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Timestamp: 2018-04-21 02:27:10+00:00

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Ruiz Cristóbal Departamento de Protección Radiológica arturo. se tiene autorización para impartir cursos de capacitación en protección radiológica. También se tienen sitios de tratamiento y almacenamiento de desechos radiactivos. Entre los servicios.mx 9 1.gob. Por todo lo anterior. la energía depositada en el tejido y la sensibilidad del tejido irradiado. formalmente se ha establecido la magnitud dosis absorbida como la cantidad dosimétrica fundamental. mediante la natural proliferación. unos son de naturaleza determinista y se relacionan con la disfunción de tejidos resultante de la imposibilidad de compensar.La protección y seguridad radiológica en el ININ Arturo Ángeles Carranza. dispositivos generadores de radiación ionizante y un reactor nuclear de investigación donde se activan radiactivamente diversos elementos. Para prevenir estos efectos se ha desarrollado a nivel global todo un conjunto de conocimientos cientíﬁcos de los efectos de la radiación sobre los tejidos y órganos del cuerpo humano. El otro tipo de efecto es el estocástico. así como un encargado de seguridad radiológica [ 135 ] . así como para el transporte de material y desechos radiactivos. Jorge Vizuet González. no existe un umbral de dosis. Se han identiﬁcado dos tipos de efectos. es importante conocer y aplicar las acciones mencionadas a la minimización de la irradiación del cuerpo humano y por lo tanto el riesgo asociado al uso de la radiaciones ionizantes. se presentan después de transcurrido un periodo de latencia y se ha introducido la magnitud denominada equivalente de dosis para correlacionarla cuantitativamente con su probabilidad de incidencia. Para el caso de los efectos estocásticos. Para cada una de las actividades anteriormente citadas existe autorización o licencia emitida por la Comisión Nacional de Seguridad Nacional y Salvaguardias. un determinado grado de muerte celular. entre otros. El término dosis se emplea para especiﬁcar cuantitativamente el grado de irradiación al que se ha sometido un individuo. Cada licencia cuenta con un representante legal (RL) designado por la institución. Estos efectos ocurren a dosis relativamente altas a partir de un cierto nivel de umbral de dosis. generalmente este cargo recae en los gerentes o jefes de departamento.angeles@inin. El Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares cuenta con diferentes instalaciones radiactivas y nucleares donde se realizan actividades de investigación y servicios que involucran fuentes radiactivas. Marco A. encaminados a la aplicación de acciones para minimizar la exposición del ser humano a las radiaciones ionizantes. que se relaciona con alteraciones sufridas por las células al ser afectado su ácido desoxirribonucleico. Teodoro García Medina. se presentan poco tiempo después de la irradiación y su severidad de­ pende de la dosis recibida. Introducción La exposición del hombre a las radiaciones ionizantes le puede producir efectos deletéreos en función de la naturaleza de la radiación. entre otras variables.
la industria nuclear y todo lo relacionado con la misma [2]. y tiene por objeto proveer en la esfera administrativa a la observancia de la Ley Reglamentaria del Artículo 27 Constitucional en Materia Nuclear en lo relativo a seguridad radiológica. Esta norma se publicó en el Diario Oﬁcial de la Federación el 6 de febrero de 1996. Establece los requisitos que debe cumplir la prueba de fuga del material radiactivo contenido en fuentes selladas. así como los requisitos que deben cumplir la documentación y su registro. Clasiﬁcación de los desechos radiactivos. la investigación de la ciencia y técnicas nucleares. Norma Oﬁcial Mexicana NOM-004-NUCL-1994. entre otros. los apéndices. que comprende lo establecido en el Artículo 11 de la Ley Reglamentaria del Artículo 27 Constitucional en Materia Nuclear. por conducto de la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias (CNSNS). de conformidad con el Artículo 10. así como el aprovechamiento de los combustibles nucleares. Este reglamento fue publicado en el Diario Oﬁcial de la Federación el 22 de noviembre de 1988. la explotación y el beneﬁcio de minerales radiactivos. Norma Oﬁcial Mexicana NOM-002-NUCL-2004.	3. De esta ley emana el Reglamento General de Seguridad Radiológica (RGSR) que nos rige actualmente en todo el territorio nacional. deﬁnido como “aquella persona responsable de la vigilancia y aplicación de todo lo relacionado con la protección radiológica en el centro de trabajo”. En el artículo 2º de este reglamento se establece que la Secretaría de Energía queda facultada para expedir. Establece los criterios para clasiﬁcar las instalaciones o laboratorios de acuerdo a la radiotoxicidad de los radionúclidos que utilizan. con sus últimas actualizaciones [4]: 1. El Departamento de Protección Radiológica. Clasiﬁcación de instalaciones o laboratorios que utilizan fuentes abiertas. Más recientemente se incorporó el Centro de Monitoreo Radiológico y Ambiental. la actividad de los mismos. Esta ley regula la exploración. Ruiz Cristóbal (ESR).	Norma Oﬁcial Mexicana NOM-001-NUCL-1994. Se publicó en el Diario Oﬁcial de la Federación el 7 de febrero de 1996.A. A continuación se enlistan las normas oﬁciales mexicanas que ha emitido la CNSNS hasta la fecha. los usos de la energía nuclear. Se publicó en el Diario Oﬁcial de la Federación el 4 de marzo de 1996.	[ 136 ] . necesarios para desarrollar. publicada en el Diario Oﬁcial de la Federación el 4 de febrero de 1985. García Medina | J. como son los servicios de dosimetría personal. Establece los criterios para la clasiﬁcación de los desechos radiactivos que se producen por la industria nuclear. A. Para llevar a cabo lo anterior cuenta con un programa de auditorías e inspecciones radiológicas1. Establece los factores de calidad y de ponderación por tejido que deben utilizarse en las determinaciones de los equivalentes de dosis. manuales e instructivos.	4. y los procesos a los que son sometidos. materiales radiactivos y en general con radiaciones ionizantes. calibración de equipos medidores. Factores para el cálculo del equivalente de dosis. del Reglamento General de Seguridad Radiológica. desechos radiactivos y el servicio médico. normas técnicas. Para llevar a cabo su objetivo se apoya también en servicios indispensables proporcionados en otras gerencias. Vizuet González | M. Pruebas de fuga y hermeticidad de fuentes selladas. Ángeles Carranza | T. hacer explícitas y determinar la forma en que deben cumplirse las disposiciones de este reglamento[3]. tiene como objetivo vigilar las condiciones de seguridad radiológica del Instituto y proporcionar servicios internos y externos. además de dos laboratorios: Vigilancia Radiológica Ambiental y el Laboratorio de Dosimetría Interna. y con personal autorizado para trabajar con fuentes. así como sus actualizaciones. Norma Oﬁcial Mexicana NOM-003-NUCL-1994. Se publicó en el Diario Oﬁcial de la Federación el 4 de febrero de 2004. 2. el cual forma parte de la Gerencia de Seguridad Radiológica del ININ. 2. el cual permite observar en tiempo real las condiciones radiológicas de las instalaciones radiológicamente más importantes del Centro Nuclear. Legislación y normativa El marco normativo que rige en México en materia de seguridad y protección radiológica [1] es el establecido en la Ley Reglamentaria del Artículo 27 Constitucional en Materia Nuclear.
postclausura y control institucional. Control de la contaminación radiactiva. La protección y seguridad radiológica en el ININ 5. Norma Oﬁcial Mexicana NOM-022/1-NUCL-1996. Norma Oﬁcial Mexicana NOM-012-NUCL-2002. Requerimientos para instalaciones de incineración de desechos radiactivos.	Norma Oﬁcial Mexicana NOM-005-NUCL-1994.	15. Norma Oﬁcial Mexicana NOM-018-NUCL-1995. Norma Oﬁcial Mexicana NOM-006-NUCL-1994. Se publicó el 5 de agosto de 1997. Diseño. Norma Oﬁcial Mexicana NOM-008-NUCL-2003. Norma Oﬁcial Mexicana NOM-021-NUCL-1996.	7. Requerimientos para una instalación para el almacenamiento deﬁnitivo de desechos radiactivos de nivel bajo cerca de la superﬁcie. Requerimientos de seguridad radiológica que deben ser observados en los implantes permanentes de material radiactivo con ﬁnes terapéuticos a seres humanos. Se publicó en el Diario Oﬁcial de la Federación el 29 de diciembre de 2003. Requerimientos para una instalación para el almacenamiento deﬁnitivo de desechos radiactivos de nivel bajo cerca de la superﬁcie. Establece los requisitos técnicos y los requerimientos mínimos de infraestructura para la calibración de instrumentos para medir radiación ionizante.	11. Parte 1. Parte 1: Requisitos generales. Se publicó el 5 de septiembre de 1997. Se publicó en el Diario Oﬁcial de la Federación el 16 de febrero de 1996.	8. Parte 2. Norma Oﬁcial Mexicana NOM-007-NUCL-1994.	16. Se publicó el 11 de septiembre de 2000. Límites anuales de incorporación (LAI) y concentraciones derivadas en aire (CDA) de radionúclidos para el personal ocupacionalmente expuesto.	6.Capítulo 9. Se publicó en el Diario Oﬁcial de la Federación el 4 de marzo de 1996. Requerimientos de seguridad radiológica para egresar a pacientes a quienes se les ha administrado material radiactivo.	19. Se publicó en el Diario Oﬁcial de la Federación el 20 de febrero de 1996. Criterios para la aplicación de los límites anuales de incorporación para grupos críticos del público.	13. Establece los criterios para limitar la incorporación de material radiactivo en personas del público. Norma Oﬁcial Mexicana NOM-020-NUCL-1995. Parte 3. Requerimientos para las pruebas de lixiviación para especímenes de desechos radiactivos solidiﬁcados.	17.	9. Requerimientos y calibración de monitores de radiación ionizante. Norma Oﬁcial Mexicana NOM-022/2-NUCL-1996.	14. Se publicó en el Diario Oﬁcial de la Federación el 4 de agosto de 1997. Norma Oﬁcial Mexicana NOM-013-NUCL-1995. Se publicó en el Diario Oﬁcial de la Federación el 14 de agosto de 1996. Especiﬁca los criterios bajo los cuales se deben establecer los controles que permitan minimizar la exposición del personal ocupacionalmente expuesto a la contaminación radiactiva superﬁcial y a la suspendida en aire. Se publicó el 14 de enero de 1999. Establece los límites anuales de incorporación para el personal ocupacionalmente expuesto y las concentraciones derivadas en aire para zonas controladas. Se publicó en el Diario Oﬁcial de la Federación el 12 de agosto de 1996. clausura. [ 137 ] . Norma Oﬁcial Mexicana NOM-025/1-NUCL-2000. Norma Oﬁcial Mexicana NOM-019-NUCL-1995. Requerimientos para bultos de desechos radiactivos de nivel bajo para su almacenamiento deﬁnitivo cerca de la superﬁcie. Sitio.	10. Norma Oﬁcial Mexicana NOM-024-NUCL-1995. Construcción. por el uso y manejo de fuentes radiactivas abiertas en instalaciones radiactivas y nucleares. Requisitos para equipo de radiografía industrial. Se publicó en el Diario Oﬁcial de la Federación el 15 de agosto de 1996.	18. Requerimientos y calibración de dosímetros de lectura directa para radiación electromagnética. Métodos para determinar la concentración de actividad y actividad total en los bultos de desechos radiactivos. Se publicó en el Diario Oﬁcial de la Federación el 11 de enero de 1999. operación. con el ﬁn de dar cumplimiento a la aplicación del sistema de limitación de dosis establecido en el Reglamento General de Seguridad Radiológica. Se publicó en el Diario Oﬁcial de la Federación el 19 de junio de 2002.	12. Se publicó el 5 de septiembre de 1997 Norma Oﬁcial Mexicana NOM-22/3-NUCL-1996 Requerimientos para una instalación para el almacenamiento deﬁnitivo de desechos radiactivos de nivel bajo cerca de la superﬁcie.
26. Requerimientos de selección. 28. 1. Esta secretaría ha emitido normas sobre las condiciones de seguridad e higiene. Parte 2: Operación. Vigilancia médica del personal ocupacionalmente expuesto a radiaciones ionizantes. entrenamiento y reentrenamiento del personal ocupacionalmente expuesto y de los candidatos a serlo.	Norma Oﬁcial Mexicana NOM-033-NUCL-1999. Se publicó el 26 de septiembre de 2001. García Medina | J. manejen.	Norma Oﬁcial Mexicana NOM-032-NUCL-1997. 30. Se publicó el 18 de agosto de 1997.	Secretaría de Salud (SS). Límites para considerar un residuo sólido como desecho radiactivo. en 1977. Además de las normas emitidas por la Secretaría de Energía. Se publicó el 5 de julio de 1999. Ruiz Cristóbal 20. Se publicó el 23 de septiembre de 1997.A. 21. Secretaría de Comunicaciones y Transportes (SCT) Esta secretaría ha emitido las normas que hacen referencia al transporte terrestre de materiales y residuos radiactivos. 24. [ 138 ] . Ángeles Carranza | T. La normatividad mexicana en materia de seguridad y protección radiológica está basada en las recomendaciones de los organismos internacionales como el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA). Especiﬁcaciones para el diseño de las instalaciones radiactivas tipo II clases A.	Norma Oﬁcial Mexicana NOM-039-NUCL-2003. otras secretarías han emitido normas en materia de seguridad y protección radiológica [1].	Norma Oﬁcial mexicana NOM-026-NUCL-1999. Especiﬁcaciones para la exención de fuentes de radiación ionizante y de prácticas que las utilicen. Especiﬁcaciones técnicas para la operación de unidades de teleterapia que utilizan material radiactivo.	Norma Oﬁcial Mexicana NOM-027-NUCL-1996. 22. Requerimientos para la caliﬁcación y entrenamiento del personal ocupacionalmente expuesto a radiaciones ionizantes. Requisitos para equipo de radiografía industrial. Establece las especiﬁcaciones que deben ser observadas en el diseño de instalaciones radiactivas tipo II. Establece los requisitos para la caliﬁcación. y sobre señalización de los centros de trabajo donde se produzcan.	Norma Oﬁcial Mexicana NOM-034-NUCL-2009. Manejo de desechos radiactivos en instalaciones radiactivas que utilizan fuentes abiertas. en función a su clasiﬁcación debido a la cantidad de material radiactivo a utilizarse. La Secretaría de Salud se ha encargado de emitir normas con relación a los establecimientos de diagnóstico médico con rayos X y de teleterapia. Se publicó el 5 de julio de 1999. En el caso particular del RGSR. Aceleradores lineales. 29. Secretaría del Trabajo y Previsión Social (STPS). Vizuet González | M. caliﬁcación y entrenamiento del personal de centrales nucleoeléctricas. B y C. Se publicó el 30 de diciembre de 1998. usen. el Consejo Nacional en Protección Radiológica. tipos de operación y a la radiotoxicidad del mismo. a ﬁn de garantizar la seguridad radiológica durante su operación.	3.	Norma Oﬁcial Mexicana NOM-036-NUCL-2001. A. entre otros.	Norma Oﬁcial Mexicana NOM-025/2-NUCL-1996.	Norma Oﬁcial Mexicana NOM-028-NUCL-2009. Se publicó el 4 de agosto de 2009. 25.	Norma Oﬁcial Mexicana NOM-031-NUCL-1999. del cual emanan las normas listadas anteriormente.	2. especiﬁcaciones técnicas para la operación de unidades de teleterapia. Requerimientos para instalaciones de tratamiento y acondicionamiento de los desechos radiactivos. Se publicó el 19 de mayo de 2000. Se publicó el 10 de diciembre de 2003. 23. éste adopta las recomendaciones que emitió el ICRP en su publicación 26. almacenen o transporte fuentes de radiación ionizante. a través de la CNSNS. EUA (NCRP) y el Organismo Internacional de Protección Radiológica (ICRP). Se publicó el 3 de julio de 2009.	Norma Oﬁcial Mexicana NOM-035-NUCL-2000. 27. Se publicó el 28 de diciembre de 1999.
teniendo en cuenta factores sociales y económicos. Dosis equivalente al cristalino.  El establecimiento de límites para equivalente de dosis. 20 500 150 1 50 15 Debido a su importancia. en 1990. Equivalente de dosis a órganos o extremidades. se enuncian las deﬁniciones empleadas para el manejo de las unidades usadas para establecer los límites [8]: Dosis absorbida (D). que aún siguen vigentes en nuestro país. que es el trabajador que en ejercicio y con motivo de su ocupación está expuesto continuamente a la radiación ionizante o a la incorporación de material radiactivo. planiﬁcación. [ 139 ] . Factor de Calidad (Q). Tabla 2. 50 500 150 5 50 15 Posteriormente.  Límites de equivalente de dosis para el público y para el personal ocupacionalmente expuesto (POE). Dosis equivalente a extremidades. Sin embargo. Es un factor adimensional que caracteriza de manera relativa la capacidad que cada tipo de radiación tiene para aumentar la probabilidad de que se presente un efecto estocástico. Se deﬁne como el cociente de dE entre dm. La unidad de dosis absorbida es el joule sobre kilogramo (J/kg). Límites de equivalente de dosis ICRP-26 De acuerdo a la zona expuesta Límite anual para el POE mSv Límite anual para público mSv Equivalente de dosis efectivo.Capítulo 9. Equivalente de dosis al cristalino. Límites de Equivalente de dosis ICRP-60 [1] De acuerdo a la zona expuesta Límite anual para el POE mSv Límite anual para público mSv Dosis efectiva. b)	Los límites recomendados por el ICRP-26 y establecidos en el RGSR. se muestran en la tabla 1. donde dE es la energía promedio depositada por la radiación ionizante en una masa dm. para el POE y para el público. Tabla 1. se sujetarán a un sistema de limitación de dosis cuyos fundamentos son:  No se aprobará ninguna práctica a menos que su aplicación produzca un beneﬁcio neto positivo. utilizándose el nombre especíﬁco gray (Gy). México no ha adoptado estas recomendaciones y hasta la fecha sigue vigente el RGSR publicado en 1988. La protección y seguridad radiológica en el ININ Las principales aportaciones hechas por el ICRP-26 son las siguientes [3]: a)	Sistema de Limitación de Dosis  Las dosis recibidas a consecuencia de la exposición a fuentes de radiación ionizante y de prácticas que entrañan la irradiación con radiación ionizante o incorporación de material radiactivo. en algunas instalaciones como la Central Nuclear de Laguna Verde han optado por implementar estos límites como límites operativos (tabla 2). ICRP en su publicación 60 emitió nuevas recomendaciones que se ven reﬂejadas en los límites de equivalente de dosis anual.  El diseño. uso y aplicación subsiguiente de las fuentes y prácticas deberán realizarse de manera que aseguren que las exposiciones se mantengan tan bajas como razonablemente pueda lograrse (concepto ALARA).
designado previa solicitud en la licencia expedida. en las que se manejan fuentes abiertas (adicionalmente se usan fuentes selladas). una instalación nuclear (reactor nuclear TRIGA). Instalaciones radiactivas y nucleares La NOM-003-NUCL-1994 deﬁne las instalaciones radiactivas como aquellas en las que se producen. Pu-239). Es la magnitud que correlaciona la dosis absorbida con la probabilidad de la aparición de los efectos estocásticos. dos sitios de conﬁnamiento en “Peña Blanca” y “La Piedrera” (Chihuahua). se acondicionan y tratan desechos radiactivos (Departamento de Desechos Radiactivos. donde D es la dosis absorbida y Q es el factor de calidad. en función de la probabilidad de aparición de los efectos estocásticos. 16 contemplan instalaciones tipo I. Vizuet González | M. Factor de ponderación por tejido (wT ). Equivalente de dosis efectivo (HE ). de acuerdo a la nomenclatura del OIEA. conforme a la normatividad vigente. acondicionan o almacenan desechos radiactivos. fabrican. Cada licencia cuenta con su propio encargado de seguridad radiológica. 4. Ángeles Carranza | T. así como proporcionar asesoría y apoyo técnico en seguridad radiológica a instituciones y empresas dedicadas a la investigación y aplicaciones de las técnicas nucleares en todo el país. una instalación nuclear es una planta de fabricación de combustible nuclear (U-235. A. Se calcula mediante la relación: HE = ΣT wT HT en donde wT es el factor de ponderación por tejido y HT es el equivalente de dosis para cada tejido. una licencia para la prestación de servicios “en áreas restringidas de centrales nucleares”. El ESR es responsable de implantar y ejecutar el programa de seguridad radiológica aplicable a la instalación. Ruiz Cristóbal Equivalente de dosis (H). Funciones del Departamento de Protección Radiológica El Departamento de Protección Radiológica (PR) forma parte de la Gerencia de Seguridad Radiológica y tiene como objetivos fundamentales [5] apoyar al representante legal (RL) y al ESR de las instalaciones nucleares y radiactivas en el ININ en el cumplimiento de las condiciones establecidas por la CNSNS en las licencias. fuentes radiactivas y desechos radiactivos. utilizándose el nombre especíﬁco sievert (Sv). También se cuenta con tres licencias de transporte de material. Edo. La unidad de equivalente de dosis es el joule sobre kilogramo (J/kg). como el centro de almacenamiento temporal de desechos radiactivos en Maquixco. [ 140 ] . en las que de manera general se manejan fuentes selladas.A. un reactor de investigación. autorizaciones y permisos correspondientes. cuatro autorizaciones para la impartición de cursos de protección radiológica a diferentes niveles. El equivalente de dosis se calcula mediante la ecuación H = DQ. una planta de enriquecimiento o de reprocesamiento. Es la suma ponderada de los equivalentes de dosis para los diferentes tejidos del cuerpo humano. 3. además de cumplir con las disposiciones que dicta la CNSNS en materia de seguridad radiológica. Quince corresponden a instalaciones tipo II. dispositivos generadores de radiación ionizante. De ellas. Por otro lado. en el Centro nuclear) o almacenan desechos radiactivos. una planta de potencia (como la Central Laguna Verde). una instalación de almacenamiento de combustible nuclear. almacenan o usan fuentes radiactivas o dispositivos generadores de radiación ionizante. El ININ cuenta con 43 licencias expedidas por la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias (Anexo 1). y otra para realizar servicios de radiotrazado en cualquier zona del país. Es un factor adimensional que caracteriza la sensibilidad que cada uno de los tejidos del cuerpo presenta a la radiación ionizante. de México. o en las que se tratan. García Medina | J.
El LVRA tiene como responsabilidades. el PR cuenta con una variedad importante de equipos detectores de radiación ionizante. Tabla 3. entre otros. [ 141 ] . así como el ambiente en general mediante la prevención y limitación de los efectos que pueden resultar de la exposición a la radiación ionizante [3]. 2 titulado “Auditorías radiológicas internas”. 2 titulado “Inspecciones radiológicas” (tabla 3). estableciéndose en el procedimiento P.PR-1/1/1“Lista de veriﬁcación de auditoría radiológica interna” (Véase Anexo 2). y la realización de las pruebas de fuga a las fuentes selladas. Las inspecciones contemplan la realización de levantamientos de niveles de radiación y veriﬁcación de no contaminación en instalaciones que manejan fuentes abiertas. espectrometría alfa. detectores proporcionales y detectores Geiger Müller para medición de radiación y contaminación. entre otras. El PR cuenta con el Laboratorio de Vigilancia Radiológica Ambiental (LVRA) [7] y el Laboratorio de Dosimetría Interna (LDI). así como detectar situaciones de riesgo en cada una de ellas. Para llevar a cabo las auditorías se cuenta con el procedimiento P. El LDI cuenta con contadores de cuerpo entero para contaminación interna por emisores gamma con detectores de germanio de alta pureza (ﬁgura 1) y también con detectores centelladores de NaI. También se cuenta con detectores para la medición de radiación por neutrones y monitores con detectores centelladores para emisores gamma. Protección radiológica: tiene como objetivo más especíﬁco la protección de las personas de los efectos de la exposición a las radiaciones ionizantes [6]. además de las asesorías.PR-13 Rev. La protección y seguridad radiológica en el ININ El marco de la seguridad y protección radiológicas se desprende de sus respectivas deﬁniciones: Seguridad radiológica: tiene por objeto proteger a los trabajadores. realiza anualmente un programa de inspecciones y auditorías radiológicas encaminadas a veriﬁcar el cumplimiento de las obligaciones normativas por parte de los RL y ESR en cada instalación o práctica. además de un equipo de centelleo líquido. Frecuencia de las inspecciones radiológicas Clasiﬁcación de la instalación (Tipo) Frecuencia de inspección I-A II-A I-B II-B I-C II-C Bimestral Mensual Cuatrimestral Trimestral Semestral Semestral Para llevar a cabo sus funciones. llevar los programas de vigilancia radiológica del Centro Nuclear y del Centro de Almacenamiento de Desechos Radiactivos (CADER). y detectores proporcionales para medición de alfa y beta. Para cumplir con sus objetivos. el PR. La frecuencia de las inspecciones es función de la importancia radiológica de la instalación. La frecuencia de realización es anual y se revisan los aspectos contenidos en el formato F. cámaras de ionización. El LVRA está equipado principalmente con sistemas de espectrometría gamma.Capítulo 9.PR-01 Rev. a la población y a sus bienes.
A. Detector de Portal en la salida del Centro Nuclear Otra herramienta importante para el control de ingreso y egreso de fuentes y materiales radiactivos al ININ son los detectores de portal en el acceso del Centro Nuclear. el cual está sujeto a compromisos internacionales. además. como el reactor y materiales radiactivos. o detrimento en la calidad del ambiente. a cargo de Seguridad Física e instrumentados y mantenidos por el Departamento de Electrónica (ﬁgura 2). Su objetivo es el control de la entrada y salida de materiales conteniendo isótopos radiactivos y es de suma importancia para la seguridad física y radiológica del ININ. como son el servicio de dosimetría. A continuación se describen su importancia y sus acciones operativas. materiales e instalaciones nucleares y su funcionamiento constituyan riesgos para la salud del hombre y sus bienes. [ 142 ] . Salvaguardias Otra función importante del Departamento de Protección Radiológica y que merece un trato especial es la supervisión del resguardo del material nuclear. Vizuet González | M. seguridad física y salvaguardias La seguridad nuclear es el conjunto de acciones y medidas encaminadas a evitar que los equipos.1 Seguridad nuclear. como el robo o empleo no autorizado de material nuclear o radiactivo. Ángeles Carranza | T.A. posee alarmas para cuando se exceden ciertos niveles de exposición radiológica de manera que se pueda detectar una condición de riesgo en cualquier momento sin tener que estar necesariamente en el cuarto de monitoreo. así como la vigilancia médica del personal ocupacionalmente expuesto (POE). Este sistema permite ver en tiempo real las condiciones radiológicas de diversas áreas. el mantenimiento electrónico de los mismos y la elaboración de estándares radiactivos. García Medina | J. 5. Ruiz Cristóbal Figura 1. calibración de equipos medidores. Recientemente se ha puesto en funcionamiento el Centro de Monitoreo Radiológico y Ambiental (CEMRA) (ﬁgura 3). La seguridad física en las instalaciones nucleares o radiactivas tiene por objeto evitar actos intencionales que causen o puedan causar daños o alteraciones a la salud o seguridad públicas. Otros servicios básicos para llevar a cabo las labores de vigilancia son los realizados por otros departamentos del ININ. desde el cual se pueden veriﬁcar las condiciones radiológicas de las instalaciones radiológicamente más relevantes del Centro Nuclear. 5. Contador de cuerpo entero del LDI Figura 2.
el acuerdo estipula el uso de la contabilidad de materiales como medida de salvaguardia de importancia fundamental.3	Aplicación de las salvaguardias El acuerdo estipula el derecho y la obligación del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) de cerciorarse de que las salvaguardias se aplicarán. de conformidad sobre todos los materiales básicos o materiales ﬁsionables especiales –estos materiales pueden ser mezclas o isótopos capaces de producir ﬁsión nuclear que contengan plutonio-239. Centro de Monitoreo Radiológico y Ambiental (CEMRA) Las instalaciones nucleares y radiactivas deberán contar con sistemas de seguridad física. de conformidad con los términos aceptados. a todos los materiales básicos o materiales ﬁsionables especiales en todas las actividades nucleares con ﬁnes pacíﬁcos realizadas en el territorio del Estado.2	Acuerdos en relación con el Tratado Sobre la no Proliferación de Armas Nucleares El Estado mexicano suscribió con el Organismo Internacional de Energía Atómica un Acuerdo Subsidiario para cumplir y promover el uso de la energía nuclear con ﬁnes pacíﬁcos y la no proliferación de armas nucleares. En el acuerdo se establece el compromiso de aceptar salvaguardias por parte del estado mexicano. en todas las actividades nucleares con ﬁnes pacíﬁcos realizadas en su territorio. o efectuadas bajo su control en cualquier lugar.Capítulo 9. 5. Las salvaguardias tienen por objeto organizar y mantener un sistema nacional de registro y control de todos los materiales nucleares. con la contención y vigilancia como medidas complementarias importantes. La protección y seguridad radiológica en el ININ Figura 3. o efectuadas bajo su control en cualquier lugar. nuclear y radiológica que satisfagan los requisitos que al respecto se establezcan en otros ordenamientos y en las disposiciones reglamentarias de la Ley Nuclear [2]. además las instalaciones están sujetas a inspecciones y auditorías por el órgano regulador nacional. para veriﬁcar el cumplimiento de la normativa y compromisos suscritos. uranio-233 y uranio enriquecido–. de usos pacíﬁcos a la manufactura de armas nucleares u otros usos no autorizados. a efectos únicamente de veriﬁcar que dichos materiales no se desvíen hacia armas nucleares u otros dispositivos nucleares explosivos. bajo su jurisdicción. A este efecto. a efectos únicamente de veriﬁcar que dichos materiales no se desvíen hacia armas nucleares u otros dispositivos nucleares explosivos. a efecto de veriﬁcar que no se produzca desviación alguna de dichos materiales. bajo su jurisdicción. [ 143 ] . 5.
Además se incluyen el uranio natural y el empobrecido. Perspectivas En la actualidad. como blindaje de las fuentes de radiaciones en los hospitales. Es de esperarse que nuestro país siga esta tendencia. y no es necesario notiﬁcarlas al OIEA en virtud de un acuerdo de salvaguardias. Puesta en práctica de las salvaguardias. se han adquirido recientemente algunos equipos y con el CEMRA se cuenta con una herramienta importante de vigilancia radiológica en el Instituto. de los cuales el segundo se utiliza comúnmente. la energía nuclear está resurgiendo como una posibilidad real para la generación de energía eléctrica. Responsabilidad internacional. 5. los cuales tomarán en un futuro no muy lejano el liderazgo en el área de la protección radiológica. el plutonio y el uranio 233. Las fuentes radiactivas que no contienen materiales nucleares no se someten a salvaguardias. mediciones independientes y observaciones. a la que se irán incorporando más instalaciones radiológicamente importantes. 6. Ángeles Carranza | T. García Medina | J. recientemente se han integrado a la Gerencia de Seguridad Radiológica recursos humanos jóvenes y con formación profesional. Sistema de contabilidad y control de materiales nucleares. de tal suerte que se cuenta con personal formado para asesorar y participar directamente en nuevos proyectos. entre otras cosas. La Gerencia de Seguridad Radiológica se ha preocupado en los últimos años por capacitar a su personal. que pueden utilizarse directamente para fabricar armas nucleares. instalaciones para uso radiactivo y/o nuclear y servicios relacionados con la industria nuclear. Responsabilidad civil por daños nucleares. Por otro lado. que llevará a cabo el propio Organismo de conformidad con los procedimientos especiﬁcados en el acuerdo. el empleado por la extinta Planta Piloto de Fabricación de Combustibles. Encargado de salvaguardias en el Instituto. Los materiales sujetos a salvaguardias incluyen el uranio enriquecido. es necesario por parte del ININ contar con lo siguiente: •	•	•	•	•	•	•	•	Cooperación entre el Estado y el OIEA. etc. A. El personal designado del Departamento de Protección Radiológica es el encargado de llevar las actividades de salvaguardias y atender al personal de la CNSNS y a los inspectores del OIEA durante las visitas de inspección al ININ.A. Para la aplicación de las salvaguardias. así como en cursos internacionales en colaboración con el OIEA. Interpretación y aplicación del Acuerdo y solución de controversias. El material nuclear con que cuenta el ININ es básicamente el combustible del reactor Nuclear Triga Mark III. previas a las respectivas inspecciones anuales que realiza el OIEA. en cuanto a la infraestructura como son los equipos detectores de radiación ionizante. tomando en cuenta los precios actuales del petróleo y el efecto invernadero debido a la combustión de combustibles fósiles. por lo que el ININ deberá estar preparado para la creación de nuevos laboratorios de investigación. Sistema para el suministro de información al OIEA. por ejemplo. se llevan a cabo anualmente en el ININ dos inspecciones por parte de la CNSNS. Vizuet González | M. el cual en su mayoría ha realizado estancias técnicas. como en el ámbito de la protección radiológica. la industria radiográﬁca. Ruiz Cristóbal La veriﬁcación por parte del OIEA deberá incluir.4	Aplicación del Acuerdo Para cumplir el Acuerdo subsidiario y aplicar las salvaguardias correspondientes. participando en talleres y cursos nacionales. Será por tanto necesario contar con personal capacitado tanto en la materia propia de cada tarea. [ 144 ] . En particular. y algunos otros más usados como patrones y para experimentación por los laboratorios licenciados.
Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias. Vienna. ININ. IAEA. 1988. 2008. 2007.pdf Reglamento General de Seguridad Radiológica (RGSR). México. 1999. 2009. Edo. México. Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias.mx/ LeyesBiblio/pdf/207. La protección y seguridad radiológica en el ININ Referencias 1. 5. ININ. IAEA Safety Glossary. [ 145 ] . Factores para el cálculo del equivalente de dosis. D.F. Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares.gob. 7. Terminology Used in Nuclear Safety and Radiation Protection.	2.Capítulo 9.	3. de México. Manual del Curso Avanzado de Protección Radiológica. 6. Departamento de Protección Radiológica. http://www. 8. Norma Oﬁcial Mexicana NOM-001-NUCL-1994.diputados. Actividad Cientíﬁca y Tecnológica en el Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares.cnsns.mx Manual de Organización. MO-PR-01 Rev 0. Ley Reglamentaria del Artículo 27 Constitucional en Materia Nuclear.gob. 4. http://www.
200/0643/2008 A.200/1040/2007 A.200/2189/2004 A. García Medina | J.OO. Ruiz Cristóbal Anexo 1.200/0203/2008 A. Vizuet González | M. Investigación Laboratorio de química del positronio.200/0922/2005 A.200/0159/2008 A.OO.OO.200/0140/2009 A. Ángeles Carranza | T. dispositivo generador de radiación ionizante Fuentes cerradas Acelerador.OO.OO.OO.200/0432/2009 A.200/0653/2005 A.OO. Preparación de estándares Laboratorio secundario de calibración y Metrología. Investigación Laboratorio de ﬂuorescencia de rayos X. dispositivo generador de radiación ionizante Fuentes selladas Fuentes abiertas y selladas Fuentes abiertas y selladas Fuentes abiertas y selladas Autorización de curso Autorización de curso Autorización de curso [ 146 ] .200/0051/2009 A.OO.200/0642/2007 A.OO. Investigación Física atómica y molecular.200/0089/2008 A.OO.200/0442/2009 A. Investigación Laboratorio de radioquímica.200/0173/2009 A.OO. Licencias y autorizaciones expedidas por la CNSNS al ININ Número de autorización o permiso Instalación/Actividad Tipo de instalación Observaciones A.OO.OO. A. Investigación Laboratorio de degradación de residuos.OO.A. Investigación Eliminadores de estática Acelerador Tándem Investigación (Fuentes) Acelerador Tándem Van de Graff.OO. Investigación Laboratorio de trazas nucleares II: investigación con fuentes abiertas y selladas. Calibración Laboratorio de Radiofármacos y Radioinmunoanálisis.OO.OO.OO.OO.200/0108/2006 A.OO. Investigación Laboratorio de trazas nucleares II.OO.200/0976/2008 A.200/0110/2009 Laboratorio de Metrología.200/0324/2006 A. Investigación Departamento de Aceleradores.200/0141/2009 A.200/0534/2009 A. Investigación Laboratorio de química nuclear III Curso de protección radiológica nivel ESR Instalaciones Tipo C Curso de protección radiológica-nivel POE Curso avanzado de protección radiológica-nivel ESR I-B IIA IIA I-B Fuentes selladas Fuentes abiertas Fuentes abiertas Rayos X Transporte II-B I-C I-C I-B II-C II-B I-B I-C II-B I-A I-B II-C II-B II-C Fuentes abiertas y selladas Fuentes selladas Fuentes selladas Fuentes selladas Fuentes abiertas Fuentes abiertas Acelerador.200/0336/2005 A. Laboratorio de Investigación de Materiales Radiactivos. Investigación Laboratorio de Patrones Radiactivos.200/0052/2009 A.OO. dispositivo generador de radiación ionizante Acelerador. Investigación Adquisición y transferencia. Investigación Acelerador Tandetron.
200/0441/2007 AOO.OO. Análisis de materiales irradiados y contaminados Departamento del Irradiador Gamma.OO.OO.OO.200/0956/2008 Laboratorio de capacitación.200/1028/2007 A. Transporte de material radiactivo (DR) Departamento de Protección Radiológica. Transporte de material radiactivo (PR) Departamento de Desechos Radiactivos.200/00614/2008 Servicios en áreas restringidas de centrales nucleares [ 147 ] .200/0127/2008 A. Irradiación Planta de irradiación gamma.200/00873/2008 Reactor Triga Mark III Laboratorio de análisis por activación neutrónica.200/0127/2008 A.OO.OO.OO. Laboratorio de detectores.200/0613/2008 A.200/0098/2009 Curso de protección radiológica en el diagnóstico médico con rayos x-nivel POE. Pruebas de fuga Sitio de conﬁnamiento de La Piedrera II-C II-A I-B I-A II-C II-A Fuentes abiertas y selladas (Laboratorio) Fuentes abiertas Fuentes selladas Fuentes selladas Fuentes abiertas y selladas Fuentes abiertas y selladas A.200/0110/2009 A. La protección y seguridad radiológica en el ININ Continuación Anexo 1.OO.OO.200/0740/2007 A.OO.OO.200/1029/2008 A.OO. Enseñanza Celdas calientes. Análisis por activación Curso de protección radiológica-nivel POE (CLV) Nuclear I-B Reactor nuclear Fuentes selladas Autorización de curso Servicios AOO. Licencias y autorizaciones expedidas por la CNSNS al ININ Número de autorización o permiso Instalación/Actividad Tipo de instalación Observaciones A. Caracterización de desechos radiactivos Laboratorio de vigilancia radiológica ambiental. Departamento de Desechos Radiactivos.200/0665/2008 A.200/0998/2008 A.200/0225/2009 A.200/0829/2008 A. Tratamiento y o acondicionamiento de desechos radiactivos Centro de almacenamiento de desechos radiactivos. Investigación Laboratorio de vigilancia radiológica ambiental. Departamento de Desechos Radiactivos. Radiotrazado Departamento de Protección Radiológica. Cese de operaciones de Almacén Sitio de conﬁnamiento de Peña Blanca II-B Fuentes abiertas Conﬁnamiento CNM-001 AOO. Investigación Planta de tratamiento de desechos radiactivos.200/0570/2008 I-A Desechos radiactivos Transporte Fuentes abiertas y selladas Transporte I-B II-B I-B Fuentes selladas Fuentes abiertas y selladas Fuentes selladas Conﬁnamiento Autorización de curso AOO.Capítulo 9.OO.
Conocimiento del manual por el POE. Controles de acceso a zonas controladas. permiso o licencia. Instalación Diseño de instalación actualizado. Ángeles Carranza | T. Programa de seguridad radiológica. García Medina | J. A. Renovación en tiempo y forma. Plan de emergencia actualizado. registros y escritos relacionados con el informe de seguridad radiológica. permiso o licencia. Vigencia de autorización. Programa de entrenamiento para casos de emergencia. informes. Vizuet González | M. Representante legal: Encargado de seguridad radiológica: Fechas de auditoría: Asunto Situación SÍ Licenciamiento Observaciones NO Original de autorización. Sistemas de seguridad en accesos. permiso o licencia núm.A.PR-1/1/1 Lista de veriﬁcación de auditoría radiológica interna Lista de veriﬁcación de auditoria radiológica interna Instalación o práctica: Autorización. [ 148 ] . Informe de seguridad radiológica actualizado. Plan de emergencia operativo. Planos. Forma F. Manual de procedimientos de seguridad radiológica Manual de procedimientos de seguridad radiológica actualizado. Ruiz Cristóbal Anexo 2.
Instrucciones de emergencia y rutas de evacuación. Registros de pruebas de fuga. Registro de pruebas de funcionamiento y de calibraciones. Registros de liberación. Registros de entrada y salida de material radiactivo de almacén. Pruebas de funcionamiento de equipos que operen fuentes selladas. Registros de las calibraciones. Señalización de zonas controladas. Calibraciones de alarmas asociadas a DGRI. Veriﬁcaciones de funcionamiento de equipos y sistemas de seguridad. Revisión periódica de zonas controladas. Fuentes abiertas Registros de fuentes abiertas. Letreros en accesos. Rotulación de recipientes y contenedores de fuentes abiertas.Capítulo 9. Envío de resultados de pruebas de fuga a la CNSNS. vertimiento o disposición de materiales radiactivos. Certiﬁcados de pruebas de fuga. Fuentes selladas Certiﬁcados de fuentes selladas. Rotulación de contenedores de fuentes selladas. [ 149 ] . La protección y seguridad radiológica en el ININ Barreras para restringir acceso. Fuentes de radiación en general Veriﬁcaciones de inventario de material radiactivo. Mediciones de niveles de radiación a contacto y a un metro de contenedores de fuentes selladas. Mediciones de niveles de radiación y de contaminación al término de la jornada de trabajo. Dispositivos generadores de radiación ionizante Calibraciones del haz de radiación del DGRI.
Programa de pruebas de funcionamiento de los EMR. Personal ocupacionalmente expuesto Relación actualizada de POE. Constancias de los ED. Registros de las calibraciones de los EMR. Programa de calibración de los EMR. Certiﬁcados de los ED anuales. García Medina | J. A. Programa de Control de Procesos Equipos detectores y medidores de radiación ionizante Calibración de los EMR. Ángeles Carranza | T. Registros de exámenes médicos del POE. Desechos radiactivos Inventario de desechos radiactivos. Registros de los ED. Ruiz Cristóbal Mediciones de los niveles de radiación en áreas colindantes. Pruebas de funcionamiento de los EMR. [ 150 ] . Programa de vigilancia radiológica. Gestión y almacenamiento de desechos radiactivos. Revisiones del funcionamiento de los sistemas del DGRI. Registros de revisiones semestrales y de mantenimiento. Vizuet González | M. Registros de pruebas de funcionamiento de los EMR. Programa de gestión de desechos radiactivos. Certiﬁcados de exámenes médicos del POE. Certiﬁcados de cursos de capacitación del POE. Equipo y vestuario de protección radiológica. Programa de entrenamiento del POE.A. Registro de descarga al drenaje de desechos radiactivos líquidos.
Relación de observaciones de la GC. Transporte de material radiactivo Registros de transporte de material radiactivo. Informes de respuesta a observaciones de la GC. Especíﬁcas de la licencia Elaboró: Nombre: Firma: Fecha: Nombre: Firma: Fecha: Revisó: Nombre: Firma: Fecha: Aprobó: [ 151 ] . Relación de observaciones de la CNSNS. Información de emergencia de transporte de material radiactivo. Acuses de recibo de notas y prácticas de cursos de reentrenamiento del POE.Capítulo 9. Autorizaciones de la CNSNS de cursos. Informes de respuesta a observaciones de la CNSNS. Equipo y materiales para señalamiento y emergencias. Informes anuales de actividades relevantes de protección radiológica. Relación con garantía de calidad Archivo de relación con la GC. La protección y seguridad radiológica en el ININ Relaciones con la CNSNS Archivo de relación con la CNSNS.
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