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Timestamp: 2013-05-23 23:47:36
Document Index: 203978482

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Comunicación de la Comisión relativa a la aplicación de la Directiva 96/29/Euratom del Consejo, de 13 de mayo de 1996, 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
DO C 133 de 30.4.1998, p. 3 (ES, DA, DE, EL, EN, FR, IT, NL, PT, FI, SV)
Comunicación de la Comisión relativa a la aplicación de 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 (98/C 133/03)
A efectos de la aplicación de la Directiva 96/29/Euratom del Consejo, de 13 de mayo de 1996, 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 (1), la Comisión, previa consulta al grupo de expertos científicos a que se refiere el artículo 31 del Tratado Euratom, desea comunicar la siguiente información:
El propósito de esta comunicación es ayudar a los Estados miembros en la incorporación al Derecho nacional de la Directiva 96/29/Euratom, en lo sucesivo denominada «la Directiva». La Directiva deroga, con efectos a partir del 13 de mayo de 2000, las Directivas previas a las normas básicas de seguridad (2).
La presente Comunicación debe considerarse como documento de referencia, puesto que los Estados miembros sólo están obligados a cumplir las disposiciones de la Directiva.
La exposición a la radiación ionizante puede tener efectos perjudiciales para la salud de las personas. Los requisitos establecidos por la Directiva están pensados para proteger a los trabajadores y a la población de los peligros de la radiación ionizante, sin limitar excesivamente las ventajas ofrecidas por las actividades que conllevan exposición radiológica. La Comisión reconoce que todas las personas relacionadas con la protección radiológica deben hacer juicios de valor en relación a la importancia relativa de distintas clases de riesgos y al balance de los riesgos y las ventajas.
De conformidad con el artículo 30 del Tratado constitutivo de la Comunidad Europea de la Energía Atómica, la Comunidad Europea está obligada a establecer normas básicas para la protección de los trabajadores y la población contra los peligros de la radiación ionizante. Estas normas básicas se han establecido en Directivas del Consejo.
Estas Directivas siempre han incorporado las recomendaciones de la Comisión Internacional de Protección Radiológica (CIPR) y de la Comisión Internacional de Unidades y Medidas de la Radiación (ICRU). Estas organizaciones están reconocidas internacionalmente por sus evaluaciones sobre el estado de la técnica en sus respectivos campos.
La Directiva de 1996 se basa en la publicación n° 60 de la CIPR, que contiene las últimas recomendaciones generales publicadas por la CIPR para tener en cuenta el continuo desarrollo del conocimiento científico y la experiencia administrativa. Este desarrollo ha sido de naturaleza evolutiva y no ha supuesto cambios fundamentales en el sistema de protección recomendado en la publicación n° 26 de la CIPR en que se basó la Directiva de 1980/1984.
Hasta 1984, la Directiva relativa a las normas básicas de seguridad era el único instrumento de derecho derivado basado en el artículo 31 del Tratado Euratom. Desde entonces, aunque ha seguido siendo, junto con el propio Tratado Euratom, el elemento fundamental del sistema comunitario de protección radiológica, se ha visto completada por una serie de instrumentos jurídicos específicos (3).
La Directiva no afecta las obligaciones generales relativas a la protección de los trabajadores establecidas, por ejemplo, en la Directiva 89/391/CEE del Consejo (4), relativa a la aplicación de medidas para promover la mejora de la seguridad y de la salud de los trabajadores en el trabajo. En los casos en que las disposiciones se excluyen mutuamente, la Directiva de Euratom prevalece sobre las Directivas comunitarias (5).
Una de las principales innovaciones de la Directiva es la distinción entre prácticas e intervenciones. Por prácticas se entienden las actividades humanas que pueden aumentar la exposición a la radiación y por intervenciones las actividades humanas que previenen o reducen la exposición a la radiación. Otras innovaciones son el mayor reconocimiento del hecho de que, en ciertos casos, la exposición debida a actividades profesionales que implican fuentes naturales de radiación, es lo bastante significativa como para que se tenga en cuenta el uso de restricción de dosis en el contexto de la optimización de la protección y los conceptos de desclasificación y exposiciones potenciales. La evolución del conocimiento científico ha supuesto la introducción de nuevos conceptos y magnitudes en dosimetría y protección radiológica. También ha supuesto límites de dosis más bajos, la redefinición de los valores para la aplicación de los requisitos de declaración y autorización de prácticas y la introducción de nuevos parámetros para la evaluación de las dosis debidas a radiación externa, especialmente a neutrones, y a la incorporación de radionucleidos.
II. Observaciones sobre algunos artículos de la Directiva (6)
a) TÍTULO I
Las definiciones se refieren a términos utilizados en la Directiva. Las otras definiciones aparecen en el anexo II. En los casos en que es necesario, las observaciones relativas a los artículos en cuestión que aparecen más adelante incluyen una explicación para su interpretación:
i) El término «exposición accidental» ya no se limita a aquellas exposiciones que exceden uno de los límites de dosis establecidos para los trabajadores expuestos.
ii) El término «exposición de emergencia» no debe confundirse con el término «exposiciones especialmente autorizadas». Una exposición de emergencia es la exposición de un voluntario que ejecuta una intervención de protección urgente (véase el artículo 52). Una exposición especialmente autorizada es la exposición cuidadosamente planeada de un trabajador de la categoría A, que se ha prestado voluntario para llevar a cabo operaciones específicas en circunstancias excepcionales (véase el artículo 12).
iii) «Dosis equivalente» y «dosis efectiva». La Directiva utiliza las cantidades de protección recomendadas por la publicación n° 60 de la CIPR. Éstas reemplazan las cantidades anteriores de «dosis equivalente» y «dosis efectiva (equivalente)». Debe tenerse en cuenta que la CIPR recomienda «considerar como aditivas las magnitudes ponderadas utilizadas por la CIPR, pero evaluadas en distintos momentos, a pesar de la utilización de diferentes valores de factores de ponderación. La CIPR no recomienda que se intente corregir valores anteriores. También resulta pertinente añadir los valores de equivalente de dosis a la dosis equivalente y los valores de equivalente de dosis efectiva a la dosis efectiva sin ningún ajuste».
iv) El nuevo concepto «detrimento de la salud» que introduce la Directiva incluye la probabilidad de cáncer mortal, alteraciones genéticas graves, cáncer no mortal y la disminución relativa de la duración de vida.
v) «Experto cualificado». En el anexo I de la presente Comunicación se dan orientaciones sobre la formación básica y complementaria de los expertos cualificados.
vi) «Empresa». Las obligaciones establecidas en el título VI para proteger a los trabajadores expuestos y relacionadas con los requisitos de las zonas de trabajo incumben a la empresa que es legalmente responsable de las prácticas. En una determinada zona de trabajo, una práctica puede ser realizada por varias empresas o empresarios. En este contexto, hay que señalar que la Directiva no afecta a las obligaciones que impone al empresario la Directiva 89/391/CEE del Consejo, de 12 de junio de 1989, relativa a la aplicación de medidas para promover la mejora de la seguridad y de la salud de los trabajadores en el trabajo (7).
La Directiva no se aplica a la exposición al radón en las viviendas, para la que existe una recomendación de la Comisión (8), ni a la exposición a fuentes naturales de radiación de naturaleza esencialmente no controlable.
Declaración y autorización de prácticas
La declaración consiste en la presentación de un documento para notificar o informar a las autoridades competentes de la intención de llevar a cabo una práctica. El apartado 2 del artículo 3 y el anexo I especifican las circunstancias en las que las autoridades competentes pueden decidir que la declaración no es obligatoria. Los Estados miembros pueden desviarse de los valores del cuadro A del anexo I en circunstancias excepcionales y si cumplen determinados requisitos.
La «autorización previa» es el permiso de la autoridad competente, en forma de notificación individual por escrito o de acción legislativa de carácter individual, para llevar a cabo una práctica. Implica el examen previo por las autoridades competentes de los casos sometidos individualmente.
Los Estados miembros no están obligados a exigir dicha autorización previa para algunas prácticas exentas del requisito de declaración, tal como se establece en el apartado 2 del artículo 3 y en la letra a) del apartado 3 del artículo 4, y para prácticas autorizadas de conformidad con las condiciones que disponga la legislación nacional, cuando no se requiera el examen de casos individuales por existir un riesgo limitado de exposición de seres humanos, tal como se establece en la letra b) del apartado 3 del artículo 4. Con arreglo, al apartado 1 del artículo 3, estas últimas prácticas deben declararse a las autoridades competentes.
Para la realización de las prácticas mencionadas en las letras b) y d) del apartado 1 del artículo 4 se necesita siempre una autorización.
El apartado 5 del artículo 6 enumera las prácticas que no están autorizadas bajo ningún concepto.
Este artículo trata de la eliminación, reciclado o reutilización de sustancias o materiales radiactivos.
La eliminación, reciclado o reutilización de materiales que contengan sustancias radiactivas procedentes de prácticas sujetas a la exigencia de declaración o de autorización previa estarán sujetas a autorización previa. Sin embargo, dichos materiales pueden ser exponerados de los requisitos de la Directiva siempre que satisfagan los niveles de desclasificación establecidos por las autoridades nacionales competentes. Dichos niveles de desclasificación se establecerán conforme a los criterios básicos utilizados en el anexo I. Pueden ser genéricos o establecerse para casos individuales. El término «desclasificación» hace referencia al material que, previamente, estaba sujeto a control reglamentario como parte de las operaciones que dieron lugar a la eliminación, reciclado o reutilización. Por otro lado, la exención de declaración con arreglo al apartado 2 del artículo 3 hace referencia al material que no necesita estar sujeto a control reglamentario.
La letra f) del apartado 2 del artículo 3 establece que las actividades humanas que impliquen material contaminado procedente de evacuaciones autorizadas están exentas de la exigencia de declaración.
Con vistas al mercado interior, es altamente aconsejable establecer un planteamiento armonizado de la evolución de los niveles de desclasificación. Por tanto, la Comisión proporcionará ayuda técnica a las autoridades nacionales competentes para establecer los niveles de desclasificación. La Comisión, con ayuda de los expertos científicos a que se refiere el artículo 31 del Tratado Euratom, está trabajando en la elaboración de una versión revisada de la guía técnica (1988) sobre niveles de desclasificación del material para reciclado procedente del cierre definitivo de las instalaciones nucleares (9). En el futuro, se elaborarán otras guías técnicas.
d) TÍTULO IV
Justificación, optimización y limitación de dosis para prácticas
Este artículo establece los principios básicos de protección radiológica; por tanto, los Estados miembros han de basar sus procedimientos en estos principios, es decir, justificación, optimización y limitación de dosis.
La determinación de la justificación de toda nueva clase o tipo de prácticas es responsabilidad del Estado miembro y debería tener lugar antes de que se introduzca la clase o tipo de práctica y tan pronto como sea posible, con objeto de reducir la influencia de los costes realizados en el balance de los factores económicos y sociales contra el detrimento de la salud. La existencia o la elaboración de normas específicas referentes a una nueva clase o tipo de práctica es una garantía del cumplimiento de este principio en lo referente a dicha nueva clase o tipo de práctica. El apartado 5 contiene una lista de prácticas consideradas a priori como no justificables en ninguna circunstancia. El apartado 2 del artículo 6 incluye una nueva disposición según la cual puede haber necesidad de revisar la justificación de clases o tipos existentes de prácticas. En caso de que una práctica existente deje de considerarse justificada, podría permitirse un período de transición basado en un equilibrio ponderado entre las ventajas económicas, sociales o de otro tipo y el detrimento de la salud.
La optimización requiere que las exposiciones debidas a prácticas se mantengan en el nivel más bajo que sea razonablemente posible por debajo de los límites prescritos, teniendo en cuenta factores económicos y sociales. Existen diferentes técnicas para juzgar si la necesidad de nuevas reducciones en la exposición puede considerarse razonable. Éstas incluyen ayudas formales a la toma de decisiones, como análisis de costes-beneficios, etc., pero generalmente se basan en criterios profesionales. El principio debe aplicarse desde la etapa del diseño, pasando por todas las otras etapas, hasta la del posible cierre definitivo o la eliminación de fuentes de radiación.
El tercer principio requiere que la suma de las dosis recibidas por una persona procedentes de todas las prácticas pertinentes no exceda los límites de dosis establecidos. En la publicación n° 60 de la CIPR aparecen las consideraciones en las que se basó el establecimiento de los límites de dosis. Los límites de dosis están pensados para proteger a los individuos más expuestos, a los que, cuando se trata de miembros de la población, se conoce como «grupo de referencia de la población» (artículo 1).
La publicación n° 60 de la CIPR introduce el concepto de restricción de dosis en el contexto de la optimización de la protección. No se debe confundir restricción de dosis con limitación de dosis. El primer concepto designa esencialmente el límite de los valores previstos para las dosis individuales procedentes de una fuente, práctica o tarea que pueda considerarse aceptable en el proceso de optimización de la protección en relación a dicha fuente, práctica o tarea.
Las empresas pueden establecer y utilizar las restricciones de dosis como una ayuda para optimizar la protección en las etapas de diseño o planificación. También pueden establecerlas las autoridades, sobre todo en el contexto de la exposición de la población. Pueden ser objeto de debate entre las empresas y las autoridades.
Un informe (10) elaborado por un grupo de expertos de la Agencia para la Energía Nuclear de la OCDE y expertos de la Comisión Europea y publicado por la OCDE en 1996 contiene una guía para la utilización de este nuevo concepto.
La Directiva reduce el límite de dosis efectiva para trabajadores expuestos de 50 mSv al año a 100 mSv durante un período de cinco años consecutivos, siempre que la dosis efectiva no sea ningún año superior a 50 mSv.
Sin dejar de respetar el límite de 100 mSv durante un período consecutivo de cinco años, los Estados miembros pueden decidir establecer en su lugar una cantidad anual, en cuyo caso la dosis efectiva máxima anual debe ser de 20 mSv. Si los Estados miembros desean adoptar límites de dosis más estrictos, deberán atenerse a lo dispuesto en el artículo 54.
Los límite de dosis equivalente para el cristalino, la piel, las manos, los antebrazos, pies y tobillos permanecen inalterados. Su finalidad es proteger de los efectos deterministas, que, con arreglo a los datos científicos, no requieren modificación. No obstante, el límite correspondiente a la piel se aplica ahora a la dosis media absorbida en 1 cm² de piel, sea cual sea la zona expuesta. El cumplimiento del límite de dosis efectiva no es siempre por sí mismo suficiente para prevenir la aparición de efectos deterministas en algunos órganos o tejidos. Por ello, debe garantizarse el cumplimiento tanto del límite de dosis efectivo como de los límites de dosis equivalente.
El artículo 10 tiene por objeto la protección del niño lactante o del feto a través de las condiciones laborales de la mujer en período de lactancia o embarazada.
La letra b) del apartado 1 del artículo 22 indica la información adicional que debe facilitarse a las mujeres.
Las exposiciones especialmente autorizadas reemplazan a las exposiciones excepcionales concertadas de la Directiva 80/836/Euratom. La experiencia ha demostrado que la exposición excepcional concertada conforme a la Directiva de 1980 se ha aplicado muy raramente, si es que se ha aplicado alguna vez. Una exposición especialmente autorizada se refiere a una exposición superior a uno de los límites de dosis permitidos para los trabajadores expuestos que establece la legislación nacional de conformidad con el artículo 9.
La Directiva establece que los niveles máximos de exposición procedente de exposiciones especialmente autorizadas deben ser definidos por las autoridades competentes para cada caso concreto. No se establece ningún límite para dichos niveles, que pueden interpretarse generalmente como valores tolerables.
El apartado 2 del artículo 12 debe leerse junto con los artículos 35 y 36 sobre la vigilancia especial de trabajadores expuestos.
La Directiva reduce el límite de dosis efectiva para la población de 5 mSv a 1 mSv al año; en casos especiales, puede autorizarse una dosis efectiva anual superior, siempre que la media durante un período de cinco años consecutivos no rebase 1 mSv por año.
Los límites de dosis equivalente para el cristalino y la piel permanecen inalterados. Su finalidad es proteger de los efectos deterministas, que, con arreglo a los datos científicos, no requieren modificación. No obstante, el límite correspondiente a la piel se aplica ahora a la dosis media absorbida en un 1 cm² de piel, sea cual sea la zona expuesta. Ya no se considera necesario establecer límites de dosis equivalente para manos, antebrazos, pies y tobillos. El cumplimiento del límite de dosis efectiva no es siempre por sí mismo suficiente para prevenir la aparición de efectos deterministas en algunos órganos o tejidos. Por ello, debe garantizarse el cumplimiento tanto del límite de dosis efectiva como de los límites de dosis equivalente.
Los límites de dosis se aplican a la suma de las dosis recibidas en un año por miembros del público debido a la exposición a todas las fuentes pertinentes y a todas las formas de exposición.
Este artículo requiere que la optimización se aplique no sólo en relación a la protección individual de las personas, sino también a la protección de la población en su conjunto.
El segundo párrafo requiere que se evalúen regularmente todas las contribuciones a la exposición de la población procedentes de prácticas. El objetivo es permitir que las autoridades competentes y las empresas puedan establecer la existencia de tendencias en las pautas de exposición, en particular cuando pudieran autorizarse acciones para reducir dosis. Véase también el artículo 45.
e) TÍTULO V
Valoración de la dosis efectiva
Este título establece que los valores y relaciones que figuran en el anexo II y los coeficientes de dosis que figuran en al anexo III se utilicen para estimar las dosis efectivas y las dosis equivalentes. La información contenida en estos anexos, así como las tablas adicionales anejas a esta Comunicación, proceden de los trabajos pertinentes más recientes de la ICRU y la CIPR y reflejan el estado actual del conocimiento científico. Mientras que las autoridades competentes pueden autorizar el uso de métodos equivalentes (artículo 15), se recomienda que dichos métodos no se aparten de la línea científica reconocida internacionalmente.
En lo que se refiere a la estimación de la dosis efectiva para la exposición interna, el anexo III contiene los coeficientes de la dosis para diversas formas químicas y físicas de los radionucleidos enumerados y los correspondientes valores de los parámetros. En caso de que no se disponga de información específica, pueden utilizarse los parámetros por defecto indicados. Por otra parte, siempre que se disponga de información que permita una valoración más exacta de los valores de los parámetros y de los correspondientes coeficientes de la dosis, las autoridades competentes podrán autorizar el uso de dicha información para calcular la dosis efectiva para los trabajadores y los miembros del público.
En este contexto, el último párrafo de la letra B del anexo III se refiere a la elección de los valores de los parámetros para los coeficientes de la dosis de inhalación para miembros del público. Las orientaciones científicas internacionales que se mencionan se encuentran en el cuadro 1 del anexo II de la presente Comunicación.
El primer párrafo de la letra B del anexo III establece que los coeficientes de la dosis para los miembros del público también se refieren a aprendices y a estudiantes entre los dieciséis y los dieciocho años de edad. Si bien esto permite que los coeficientes de la dosis dependan de la edad, en algunas circunstancias puede resultar útil averiguar si los parámetros por defecto utilizados para los miembros del público son apropiados para las formas físicas y químicas de los radionucleidos en el lugar de trabajo. El artículo 15 permite que los Estados miembros autoricen el uso de los coeficientes de la dosis para trabajadores siempre que éstos sean más adecuados.
f) TÍTULO VI
Principios fundamentales de protección operacional de trabajadores expuestos, aprendices y estudiantes para prácticas
De conformidad con la Directiva 89/391/CEE (11), relativa a la aplicación de medidas para promover la mejora de la seguridad y de la salud de los trabajadores en el trabajo, la letra a) del artículo 17 exige una evaluación previa del riesgo radiológico para los trabajadores expuestos, lo que podría considerarse como un primer paso en la identificación de las medidas de protección necesarias, incluida la clasificación de los lugares de trabajo y los trabajadores.
La letra b) del artículo 17, que clasifica los lugares de trabajo en diferentes zonas, introduce el concepto de exposición potencial conforme a la definición establecida en el artículo 1. Un ejemplo de exposición potencial es la exposición derivada de un fallo en el funcionamiento del dispositivo de seguridad que impide el acceso a las zonas de irradiación de una instalación. En caso de que esto ocurra, las exposiciones resultantes se considerarán accidentales. Las exposiciones que puedan derivarse de sucesos con alta probabilidad de ocurrencia, pero que provocan solamente pequeños incrementos de las dosis inherentes a las condiciones normales de trabajo, se consideran derivadas de las condiciones de trabajo normales. Por ejemplo, las exposiciones resultantes del vertido de radiofármacos en los laboratorios de medicina nuclear.
Estos artículos establecen los requisitos de aplicación del artículo 17. El apartado 2 del artículo 18 implica una distinción entre zonas controladas y zonas vigiladas. Esta distinción es fundamentalmente una cuestión de gestión. Aspira a facilitar la organización práctica de la protección radiológica que corresponde al riesgo radiológico. También llama la atención de los trabajadores sobre las condiciones particulares del lugar de trabajo, indicándoles sus responsabilidades en relación a la protección radiológica.
Deben establecerse zonas controladas allí donde se requiere que los trabajadores estén sometidos a normas relacionadas específicamente con la protección radiológica, en vez de establecerlas simplemente sobre la base de una fracción definida del límite de dosis. Se requieren normas especiales basadas en consideraciones sobre el riesgo radiológico, incluidas la dosis prevista para trabajadores, la posible propagación de la contaminación y las exposiciones potenciales.
La Directiva no requiere que una zona controlada esté rodeada por una zona vigilada, ni que las zonas vigiladas sólo se sitúen alrededor de las zonas controladas.
Se mantiene la clasificación de los trabajadores expuestos en trabajadores de categoría A y de categoría B. Con ello se pretende simplificar la organización del trabajo y garantizar que los trabajadores conozcan su propia situación y las condiciones de trabajo que pueden existir en su lugar de trabajo. Dicha clasificación permite también estar seguro de que las medidas de radioprotección que se adopten para los trabajadores resultan apropiadas teniendo en cuenta los riesgos que conlleva su trabajo y las condiciones en que lo realizan.
La Directiva requiere que se registren los resultados de la vigilancia individual sólo en relación a los trabajadores de categoría A. Sin embargo, los Estados miembros tienen libertad para exigir que se confeccione un registro de este tipo para otras personas sometidas a una vigilancia individual.
El registro de las dosis individuales contendrá las dosis medidas o estimadas según sean:
- dosis recibidas normalmente (artículo 25),
- dosis recibidas en exposiciones especialmente autorizadas (artículo 12),
- dosis recibidas en exposiciones accidentales (artículo 26),
- dosis recibidas en exposiciones de emergencia (artículo 27), y
- dosis recibidas de fuentes naturales de radiación derivadas de una actividad laboral declarada pertinente (artículo 41), cuando así lo decidan los Estados miembros.
El registro de dosis individuales contendrá también los informes sobre las circunstancias relativas a una exposición accidental o de emergencia y las medidas adoptadas [letra b) del apartado 2 del artículo 28].
Conforme a las disposiciones del artículo 34, se elaborará un historial médico individual de cada trabajador de la categoría A.
El apartado 2 del artículo 29 requiere que los Estados miembros determinen las modalidades de transmisión de los resultados de la vigilancia individual conforme a las disposiciones de la legislación nacional en relación a la confidencialidad y la intimidad.
Uno de los objetivos de la vigilancia médica es garantizar que el trabajador sea y siga siendo médicamente apto para realizar su trabajo. Por tanto, el médico autorizado que lleve a cabo la vigilancia deberá tener acceso a información pertinente relativa al trabajo y a las condiciones en que éste se realiza.
La naturaleza de las revisiones médicas periódicas dependerá del tipo de trabajo que se realice y del estado de salud del trabajador.
Por ejemplo, las siguientes situaciones pueden requerir especial consideración:
- en caso de que los trabajadores deban utilizar equipos de protección de las vías respiratorias,
- en caso de que trabajadores con enfermedades cutáneas o heridas deban manejar sustancias radiactivas que no se presentan en forma de fuente sellada,
- en caso de que se sepa que los trabajadores sufren trastornos psicológicos.
En algunos casos, la exposición de los trabajadores y miembros del público a fuentes naturales de radiación natural derivada de actividades laborales es lo suficientemente alta para autorizar la introducción de medidas de protección radiológica para vigilarla, controlarla y reducirla: por ejemplo, la exposición al radón en lugares de trabajo identificados y la exposición debida al manejo de grandes cantidades de material que presente concentraciones de actividad perceptiblemente superiores al nivel normal de los radionucleidos en la corteza terrestre. En los materiales con elevadas concentraciones de actividad se pueden incluir la roca fosfatada, los materiales que contienen tierras raras, desechos y residuos de las industrias de gas y de petróleo. Las posibilidades para aplicar medidas de protección en relación a estas exposiciones pueden variar considerablemente en función de las condiciones de trabajo, por ejemplo, y dentro de los Estados miembros, por lo que la Directiva deja un amplio margen de libertad a los Estados miembros en relación a las medidas que deben tomar.
La Directiva establece un sistema basado en cuatro fases para hacer frente a las exposiciones debidas a fuentes naturales de radiación:
i) identificación de las actividades de trabajo que pueden conducir a un incremento significativo de la exposición de los trabajadores o los miembros del público, por medio de encuestas u otros medios adecuados,
ii) adopción de las medidas adecuadas para controlar las exposiciones y evaluación de las dosis relativas en los lugares de trabajo identificados,
iii) aplicación total o parcial de medidas correctoras destinadas a reducir las exposiciones, y
iv) aplicación total o parcial, según sea necesario, de las medidas de protección radiológica relativas a las prácticas (títulos III, IV, V, VI y VIII).
El grupo de expertos científicos mencionados en el artículo 31 del Tratado Euratom ha colaborado en la elaboración de las orientaciones para la aplicación del título VII de la Directiva, relativo al incremento significativo de la exposición debida a fuentes naturales de radiación; estas orientaciones han sido publicadas por la Comisión (12).
Las orientaciones incluyen la protección de las tripulaciones aéreas.
i) TÍTULO IX
Una de las principales modificaciones introducidas por la Directiva es la clara distinción entre prácticas e intervenciones. Por tanto, el título IX incluye una sección con las distintas fases de la intervención en los casos de urgencia radiológica:
- consideraciones para la prevención de una posible urgencia radiológica;
- preparación preventiva de la intervención;
- aplicación de la intervención, en caso de que se produzca una urgencia.
El apartado 2 del artículo 48 establece los principios de protección radiológica en caso de intervenciones. Especifica que los límites de dosis no se aplicarán a las intervenciones. Los niveles de intervención establecidos por las autoridades competentes son indicaciones sobre las situaciones en que la intervención resulta adecuada.
Principalmente a partir del accidente de Chernóbil, la Comunidad ha adoptado varias medidas en relación con posibles urgencias radiológicas:
- Reglamentos por los que se establecen tolerancias máximas de contaminación radiactiva de los productos alimenticios y los piensos tras un accidente nuclear o cualquier otro caso de emergencia radiológica, incluido un Reglamento del Consejo relativo a las condiciones particulares de exportación de productos alimenticios y piensos después de un accidente nuclear o en cualquier otra situación de emergencia radiológica (13);
- Decisión 87/600/Euratom sobre arreglos comunitarios para el rápido intercambio de información en caso de emergencia radiológica (14);
- Directiva 89/618/Euratom relativa a la información de la población sobre las medidas de protección sanitaria aplicables y sobre el comportamiento a seguir en caso de emergencia radiológica (15).
De conformidad con las Conclusiones del Consejo de 27 de noviembre de 1989, los expertos de los Estados miembros se reúnen con regularidad para tratar asuntos relacionados con la cooperación entre los Estados miembros en el caso de una emergencia radiológica.
La Comisión, en colaboración con el grupo de expertos a que se refiere el artículo 31 del Tratado Euratom, publicó las directrices de los principios de protección radiológica para la relocalización y el retorno de la población en caso de vertidos accidentales de material radiactivo (16) y para los principios de protección radiológica relativos a las contramedidas de urgencia para proteger al público en caso de vertidos accidentales de material radiactivo (17).
El título IX también subraya la importancia de la cooperación internacional para garantizar la protección de la población afectada en caso de emergencia y establece medidas obligatorias para los Estados miembros. Estas medidas complementan las obligaciones establecidas en dos convenios internacionales aprobados en 1986 que tratan respectivamente de la notificación rápida de un accidente nuclear y de la asistencia mutua en caso de accidente nuclear, ambos suscritos por todos los Estados miembros (18).
El artículo 49 trata de las exposiciones potenciales. Este concepto se debe utilizar principalmente en la fase preventiva.
El artículo 53 se refiere a las situaciones de exposición prolongada derivadas de las secuelas de una emergencia radiológica o de una práctica pasada.
j) TÍTULO X
De conformidad con el apartado 3 del artículo 33 del Tratado Euratom, los Estados miembros tienen que comunicar a la Comisión cualquier disposición legislativa, reguladora y administrativa cuya finalidad sea garantizar el cumplimiento de las normas básicas de seguridad (19).
A consecuencia del artículo 54 de la Directiva, en el caso en que un Estado miembro adopte límites de dosis más estrictos, también deberá informar de ello a los otros Estados miembros. Normalmente, se informará a la Comisión de conformidad con el artículo 33 del Tratado.
Los niveles de exención relativos a las prácticas se han calculado a partir de situaciones, vías de transferencia y fórmulas recogidas en un informe publicado por la Comisión (20).
Los valores y relaciones que figuran en el anexo II en relación a las radiaciones externas se corresponden con los requeridos para las magnitudes de protección definidas por la Comisión Internacional de Protección Radiológica en la publicación n° 60 y por la Comisión Internacional de Unidades y Medidas Radiológicas en el informe n° 51.
Durante la preparación de la Directiva, la CIPR introdujo pequeños cambios en la composición de algunos tejidos y órganos utilizados para calcular la dosis efectiva, en particular por lo que respecta al colon y a los demás tejidos y órganos (21). Las autoridades competentes pueden autorizar las orientaciones actualizadas de la CIPR como un método equivalente con arreglo a lo dispuesto en el artículo 15.
Los límites de la dosis que figuran en la Directiva se expresan en términos de dosis efectiva y dosis equivalente. La necesidad de que haya magnitudes medibles que puedan relacionarse con estas magnitudes de protección ha llevado al desarrollo de las magnitudes operacionales. Las magnitudes operacionales para la vigilancia de área son la dosis equivalente ambiental y la dosis equivalente direccional. La magnitud operacional que se utiliza para la vigilancia individual es la dosis equivalente personal a la profundidad especificada.
Las exigencias en materia de dosis que establece la Directiva se refieren a la cantidad total de dosis aceptables procedentes de la exposición externa e interna a la radiación. En el caso de la exposición interna, el cálculo se basa en la utilización de coeficientes de la dosis que son la dosis efectiva comprometida por unidad de incorporación del radionucleido en cuestión. Las tablas del anexo III indican los coeficientes de dosis aceptables para los trabajadores y la población en general. Dichos coeficientes se basan en los parámetros utilizados normalmente. La Directiva permite que las autoridades competentes utilicen métodos equivalentes. Así, por ejemplo, cuando se dispone de información sobre el comportamiento químico, físico o biológico real de una forma concreta de radionucleido, las autoridades competentes pueden autorizar el uso de coeficientes de dosis especialmente calculados.
En la Directiva ya no se utilizan los límites anuales de absorción (ALI). Si se necesitan, pueden calcularse a partir de los coeficientes de la dosis y los límites de dosis aceptables.
Los coeficientes de la dosis recogidos en el anexo III proceden de las publicaciones nos 68 (para los trabajadores) y 72 (para la población en general) de la CIPR.
Aparecen los coeficientes de la dosis de inhalación para trabajadores tanto para 1 micrómetro de diámetro aerodinámico medio de actividad (AMAD) como para 5 micrómetros AMAD. La CIPR considera que el valor por defecto del AMAD es de 5 micrómetros y que debe utilizarse en ausencia de información específica. Los coeficientes de la dosis de inhalación de la población en general se basan en 1 micrómetro AMAD. Por lo que se refiere a la inhalación de trabajadores, los materiales asignados en la publicación n° 30 de la CIPR a las clases de absorción pulmonar D, W e Y (días, semanas y años respectivamente, indicaciones del tiempo de residencia), en el modelo utilizado en la publicación n° 66 de la CIPR se asignaron a los tipos de absorción pulmonar F, M y S (rápida, moderada y lenta).
En el anexo II de la presente Comunicación se incluyen tres tablas que sirven para calcular las dosis de absorción de gases inertes o de exposición a ellos.
El cuadro 1 indica cuáles son las publicaciones de la CIPR de las que puede obtenerse información sobre los tipos de absorción pulmonar y los modelos biocinéticos de actividad sistemática utilizados para calcular los coeficientes en la tabla B del anexo III de la Directiva. Algunos elementos tienen también asignado el tipo de absorción pulmonar G, que hace referencia a la ocurrencia de un elemento en una forma química específica, como gases y vapores solubles o reactivos. En la tabla 2 se recogen los coeficientes de la dosis de gases y vapores solubles o reactivos para los diversos grupos de edad. Los valores para adultos se pueden aplicar tanto a trabajadores como a miembros de la población en general; por tanto, el cuadro completa la lista de formas químicas para los que la tabla C.2 del anexo III de la Directiva presenta los coeficientes de la dosis de los trabajadores.
En el cuadro 3 se presentan las dosis efectivas de la exposición de adultos a gases inertes. Por lo que respecta a la mayoría de nucleidos, la exposición interna resultante de gases inertes absorbidos por los tejidos orgánicos o depositados en los pulmones es despreciable comparada con la exposición externa de la piel y otros órganos de una persona sumergida en un gas radiactivo. Por lo tanto, los coeficientes de la dosis aplicados a los trabajadores y a la población en general se expresan en unidades de concentración de aire integrado. Las dosis de la exposición al radón (radón-222) y torón (radón-220) se deben normalmente a la inhalación de sus descendientes de corta vida, cuyos datos figuran en la letra C del anexo III de la Directiva. Por ello, no se han incluido en el cuadro 3 los datos relativos a los radionucleidos precursores (radón y torón).
(2) Especialmente la Directiva 80/836/Euratom (DO L 246 de 17.9.1980, p. 1), con las modificaciones introducidas por la Directiva 84/467/Euratom (DO L 265 de 5.10.1984, p. 4).
(3) - Decisión 87/600/Euratom del Consejo de 14 de diciembre de 1987, sobre arreglos comunitarios para el rápido intercambio de información en caso de emergencia radiológica (DO L 371 de 30.12.1987, p. 76).
- Reglamento (Euratom) n° 3954/87 del Consejo, de 22 de diciembre de 1987, por el que se establecen tolerancias máximas de contaminación radiactiva de los productos alimenticios y los piensos tras un accidente nuclear o cualquier otro caso de emergencia radiológica (DO L 371 de 30.12.1987, p. 11). Reglamento modificado por el Reglamento (Euratom) n° 2218/89 (DO L 211 de 22.7.1989, p. 19).
- Directiva 89/618/Euratom del Consejo, de 27 de noviembre de 1989, relativa a la información de la población sobre las medidas de protección sanitaria aplicables y sobre el comportamiento a seguir en caso de emergencia radiológica (DO L 357 de 7.12.1989, p. 31).
- Directiva 90/641/Euratom del Consejo, de 4 de diciembre de 1990, relativa a la protección operacional de los trabajadores exteriores con riesgo de exposición a radiaciones ionizantes por intervención en zona controlada (DO L 349 de 13.12.1990, p. 21).
- Directiva 92/3/Euratom del Consejo, de 3 de febrero de 1992, relativa a la vigilancia y al control de los traslados de residuos radiactivos entre Estados miembros o procedentes o con destino al exterior de la Comunidad (DO L 35 de 12.2.1992, p. 24).
- Reglamento (Euratom) n° 1493/93 del Consejo, de 8 de junio de 1993, relativo a los traslados de sustancias radiactivas entre los Estados miembros (DO L 148 de 19.6.1993, p. 1).
- Directiva 97/43/Euratom del Consejo, de 30 de junio de 1997, relativa a la protección de la salud frente a los riesgos derivados de las radiaciones ionizantes en exposiciones médicas, por la que se deroga la Directiva 84/466/Euratom (DO L 180 de 9.7.1997, p. 22).
(5) Apartado 2 del artículo 232 del Tratado CE.
(6) Los artículos a los que se refiere la presente Comunicación son los de la Directiva 96/29/Euratom.
(8) Recomendación 90/143/Euratom de la Comisión, de 21 de febrero de 1990, relativa a la protección de la población contra los peligros de una exposición al radón en el interior de edificios (DO L 80 de 27.3.1990, p. 26).
(9) «Protección radiológica n° 43: Criterios de protección radiológica para el reciclado de materiales procedentes del desmantelamiento de instalaciones nucleares», Luxemburgo, 1988.
(10) «Observaciones sobre el concepto de restricción de dosis», París, 1996.
(12) «Protección radiológica n° 88: Recomendaciones para la aplicación del título VII de la Directiva europea relativa a las normas básicas de seguridad (NBS), sobre el incremento significativo de la exposición debida a fuentes naturales de radiación», Luxemburgo, 1997.
(13) Reglamento (Euratom) n° 3954/87 del Consejo (DO L 371 de 30.12.1987, p. 1), incluidas las modificaciones introducidas por el Reglamento (Euratom) n° 2218/89 (DO L 211 de 22.7.1989, p. 1); el Reglamento (Euratom) n° 944/89 de la Comisión (DO L 101 de 13.4.1989, p. 17), el Reglamento (CEE) n° 2219/89 de la Comisión (DO L 211 de 22.7.1989, p. 4), y el Reglamento (Euratom) n° 770/90 de la Comisión (DO L 83 de 30.3.1990, p. 78).
(14) DO L 371 de 30.12.1987, p. 76.
(15) DO L 357 de 7.12.1989, p. 31. Véase también la Comunicación de la Comisión sobre la aplicación de la Directiva 89/618/Euratom del Consejo, de 27 de noviembre de 1989, relativa a la información de la población sobre las medidas de protección sanitaria aplicables y sobre el comportamiento a seguir en caso de emergencia radiológica (DO C 103 de 19.4.1991, p. 12).
(16) «Protección radiológica n° 64: Principios de protección radiológica para la relocalización y el retorno de la población en caso de vertidos accidentales de material radiactivo», Luxemburgo, 1993.
(17) «Protección radiológica n° 87: Principios de protección radiológica relativos a las contramedidas de urgencia para proteger al público en caso de vertidos accidentales de material radiactivo», Luxemburgo, 1997.
(18) A excepción de Luxemburgo, que ni firmó ni ratificó el convenio sobre asistencia mutua.
(19) Véase la Recomendación 91/444/Euratom de la Comisión, sobre la aplicación de los párrafos tercero y cuarto del Tratado Euratom (DO L 238 de 27.8.1991, p. 31).
(20) «Protección radiológica n° 65: Principios y métodos para establecer concentraciones y cantidades (valores de exención) por debajo de los cuales la Directiva europea no exige notificación», Luxemburgo, 1993.
(21) Publicación n° 67 de la CIPR sobre dosis de absorción de radionucleidos de la población en general en función de la edad: Parte 2, Anales de la CIPR, volumen 23, partes 3 y 4.
ANEXO I FORMACIÓN DE BASE Y AVANZADA DE LOS EXPERTOS CUALIFICADOS 1. INTRODUCCIÓN
El objetivo del presente anexo es facilitar una guía sobre la formación y la experiencia de que deben disponer los «expertos cualificados», tal como se definen en el artículo 1 de la Directiva, y los que se alude en los artículos 12, 19, 20, 23, 38 y 47.
Los estudios realizados por la Comisión muestran que los Estados miembros interpretan de modo muy diferente la formación y las cualificaciones que se requieren para ser reconocido como experto cualificado.
Por ello, no es posible proponer un conjunto acordado de requisitos armonizados para dichos expertos. Una opción alternativa, que es la que se propone en el presente anexo, es presentar un programa básico de formación que todos los expertos deben haber recibido. Las cualificaciones y la formación previas pueden haber cubierto ya una parte o la totalidad de este programa. La profundidad con que se tratará cada elemento del programa dependerá del nivel y la complejidad del asesoramiento que deban facilitar los expertos cualificados, que está normalmente vinculado con su nivel de intervención. Por ello, se propone que algunos puntos se aborden con mayor detalle para aplicaciones específicas. Se han identificado otros temas cuya formación se recomienda en cinco ámbitos específicos, a saber, las plantas nucleares, la industria general, la investigación y la formación, las aplicaciones médicas y los aceleradores.
La formación en sí misma no es suficiente, sino que tiene que ser completada con una experiencia práctica adecuada, cuya duración dependerá de la complejidad del ámbito de trabajo de que se trate. No puede recomendarse ninguna duración concreta ni para la formación ni para la experiencia que se requiere, ya que, de acuerdo con el estudio, las prácticas actuales varían mucho de un Estado miembro a otro.
2. PROGRAMA BÁSICO PARA LA FORMACIÓN DE EXPERTOS CUALIFICADOS EN PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
La profundidad con que se traten los temas del programa dependerá del nivel de asesoramiento o del grado de intervención que se exige del experto cualificado.
Física atómica y nuclear básica
Métodos de detección y de medición (incluidas las incertidumbres y los límites de detección)
Cantidades y unidades (incluida la dosimetría que está en la base de las cantidades reglamentarias)
Fundamento de las normas de protección radiológica (por ejemplo, epidemiología, hipótesis linear para los efectos estocásticos, efectos deterministas)
Principios de la CIRP
- Limitación de dosis
Prácticas e intervenciones (incluida la radiación natural, sobre todo la procedente del radón)
- Recomendaciones y convenios internacionales
- Legislación y reglamentos nacionales (incluidos los de las autoridades competentes)
Protección operativa contra la radiación
- Tipos de fuentes (fuentes selladas, fuentes no selladas, unidades de rayos X y aceleradores)
- Evaluación de peligro y los riesgos (incluido el impacto medioambiental)
- Minimización del riesgo
- Control de las emisiones
- Control de zonas
- Dosimetría personal (externa, en tiempo real e interna)
- Concepto de grupo crítico/cálculo de dosis recibidas por grupos críticos
- Ergonomía (por ejemplo, diseño y disposición ergonómica de los instrumentos)
- Normas de funcionamiento y planificación de medidas para casos de emergencia
- Acciones reparadoras/descontaminación
- Análisis de incidentes anteriores, con inclusión de información sobre otras experiencias
Organización de la protección radiológica
- Función de los expertos cualificados
- Cultura de la seguridad (importancia del comportamiento humano)
- Competencias en materia de comunicación (capacidad y habilidad para transmitir la cultura de la seguridad a otras personas)
- Mantenimiento de registros (fuentes, dosis, incidentes excepcionales, etc.)
- Permisos de explotación y otras autorizaciones
- Designación de zonas y clasificación de los trabajadores
- Control y auditoría de la calidad
- Relación con contratistas
- Principios de gestión
- Principios de disposición
Ejercicios/trabajos prácticos (por ejemplo, supervisión, técnicas de laboratorio, tratamiento de emergencias, etc.)
3. OTRO MATERIAL
Algunos de los puntos de la siguiente lista podrán tratarse con mayor profundidad en función de las necesidades concretas que se planteen
Instrumentos de protección radiológica
- Calibrado y prueba de instrumentos
- Limitaciones de los instrumentos y las técnicas
Dosimetría interna (incluida la dosimetría de radionucleidos específicos, moléculas complejas, etc.)
Problemas especiales de descontaminación
Contención/filtración
Fisiología específica de la inhalación y de la ingestión
Medidas de protección contra la absorción
Designación y control de zonas
Diseño y cálculos de blindaje
Control medioambiental (grupo crítico e impacto medioambiental de las emisiones)
Procedimientos e intervención en caso de emergencia
4. OTROS TEMAS RECOMENDADOS PARA ZONAS ESPECÍFICAS
4.1. Plantas nucleares (incluidas las instalaciones con fines de investigación)
Formación adicional básica:
- proceso y productos de fisión y fusión
- tecnología del reactor
- neutrones (propiedades; detección)
- manipulación del combustible irradiado
Formación adicional específica en materia de fabricación de combustible:
- toxicidad de los elementos con alto número atómico y problemas de medición asociados
Formación adicional específica sobre el tratamiento del combustible y la gestión de los residuos:
- química del proceso
- telemanipulación
- problemas especiales de almacenamiento del combustible y de gestión de los residuos
4.2. Industria general
a) Utilización de fuentes selladas
- Problemas específicos:
- control del acceso, sobre todo en lugares alejados
- transporte (por ejemplo, radiografía del emplazamiento, fuentes móviles)
- exposición involuntaria de trabajadores no expuestos a la radiación
- cultura de la seguridad (por ejemplo, manipulación adecuada)
- Posibles riesgos de fuentes selladas específicas
- Ejemplos prácticos de accidentes/usos indebidos que han ocurrido realmente
b) Utilización de fuentes no selladas
- Riesgos de la producción y utilización de isótopos (incluida la utilización involuntaria)
- Aspectos específicos de la gestión de residuos (incluidas las emisiones líquidas y atmosféricas
- Riesgos específicos de la radiación natural
4.3. Investigación y formación
- Posibles riesgos para investigadores y profesores
- Diseño de experimentos (comprensión de los mismos)
- Aceleradores (problemas específicos en el lugar donde se realiza la investigación o se imparte la formación)
- Problemas específicos de los rayos X (por ejemplo, cristalografía)
4.4. Aplicaciones médicas
- Tipos y utilización de diferentes procedimientos y equipos de diagnóstico y terapéuticos
- Información sobre la protección de los pacientes, en particular la legislación de la Unión Europea en materia de protección radiológica en el ámbito de las exposiciones médicas, incluidos los requisitos de las posibles exposiciones y los equipos
- Problemas específicos del control de la exposición
- visitantes/población
- Gestión de residuos hospitalarios
- Diseño de instalaciones especiales (por ejemplo, salas para fines específicos)
4.5. Aceleradores
- Problemas específicos de la detección y medición de las radiaciones (respuesta de los instrumentos)
- Problemas específicos del diseño y el blindaje de los aceleradores.