
Tiroides ................................
Piel .......................................
Superficie de los huesos ....
Resto del organismo...........
Energía de la radiación neutrónica incidente (MeV)
Factor de ponderación de la radiación para neutrones.
La curva en línea discontinua debe tratarse como una
(*) Los valores se han calculado a partir de una población
con igual número de personas de ambos sexos y una amplia
gama de edades. En la definición de la dosis efectiva, estos
valores se aplican a trabajadores, a toda la población y a ambos sexos.
(**) A efectos de cálculo, el resto del organismo se compone
de los tejidos y órganos adicionales siguientes: glándulas suprarrenales, cerebro, intestino grueso superior, intestino delgado, riñón, músculos, páncreas, bazo, timo y útero. En la lista
se incluyen órganos que pueden ser irradiados de manera selectiva. Se sabe que algunos órganos de la lista son susceptibles a la inducción de cáncer. Si posteriormente se identificaran otros tejidos y órganos con un riesgo significativo a la
inducción de cáncer, se incluirán en la tabla con un wT específico o en esta lista adicional que constituye el resto del organismo. Este último también puede incluir otros tejidos u órganos irradiados selectivamente.
(***) En aquellos casos excepcionales en los que uno cualquiera de los tejidos u órganos del resto del organismo reciba
una dosis equivalente superior a la dosis más elevada de cualquiera de los doce órganos listados para los que se ha especificado un factor de ponderación, se aplicará un factor de ponderación de 0,025 a dicho órgano o tejido y un factor de
ponderación de 0,025 a la dosis media en los restantes órganos y tejidos del resto del organismo, tal y como se ha definido anteriormente.
Las magnitudes operacionales para la radiación
externa se utilizan en protección radiológica
para la vigilancia individual.
d: profundidad en mm bajo la superficie de la
esfera ICRU,
3. Para radiación fuertemente penetrante se recomienda una profundidad de 10 mm, mientras
que para las radiaciones débilmente penetrantes
se recomienda una profundidad de 0,07 mm
para la piel y de 3 mm para el cristalino de los
Dosis efectiva por unidad de
concentración integrada de aire
(Sv d-1/Bq m-3)
A) Salvo disposición en contrario, en todo el
Reglamento los límites de dosis se aplicarán a
la suma de las correspondientes dosis derivadas
de la exposición externa en un período especificado, y las correspondientes dosis comprometidas de cincuenta años (hasta los setenta años
de edad para los niños) derivadas de incorporaciones producidas en el mismo período. El período especificado se indica en los artículos 9 y
13 referentes a los límites de las dosis.
En general, la dosis efectiva E a que se hubiera expuesto un individuo perteneciente al grupo de edad g se determinará con arreglo a la
E = Eexternal +
Σ h (g)
J j.ing +
j.inh
J j.inh
donde Eexternal es la correspondiente dosis efectiva
derivada de exposición externa; h(g)j·inh y h(g)j·inh
representan la dosis efectiva comprometida por
unidad de incorporación por radionucléido j
(Sv/Bq) ingerido o inhalado por un individuo perteneciente al grupo de edad g; Jj·ing y Jj·inh representan, respectivamente, la correspondiente incorporación por ingestión o inhalación del
radionucléido j(Bq).
B) Con excepción de la progenie del radón y el
torón, los valores de la dosis efectiva comprometida por unidad de incorporación mediante ingestión e inhalación relativas al público en general,
así como a las personas en formación y estudiantes entre dieciséis y dieciocho años de edad, se
indican en las tablas A y B del presente anexo.
Salvo la progenie del radón y el torón, los valores de la dosis efectiva comprometida por unidad de incorporación mediante ingestión e in-
halación relativas a los trabajadores expuestos,
así como a las personas en formación y estudiantes de dieciocho años o más, se indican en
la tabla C del presente anexo.
En lo que se refiere a la exposición del público
en general, la tabla A incluye, para la ingestión,
los valores correspondientes a diversos factores
f1 para niños pequeños y personas mayores.
Asimismo, en lo que respecta a la exposición del
público en general, la tabla B incluye, para la inhalación, los valores relativos a diversos tipos de
retención pulmonar con los correspondientes valores f1 para el componente de la incorporación
depositada en el tracto gastrointestinal. Si se dispone de datos sobre dichos parámetros, se utilizará el valor pertinente; si no, se utilizará el valor más restrictivo. En lo que se refiere a la
exposición laboral, la tabla C incluye, para la ingestión, los valores correspondientes a diversos
factores f1 de tránsito intestinal y, para la inhalación, los valores relativos a diversos tipos de
retención pulmonar, con los pertinentes valores
f1 para el componente de la incorporación depositado en el tracto gastrointestinal.
La tabla D presenta factores f1 de tránsito intestinal por elemento y por compuestos, relativos a los
trabajadores y, en su caso, al público en general
en los casos de incorporación mediante ingestión.
La tabla E presenta factores de tránsito intestinal
f1, por elemento y por compuestos, relativos a trabajadores expuestos, así como a personas en formación y estudiantes de dieciocho años o más,
por incorporación mediante inhalación.
Para el público en general, los tipos de absorción pulmonar y los factores de tránsito intestinal f1 incluirán la forma química del elemento
según las orientaciones internacionales disponibles. En general, cuando no se disponga de ninguna información sobre estos parámetros se utilizará el valor más restrictivo.
C) En lo que se refiere a la progenie del radón
y del torón se aplicarán los siguientes factores
de conversión convencionales de dosis efectiva
por unidad de exposición potencial de energía
alfa (Sv por Jhm-3):
Energía alfa potencial (de la progenie del radón y de la progenie del torón): la energía alfa
total emitida finalmente durante la desintegración de la progenie del radón y de la progenie del torón a través de la cadena de desintegración hasta un 210Pb de la progenie del 222Rn
no inclusive y un 208Pb estable de la progenie
de 220Rn. La unidad es el julio (J). En el caso
de las exposiciones a una determinada concentración durante un tiempo determinado, la
unidad es el Jhm-3.
a) coeficientes de la dosis de ingestión para el
b) coeficientes de la dosis de inhalación para el
c) coeficientes de la dosis de ingestión y de inhalación para los trabajadores.
d) valores f1 para el cálculo de los coeficientes
de la dosis de ingestión.
e) tipos de absorción pulmonar y valores de f1
para las formas químicas de los elementos en
relación con el cálculo de los coeficientes de la
dosis de inhalación.
f) dosis efectiva comprometida por unidad de
incorporación por inhalación (Sv Bq-1) de gases
y vapores solubles o reactivos.
Dosis efectiva comprometida por unidad de incorporación por ingestión (Sv Bq–1) para miembros del público
Edad ≤ 1 a
f1 para g ≤ 1 a
12-17 a
f1 para g > 1 a
Dosis efectiva comprometida por unidad de incorporación por inhalación (Sv Bq–1) para miembros del público
Coeficientes de dosis efectiva (Sv Bq–1)
h(g)1mm
h(g)5mm
Per铆odo de semidesintegraci贸n
Ingesti贸n
Nucleido/Forma quĂ­mica
h(g) (Sv Bq-1)
Compuestos y valores f1 usados para el c谩lculo de los coeficientes de la dosis de ingesti贸n
Compuestos, tipos de absorci贸n pulmonar y valores f1, usados para el c谩lculo de los coeficientes
de la dosis de inhalaci贸n
absorci贸n
Período de semides- Absorción
Edad ≤ 1a
Edad 1-2a
g > 1a
h (g) (ª)
1. La señalización de las zonas controladas y vigiladas se efectuará basándose en lo establecido en la norma UNE-73-302 y de acuerdo con
lo especificado en este anexo.
2. El riesgo de exposición vendrá señalizado utilizando su símbolo internacional, un «trébol» enmarcado por una orla rectangular del mismo color del
símbolo y de la misma anchura que el diámetro
de la circunferencia interior de dicho símbolo.
3. Zonas controladas: En las zonas controladas
dicho trébol será de color verde sobre fondo
a) Zonas de permanencia limitada: En estas zonas el trébol será de color amarillo sobre fondo
b) Zonas de permanencia reglamentada: En estas zonas el trébol será de color naranja sobre
c) Zonas de acceso prohibido: En estas zonas, el
trébol será de color rojo sobre fondo blanco.
4. Zonas vigiladas: En las zonas vigiladas el trébol será de color gris azulado sobre fondo
5. Si en cualquiera de las zonas existiera solamente riesgo de exposición externa se utilizará
el trébol general de la zona bordeado de pun-
tas radiales; si existiera riesgo de contaminación
y el riesgo de exposición externa fuera despreciable, se utilizará el trébol general de la zona
en campo punteado; y si existiera conjuntamente
riesgo de contaminación y de exposición se empleará el trébol general de la zona bordeado de
puntas radiales en campo punteado.
6. Todas las señales correspondientes a zonas controladas, de permanencia limitada, de permanencia reglamentada, de acceso prohibido, y vigiladas, se situarán en forma bien visible en la entrada
y en los lugares significativos de las mismas.
7. Para todo tipo de zonas, las anteriores señalizaciones se complementarán en la parte superior con una leyenda indicativa al tipo de zona,
y en la parte inferior al tipo de riesgo.
8. Cuando se deban señalizar con carácter temporal los limites de una zona, se emplearán vallas, barras metálicas articuladas o soportes por
los que se hagan pasar cuerdas, cadenas, cintas,
etc., que tendrán el color correspondiente a la
zona de que se trate.
9. En los lugares de acceso entre zonas contiguas de diversas características, podrán señalizarse en el suelo los limites correspondientes
mediante líneas claramente visibles con los colores correlativos a las zonas de que se trate.
Dicha señalización se podrá complementar con
una iluminación del color apropiado a las zonas
10. Dentro de las zonas controladas y vigiladas
las fuentes deberán estar señalizadas.
REGLAMENTO PROTECCIÓN SANITARIA RADIACIONES IONIZANTES
Verdinal Mota del Cuervo
Reglamento protección sanitaria radiaciones ionizantes. CSN

References: Real Decreto 
 artículo 2
 artículo 149

artículo 149
 Real Decreto 

artículo 55
 Real Decreto

 Real Decreto 
 Real Decreto

 artículo 33
 Real Decreto 
 artículo 149
 Real Decreto 

Artículo 3
 artículo 2
 artículo 12

Artículo 5

Artículo 6
 artículo 4

Artículo 9

Artículo 10

Artículo 11
 artículo 13

Artículo 12
 artículo 9

Artículo 13

Artículo 14

Artículo 15

Artículo 16

artículo 9

Artículo 17
 artículo 9
 artículo 9
 artículo 9
 artículo 9

Artículo 18
 artículo 26

Artículo 19
 artículo 11

Artículo 20
 artículo 9
 artículo 9

Artículo 21

Artículo 22

Artículo 23
 artículo 2

Artículo 24

Artículo 25

Artículo 26

Artículo 27

Artículo 28

Artículo 29
 artículo 26

Artículo 30
 artículo 26

Artículo 31

Artículo 32

Artículo 33
 artículo 9

Artículo 34

Artículo 35

Artículo 36

Artículo 37

Artículo 38
 artículo
34
 artículo 32

Artículo 39

Artículo 40

Artículo 41

Artículo 42

Artículo 43

Artículo 44

Artículo 45
 artículo 9

Artículo 46

Artículo 47

Artículo 48
 artículo 11
 artículo 11
 artículo 20

Artículo 49
 artículo 4

Artículo 51

Artículo 52
 artículo 13

Artículo 53

Artículo 54

Artículo 55

Artículo 56

Artículo 57
 artículo 49

Artículo 58
 artículo 61
 artículo 9

Artículo 59

Artículo 60

Artículo 61

Artículo 62
 artículo 2

Artículo 63
 artículo 62

Artículo 64

Artículo 65
 artículo 2

Artículo 66

Artículo 67

artículo 65

Artículo 68

Artículo 69
 artículo
18

artículo 18
 artículo 92
 artículo 94
 Real Decreto 
 Real Decreto

 Real Decreto 
 Real Decreto 
 Real Decreto

 artículo 40

Real Decreto 
 artículo 40
 Real Decreto 
 resolución 
 Real Decreto

 artículo 2