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PEMEX-REFINACINGERENCIA DE PROTECCINAMBIENTAL Y SEGURIDAD
INDUSTRIAL
DOCUMENTO NORMATIVO
PROCEDIMEINTO PARA ELTRANSPORTE, ALMACENAMIENTO Y
MANEJO DE FUENTES GENERADORASY EMISORAS DE RADIACIONES
IONIZANTES, CAPACES DE PRODUCIRCONTAMINACION EN EL MEDIO
AMBIENTE.
No. de documento:
DG-GPASI-SI-2800
Rev. 1
H O J A D E A U T O R I Z A C I N
P R O P O N E N :
MXICO, D.F. A 30 DE NOVIEMBRE DE 1995
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MANEJO DE FUENTES GENERADORASY EMISORAS DE RADIACIONES
IONIZANTES, CAPACES DE PRODUCIRCONTAMINACION EN EL MEDIO
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DG-GPASI-SI-2800
Rev. 1
H O J A D E A U T O R I Z A C I N
P R O P O N E N :
ING. ARMANDO LEAL SANTA ANA LIC. EMILIO AGUADO CALVET
SUBDIRECTOR DE PRODUCCIN SUBDIRECTOR COMERCIAL
LIC. PEDRO C. GMEZ FLORES ING JOS MANUEL OLIVARES PEZ
SUBDIRECTOR DE DISTRIBUCIN GERENTE DE PROTECCIN AMBIENTAL YSEGURIDAD INDUSTRIAL
A U T O R I Z A :
DR. JAIME MARIO WILLARS ANDRADE
DIRECTOR GENERAL DE PEMEX REFINACIN
MXICO, D.F. A DE DE 1996
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PROCEDIMIENTO PARA EL TRANSPORTE,
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Hoja 1 de 39
n d i c e
T e m a P g i n a
1. Introduccin........................................................................................1
2. Objetivo ..............................................................................................2
3. Alcance ..............................................................................................2
4. Ambito de aplicacin ..........................................................................3
5. Definiciones .......................................................................................4
6. Disposiciones generales....................................................................8
7. Lmites equivalentes de dosis ............................................................8
8. Condiciones de irradiacin............................................................... 10
9. Irradiaciones planeadas y de emergencia .......................................11
10. Fuentes de radiacin ionizante ........................................................ 14
11. Instalaciones radiactivas..................................................................15
12. Condiciones de las instalaciones radiactivas .................................. 17
13. Operaciones industriales con radiacin ionizante ........................... 20
14.Analizadores de aleacin.................................................................21
15. Medidores de nivel contnuo ............................................................23
16. Equipo detector y medidor de la radiacin.......................................24
17. Permisionario, encargado de seguridad radiolgica
y personal ocupacionalmente .......................................................... 26
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18.Autorizaciones.................................................................................. 31
19. Transporte terrestre de materiales radiactivos ................................ 34
20. Informe anual de actividades relevantes de proteccin
radiolgicas en el uso de materiales radiactivos ............................. 35
21. Bibliografa.......................................................................................37
22. Formato ...............................................................................................
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1. Introduccin
A partir del 4 de febrero de 1985, se estableci en la Ley Reglamentaria del
Artculo N. 27 Constitucional en material nuclear, que la seguridad es primordial
en todas las actividades que involucren a la energa nuclear, debiendo tomarse en
cuenta desde la planeacin hasta el desplazamiento de las instalaciones nucleares
y radiactivas y el destino final de esos desechos, definiendo a su vez la seguridad
radiolgica en congruencia con los lineamientos del sistema nacional de proteccin
civil, como aquella que tiene por objeto proteger a los trabajadores, a la poblacin,
a sus bienes as como al ambiente en general, mediante la prevencin y limitacin
de los defectos que puedan resultar de la exposicin a la radiacin ionizante.
2. Objetivo.
Definir los lineamientos de seguridad radiolgica para evitar que el personal que
usa, almacena y/o transporte materiales y equipos que emitan radiaciones, noreciban por este motivo, dosis superiores a los lmites establecidos al respecto, por
las leyes y reglamento en la materia expedidos por las autoridades competentes.
3. Alcance.
Este documento proporciona las reglas bsicas a seguir para desarrollar las
actividades peridicas de proteccin radiolgica para garantizar la seguridad del
personal que utiliza el material radiactivo, as como el publico en general.
4. Ambito de aplicacin.
Este documento es de aplicacin obligatoria en las instalaciones de Pemex
Refinacin.
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5. Definiciones.
5.1. Accidente y/o incidente.- Cualquier evento anormal que involucre a
fuentes de radiacin ionizante.
5.2. Actividad.- Nmero de transiciones nucleares espontaneas que ocurren por
unidades de tiempo de una cantidad dada de material radiactivo.
La unidad de actividad es el becquerel (bq) donde 1 bq = 1-desintegracin/seg. (1 ci = 3.7 x 10 desintegraciones/ seg.).
5.3. Concentracin derivada en aire.- La concentracin derivada en el aire
(cda) para un radionclido determinado es un limite derivado que designa la
concentracin en aire que, de ser respirada por un trabajador durante un
ao laboral de 2,000 horas a un ritmo de respiracin de 1.2 m /hr. Se
alcanzara el limite de incorporacin (lai).
5.4. Contaminacin radiactiva superficial.- La presencia de una substancia
radiactiva sobre una superficie en cantidades superiores a: 4 x 10 bq/m
(10 u ci/cm. ) en el caso de emisiones beta y gamma, o 4 x 10 bq/m (10 u
ci/cm. ), en el caso de emisiones alfa, esta puede ser fija o removible.
5.5. Desechos radiactivos.- Cualquier material que contenga o este
contaminado con radionclidos, o concentraciones o niveles de
radiactividad, mayores a las sealadas por la comisin en la norma tcnica
correspondiente y para el cual no se prev uso alguno.
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5.6. Dosis absorbida.- La energa depositada por la radiacin ionizante en la
materia. Tcnicamente, la dosis absorbida, d, se define como el cociente de
entre dm, donde de es la energa promedio depositada por la radiacin
ionizante en una masa dm. La unidad es el grey (gy) donde 1 gy = 1 jkg
(1 red = 10 jkg).
5.7. Dosis umbral.- El valor de la dosis por debajo de la cual se considera que
un efecto no estocstico determinado no se manifestara.
5.8. Efecto estocstico.- Es aquel en que la probabilidad de que el efecto se
presente, se considera como una funcin de la dosis absorbida, sin que
exista una dosis umbral.
5.9. Efecto no estocstico.- Es aquel que se presentara cuando se rebase una
dosis umbral. La severidad de este tipo de efectos es funcin de la dosis
absorbida.
5.10. Equivalente de dosis.- Con fines de proteccin radiolgica se ha
encontrado conveniente introducir una magnitud fsica que correlaciona la
dosis absorbida con los efectos deletreos tardos. El equivalente de dosis
es la cantidad que resulta de la ecuacin h = d q n, donde d es la dosis
absorbida en gy, q es el factor de calidad y n es el producto de todos los
dems factores modificantes (para rayos x, rayos gamma y electrones es
igual a la unidad). El nombre especial para la unidad de equivalente de
dosis es el silvert (sv). El rem puede ser usado temporalmente y es igual a
0.01 sv.
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5.11. Equivalente de dosis efectivo.- El equivalente de dosis efectivo, He, es la
suma ponderada de los equivalentes de dosis para los diferentes tejidos,
Ht, tanto por radiacin externa como por incorporacin de radionclidos, se
define como:
HE = W t Ht
Donde W t son los valores de ponderacin expresados en el siguiente
cuadro.
TEJIDO Wt
gnadas 0.25
tiroides 0.03
mama 0.15
superficies seas 0.03
medula sea roja 0.12
pulmn 0.12
Resto del cuerpo 0.30
5.12. Equivalente de dosis efectivo.- El equivalente de dosis efectivo
comprometido, He, 50, resultante de una acumulacin de materialradiactivo, es el equivalente de dosis efectivo que se acumulara durante 50
aos como resultado de la incorporacin.
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5.13. Fuente abierta.- Todo material radiactivo que durante su utilizacin puede
entrar en contacto directo con el ambiente.
5.14. Fuentes de radiacin ionizante.- Cualquier dispositivo o material que
emita radiacin ionizante en forma cuantificable.
5.15. Fuente sellada.- Todo material radiactivo permanentemente incorporado a
un material encerrado en una cpsula hermtica, con resistencia mecnica
suficiente para impedir el escape del radioistopo o la dispersin de la
sustancia radiactiva en las condiciones previsibles de utilizacin y desgaste.
5.16. Indices de equivalente de dosis.- En el caso de irradiacin externa del
cuerpo entero, se aplican conceptos de:
5.17. Lmite anual de incorporacin.- Es el lmite secundario para la radiacin
ocupacional interna, y es el valor menor de la incorporacin de un
radionclido determinado en un ao por el hombre de referencia que se
traducira bien en un equivalente de dosis efectivo comprometido de 50 msv
(5 rem) o bien en un equivalente de dosis efectivo comprometido en el
cristalino de 150 msv (15 rem), o un equivalente de dosis comprometido en
cualquier otro rgano o tejido de 500 msv (50 rem).
5.18. Manual de seguridad.- Es un documento cuyo objetivo es que todas las
acciones que involucren fuentes radiactivas, se ejecuten bajo normas yprocedimientos de proteccin radiolgica.
5.19. Permisionario.- Toda persona fsica o moral que posee la titularidad de la
autorizacin permiso o licencia expedida por la Comisin Nacional de
Seguridad Nuclear y Salvaguardias.
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5.20. Personal ocupacionalmente expuesto.- Es aquel que en ejercicio con
motivo de su ocupacin esta expuesto a la radiacin ionizante o a la
incorporacin del material radiactivo. Quedan excluidos los trabajadores que
ocupacionalmente, en el curso de su trabajo puedan estar expuestos a este
tipo de radiacin, siempre que el equivalente de dosis efectivo anual que
reciban no excedan el limite establecido para el pblico en general.
5.21. Radiacin ionizante.- Toda radiacin electromagntica o corpuscular capaz
de producir iones, directa o indirectamente, debido a su interaccin con el
material.
5.22. Radiacin natural.- Radiacin proveniente de fuentes radiactivas distintas
a las consideradas en este procedimiento.
5.23. Zona controlada.- Toda aquella en la que se realicen actividades con
fuentes de radiacin ionizante y en las que el patrn ejerce supervisin ycontrol a fin de brindar la proteccin radiolgica adecuada.
5.24. Zona restringida.- Aquella parte de la zona controlada en donde el ingreso
y la permanencia estn especficamente restringidas para el trabajador.
5.25. Vida media fsica.- Es el tiempo requerido para que un radionclido pierda
el 50% de su actividad, mediante el decaimiento radiactivo, cada
radionclido tiene una vida media propia.
6. Disposiciones generales.
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6.1. En los centros de trabajo donde se manejen fuentes generadoras de
radiaciones ionizantes se debe disponer lo conducente para que la
planeacin, organizacin y funcionamiento de dichos centros se lleve a
efecto de conformidad con este procedimiento y de acuerdo con los
reglamentos y leyes vigentes.
6.1.1. No se probar ninguna prctica a menos un beneficio neto positivo.
6.1.2. El diseo planeacin y aplicacin subsiguiente de las fuentes y
prcticas debern realizarse de manera que aseguren, que las
exposiciones se mantengan tan bajas como razonablemente pueda
lograrse.
6.1.3. El establecimiento de lmites para equivalente de dosis.
6.2. El sistema de limitacin de dosis tiene como finalidad evitar los efectos
estocsticos y limitar la ocurrencia de los estocsticos a un nivel aceptable.
7. Lmites equivalentes de dosis.
7.1. Ninguna persona deber recibir un equivalente de dosis que exceda los
limites correspondientes indicados en este titulo.
7.2. Los lmites equivalentes de dosis indicadas en este titulo no se aplican a la
disposicin medica de pacientes, ni a la debida radiacin natural.
7.3. Para el personal ocupacionalmente expuesto, el limite de equivalente de
dosis efectivo anual he, l, para efectos estocsticos es de 50 msv (5 rem).
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7.4. Para el personal ocupacionalmente expuesto el limite equivalente de dosis
anual para efectos no estocsticos es de 500 msv (50 rem),
independientemente de si los tejidos son irradiados, en forma aislada o
conjuntamente con otros rganos, este limite no se aplica al cristalino para
el cual se establece un limite de 150 msv (15 rem).
7.5. El equivalente de dosis que reciba cualquier rgano o tejido como
consecuencia de la irradiacin, incluir el equivalente de dosis debido a
fuentes externas y el equivalente de dosis comprometido debido a fuentes
internas incorporadas en el mismo intervalo de tiempo.
7.6. Las mujeres ocupacionalmente expuestas que se encuentren embarazadas
o con capacidad reproductiva solo podrn trabajar en condiciones donde la
irradiacin se distribuya lo mas uniformemente posible en el tiempo y que la
probabilidad de que reciban un equivalente de dosis anual mayor a 15 msv
(1.5 rem) sea muy baja.
7.7. Las mujeres ocupacionalmente expuestas que se encuentren en periodos
de gestacin o de lactancia no debern trabajar en lugares donde exista
riesgo de incorporacin de materiales radiactivos.
7.8. Para personas menores de 18 aos, pero mayores de 16 aos sern
considerados como personas ocupacionalmente expuestas sin embargo no
podrn recibir anualmente un equivalente de dosis de cuerpo entero
superior a 15 msv (1.5 rem).
7.9. Con objeto de mantener una vigilancia permanente de las tendencias de
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equivalente de dosis recibido por el personal ocupacionalmente expuesto y
poder optimizar las condiciones de seguridad en el trabajo deber llevarse
un registro del equivalente de dosis mensual del acumulado durante los 12
meses anteriores y del total acumulado durante la vida laboral, y de esto
debe estar informado el trabajador.
7.10. Toda irradiacin recibida por el personal ocupacionalmente expuesto debe
asentarse en el registro del equivalente de dosis del individuo.
7.11. Las personas no ocupacionalmente expuestas que laboren en la proximidad
de zonas controladas o que ocasionalmente en el curso de su trabajo entren
a una zona controlada son considerados como individuos del publico.
7.12. Los lmites de equivalente de dosis para el pblico en general son la dcima
parte de los lmites estipulados en los puntos 7.3 y 7.4 estos lmites han de
aplicarse al grupo crtico de la poblacin o al individuo ms expuesto.
8. Condiciones de irradiacin.
8.1. Las condiciones bajo las cuales un individuo puede verse expuesto a la
radiacin ionizante se clasifican en normales y anormales. Las condiciones
normales de irradiacin son aquellas en las cuales la ocurrencia de la
irradiacin es previsible y puede ser limitada por control de la fuente y por
aplicacin del sistema de limitacin de dosis, en particular estableciendo
procedimientos de operacin satisfactorios.
Las condiciones anormales de irradiacin son aquellas en la que la fuente de
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irradiacin no esta sujeta a control, de modo que la magnitud de toda irradiacin
resultante solo puede limitarse, eventualmente, mediante medidas correctivas.
9. Irradiaciones planeadas y de emergencia.
9.1. Las irradiaciones planeadas se considerarn como casos excepcionales y
se justificarn nicamente cuando las tcnicas que evitan la
sobreexposicin de las personas ocupacionalmente expuestas no sean
practicables o disponibles, estas irradiaciones podrn permitirse siempre
que:
9.1.1. En un solo evento la suma del equivalente de dosis debido a la
irradiacin externa y del equivalente de dosis comprometido debido
a la incorporacin de material radiactivo, no exceda del doble de
los lmites de equivalente de dosis anual establecidos en este
procedimiento.
9.1.2. En la vida del personal ocupacionalmente expuesto la suma del
equivalente de dosis debido a la irradiacin externa y del
equivalente de dosis comprometido debido a la incorporacin de
material radiactivo, no exceda cinco veces los lmites del
equivalente de dosis anual correspondientes.
9.2. El personal que participe en irradiaciones planeadas deber:
9.2.1. Ser consultado para la planeacin de las ocupaciones.
9.2.2. Estar informado acerca de los riesgos que implican las
irradiaciones que excedan los limites de equivalentes de dosis
establecido en este procedimiento.
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9.2.3. Estar adiestrado en las operaciones especificas que se han de
llevar a cabo.
9.2.4. Contar con la conformidad escrita del encargado de seguridad
radiolgica.
9.2.5. Ser provisto de equipo y ropa adecuada para su proteccin a fin de
que la irradiacin externa y la contaminacin sean mnimas.
9.3. El permisionario deber justificar previamente ante la comisin nacional de
seguridad nuclear y salvaguardias cualquier irradiacin planeada.
9.4. Un individuo podr recibir dosis que excedan de los lmites de dosis
equivalente establecidos en este procedimiento, nicamente en
operacionesde emergencia.
9.5. En operaciones de emergencia que tengan por objeto salvar vidas o evitarirradiacin de un gran nmero de personas, el lmite estimado equivalente
de dosis efectivo ser de 1 sv (100 rem), y para manos y antebrazos ser de
3 sv (300 rem).
9.6. Cuando las operaciones de emergencia tengan por objeto acciones distintas
como por ejemplo:
Proteger instalaciones valiosas o controlar incendios el lmite estimado dedosis equivalente efectivo ser de 250 msm (25 rem) y para manos y
antebrazos ser de 1 sv (100 rem).
9.7. El personal que participe en operaciones de emergencia deber:
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9.7.1. Ser de preferencia voluntarios y mayores de 45 aos, cuando no
estn obligados a ello por motivo de sus funciones o
responsabilidades.
9.7.2. Estar informado acerca de los riesgos que implican las
irradiaciones que excedan los limites de equivalente de dosis
establecidos.
9.7.3. Estar adiestrados, si es posible, en las operaciones que se han de
llevar a cabo.
9.7.4. Contar con la conformidad escrita del encargado de seguridad
radiolgica.
9.7.5. Ser provisto de equipos y ropa adecuada para su proteccin a fin
de que la irradiacin sea mnima.
9.7.6. Evitar procreacin durante los 6 meses posteriores a la irradiacin
cuando la dosis equivalente efectiva sea de 1 sv (100 rem) o
mayor.
9.8. Las irradiaciones de emergencia debern limitarse a una sola vez en la vida
del personal ocupacionalmente expuesto.
9.9. Todo equivalente de dosis o de incorporacin accidental, planeada o deemergencia deber asentarse en el registro de equivalente de dosis del
personal ocupacionalmente expuesto, pero se deber distinguir de las
normales.
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9.10. Toda irradiacin accidental o de emergencia que alcance o exceda un
equivalente de dosis efectivo de 250 msv (25 rem), deber comunicarse a la
Comisin Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias, para que se
formulen las recomendaciones que estime convenientes respecto de la
irradiacin laboral futura del personal. La aplicacin de estas
recomendaciones es responsabilidad del permisionario.
9.11. El personal ocupacionalmente expuesto que haya recibido un equivalente
de dosis superior a 100 msv (10 rem), que corresponde al doble del lmite
anual para efectos estocsticos en un solo evento, deber sujetarse a
examen mdico y podr seguir su trabajo rutinario si no existe objecin
desde el punto de vista mdico y conforme a lo establecido en la Ley
Federal del Trabajo.
10. Fuente de radiacin ionizante.
10.1. Los dispositivos generadores de radiacin ionizante y los equipos que
contengan fuentes de radiacin ionizante debern contar con sistemas de
seguridad apropiados que impidan su uso por personal no autorizado.
10.2. El permisionario solo podr modificar, el diseo, las condiciones de
operacin y el uso de los equipos sealados en el punto 10.1, si cuenta con
autorizacin previa de la Comisin Nacional de Seguridad Nuclear y
Salvaguardias.
10.3. Para efectos de este procedimiento los materiales radiactivos se clasifican
en fuentes selladas y fuentes abiertas.
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10.4. Las fuentes selladas deben someterse a prueba de fuga al momento de su
recepcin y despus en forma peridica, de acuerdo a las condiciones
establecidas en la licencia expedida por la Comisin Nacional de Seguridad
Nuclear y Salvaguardias. El resultado de esta prueba deber enviarse a la
citada Comisin , junto con el reporte anual de actividades, pero en caso de
que se detecte fuga se deber notificar inmediatamente.
10.5. Se considera que una fuente sellada es hermtica cuando el resultado de la
prueba de fuga sea inferior a 185 bq (5 nci) de material radiactivo removible
para fuentes diferentes al Radio Ra 226. Para fuentes de Ra 222 en 24
horas no debe ser mayor o igual a 37 bq (1 nci).
10.6. Las fuentes abiertas deben almacenarse en recipientes cerrados que
impidan su dispersin. El diseo mecnico de los recipientes deber
considerar las presiones que pudieran producirse y deben facilitar la
manipulacin de las fuentes.
11. Instalaciones radiactivas.
11.1. La Comisin Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias clasifica las
instalaciones radiactivas como sigue:
Tipo I.- Aquellas en la que se producen, fabrican, almacenan o usan
fuentes selladas o dispositivos generadores de radiacinionizante.
Tipo II.- Aquellas en las que se producen, fabrican, o usan fuentes
abiertas.
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11.2. Atendiendo a la magnitud del riesgo relacionado con las operaciones en las
que se involucren fuentes de radiacin, las instalaciones a que se refiere el
tipo I, se clasifican a su vez en tres tipos a, b y c.
11.3. Se consideran como instalaciones tipo I-A, aquellas que tengan instalados
irradiadores en los que las fuentes salen del blindaje durante su operacin o
aceleradores de partculas con energas iguales o mayores a 10 mev.
11.4. Se consideran como instalaciones tipo I-B aquellas en las que se tengan
instalados irradiadores en los que las fuentes no salen del blindaje durante
su operacin o aceleradores de partculas con energas menores de 10
mev. Pertenecen a este tipo, las instalaciones fijas en que las se realicen
trabajos de radiografa industrial.
11.5. Se consideran como instalaciones tipo I-C, aquellas en las que se haga uso
de aplicadores oftlmicos, medidores de espesor, densidad o nivel, o
eliminadores y medidores de electricidad esttica.
11.6. Atendiendo a la actividad y radiotoxicidad de las fuentes de radiacin que se
utilicen, las instalaciones tipo II se clasifican en tres grupos: a, b y c.
11.7. Son instalaciones tipo II-A, aquellas en las que pueden estar presentes, en
cualquier momento, ms de 370 bq (10 m ci) de radionclidos de muy alta
radiotoxicidad o ms de 370 g bq (10 ci) de radionclidos de baja
radiotoxicidad.
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11.8. Son instalaciones tipo II-B, aquellas en la que pueden estar presentes, en
cualquier momento, hasta 370 bq (10 m ci) de radionclidos de muy alta
radiotoxicidad, hasta 3.7 g bq (100m ci) de radionclidos de alta
radiotoxicidad, hasta 37 g bq (1 ci), de radionclidos de moderada
radiotoxicidad, o hasta 370 g bq (10 ci) de radionclidos de baja
radiotoxicidad.
11.9. Son instalaciones tipo II-C, aquellas en las que pueden estar presentes en
cualquier momento , hasta 370 k bq (10 u ci) de radionclidos de muy alta
radiotoxicidad, hasta 3.7 u bq (100u ci), de radionclidos de alta
radiotoxicidad hasta 37u bq (1u ci) de radionclidos de moderada
radiotoxicidad o hasta 370u bq (10u ci) de radionclidos de baja
radiotoxicidad.
12. Condiciones de las instalaciones radiactivas.
12.1. En el diseo de las instalaciones radiactivas se deben tomar en
consideracin entre otros aspectos los siguientes: clasificacin y utilizacin
de fuentes; carga de trabajo, factores de uso y materiales de construccin
de las barreras primarias y secundarias; distancias de las fuentes a las
reas ocupadas por individuos; factores de ocupacin de las reas
adyacentes a la instalacin y niveles de radiacin y concentraciones
derivadas en el aire a fin de que cumplan las disposiciones del capitulo 7 de
este procedimiento.
12.2. En toda instalacin radiactiva se establecern zonas controladas en las que
el permisionario ejercer supervisin y control con el propsito de brindar la
proteccin radiolgica adecuada.
12.3. De acuerdo a los niveles de radiacin esperados y para un mejor control
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radiolgico, dentro de la zona controlada se definirn segn el caso, las
siguientes:
12.3.1. Zona de radiacin.- Aquella accesible nicamente al personal
expuesto, en la que el equivalente de dosis a cuerpo entero,
pudiera ser superior a 0.05 msv (5 rem) en una hora o a 1 msv (100
rem) en cualquier perodo consecutivo de cinco das.
12.3.2. Zona de alta radiacin.- Aquella accesible nicamente al personal
ocupacionalmente expuesto, en la que el equivalente de dosis a
cuerpo entero en una hora, pudiera ser superior a 1 msv (100 rem).
12.3.3. Zona de material radiactivo suspendido en el aire.
12.3.3.a. Aquella que normalmente no se encuentra ocupada por
personas y en la que la concentracin de material
radiactivo existente, sea superior a la indicada en la
norma tcnica correspondiente.
12.3.3.b. Aquella que puede estar ocupada por personal
ocupacionalmente expuesto y en la que la concentracin
de material radiactivo existente, promediada con el
tiempo de permanencia semanal de personal en la zona,
sea superior al 25% de concentracin indicada en la
norma tcnica mencionada en el inciso anterior.
12.4. Las zonas controladas, las de radiacin, las de alta radiacin y las de
material radiactivo suspendido en el aire, deber existir sealizacin,
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controles de acceso apropiado, instrucciones para emergencias y rutas de
evacuacin.
12.5. Previamente al inicio de operaciones, toda instalacin radiactiva deber
contar con un plan de emergencia, congruente con los lineamientos del
Sistema Nacional de Proteccin Civil basado en el estudio de las
consecuencias radiolgicas de los accidentes que pueden suceder en la
instalacin.
12.6. El plan de emergencia tendr los propsitos de: restringir la exposicin a la
radiacin mantenindola tan baja como razonablemente pueda lograrse,
procurar que los equivalentes de dosis se mantengan abajo de los lmites
establecidos, y controlar el accidente que se llegase a presentar y obtener
la informacin necesaria para determinar las causas y consecuencias de
dicho accidente. El plan de emergencia deber constar de los siguientes
requisitos mnimos.
12.6.1. Los procedimientos y equipos para las mediciones radiolgicas
necesarias para evaluar y determinar la situacin creada por los
accidentes.
12.6.2. Las medidas de proteccin necesarias para reducir las
exposiciones a las radiaciones ionizantes.
12.6.3. Los medios y recursos que se disponen para llevar a cabo las
medidas de proteccin a que se refiere el punto 7.6.2.
12.6.4. Los niveles de intervencin que servirn de gua para aplicar las
medidas a que se refieren los puntos anteriores.
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12.6.5. Establecer medidas de proteccin a la poblacin circundante
congruente con los lineamientos del sistema nacional de proteccin
civil.
13. Operaciones industriales con radiacin ionizante.
13.1. Cuando se operen equipos como: radiografa industrial para inspeccin de
materiales, analizadores de aleaciones con fuentes de rayos x, medidores
de nivel contnuo en recipientes con fuentes Co 60 y Cs 137, el encargado
de seguridad radiolgica debe efectuar el levantamiento de niveles de
radiacin en las diferentes condiciones de operacin de los equipos, para
determinar la distancia mnima a la que, tanto los trabajadores
ocupacionalmente expuestos, como los individuos ajenos a estas
actividades deben colocarse respecto a la fuente, con objeto de no
exponerse a niveles de radiacin que rebasen los limites de dosis
equivalentes.
13.2. De acuerdo al levantamiento de niveles de radiacin, deben determinarse
los blindajes y la ropa de trabajo especficos para cada operacin, tales
como espesores mnimos de pared, de plomo, cristales emplomados,
guantes de hule, etc.
13.3. La zona a la cual se realiza la aplicacin debe estar acordonada, formando
un rea restringida a la que no deben tener acceso personas ajenas a la
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operacin y para ello deben colocarse letreros con el smbolo internacional
de radiacin ionizante con anuncios de peligro, mantenerse alejado, en
todos los sitios de acceso.
13.4. El encargado de seguridad radiolgica del centro de trabajo donde se
operan fuentes y equipo radioactivos o se presten servicios de
radiografiado, debe elaborar o solicitar en su caso a los contratistas, las
curvas isodsicas y las dosis a un metro de las fuente y equipos radiactivos,
dentro de sus blindajes y cuando estn en operacin.
13.5. El encargado de seguridad radiolgica del centro de trabajo donde se
efecten gammagrafas, se operen medidores de nivel continuo con fuentes
radiactivas o se trabaje con analizadores de aleaciones, debe verificar que
los equipos que se usarn cuenten con los dispositivos de seguridad que
originalmente marca el fabricante, como blindaje, controles remotos,
dispositivos de cierre y apertura, alarmas visibles y dispositivos de limitacin
del tiempo de exposicin.
13.6. Las operaciones de radiografiado industrial con fuentes de rayos gamma y
de los medidores de nivel con fuentes de rayos x, deben ser supervisadas
por el encargado de seguridad radiolgica a manera de comprobar que los
trabajos se desarrollan en condiciones de exposicin por debajo de lmites
de dosis equivalente permisibles.
14. Analizadores de aleacin.
En las instalaciones de Pemex Refinacin donde se usen analizadores de
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aleacin, se debe obtener la autorizacin de la Comisin Nacional de Seguridad
Nuclear y Salvaguardias para el licenciamiento de uso y posesin de fuentes
radiactivas.
El analizador de aleaciones usa fuentes de radioistopos que emiten rayos X,
aunque la intensidad de la radiacin es baja, deben tomarse en cuenta en su
operacin, las siguientes recomendaciones de seguridad contra la radiacin:
14.1. Tener autorizacin del encargado de seguridad radiolgica para operar el
instrumento. Dicha autorizacin no es transferible.
14.2. Cuando algunos de los indicadores de los compartimientos est en posicin
ON (abierto), hay radiacin de rayos X por la abertura, cuando ambos
indicadores estn en OFF (cerrado), el nivel externo de radiacin es
insignificante, por lo tanto despus de cada operacin se debe verificar que
los indicadores estn en el color amarillo o sea en OFF (cerrado) esto es,
que las fuentes estn cerradas.
14.3. No operar el instrumento sin tener una muestra sobre la ventanilla.
14.4. Si la muestra es pequea que no cubra la ventana, no sostenga con los
dedos la muestra, debe usar medios mecnicos y retirarse 30 cm. De la
ventana como mnimo.
14.5. Nunca apuntar la ventana del probador del analizador en operacin hacia
otra persona.
14.6. Si el compartimiento no cierra debidamente, ya sea que uno de los
indicadores no muestra OFF, cubrir inmediatamente la abertura con una
muestra de tamao completo o con la muestra que tiene el aparato para
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este fin, y avisar al encargado de seguridad radiolgica.
14.7. Recuerde, an cuando el aparato est apagado electrnicamente un
compartimiento que presente fallas puede quedar abierto parcialmente, si
esto ocurre, coloque la laminilla especial de plomo para cubrir la abertura y
guarde el probador en su estuche y avise al encargado de seguridad
radiolgica.
14.8. No trate de examinar los comportamientos mirando por la abertura de la
ventanilla.
14.9. Nunca debe conectarse el cable del probador durante la medicin, ya que
puede dejar abierto alguno de los compartimientos, igualmente si el cable
sufre un dao severo tambin pueden quedar abiertos los compartimientos,
en caso de esta emergencia, debe colocarse la laminilla de plomo en la
ventanilla y avisar al encargado de seguridad radiolgica.
15. Medidores de nivel contnuo.
En las instalaciones de Pemex Refinacin donde se usen medidores de nivel
contnuo con fuentes radioactivas, se debe tener licenciamiento para uso y
posesin de dichas fuentes autorizado por la Comisin Nacional de Seguridad
Nuclear y Salvaguardias, para lo cual se debe entregar una solicitud en formato
oficial. Un informe de seguridad radiolgica y un manual de procedimientos de
seguridad radiolgica.
Estos procedimientos deben ser: Procedimiento para instalar los medidores de
nivel, dejndolos alineados hacia el detector; Procedimiento para sacar de
operacin el equipo, Procedimiento de emergencia en caso de que suceda un
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accidente con las fuentes radiactivas y Procedimiento para levantamiento de
niveles de radiacin y prueba de fuga.
15.1. En el procedimiento de alineacin de la fuente con el detector se deben dar
las reglas bsicas para operar el obturador de la fuente, las mediciones de
niveles de radiacin alrededor del detector y las medidas de seguridad
necesarias.
15.2. En el procedimiento para sacar de operacin el equipo se deben dar las
reglas bsicas para cerrar el obturador del sistema, el aseguramiento del
candado, las mediciones de nivel y las medidas de seguridad.
15.3. En los procedimientos de emergencia se deben dar los planes a ejecutar en
caso de que el contenedor sufra golpes o cadas, sea alcanzado por un
incendio o una explosin con el fin de localizar la fuente, determinar
posibles fugas de material radiactivo, el tiempo de exposicin de los
operarios y el manejo del contenedor daado.
15.4. En los procedimientos para efectuar la prueba de fuga y el levantamiento de
niveles de radiacin se debe indicar las reglas bsicas para llevar a cabo
estas actividades con seguridad.
15.5. En caso de reparacin de los equipos que tienen estos medidores de nivel
contnuo, no debe permitirse la entrada a ningn trabajador, ni ejecutar
ningn trabajo cerca de estos equipos, antes de sacarlos de operacin
como se indic en el punto 10.2.
16. Equipo detector y medidor de la radiacin.
16.1. Cuando se manejen materiales radiactivos se tiene que cumplir con un
programa de proteccin radiolgica, y para esto se requiere:
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16.1.1. Un equipo detector y medidor de la radiacin en el rea y para
estos casos se utilizarn detectores Geiger-Muller o detectores
de centelleo.
16.1.2. Equipo para dosimetra personal para monitorear cuanta radiacin
recibe el personal ocupacionalmente expuesto y los hay de bolsillo
o cmara de ionizacin, de pelcula y termoluminicentes.
16.2. Los equipos que se utilicen debern estar diseados de manera que su
funcionamiento no se vea afectado por las condiciones ambientales y
efectos mecnicos como humedad, temperatura, humos, contaminantes
qumicos, golpes y vibraciones.
16.3. Los equipos a los que se refiere el punto 11.1 debern ser calibrados
peridicamente conforme a lo establecido en la licencia o permiso
autorizado por la comisin.
16.4. El permisionario deber llevar un registro de calibracin en la que se
asiente como mnimo:
16.4.1. Procedimiento empleado.
16.4.2. Marca, modelo y nmero de serie del equipo calibrado.
16.4.3. Marca, modelo, nmero de serie, radioistopo, actividad y fecha de
calibracin de la fuente de radiacin, utilizada como referencia.
16.4.4. Factores de calibracin.
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16.4.5. Linealidad y respuesta direccional del instrumento.
16.4.6. Fecha, nombre y firma de quien realiz la calibracin.
16.5. La precisin de los equipos de deteccin y medicin de la radiacin
ionizante debern satisfacer los requerimientos establecidos por la
Comisin.
16.6. Los equipos debern etiquetarse con la fecha y los factores de calibracinpara cada escala y en su caso las grficas de calibracin.
17. Permisionario, encargado de seguridad radiolgica y personal
ocupacionalmente expuesto.
La organizacin interna del permisionario deber contar con un grupo de seguridad
radiolgica que tendr bajo su direccin y vigilancia todo lo relacionado con la
proteccin radiolgica en el centro de trabajo y depender directamente del titularde la licencia, el jefe de grupo se le llamar encargado de seguridad radiolgica.
17.1. Obligaciones del permisionario.
17.1.1. El permisionario ser el responsable directo de la seguridad
radiolgica del centro de trabajo ante la Comisin Nacional de
Seguridad Nuclear y Salvaguardias.
17.1.2. Registrar ante la Comisin al grupo de seguridad radiolgica y al
personal ocupacionalmente expuesto, documentando su nivel de
estudios y capacitacin.
17.1.3. Apoyar al encargado de seguridad radiolgica en todos los
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aspectos relacionados con la elaboracin, ejecucin, supervisin y
modificacin del programa de seguridad radiolgica.
17.1.4. Proporcionar al personal ocupacionalmente expuesto, el
entrenamiento, informacin, vestuario y equipos adecuados al
trabajo que realicen as como atencin medica necesaria.
17.1.5. Cumplir con los compromisos contrados al obtener la licencia ante
la Comisin Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias.
17.1.6. Dar aviso y entregar informes a la Comisin en caso de accidentes
radiolgicos o robo y/o extravo de las fuentes radiactivas.
17.1.7. Vigilar que el encargado de seguridad radiolgica cumpla con sus
funciones.
17.1.8. Elaborar y mantener en condiciones operativas los planos de
emergencia.
17.2. Obligaciones del encargado de seguridad radiolgica.
17.2.1. El encargado de seguridad radiolgica se clasificar en a, b, y c
segn el tipo de instalacin radioactiva que tenga a su cargo
(punto no. 11 ).
17.2.2. Establecer los procedimientos de seguridad radiolgica aplicables
a la posesin, uso, almacenamiento, transporte y disposicin final
de los materiales radiactivos para su revisin y/o aprobacin en su
caso de la Comisin Nacional de Seguridad Nuclear y
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17.2.3. Adiestrar y calificar al personal ocupacionalmente expuesto en la
aplicacin de normas y procedimientos de seguridad radiolgica,
as como vigilar su cumplimiento.
17.2.4. Establecer programas de proteccin radiolgica, para
determinacin, registro, anlisis y evaluacin de la dosis
equivalentes recibida por el personal ocupacionalmente expuesto.
17.2.5. Identificar las zonas o lugares que potencialmente puedan causar
exposicin a la radiacin.
17.2.6. Comunicar de inmediato al permisionario cualquier hecho que
indique un aumento de riesgo de exposicin a la radiacin, a fin de
tomar las medidas correctivas pertinentes.
17.2.7. Notificar de inmediato a la Comisin cualquier robo o extravo de
las fuentes radiactivas.
17.2.8. Desarrollar procedimientos para mantener la exposicin a la
radiacin del personal ocupacionalmente expuesto, tan baja como
razonablemente sea posible, pero inferior a los limites
equivalentes de dosis establecidos.
17.2.9. Elaborar programa de prueba del buen funcionamiento y
calibracin de todo el equipo detector y medidor de radiacin
ionizante del centro de trabajo.
17.2.10. Vigilar y tramitar la eliminacin de desechos radiactivos con las
instituciones correspondientes notificando a la comisin.
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17.2.11. Llenar registro de prueba de fuga de las fuentes de radiacin
ionizantes en los periodos establecidos.
17.2.12. Estar presente durante el desarrollo de las inspecciones,
auditorias, verificaciones y reconocimientos que practique la
Comisin al permisionario.
17.2.13. Elaborar documentacin necesaria para obtencin de licencias o
permisos.
17.2.14. Coordinar y supervisar las operaciones que se lleven a cabo en
caso de un accidente radiolgico avisando de este hecho a la
Comisin.
17.2.15. Cumplir con las dems obligaciones que seale el Reglamento
General de Seguridad Radiolgica y las obligaciones contraidas
ante la Comisin de Seguridad Nuclear y Seguridad al obtener el
licenciamiento.
17.3. Obligaciones del personal ocupacionalmente expuesto.
17.3.1. Conocer y aplicar los principios bsicos de seguridad radiolgica.
17.3.2. Evitar toda exposicin innecesaria a la radiacin de su persona y
del pblico.
17.3.3. Cuidar y vigilar que cuando se dejen de utilizar las fuentes de
radiacin ionizante se encuentren en condiciones adecuadas de
seguridad.
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17.3.4. Conocer y aplicar correctamente las normas y procedimientos
contenidos en el Manual de Seguridad
Radiolgica y en el plan de emergencia del centro de trabajo.
17.3.5. Conocer y aplicar el manejo correcto del equipo detector y medidor
de las radiaciones ionizantes, as como de los dispositivos de
seguridad radiolgica y de los factores blindaje, distancia y tiempo
en el grado que lo requieran sus funciones.
17.3.6. Portar durante su jornada de trabajo los dosmetros personales que
se requieran de acuerdo a lo estipulado en el Manual de Seguridad
Radiolgica.
17.3.7. Enterarse de los equivalentes de dosis que ha recibido en el
desempeo de sus labores.
17.3.8. Informar al encargado de seguridad radiolgica cualquier situacin
de alto riesgo, incidente o accidente radiolgico.
18. Autorizaciones.
Para solicitar una autorizacin de adquisicin, importacin, exportacin, posesin,
uso, transferencia, transporte, almacenamiento y destino o disposicin final de
material radiactivo y disposiciones generales de radiacin ionizante, el interesado
deber presentar ante la Comisin Nacional de Seguridad Nuclear y salvaguardias.
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PROCEDIMIENTO PARA EL TRANSPORTE,
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La documentacin e informacin que se seala en el reglamento de seguridad
radiolgica en el papel membretado de la empresa solicitante y debidamente
firmados por el representante legal y el candidato propuesto para encargado de
seguridad radiolgica.
18.1. Para el transporte de material radiactivo se deben cumplir los siguientes
requerimientos:
18.1.1. Presentar una solicitud en la forma oficial a la Comisin Nacional
de Seguridad Nuclear y salvaguardias.
18.1.2. Exhibir el acta constitutiva de la empresa, en cuyo objeto social
deber estar incluido el transporte de material radiactivo.
18.1.3. Proponer a una persona para encargado de seguridad radiolgica.
18.1.4. Proponer personas que van a fungir como personal
ocupacionalmente expuesto.
18.1.5. Describir el material radiactivo que se pretende transportar as
como los contenedores y embalajes de traslado.
18.1.6. Detallar el plan de seguridad fsica y radiolgica describiendo el
equipo y dispositivos de seguridad.
18.1.7. Detallar la ruta que seguir el vehculo que transportara el material.
18.1.8. Describir los procedimientos de recepcin y entrega.
18.1.9. Fianza o caucin de institucin o empresa legalmente autorizada
para garantizar daos causados por la radiacin ionizante a
terceros.
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18.2. Para solicitar autorizacin de adquisiciones y transferencia de fuentes de
radiacin ionizante el interesado deber cumplir con los siguientes
requisitos.
18.2.1. Solicitud en forma oficial correspondiente.
18.2.2. Acta constitutiva de la empresa.
18.2.3. Fianza o caucin de la institucin o empresa para garantizar daosde las radiaciones ionizantes a terceros.
18.2.4. Se debe anexar la informacin relativa a:
18.2.4.a. Actividad y radioistopos por productos y forma fsica
qumica.
18.2.4.b. Categora de bultos y tipo de embalajes utilizados en el
transporte.
18.2.4.c. Programa de adiestramiento en proteccin radiolgica a
los permisionarios para la utilizacin de las fuentes
radiactivas.
18.2.4.d. Plan de asesora tctica y administrativa queproporcionara el solicitante durante el almacenaje en
transito de las fuentes de radiacin ionizante.
18.2.4.e. Programa de entrega de las fuentes.
18.2.4.f. Condiciones de fsica y radiolgica que aplicara el
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solicitante durante el almacenaje en transito de las
fuentes de radiacin ionizantes.
18.3. Para solicitar autorizacin para importacin de fuentes radiactivas, los
interesados debern presentar por escrito ante la comisin lo siguiente:
18.3.1. Nmero de la autorizacin, permiso o licencia de operacin del
destinatario.
18.3.2. Radioistopos; actividad; forma fsica y qumica; y especificaciones
del equipo que contiene el material radiactivo o las
especificaciones del equipo generador de radiaciones ionizantes.
18.3.3. Aduana por donde se pretende efectuar la importacin.
18.3.4. Tipo de bultos, embalajes o contenedores que utilizarn en el
transporte.
18.3.5. Copia de pedimento de importacin.
18.3.6. Plan de seguridad fsica y radiolgica.
18.4. Para tramitar la autorizacin de exportacin de fuentes de radiacinionizantes el solicitante deber presentar por escrito ante la comisin lo
siguiente:
18.4.1. Nmero de autorizacin, permiso o licencia de operacin del
permisionario.
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18.4.2. Radioistopos; actividades; forma fsica y qumica y
especificaciones del equipo que contiene el material radiactivo.
18.4.3. Aduana por donde se pretende efectuar la exportacin.
18.4.4. Nombre, direccin y telfono del destinatario.
18.4.5. Plan de seguridad fsica y radiolgica.
18.4.6. Original de autorizacin de transporte de material radiactivo.
18.4.7. Copia de pedimento de importacin.
19. Transporte terrestre de materiales radiactivos.
19.1. Cuando se transporten materiales radiactivos debe hacerse todo lo posible
para reducir los riesgos de irradiacin, estableciendo condiciones mnimas
de blindaje distancia y tiempos mximos de exposicin o una combinacinde ellas.
19.2. En los costados del vehculos utilizado se deben colocar etiquetas y marcos
para indicar la presencia de materiales radiactivos.
19.3. Los vehculos que transporten materiales radiactivos debe circular
preferentemente de da.
20. Informe anual de actividades relevantes de proteccin radiolgicas en el uso
de materiales radiactivos.
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La Comisin Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias, al otorgar una
licencia para uso y posesin de fuentes radiactivas establece las actividades
peridicas de proteccin radiolgica en las instalaciones siguiendo un programa
que garantice la seguridad del personal que utiliza el material radiactivo as como
el pblico en general, en base a lo anterior se debe elaborar un informe anual de
proteccin radiolgica que demuestra en forma objetiva el trabajo que desempean
el encargado de seguridad radiolgica y el representante legal en cumplimiento de
las responsabilidades adquiridas ante la comisin nacional de seguridad nuclear ysalvaguardias al haber solicitado el licenciamiento.
20.1. La informacin que debe presentarse a la Comisin Nacional de Seguridad
Nuclear y Salvaguardias es la siguiente:
20.1.1. La descripcin de las actividades relevantes desarrolladas en
materia de seguridad radiolgica de acuerdo a los compromisos
establecidos y basado en el programa anual de actividades a
realizar por el encargado de seguridad radiolgica. (formato N. 1).
20.1.2. Relacin actualizada del personal ocupacionalmente expuesto,
auxiliar y encargado de seguridad radiolgica, movimientos de
altas y bajas en el ultimo ao de operaciones, as como cursos de
reentrenamiento del personal en proteccin radiolgica, exmenes
mdicos y grficas de dosimetra personal mensual acumulada.
20.1.3. Relacin actualizada de las fuentes radiactivas del centro de
trabajo indicando nmeros de series de los contenedores,
anexando las pruebas de fuga de las fuentes selladas y el reporte
de niveles de radiacin.
20.1.4. Relacin actualizada de los equipos porttiles detectores de
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radiacin anexando los certificados de calibracin
correspondientes al perido anual.
20.1.5. Reportes de incidentes o accidentes en los que se haya visto
involucrado el material radiactivo del centro de trabajo.
20.1.6. Copias de las minutas y documentos generados en reuniones entre
directivos y el personal ocupacionalmente expuesto y el encargado
de seguridad radiolgica.
20.1.7. Descripcin de las modificaciones que se hayan realizado a la
instalacin radiactiva durante el ao.
20.1.8. Reporte del mantenimiento y/o reparacin del contenedor que
alberga la fuente(s) radiactiva(s).
20.1.9. Descripcin de las modificaciones que hayan hecho en los
procedimientos de trabajo.
20.1.10. Debern indicarse los cambios en la organizacin relativos a la
razn social y al nombramiento de un nuevo representante legal
independiente de que se haya notificado a la Comisin en su
momento.
21. Bibliografa .
21.1. Reglamento de seguridad radiolgica de la Comisin Nacional de Seguridad
Nuclear y Salvaguardias.
21.2. Norma N. 05.1.35 de uso, almacenamiento y transportes de materiales y
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equipos que emiten radiacin.
21.3. Gua para el informe de Seguridad Radiolgica de la Comisin Nacional de
Seguridad Nuclear y Salvaguardias.
21.4. Instructivo N.12 de la Secretara del Trabajo y Previsin Social.
21.5. Manuales de seguridad radiolgica de las plantas U-10, TCC, RR-2 de
la Refinera Ing. Antonio M. Amor.
21.6. Manual de seguridad radiolgica para analizadores de aleaciones de la
Refinera Ing. Antonio M. Amor.
PEMEX REFINACION GERENCIA DE PROTECCION AMBIENTAL Y SEGURIDAD INDUSTRIAL
PROGRAMA ANUAL DE ACTIVIDADES A REALIZAR POR EL ENCARGADO DE SEGURIDAD RADIOLOGICA
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ENE FEB MAR ABR MAY JUN JUL AGO SEP OCT NOV DIC
1.VISITA AL LUGAR DE TRABAJO
2.REALIZACION DE PRUEBAS DE FUGA
3.MANTENIMIENTO DE LOS CONTENEDORES Y ACCESORIOS
4.REALIZACION DE LA CALIBRACION AL EQUIPO DETECTOR
5.MANTENIMIENTO DE LOS EQUIPOS GM, AS Y DOS METROS
6.MANTENIMIENTO DE LOS VEHICULOS
7.MANTENIMIENTO DE LAS INSTALACIONES
8.ADIESTRAMIENTO Y CURSOS DE REENTRENAMIENTO
9.PRACTICAS DE ADIESTRAMIENTO
10.EVALUACION DE LOS EQUIVALENTES DE DOSIS DEL P.D.E.
11.REUNION CON R.I. PARA EVALUACION DE ACTIVIDADES
12.INFORME SEGURIDAD RADIOLOGICA
13.EVALUACION DE EXAMENES MEDICOS
14.MEDICION DE LOS NIVELES DE RADIACION
ES COMPROMISO DE ESTA EMPRESA REALIZAR LAS ACTIVIDADES ARRIBA INDICADAS DE ACUERDO AL CALENDARIOESTABLECIDO POR LOS RESPONSABLES
RAZON SOCIAL N DE LICENCIA FECHA
REPRESENTANTE LEGAL ENCARGADO DE SEGURIDAD RADIOLOGICA
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Indice
A Alcance. Ambito de aplicacin.
Analizadores de aleacin. Autorizaciones.
B Bibliografa.
C Condiciones de irradiacin. Condiciones de instalaciones
radiaoctivas.
D Definiciones. Disposiciones generales.
E El personal que participe en
irradiaciones. Equipo detector y medidor de
radiaciones.
F Fuente de radiacin ionizante.
I Informe anual de actividades
relevantes de proteccin. Instalaciones radiactivas. Irradiaciones planeadas y de
emergencia.
L Limite equivalente de dosis.
M Medidores de nivel continuo.
O Operaciones industriales con
radiaciones ionizante.
P Permisionario encargado de
seguridad radiolgica.
T Transporte terrestre de materiales
radiactivos.Z Zona de radiacin. Zona de alta radiacin.