Informe de análisis técnico – jurídico en materia de Seguridad e Higiene en el Trabajo. Parte 1

ÍNDICE:

1. Historia de la Fábrica de Uranio de Andujar.
2. ¿Qué son las Radiaciones Ionizantes?
3. La tragedia de la FUA: Lo que cuentan de los trabajadores en los medios de comunicación.
4. Normas sobre medidas de Seguridad e Higiene en el Trabajo que se debieron aplicar durante el periodo (1959-1981) de funcionamiento de la Fábrica de Uranio de Andujar.
5. Relación causa-efecto: Conclusiones.
6. Bibliografía

1.- Historia de la Fábrica de Uranio de Andújar:

En el mes de noviembre de 1959 fue puesta en marcha, en el término municipal de Andújar (Jaén), la Fábrica de Uranio “General Hernández Vidal”, cuyo nombre está dedicado al General Eduardo Hernández Vidal, que fue nombrado Presidente de la Junta de Energía Nuclear por decreto de 4 de julio de 1955, nombrado Director General de Energía Nuclear por decreto de 8 de marzo de 1957, y cesado de ambos cargos por decreto de 8 de agosto de 1958.

La Fábrica de Uranio de Andujar se montó para tratar los minerales de uranio de la zona Sur de España. Inicialmente se trataron los minerales de las minas descubiertas por la JEN (Junta de Energía Nuclear) en Sierra Morena, en concreto en la zonas del Santuario de la Virgen de la Cabeza, situado en el término municipal de Andujar (Jaén), y de Cardeña (Ciudad Real).

Ante los resultados satisfactorios de los estudios técnicos y económicos realizados a escala de laboratorio y en planta piloto, la Dirección General de la JEN, en el otoño de 1955 encargó a la entonces Sección de Química Industrial de dicho organismo, la redacción de un anteproyecto para la construcción de una fábrica con capacidad de tratamiento de una 50 Tm/día de mineral, así como los estudios necesarios para la ubicación del emplazamiento de la misma. Dichos estudios se realizaron en el periodo de 1955-1956, culminando con la compra de unos terrenos próximos a la ciudad de Andujar (Jaén).

El anteproyecto, que incluía los estudios técnicos y económicos quedó finalizado en el mes de febrero de 1956. Aprobado por la Dirección General de la JEN en sus líneas generales, se ordenó la redacción del Proyecto definitivo, pero aumentando la capacidad de producción hasta 200 Tm/día de mineral en fase seca.

La redacción del proyecto y la coordinación de los trabajos fue realizada por la recién creada División de Materiales de la JEN, a través de su Sección de Instalaciones Industriales, siendo nombrado Jefe de la última Manuel Perarnau Perramón.

Colaboran en el proyecto, de una parte, la Sección de Plantas Piloto de la División de Materiales bajo la jefatura de Adolfo Pérez Luiña, a la cual se le encomendó la realización de todos los estudios técnicos necesarios; y por otra parte la Sección de Planificación y Obras de la JEN, cuya Jefatura era ostentaba por el Ingeniero Militar José María Laguna, que fue la encargada de realizar el Proyecto de Obra Civil y Dirección de la misma.

Las obras fueron realizadas en la primavera del año 1956 y parte del 1957, con la urbanización general de la zona, la construcción del Parque de Minerales, y la captación de agua del río Guadalquivir. Entre los años 1957 y 1958 se construyeron todos los edificios y demás instalaciones auxiliares.

Durante el año 1958, tuvo lugar la construcción y montaje de la instalación de Trituración y Desmuestre, Silos y Molienda, así como la construcción de los edificios principales de Fabricación y Caseta de Bombas de Espesadores y el tendido de toda la red de servicios.

Finalmente de enero a noviembre de 1959 tuvieron lugar el montaje de toda la maquinaria e instalaciones del proceso químico. El objetivo principal era el beneficio de minerales de uranio de relativa baja ley (0,1-0,15 % de U₃O₈) para conseguir un concentrado de riqueza superior al 75 % de U₃O₈. Como fin secundario se recuperaba cobre en forma de concentrados de flotación y cáscara de cobre, con riquezas superiores al 15% y al 70 %, respectivamente.

El proceso químico consistía en que la mena del mineral contiene óxido de uranio (IV) se trata primero con un agente oxidante, como el ión hierro (III), para producir óxido de uranio (VI), UO₃:

UO₂(s) + H₂O (l) —– UO₃ (s) + 2 H⁺(ac) + 2 e^–

Fe ³⁺ (ac) + e^– —– Fe ²⁺ (ac)

La adición de ácido sulfúrico produce una solución de sulfato de uranilo, que contiene el catión, UO2 ²⁺, así:

UO₃ (s) + H₂SO₄ (ac) —– UO₂SO₄ (ac) + H₂O (l)

Una vez eliminadas las impurezas, se añade amoniaco a la solución para dar un precipitado amarillo brillante de diuranato de amonio, (NH₄) ₂U₂O₇, así:

2 UO₂SO4 (ac) + 6 NH₃ (ac) + 3 H₂O (l) —– (NH₄)₂U₂O₇ (s) + 2 (NH₄)₂SO₄ (ac)

Este precipitado de diuranato de amonio es conocido como “torta amarilla” y es la forma comercial común del uranio. Para usarse en casi todos los reactores nucleares es preciso separar los isótopos comunes de uranio, U-235 y U-238, pero este nuevo proceso se realizaba en otras plantas de enriquecimiento de uranio distintas a la Fábrica de Uranio de Andujar.

La Fábrica de Uranio de Andújar (Jaén) fue inaugurada por Francisco Franco Bahamonde, Jefe del Estado, el día 14 de febrero de 1960, así consta en el Diario JAÉN del día siguiente.

Posteriormente, con la fábrica en marcha, durante los años 1962-1963 se realizó una ampliación con el montaje de dos instalaciones auxiliares, la una, para la recuperación de compuestos sulfurados de cobre y la otra, de recuperación de cobre por cementación de chatarra de hierro, procedentes de la zona del Santuario de la Virgen de la Cabeza, con una capacidad de producción de 200 Tm/día de mineral.

En 1964 comenzó a funcionar una tercera instalación de tipo piloto, de extracción por disolventes (aminas), que permaneció en funcionamiento hasta 1968, cuando finalizaron los programas de experiencias previstos y se decidió llevarla a Saélices el Chico, cerca de Ciudad Rodrigo (Salamanca), donde fue acoplada una instalación de lixiviación estática.

En 1969 se montaría una nueva instalación, para calcinación de minerales de uranio, con una capacidad de 10 Tm/hora, formada por un horno rotativo de 1,75 metros de diámetro por 20 metros de largo, un enfriador de 15×10 metros, un equipo generador de gases calientes por combustión de fuel-oil con una potencia de 2.250.000 Kilocalorias y los equipos auxiliares de manutención y de colectores de polvos con unos filtros previos secos (ciclones) y un filtro final húmedo (lavado dinámico).

En 1971 se realizó el montaje de una instalación de extracción por aminas, para sustituir el sistema de cambio de ión. La decisión de montar esta nueva instalación fue tomada después que un estudio demostró que esta solución era más conveniente que renovar la carga de resina de las columnas de intercambio iónico cuya capacidad estaba prácticamente agotada y cuya sustitución no se había hecho por falta de recursos económicos.

Por otra parte, establecida la condición fundamental de que la distancia media de transporte de todas las reservas de mineral localizadas fuera mínima, y fijadas las necesidades auxiliares de buenas comunicaciones tanto por carretera como por ferrocarril, disponibilidad de agua, lo mismo para consumo como para vertido de aguas residuales, disponibilidad de energía eléctrica y facilidades para la obtención y alojamiento de la mano de obra, se vio desde el primer momento que la única zona que cumplía todas las condiciones era la situada en el margen izquierda del río Guadalquivir comprendida entre las poblaciones de Andújar y Marmolejo.

Ninguna de las dos agrupaciones de yacimientos minerales, Cardeña y Santuario de la Virgen de la Cabeza, que iban a constituir la alimentación de la fábrica justificaban por sus reservas de mineral calculadas, una instalación a bocamina.

Ninguna, tampoco, constaba con las facilidades necesarias, zonas salvajes desérticas desprovistas de la más mínima infraestructura.

La margen derecha del Guadalquivir en la zona comprendida entre Andújar y Marmolejo fue desechada en principio por carecer de comunicaciones y también por ser muy abrupta. La zona final seleccionada en la margen izquierda es la que ocupa el actual emplazamiento de la fábrica que corresponde a los alrededores de la Estación de Ferrocarril de Andújar (Jaén) Las principales razones que justificaron esa elección fueron:

1. Zona agrícola en aquel momento sin viviendas y escasas obras civiles; equipamiento industrial y de servicios en las proximidades.
2. Proximidad a la Estación de Ferrocarril y a la Carretera Nacional Madrid-Sevilla.
3. Facilidad de captación del agua necesaria por la proximidad del río Guadalquivir, que permitiría también el vertido de excedentes de aguas residuales descontaminadas por su elevado caudal.
4. Topografía del terreno muy adecuada por ser zona sensiblemente llana y con facilidades de expansión limitada.
5. Disponibilidad de energía eléctrica por líneas de alta tensión que cruzaban la zona.
6. Facilidades para la contratación y alojamiento de mano de obra.

El coste total de la fábrica, incluyendo todas las obras e instalaciones, se aproximó a los 107 millones de pesetas, de 1962; lo que referido a la producción diaria, representa una inversión de 535.000 pesetas/Tm de tratamiento /día.

Además de los antes mencionados, el personal que estuvo más directamente implicado en el proyecto, fueron Luis Gutiérrez Jodrá, Jefe de la División de Materiales y sus colaboradores Carmelo Pérez Perea, José Mª Josa, Baldomero López Pérez, Pablo Gasós, Armando Uriarte, Eleuterio Escudero, José Estrada Aguilar, Antonio Núñez Faubel, José L. Arregui, José Mª Clement. Y en la construcción, Enrique Taboada, José Ciudad Rozalem, Martínez, Orteu y Visa Sánchez.

Según las Memorias de la Fábrica de Uranio de Andújar, editadas por el Ministerio de Industria, la producción, entre los años 1962-1969, fue

2.- ¿Qué son las Radiaciones Ionizantes?:
Radiaciones ionizantes

Se define una radiación como ionizante cuando al interaccionar con la materia produce la ionización de la misma, es decir, origina partículas con carga eléctrica (iones). El origen de estas radiaciones es siempre atómico, pudiéndose producir tanto en el núcleo del átomo como en los orbitales y pudiendo ser de naturaleza corpuscular (partículas subatómicas) o electromagnética (rayos X, rayos gamma (γ)).

Las radiaciones ionizantes de naturaleza electromagnética son similares en naturaleza física a cualquier otra radiación electromagnética pero con una energía fotónica muy elevada (altas frecuencias, bajas longitudes de onda) capaz de ionizar los átomos. Las radiaciones corpusculares están constituidas por partículas subatómicas que se mueven a velocidades próximas a la de la luz.

Existen varios tipos de radiaciones emitidas por los átomos, siendo las más frecuentes: la desintegración “α”, la desintegración “β”, la emisión “γ” y la emisión de rayos X y neutrones. Las características de cada radiación varían de un tipo a otro, siendo importante considerar su capacidad de ionización y su capacidad de penetración, que en gran parte son consecuencia de su naturaleza. En la figura 1/1 y 1/2 se representan esquemáticamente estas radiaciones.

Radiación α
Son núcleos de helio cargados positivamente; tienen una energía muy elevada y muy baja capacidad de penetración y las detiene una hoja de papel.

Radiación β-
Son electrones emitidos desde el núcleo del átomo como consecuencia de la transformación de un neutrón en un protón y un electrón.

Radiación β+
Es la emisión de un positrón, partícula de masa igual al electrón y carga positiva, como resultado de la transformación de un protón en un neutrón y un positrón. Las radiaciones β tienen un nivel de energía menor que las α y una capacidad de penetración mayor y son absorbidas por una lámina de metal.

Radiación de neutrones
Es la emisión de partículas sin carga, de alta energía y gran capacidad de penetración. Los neutrones se generan en los reactores nucleares y en los aceleradores de partículas, no existiendo fuentes naturales de radiación de neutrones.

Radiación γ
Son radiaciones electromagnéticas procedentes del núcleo del átomo, tienen menor nivel de energía que las radiaciones α y β y mayor capacidad de penetración, lo que dificulta su absorción por los apantallamientos.

Rayos X
También son de naturaleza electromagnética pero se originan en los orbitales de los átomos como consecuencia de la acción de los electrones rápidos sobre la corteza del átomo. Son de menor energía pero presentan una gran capacidad de penetración y son absorbidos por apantallamientos especiales de grosor elevado.

Interacción con el organismo. Efectos biológicos
Desde el descubrimiento de los rayos X y los elementos radiactivos, el estudio de los efectos biológicos de las radiaciones ionizantes ha recibido un impulso permanente como consecuencia de su uso cada vez mayor en medicina, ciencia e industria, así como de las aplicaciones pacíficas y militares de la energía atómica. Como consecuencia, los efectos biológicos de las radiaciones ionizantes se han investigado más a fondo que los de prácticamente, cualquier otro agente ambiental.

La energía depositada por las radiaciones ionizantes al atravesar las células vivas da lugar a iones y radicales libres que rompen los enlaces químicos y provocan cambios moleculares que dañan las células afectadas (fig. 2). En principio, cualquier parte de la célula puede ser alterada por la radiación ionizante, pero el ADN es el blanco biológico más crítico debido a la información genética que contiene. Una dosis absorbida lo bastante elevada para matar una célula tipo en división (2 Grays ver la definición más adelante), sería suficiente para originar centenares de lesiones reparables en sus moléculas de ADN. Las lesiones producidas por la radiación ionizante de naturaleza corpuscular (protones o partículas alfa) son, en general, menos reparables que las generadas por una radiación ionizante fotónica (rayos X o rayos gamma).
El daño en las moléculas de ADN que queda sin reparar o es mal reparado puede manifestarse en forma de mutaciones cuya frecuencia está en relación con la dosis recibida.

Figura 2.

Las lesiones del aparato genético producidas por irradiación pueden causar también cambios en el número y la estructura de los cromosomas, modificaciones cuya frecuencia, de acuerdo con lo observado en supervivientes de la bomba atómica y en otras poblaciones expuestas a radiaciones ionizantes, aumenta con la dosis.

En consecuencia, el daño biológico puede producirse en el propio individuo (efecto somático) o en generaciones posteriores (efecto genético), y en función de la dosis recibida los efectos pueden ser inmediatos o diferidos en el tiempo, con largos periodos de latencia.

Los efectos somáticos inmediatos aparecen en la persona irradiada en un margen de tiempo que va desde unos días hasta unas pocas semanas después de la exposición. Se trata de efectos deterministas y se pueden manifestar en un tejido concreto o sobre el cuerpo considerado como un todo, bajo un síndrome de denominación específica (por ejemplo, los síndromes cerebral, gastrointestinal, hematopoyético y radiactivo tipo agudo), y su severidad varía considerablemente con la dosis, tipo de energía de la radiación, así como la parte del cuerpo irradiada. Para estos efectos somáticos inmediatos, se supone que existe en cierta medida, un proceso de recuperación celular como, por ejemplo, en el caso de la fibrosis pulmonar debida a una dosis excesiva de radiación o los eritemas de la piel.

Los efectos somáticos tardíos son aquéllos que ocurren al azar dentro de una población de individuos irradiados. Son, por tanto, estocásticos, no siendo posible en ningún caso, establecer para ellos una relación dosis-efecto individual. La relación entre la inducción de una malignidad (leucemia, tumor, etc.) y la dosis, sólo podemos establecerla sobre grandes grupos de población irradiada, como un incremento en la probabilidad de que ocurra una enfermedad determinada por encima de su incidencia natural.

Decimos que son tardíos cuando el efecto se manifiesta entre 10 y 40 años después de la exposición. Por ejemplo, es frecuente encontrar períodos de latencia de 20-26 años para cánceres inducidos por radiación y de 10-15 años en el caso de leucemias. Por este motivo la legislación vigente prevé guardar los expedientes de los trabajadores jubilados durante 30 años después de dejar el trabajo, para que sirva de prueba en caso de que aparezca la enfermedad.

Los efectos genéticos afectan a la descendencia. Pueden aparecer en la primera generación, en cuyo caso el daño se dice que es dominante. Más frecuentemente el efecto se manifiesta en individuos de las generaciones sucesivas (enfermedades hereditarias, defectos mentales, anormalidades del esqueleto, etc.). Son efectos estocásticos, puesto que dependen de la probabilidad de que una célula germinal con una mutación relevante, tome parte en la reproducción.

La relación dosis-respuesta puede ser probabilística (efecto estocástico), no existiendo una dosis umbral, o bien puede haber una relación directa causa-efecto (efecto no estocástico o gradual) lo que ocurre a partir de una determinada dosis denominada “dosis umbral” (0,25 Sv).

En ambos casos la probabilidad de efecto o el efecto aumenta directamente con la dosis (figura 3).

Considerando el tipo de radiación y su forma de interacción con el organismo se puede hablar de irradiación externa y contaminación radiactiva.

Irradiación y contaminación radiactiva. Exposición

Se denomina irradiación a la transferencia de energía la de un material radiactivo a otro material, sin que sea necesario un contacto físico entre ambos, y contaminación radiactiva a la presencia de materiales radiactivos en cualquier superficie, materia o medio, incluyendo las personas. Es evidente que toda contaminación da origen a una irradiación (figura 4).

Figura 4.

Irradiación externa

Se dice que hay riesgo de irradiación externa cuando, por la naturaleza de la radiación y el tipo de práctica, la persona sólo está expuesta mientras la fuente de radiación está activa y no puede existir contacto directo con un material radiactivo. Es el caso de los generadores de rayos X, los aceleradores de partículas y la utilización o manipulación de fuentes encapsuladas.

Contaminación radiactiva

Cuando puede haber contacto con la sustancia radiactiva y ésta puede penetrar en el organismo por cualquier vía (respiratoria, dérmica, digestiva o parenteral) se habla de riesgo por contaminación radiactiva. Esta situación es mucho más grave que la simple irradiación, ya que la persona sigue estando expuesta a la radiación hasta que se eliminen los radionucleidos por metabolismo o decaiga la actividad radiactiva de los mismos.

Exposición

Se llama exposición al hecho de que una persona esté sometida a la acción y los efectos de las radiaciones ionizantes. Puede ser:

• Externa: exposición del organismo a fuentes exteriores a él.
• Interna: exposición del organismo a fuentes interiores a él.
• Total: suma de las exposiciones externa e interna.
• Continua: exposición externa prolongada, o exposición interna por incorporación permanente de radionucleidos, cuyo nivel puede variar con el tiempo.
• Única: exposición externa de corta duración o exposición interna por incorporación de radionucleidos en un corto periodo de tiempo.
• Global: exposición considerada como homogénea en el cuerpo entero.
• Parcial: exposición sobre uno o varios órganos o tejidos, sobre una parte del organismo o sobre el cuerpo entero, considerada como no homogénea.

En caso de contaminación radiactiva del organismo humano, según que los radionucleidos estén depositados en la piel, los cabellos o las ropas, o bien hayan penetrado en el interior del organismo, se considera contaminación externa o contaminación interna respectivamente. La gravedad del daño producido está en función de la actividad y el tipo de radiaciones emitidas por los radionucleidos.

Medida de las radiaciones ionizantes

Los aparatos de detección y medida de las radiaciones ionizantes se basan en los fenómenos de interacción de la radiación con la materia. Teniendo en cuenta su funcionalidad, los instrumentos de medida se pueden clasificar como detectores de radiación o dosímetros.

Detectores de radiación

Son instrumentos de lectura directa, generalmente portátiles, que indican la tasa de radiación, es decir, la dosis por unidad de tiempo. Estos instrumentos son útiles para la medida de radiactividad ambiental o de contaminación radiactiva. La mayoría de estos medidores de radiación ionizante se basan en alguno de estos fenómenos: ionización de gases, excitación por luminiscencia o detectores semiconductores.

Dosímetros

Son medidores de radiación diseñados para medir dosis de radiación acumulada durante un periodo de tiempo y normalmente se utilizan para medir la dosis a que está expuesto el personal que trabaja, o que permanece en zonas en las que existe riesgo de irradiación. De acuerdo con el principio de funcionamiento pueden ser: de cámara de ionización, de película fotográfica o de termoluminiscencia. Estos últimos son los más utilizados, ya que permiten leer la dosis recibida y acumulada en un período largo de tiempo, normalmente de un mes.

Magnitudes y unidades de medida

Actividad

La actividad (A) de un radionucleido se define como el número de transformaciones nucleares espontáneas que se suceden en el mismo en la unidad de tiempo, siendo su unidad de medida en el sistema internacional (SI) el Becquerelio (Bq), que corresponde a una desintegración por segundo. La unidad en el Sistema Cegesimal es el Curio (Ci) que equivale a 3,7×10¹⁰ desintegraciones por segundo, es decir 3,7×10¹⁰ Bq.

Período de semidesintegración

Es el tiempo necesario (T) para que la actividad de un radionucleido se reduzca a la mitad. Esta magnitud es muy variable de unos radionucleidos a otros: el Radio 226 (226 Ra), por ejemplo, tiene un periodo de semidesintegración de 1,6×10³ años, mientras que el Yodo132 (132 I) lo tiene de 2,3 horas.

Nivel de energía

El nivel de energía de una radiación ionizante se mide en electronvoltios (eV), con sus múltiplos, kiloelectronvoltios (keV, 10³ eV) o megaelectronvoltios (MeV, 10³ keV). El electronvoltio corresponde a la energía que adquiere un electrón cuando se aplica, en el vacío, una diferencia de potencial de 1 voltio y equivale a 1,6 x 10^-19 Julios. Dosis absorbida Es la cantidad de energía (D) cedida por la radiación a la materia irradiada por unidad de masa. La unidad de medida en el sistema internacional es el Gray (Gy) que equivale a 100 rads en el sistema Cegesimal.

Dosis equivalente

Es también una magnitud que considera la energía cedida por unidad de masa, pero considerando el daño biológico. Es el producto de la dosis absorbida (D) por un factor de ponderación de la radiación WR (ver tabla 1). La unidad de medida es el Sievert (Sv) que equivale a 100 rems en el sistema Cegesimal. El Sievert es una unidad muy grande para su utilización en protección radiológica y por esto se utilizan sus submúltiplos, el milisievert (mSv, 10^-3 Sv) y el microsievert (µSv, 10^-6 Sv).

TABLA 1. Valores del factor de ponderación de la radiación WR

Medidas de protección contra las radiaciones ionizantes

Las medidas de protección radiológica contra las radiaciones ionizantes están recogidas en su mayor parte en el RD 783/2001 y se basan en el principio de que la utilización de las mismas debe estar plenamente justificada con relación a los beneficios que aporta y ha de efectuarse de forma que el nivel de exposición y el número de personas expuestas sea lo más bajo posible, procurando no sobrepasar los límites de dosis establecidos para los trabajadores expuestos, las personas en formación, los estudiantes y los miembros del público. Estas medidas consideran los siguientes aspectos:

• Evaluación previa de las condiciones laborales para determinar la naturaleza y magnitud del riesgo radiológico y asegurar la aplicación del principio de optimización.
• Clasificación de los lugares de trabajo en diferentes zonas, considerando a evaluación de las dosis anuales previstas, el riesgo de dispersión de la contaminación y la probabilidad y magnitud de las exposiciones potenciales.
• Clasificación de los trabajadores expuestos en diferentes categorías según sus condiciones de trabajo.
• Aplicación de las normas y medidas de vigilancia y control relativas a las diferentes zonas y las distintas categorías de trabajadores expuestos, incluida, si es necesaria, la vigilancia individual.
• Vigilancia sanitaria.

Información y formación

El titular o, en su caso, la empresa externa debe informar, antes de iniciar su actividad, a sus trabajadores expuestos, personas en formación y estudiantes sobre:

• Los riesgos radiológicos asociados.
• La importancia del cumplimiento de los requisitos técnicos, médicos y administrativos.
• Las normas y procedimientos de protección radiológica, tanto en lo que se refiere a la práctica en general como al destino o puesto de trabajo que se les pueda asignar.
• Necesidad de efectuar rápidamente la declaración de embarazo y notificación de lactancia.

Asimismo, también se debe proporcionar, antes de iniciar su actividad y de manera periódica, formación en materia de protección radiológica a un nivel adecuado a su responsabilidad y al riesgo de exposición a las radiaciones ionizantes en su puesto de trabajo.

Limitación de dosis

La observación de los límites anuales de dosis constituye una medida fundamental en la protección frente a las radiaciones ionizantes. Los límites de dosis son valores que nunca deben ser sobrepasados y que pueden ser rebajados de acuerdo con los estudios de optimización adecuados y se aplican a la suma de las dosis recibidas por exposición externa e interna en el periodo considerado. Los límites de dosis actualmente en vigor, están referidos a un periodo de tiempo de un año oficial y diferencian entre trabajadores expuestos, personas en formación o estudiantes y miembros del público. También están establecidos límites y medidas de protección especial para determinados casos, como mujeres embarazadas y en período de lactancia y exposiciones especialmente autorizadas. (Ver tabla 2).

TABLA 2. Límites de dosis (RD 783/2001)

Clasificación y delimitación de zonas

El titular de la actividad debe clasificar los lugares de trabajo, considerando el riesgo de exposición y la probabilidad y magnitud de las exposiciones potenciales, en las siguientes zonas (fig. 4):

Zona controlada. Zona en la que exista la posibilidad de recibir dosis efectivas superiores a 6 mSv/año oficial o una dosis equivalente superior a 3/10 de los límites de dosis equivalentes para cristalino, piel y extremidades. También tienen esta consideración las zonas en las que sea necesario seguir procedimientos de trabajo, ya sea para restringir la exposición, evitar la dispersión de contaminación radiactiva o prevenir o limitar la probabilidad y magnitud de accidentes radiológicos o sus consecuencias. Se señaliza con un trébol verde sobre fondo blanco.

Las zonas controladas se pueden subdividir en:

• Zona de permanencia limitada. Zona en la que existe el riesgo de recibir una dosis superior a los límites anuales de dosis. Se señaliza con un trébol amarillo sobre fondo blanco.
• Zona de permanencia reglamentada. Zona en la que existe el riesgo de recibir en cortos periodos de tiempo una dosis superior a los límites de dosis. Se señaliza con un trébol naranja sobre fondo blanco.
• Zona de acceso prohibido. Zona en la que hay riesgo de recibir, en una exposición única, dosis superiores a los límites anuales de dosis. Se señaliza con un trébol rojo sobre fondo blanco.

Zona vigilada. Zona en la que, no siendo zona controlada, exista la posibilidad de recibir dosis efectivas superiores a 1 mSv/año oficial o una dosis equivalente superior a 1/10 de los límites de dosis equivalente para cristalino, piel y extremidades. Se señaliza con un trébol gris/azulado sobre fondo blanco. En caso de que el riesgo fuera solamente de irradiación externa, el trébol va bordeado de puntas radiales y si fuera de contaminación radiactiva el trébol está bordeado por un campo punteado. Sí se presentan los dos riesgos conjuntamente el trébol está bordeado con puntas radiales sobre campo punteado.

Clasificación de los trabajadores expuestos

Los trabajadores se consideraran expuestos cuando puedan recibir dosis superiores a 1 mSv por año oficial y se clasificaran en dos categorías:

• Categoría A: personas que, por las condiciones en que se realiza su trabajo, pueden recibir una dosis superior a 6 mSv por año oficial o una dosis equivalente superior a 3/10 de los límites de dosis equivalente para el cristalino, la piel y las extremidades.
• Categoría B: personas que, por las condiciones en que se realiza su trabajo, es muy improbable que reciban dosis superiores a 6 mSv por año oficial o 3/10 de los límites de dosis equivalente para el cristalino, la piel y las extremidades.

Vigilancia del ambiente de trabajo

Teniendo en cuenta la naturaleza y la importancia de los riesgos radiológicos, en las zonas vigiladas y controladas se debe realizar una vigilancia del ambiente de trabajo que comprende:

• La medición de las tasas de dosis externas, indicando la naturaleza y calidad de la radiación.
• La medición de las concentraciones de actividad en el aire y la contaminación superficial, especificando la naturaleza de las sustancias radiactivas contaminantes, así como su estado físico y químico.

Estas medidas pueden ser utilizadas para estimar las dosis individuales en aquellos casos en los que no sea posible o resulten inadecuadas las mediciones individuales.

Vigilancia individual

Está en función de la categoría del trabajador y de la zona.

• Trabajadores expuestos de categoría A y en las zonas controladas. Es obligatorio el uso de dosímetros individuales que midan la dosis externa, representativa de la dosis para la totalidad del organismo durante toda la jornada laboral. En caso de riesgo de exposición parcial o no homogénea deben utilizarse dosímetros adecuados en las partes potencialmente más afectadas. Sí el riesgo es de contaminación interna, es obligatoria la realización de medidas o análisis pertinentes para evaluar las dosis correspondientes. Las dosis recibidas por los trabajadores expuestos deben determinarse cuando las condiciones de trabajo sean normales, con una periodicidad no superior a un mes para la dosimetría externa, y con la periodicidad que, en cada caso, se establezca para la dosimetría interna, para aquellos trabajadores expuestos al riesgo de incorporación de radionucleidos.
• Trabajadores expuestos de categoría B. Las dosis recibidas se pueden estimar a partir de los resultados de la vigilancia del ambiente de trabajo.

La vigilancia individual, tanto externa como interna, debe ser efectuada por Servicios de Dosimetría Personal expresamente autorizados por el Consejo de Seguridad Nuclear. El titular de la práctica o, en su caso, la empresa externa debe trasmitir los resultados de los controles dosimétricos al Servicio de Prevención que desarrolle la función de vigilancia y control de salud de los trabajadores.

En caso de exposiciones accidentales y de emergencia se evalúan las dosis asociadas y su distribución en el cuerpo y se realiza una vigilancia individual o evaluaciones de las dosis individuales en función de las circunstancias. Cuando a consecuencia de una de estas exposiciones o de una exposición especialmente autorizada hayan podido superarse los límites de dosis, debe realizarse un estudio para evaluar, lo más rápidamente posible, las dosis recibidas en la totalidad del organismo o en las regiones uórganos afectados.

Evaluación y aplicación de las medidas de protección radiológica

El titular de la práctica es responsable de que el examen y control de los dispositivos y técnicas de protección, así como de los instrumentos de medición, se efectúen de acuerdo con los procedimientos establecidos. En concreto debe comprender:

• El examen crítico previo de los proyectos de la instalación desde el punto de vista de la protección radiológica.
• La autorización de puesta en servicio de fuentes nuevas o modificadas desde el punto de vista de la protección radiológica.
• La comprobación periódica de la eficacia de los dispositivos y técnicas de protección.
• La calibración, verificación y comprobación periódica del buen estado y funcionamiento de los instrumentos de medición.

Todo ello se realiza con la supervisión del Servicio de Protección Radiológica o la Unidad Técnica de Protección Radiológica, o en su caso, del Supervisor o persona que tenga encomendadas las funciones de protección radiológica. La obligatoriedad de disponer de una u otra figura lo decide, en cada caso, el Consejo de Seguridad Nuclear en función del riesgo radiológico existente y deben estar autorizados por el mismo.

Vigilancia sanitaria

La vigilancia sanitaria de los trabajadores expuestos se basa en los principios generales de la Medicina del Trabajo y en la Ley 31/1995, de 8 de noviembre, sobre la Prevención de Riesgos Laborales, y Reglamentos que la desarrollan.

Toda persona que vaya a incorporarse a un trabajo que implique exposición a radiaciones ionizantes que suponga su clasificación como trabajador expuesto de categoría A debe someterse a un examen médico de salud previo, que permita conocer su estado de salud, su historial laboral y, en su caso, el historial dosimétrico que debe ser aportado por el trabajador y, en consecuencia, decidir su aptitud para el trabajo. A su vez, los trabajadores expuestos de categoría A están obligados a efectuar exámenes de salud periódicos que permitan comprobar que siguen siendo aptos para sus funciones. Estos exámenes se deben realizar cada doce meses y más frecuentemente, si lo hiciera necesario, a criterio médico, el estado de salud del trabajador, sus condiciones de trabajo o los incidentes que puedan ocurrir.

Registro y notificación de los resultados

El historial dosimétrico de los trabajadores expuestos, los documentos correspondientes a la evaluación de dosis y a las medidas de los equipos de vigilancia, así como los informes referentes a las circunstancias y medidas adoptadas en los casos de exposición accidental o de emergencia, deben ser archivados por el titular, hasta que el trabajador haya o hubiera alcanzado la edad 75 años, y nunca por un período inferior a 30 años, contados a partir de la fecha de cese del trabajador. El titular debe facilitar esta documentación al Consejo de Seguridad Nuclear y, en función de sus propias competencias, a las Administraciones Públicas, en los supuestos previstos en las Leyes, y a los Juzgados y Tribunales que lo soliciten. En el caso de cese del trabajador el titular debe facilitarle una copia certificada de su historial dosimétrico. A los trabajadores expuestos de categoría A se les abrirá un historial médico, que debe mantenerse actualizado durante todo el tiempo que el trabajador pertenezca a dicha categoría y que debe archivarse hasta que el trabajador alcance los 75 años y, nunca por un período inferior a 30 años desde el cese de la actividad, en los Servicios de Prevención que desarrollen las funciones de vigilancia y control de la salud de los trabajadores.

Figura 5. Protección radiológica de los trabajadores expuestos (RD 783/2001)

Medidas básicas de protección radiológica

Aparte de los aspectos comentados, en función del tipo de riesgo de exposición, ya sea de irradiación externa o de contaminación radiactiva, deben observarse las denominadas medidas básicas de protección radiológica.

Irradiación externa

En este caso, en el que no hay un contacto directo con la fuente, las medidas de protección consisten en:

1. Limitar el tiempo de exposición.
2. Aumentar la distancia a la fuente, ya que la dosis disminuye de manera inversamente proporcional al cuadrado de la distancia.
3. Apantallamiento de los equipos y la instalación.
4. Señalización.

Contaminación radiactiva

En este caso hay o puede haber contacto directo con la fuente, por lo que las medidas preventivas se orientan a evitarlo. Como norma general, el personal que trabaja con fuentes radiactivas no encapsuladas debe conocer de antemano el plan de trabajo, los procedimientos y las personas que van ha efectuar las distintas operaciones. El plan de trabajo debe contener información sobre:

1. Medidas preventivas que deben tomarse.
2. Procedimientos de descontaminación.
3. Gestión de residuos radiactivos.
4. Actuación en caso de accidente o incidente.
5. El plan de emergencia.

Las medidas específicas de protección contra la contaminación radiactiva dependen de la radiotoxicidad y actividad de los radionucleidos y se establecen actuando, tanto sobre las estructuras, las instalaciones y las zonas de trabajo, como sobre el personal, mediante la adopción de métodos de trabajo seguros y, si es necesario, el empleo de equipos de protección individual adecuados.

Organismos Internacionales y nacionales relacionados con la Energía Nuclear:

1) ORGANISMOS NACIONALES COMPETENTES EN MATERIA DE ENERGÍA NUCLEAR:

JUNTA DE ENERGÍA NUCLEAR (JEN actualmente CIEMAT):

• DECRETO-LEY 22 de octubre de 1951, por el que se constituye la Junta de Energía Nuclear (BOE 24-10-51).
• DECRETO de 14 de noviembre de 1958, sobre constitución y nombramiento del Consejo de la Junta de Energía Nuclear (BOE nº 289, de 03-12-1958).
• DECRETO 2165/1964, de 16 de julio, sobre la composición del Consejo de la Junta de Energía Nuclear (BOE 23-07-64).
• DECRETO 3237/1974, de 24 de octubre, sobre composición del Consejo de la Junta de Energía Nuclear (BOE 26-11-1974).
• RD 618/1983, de 16 de febrero, por el que se modifica el Art-3 del Decreto 3237/1974, de 24 de octubre, sobre composición del Consejo de la Junta de Energía Nuclear (BOE 28-03- 1983).
• LEY 13/1986, de 14 de abril, de Fomento y Coordinación General de la Investigación Científica y Técnica: Capítulo II.- De los Organismos Públicos de Investigación (BOE 18- 04-1986).

CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR:

• LEY 15/1980, de 22 de abril, de creación del Consejo de Seguridad Nuclear (BOE 25-04- 1980).
• RD 1157/1982, de 30 de abril, por el que se aprueba el Estatuto del Consejo de Seguridad Nuclear (BOE 07-06-1982).
• RD 3229/1982, de 12 de noviembre, por el que se regula la Tasa de Servicios prestados por el Consejo de Seguridad Nuclear (BOE 29-11-1982).

ENUSA:

• DECRETO 3322/1971, de 23 de diciembre, sobre fines de la Empresa Nacional del Uranio (BOE 18-01-1972).
• ORDEN de 28 de marzo de 1980, sobre transferencia a ENUSA de las Funciones que la Junta de Energía Nuclear tiene encomendadas en relación con el ciclo de combustible nuclear (BOE 16-04-1980).

ENRESA:

• RD 1522/1984, de 4 de julio, por el que se autoriza la Constitución de la Empresa de Residuos Radiactivos, S.A. (ENRESA) (BOE 22-08-1984).
• RD 1899/1984, de 1 de agosto, por el que se modifica el RD 2967/1979, de 7 de diciembre, sobre ordenación de actividades en el ciclo del combustible nuclear (BOE 27-10-1984).

2) ORGANISMOS INTERNACIONALES RELACIONADOS CON LA ENERGIA ATOMICA EURATOM:

• Tratado Constitutivo de la Comunidad Europea de la Energía Atómica (EURATOM), hecho en Roma el 25 de marzo de 1957 (BOE 01-01-1986).

Por: Jacinto Contreras Vázquez
Ingeniero Técnico en Química Industrial
por la Universidad Laboral de Huesca
Ex-presidente del Comité de Empresa de
Central Nuclear de Valdecaballeros, actividad Explotación
Técnico de Seguridad e Higiene en el Trabajo

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