Post on 22-Oct-2015
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CSN Instrucción IS-01,reguladora del carnéradiológico
Instrucción de 31 de mayo de 2001, delConsejo de Seguridad Nuclear, número IS-01 por la que se define el formato ycontenido del documento individual deseguimiento radiológico (carné radiológico)regulado en el Real Decreto 413/1997
El Real Decreto 413/1997, de 21 de marzo, so-
bre protección operacional de los trabajadores
externos con riesgo de exposición a radiaciones
ionizantes por intervención en zona controlada
(Boletín Oficial del Estado número 91, de 16 de
abril de 1997), establece la obligatoriedad en el
caso de los trabajadores externos, de utilizar un
documento individual de seguimiento radiológi-
co (en adelante carné radiológico) como un ins-
trumento para el registro de datos, donde se re-
cogen los aspectos oportunos relativos al
trabajador procedentes de la aplicación del sis-
tema de vigilancia radiológica.
En el artículo 7 del citado Real Decreto se de-
finen los aspectos relativos al carné radiológico
y se indica que el Consejo de Seguridad Nuclear
tiene la facultad para establecer el formato y
contenido del documento individual de segui-
miento radiológico, así como su modificación en
función de circunstancias relevantes.
Si bien la utilización del carné radiológico en
España está implantada desde el año 1990, el
Real Decreto establece las bases legales para su
utilización así como las responsabilidades de las
diferentes partes implicadas en la protección
operacional de los trabajadores externos: em-
presa, instalación y trabajadores.
Por otra parte, el 13 de mayo de 1996, el Consejo
de Ministros de la Unión Europea aprobó la
Directiva 96/29 EURATOM por la que se esta-
blecen las normas básicas relativas a la protec-
ción sanitaria de los trabajadores y de la pobla-
ción contra los riesgos derivados de las
radiaciones ionizantes, donde se introducen los
nuevos límites de dosis para los trabajadores pro-
fesionalmente expuestos, y cuya entrada en vigor
en nuestro país se producirá tan pronto se aprue-
be la revisión del Real Decreto 53/1992, de 24
de enero, por el que se aprueba el Reglamento
sobre protección sanitaria contra radiaciones io-
nizantes, que supondrá la transposición a la le-
gislación española de dicha Directiva.
Lo anteriormente expuesto ha hecho imprescin-
dible la revisión del actual carné radiológico y
su sustitución por otro de nuevo formato y con-
tenido que se adapte a la nueva situación legal,
que surge del Real Decreto 413/1997, y de la le-
gislación nacional que transponga la Directiva
96/29 EURATOM.
En virtud de todo lo anterior, y de conformidad
con la habilitación legal prevista en el artículo
2) de la Ley 15/1980, de 22 de abril, de crea-
ción del Consejo de Seguridad Nuclear, según la
redacción otorgada por la disposición adicional
primera de la Ley 14/1999, de 4 de mayo, pre-
via consulta a los sectores afectados, tras los in-
formes técnicos oportunos, este Consejo de
Seguridad Nuclear, en su reunión del día 31 de
mayo de 2001 ha acordado lo siguiente:
Primero. Objeto y ámbito de aplicación
La presente Instrucción del Consejo de Seguri-
dad Nuclear tiene por objeto definir el formato
y contenido del documento individual de se-
guimiento radiológico (carné radiológico), esta-
blecido en el artículo 7 del Real Decreto
413/1997, de 21 de marzo, y será de aplicación
a las empresas externas, instalaciones y trabaja-
dores externos.
En relación con el ámbito de aplicación del car-
né radiológico se establece lo siguiente:
1. De conformidad con lo establecido en el ar-
tículo 1 del Real Decreto 413/1997, la utilización
del carné radiológico será de aplicación a los tra-
3
bajadores externos con riesgo de exposición a las
radiaciones ionizantes al intervenir en zona con-
trolada. A estos efectos serán de aplicación las
definiciones contenidas en los apartados b), d) y
e) del artículo 2 del citado Real Decreto 413/1997.
La aplicabilidad del carné radiológico a los tra-
bajadores de empresas titulares de varias insta-
laciones nucleares o radiactivas, que puedan
realizar cualquier tipo de actividad en más de
una zona controlada, se determinará en cada
caso en función de la organización establecida
en la empresa para la aplicación del sistema de
vigilancia radiológica.
2. La emisión del carné radiológico no será ne-
cesaria en el caso de que el trabajador externo
disponga de un documento de seguimiento ra-
diológico emitido en un país perteneciente a la
Unión Europea.
3. Los trabajadores externos de empresas pro-
cedentes de un país no comunitario podrán pre-
sentar en sustitución del carné radiológico la do-
cumentación y certificados que acrediten el
cumplimiento de lo establecido en la legislación
vigente.
Segundo. Definiciones
Las definiciones de los términos y conceptos con-
tenidos en el carné radiológico se corresponden
con los contenidos en el Reglamento sobre pro-
tección sanitaria contra las radiaciones ioni-
zantes y, en el caso de términos o conceptos no
definidos en el Reglamento citado anteriormen-
te, al Real Decreto sobre protección operacional
de los trabajadores externos con riesgo de expo-
sición a radiaciones ionizantes por intervención
en zona controlada.
Tercero. Formato y contenido del carné ra-
diológico
De conformidad con lo dispuesto en el artículo
7, apartado 4, del Real Decreto 413/1997 de 21
de marzo, y teniendo en cuenta los preceptos
contenidos en la Directiva 96/29 EURATOM, el
formato y contenido del carné radiológico será el
establecido en el anexo I. El formato y conteni-
do de la ficha de control de distribución del car-
né radiológico será la establecida en el anexo II.
Cuarto. Obligaciones de la empresa externa
y de la instalación
4.1. Obligaciones de la empresa externa:
a) Registrar en el carné radiológico las dosis
asignadas por el sistema dosimétrico oficial.
b) Solicitar del Consejo de Seguridad Nuclear y
asignar a cada trabajador el carné radiológico y
garantizar que dicho documento esté continua-
mente actualizado a los efectos oportunos.
c) Cumplimentar los siguientes apartados del
carné radiológico:
• Datos de emisión del carné.
• Identificación personal del trabajador.
• Apartado 1. «Información a cumplimentar por
la empresa externa en la apertura del carné».
• Apartado 2. «Información relativa a los cam-
bios de empresa a cumplimentar por la em-
presa externa».
• Apartado 6.3. «Ficha dosimétrica a cumpli-
mentar por el responsable de la empresa ex-
terna o persona delegada».
d) Garantizar la cumplimentación, por las enti-
dades correspondientes, de los siguientes apar-
tados del carné radiológico:
• Apartado 4. «Resultados de la vigilancia médi-
ca a cumplimentar por el servicio de preven-
ción».
• Apartado 5.1. «Formación básica en protec-
ción radiológica».
4
• Apartado 6.1. «Dosis por contaminación in-
terna (mSv) a cumplimentar por el servicio de
dosimetría» cuando el servicio técnico que
haya efectuado la determinación de dosis sea
independiente del titular de la instalación.
4.2. Obligaciones del titular de la instalación:
a) Cumplimentar los siguientes apartados del
carné radiológico:
• Apartado 3. «Información relativa a instala-
ciones nucleares o radiactivas en las que ha
prestado o presta servicio el trabajador».
• Apartado 6.2. «Ficha dosimétrica a cumpli-
mentar por el titular de la instalación o per-
sona delegada».
b) Garantizar la cumplimentación, por las en-
tidades correspondientes, de los siguientes apar-
tados del carné radiológico:
• Apartado 5.2. «Formación específica en pro-
tección radiológica».
• Apartado 6.1. «Dosis por contaminación in-
terna (mSv) a cumplimentar por el servicio de
dosimetría» cuando el servicio técnico que
haya efectuado la determinación de dosis sea
dependiente del mismo.
Quinto. Condiciones de uso
5.1. El carné radiológico es un documento pú-
blico, personal e intransferible, que será con-
servado en adecuadas condiciones.
5.2. El propietario del carné radiológico deberá
colaborar con su empresa y con el titular de la
instalación en la que efectúe la actividad para
la correcta cumplimentación, custodia y conser-
vación de este documento.
Sexto. Vigencia o validez
El carné radiológico tendrá una validez de tres
años desde su emisión o renovación. Una vez
transcurrido este período se procederá a su re-
novación, independientemente del estado de
cumplimentación del mismo. Es responsabilidad
del titular del carné (trabajador) el mantenimien-
to en condiciones adecuadas de los carnés ra-
diológicos caducados.
Séptimo. Condiciones de emisión/renovación
7.1. El carné radiológico lo emitirá única y ex-
clusivamente la empresa con la cual el trabaja-
dor tenga establecido el contrato laboral (inde-
pendiente de que la gestión administrativa
asociada se realice a través de medios propios o
contratados), tanto si se trata de la primera emi-
sión del citado carné como de una renovación.
7.2. El responsable de la empresa externa en re-
lación con la gestión de este documento será
aquel que figure como tal en el Registro de
Empresas Externas del Consejo de Seguridad
Nuclear o persona delegada.
7.3. Para la emisión/renovación del carné la
empresa externa solicitará al Consejo de
Seguridad Nuclear las unidades que necesite, es-
pecificando si se trata de la primera emisión o
de su renovación.
7.4. En los casos de primera emisión del carné
radiológico el Consejo de Seguridad Nuclear pro-
porcionará a la empresa externa la ficha de con-
trol de distribución del carné radiológico, cuyo
formato se incluye como anexo II de la presente
Instrucción. Una vez emitido el carné radiológico
y cumplimentada la ficha de control asociada de-
berá remitirse al Consejo de Seguridad Nuclear la
parte correspondiente de la citada ficha.
7.5. El número de identificación del carné será
el número del Documento Nacional de Identidad
del titular del carné tanto si se trata de la pri-
mera emisión como de una renovación. En el
caso de trabajadores extranjeros que no dispon-
gan de un documento de identificación nacio-
5
nal, se utilizará el número relacionado con la
prestación sanitaria o cualquier otro que identi-
fique de forma permanente al individuo.
7.6. En el apartado «número de edición/renova-
ción» de la contraportada del carné, la empre-
sa externa especificará el orden de renovación,
siendo este el «01» en el caso de la primera emi-
sión del carné.
Octavo. Pérdida/deterioro del carné
La empresa externa deberá llevar a cabo las si-
guientes acciones:
a) Enviar al CSN una declaración firmada por el
titular del carné especificando las circunstancias
acaecidas en relación con el extravío/deterioro
del mismo.
b) Emitir un nuevo carné con el mismo núme-
ro que el anterior. En el apartado «observacio-
nes» de la contraportada del carné se hará cons-
tar la frase «sustituye, por extravío/deterioro, al
emitido en fecha».
c) Cumplimentar los datos dosimétricos previos
a la emisión del carné sobre la base de los da-
tos recopilados en el historial dosimétrico del ti-
tular del mismo.
d) Gestionar la cumplimentación de los aparta-
dos de vigilancia médica, formación y dosime-
tría interna. En caso necesario se realizará un
nuevo reconocimiento médico, curso de forma-
ción o control de dosimetría interna.
e) Archivar la documentación justificativa de la
emisión del nuevo carné.
Noveno. Infracciones y sanciones
Sin perjuicio de las responsabilidades civiles, pe-
nales o de otro orden en que se pueda incurrir,
los hechos que constituyan infracción de las dis-
posiciones de esta Instrucción General, serán
sancionables de conformidad con lo establecido
en el Capítulo XIV de la Ley 25/1964, de 29 de
abril, sobre Energía Nuclear, en la redacción
dada al mismo por la disposición adicional quin-
ta de la Ley 54/1997, de 27 de noviembre, del
Sector Eléctrico, siéndole asimismo de aplicación
lo dispuesto en el vigente artículo 94.2 de la ci-
tada Ley 25/1964.
Disposición transitoria primera
Se mantiene el formato y contenido del carné
radiológico en uso, hasta la fecha de entrada en
vigor de la presente disposición.
Disposición transitoria segunda
A partir del día 1 de septiembre de 2001, po-
drán solicitarse al Consejo de Seguridad Nu-
clear los carnés radiológicos cuyo formato y
contenido estará adaptado a lo establecido en
el anexo I.
Disposición derogatoria única
Queda derogada cualquier norma de igual o in-
ferior rango que se oponga a la presente
Instrucción.
Disposición final única
La presente Instrucción entrará en vigor el día
1 de enero de 2002.
Madrid, 31 de mayo de 2001.—El Presidente,
Juan Manuel Kindelán y Gómez de Bonilla.
Ilmo. Sr. Secretario general del Consejo de
Seguridad Nuclear.
6
7
ANEXO I
1er apellido: .........................................................
2.º apellido:.........................................................
Nombre: ..............................................................
N.º Carné Radiológico: ......................................
(DNI. Tarjeta de residencia)..............................
DATOS DE EMISIÓN DEL PRESENTE CARNÉ(A CUMPLIMENTAR POR LA EMPRESA EXTERNA)
............................................................................
N.º empresa externa//CIF..................................
Fecha de emisión:..............................................
N.º de edición/renovación: ...............................
Observaciones:....................................................
IDENTIFICACIÓN PERSONAL DEL TRABAJADOR/A(A CUMPLIMENTAR POR LA EMPRESA EXTERNA)
1er apellido: ..............................................................
2.º apellido: .............................................................
Nombre: ...................................................................
N.º Carné Radiológico: ...........................................
(DNI. Tarjeta de residencia)...................................
N.º de la Seguridad Social: ....................................
Sexo: varón/mujer (subrayar lo que proceda)
Fecha de nacimiento: .............................................
Nacionalidad: ...........................................................
ESCUDO DE ESPAÑA
LOGOTIPO DEL CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEARCARNÉ RADIOLÓGICO
ESPAÑA
Sello de la empresaemisora del carné(firma del responsableo persona delegada)
Firma deltrabajador/a
8
ÍNDICE
• Datos de emisión del carné radiológico (a cumplimentar por la empresa externa).
• Identificación personal del trabajador (a cumplimentar por la empresa externa).• Directrices para la cumplimentación del carné radiológico.• Información general.• Apartado 1: información a cumplimentar por la empresa externa en la apertura del
carné:
1.1. Domicilio del titular.1.2. Historial dosimétrico hasta la fecha de emisión del presente carné:
1.2.1. Dosis vida.1.2.2. Dosis efectiva de los últimos 5 (cinco) años.
• Apartado 2: Información relativa a cambios de empleo a cumplimentar por la em-presa externa.
• Apartado 3: Información relativa a instalaciones nucleares o radiactivas en las queha prestado o presta servicio el trabajador (a cumplimentar por la instalación).
• Apartado 4: Resultados de la vigilancia médica a cumplimentar por el servicio deprevención.
• Apartado 5: Información relativa a la formación en protección radiológica a cum-plimentar por la entidad o persona responsable del curso.
5.1. Formación básica en Protección Radiológica (obligación de la empresa externa).5.2. Formación específica en Protección Radiológica (obligación de la instalación).
• Apartado 6: Información dosimétrica.
6.1. Dosis por contaminación interna a cumplimentar por el servicio de dosimetría.6.2. Ficha dosimétrica a cumplimentar por el titular de la instalación o persona de-
legada.
6.3. Ficha dosimétrica a cumplimentar por el responsable de la empresa externao persona delegada.6.3.1. Dosimetría oficial.6.3.2. Dosis por exposición no uniforme.
DIRECTRICES PARA LA CUMPLIMENTACIÓN DEL CARNÉ RADIOLÓGICO
A.- Información a cumplimentar por la empresa externa:
• Datos de emisión del carné.• Identificación personal del trabajador/a.• Apartado 1.• Apartado 2.• Apartado 6.3.• Apartado 6.1 cuando el servicio técnico que haya efectuado la determinación de
dosis sea independiente del titular de la instalación.• Garantizar la cumplimentación de los apartados 4 y 5.1 por las entidades corres-
pondientes.
B.- Información a cumplimentar por el titular de la instalación:
• Apartado 3.• Apartado 6.2.• Apartado 6.1 cuando el servicio técnico que haya efectuado la determinación de
dosis sea dependiente del mismo.• Garantizar la cumplimentación del apartado 5.2 por las entidades correspon-
dientes.
INFORMACIÓN GENERAL
A. OBJETO DEL CARNÉ
• El presente carné radiológico constituye el documento individual para el segui-miento radiológico de uso obligatorio para los trabajadores externos con riesgode exposición a radiaciones ionizantes por intervención en zona controlada, deacuerdo con el Real Decreto 413/1997, de 21 de marzo (BOE nº 91 de 16 de abrilde 1997).
B. CONDICIONES DE USO
• El presente carné, documento público, personal e intransferible, será conservadoen adecuadas condiciones.
• El propietario del mismo deberá colaborar con su empresa y con el titular de lainstalación en la que intervenga para la correcta cumplimentación, custodia y con-servación de este documento, en base al contenido del artículo 6 del Real Decreto413/1997.
C. ÁMBITO DE APLICACIÓN
• El carné radiológico será obligatorio para los trabajadores externos pertenecientesa empresas españolas.
• La emisión del presente carné no será necesaria en el caso de que el trabajadorexterno disponga de un documento de seguimiento radiológico emitido en un paísperteneciente a la Comunidad Europea.
• Los trabajadores externos de empresas procedentes de un país no comunitariopodrán presentar en sustitución del carné radiológico la documentación y cer-tificados que acrediten el cumplimiento de lo establecido en la legislación vigente.
D. TEMPORALIDAD
• El presente carné tiene una validez de tres años desde su emisión o renovación.Una vez transcurrido este período se procederá a su renovación, independiente-mente del estado de cumplimentación del mismo.
E. CONDICIONES DE EMISIÓN/RENOVACIÓN
1. El carné radiológico lo emitirá única y exclusivamente la empresa con la cual eltrabajador tenga establecido el contrato laboral (independiente de que la gestiónadministrativa asociada se realice a través de medios propios o contratados), tan-to si se trata de la primera emisión del citado carné como de una renovación.
2. El responsable de la empresa externa en relación con la gestión de este docu-mento será aquel que figure como tal en el Registro Oficial de Empresas Externasdel CSN o persona delegada.
3. Para la emisión/renovación del carné la empresa externa solicitará al Consejo deSeguridad Nuclear las unidades que necesite, especificando si se trata de la pri-mera emisión o de su renovación.
4. El número de identificación del carné será el número del Documento Nacionalde Identidad del titular del carné, tanto si se trata de la primera emisión comode una renovación. En el caso de trabajadores extranjeros que no dispongan deun documento de identificación nacional, se utilizará el número relacionado conla prestación sanitaria o cualquier otro que identifique de forma permanente alindividuo.
5. En el apartado “nº de edición/renovación” de la contraportada del carné, la em-presa externa especificará el orden de renovación, siendo este el “01” en el casode la primera emisión del carné.
F. PÉRDIDA/DETERIORO DEL CARNÉ
La empresa externa deberá llevar a cabo las siguientes acciones:
1. Enviar al CSN una declaración firmada por el titular del carné, especificando lascircunstancias acaecidas en relación con el extravío/deterioro del mismo.
2. Emitir un nuevo carné con el mismo número que el anterior. En el apartado “ob-servaciones” de la contraportada del carné se hará constar la frase «sustituye, porextravio/deterioro, al emitido en fecha...».
3. Cumplimentar los datos dosimétricos previos a la emisión del carné en base a losdatos recopilados en el historial dosimétrico del titular del mismo.
4. Gestionar la cumplimentación de los apartados de vigilancia médica, formación ydosimetría interna. En caso necesario se realizará un nuevo reconocimiento mé-dico, curso de formación o control de dosimetría interna.
5. Archivar la documentación justificativa de la emisión del nuevo carné.
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G. RESUMEN DE LAS DISPOSICIONES LEGALES RELATIVAS A LA PROTECCIÓN OPERACIONAL DE LOS TRABAJADORES EXTERNOS (*)
DEFINICIONES
a) Zona controlada: zona sometida a regulación especial a efectosde protección contra las radiaciones ionizantes.
b) Trabajador externo: cualquier trabajador clasificado como pro-fesionalmente expuesto, según lo dispuesto en la legislación vi-gente, que efectúe actividades de cualquier tipo, en la zona con-trolada de una instalación nuclear o radiactiva y que estéempleado de forma temporal o permanente por una empresa ex-terna, incluidos los trabajadores en prácticas profesionales, apren-dices o estudiantes, o que preste servicios en calidad de traba-jador por cuenta propia.
c) Titular: persona física o jurídica que tiene, con arreglo a la le-gislación nacional, la responsabilidad y la autoridad sobre el ejer-cicio de alguna de las prácticas o actividades laborales previstasen el artículo 2 del Reglamento de Protección Sanitaria contralas Radiaciones Ionizantes.
d) Empresa externa: cualquier persona física o jurídica, distinta deltitular de la instalación, que haya de efectuar una actividad decualquier tipo en una zona controlada de una instalación nuclearo radiactiva.
f) Sistema de vigilancia radiológica: conjunto de medidas destina-das a aplicar, en lo que afecte a los trabajadores externos, lasdisposiciones legales correspondientes a la protección radiológi-ca contra las radiaciones ionizantes.
g) Documento individual de seguimiento radiológico: instrumentopara el registro de datos, donde se recogen los aspectos opor-tunos relativos al trabajador, procedentes de la aplicación del sis-tema de vigilancia radiológica.
OBLIGACIONES DE LA EMPRESA EXTERNA
a) Obligaciones de la empresa externa
• Proporcionar a sus trabajadores la información y formación rela-tivas a la protección radiológica exigidas en ejecución de su tra-bajo, de acuerdo con lo establecido en la legislación vigente.
• Registrar en el documento individual de seguimiento radiológico(carné radiológico) las dosis asignadas por el sistema dosimétri-co oficial.
• Solicitar del Consejo de Seguridad Nuclear y asignar a cada tra-bajador el documento individual de seguimiento radiológico (car-né radiológico) y garantizar que dicho documento esté conti-nuamente actualizado a los efectos oportunos.
b) Documento individual de seguimiento radiológico: la empresaexterna deberá garantizar la cumplimentación de la siguiente in-formación:
• Al asignar el documento:
a) Datos relativos a la identidad del trabajador, incluyendo sexoy fecha de nacimiento.
b) Datos dosimétricos previos del trabajador.
c) Nombre, dirección, fecha de inscripción y número de registrode la empresa a la que en cada momento pertenezca el tra-bajador.
• Datos que han de incluirse al término de la actividad:
a) Dosis mensual asignada por el sistema dosimétrico oficial. Enel caso de exposición no uniforme se consignará la dosis a loscorrespondientes órganos o tejidos.
b) Dosis efectiva.
OBLIGACIONES DEL TITULAR DE LA INSTALACIÓN
• Posteriormente a la finalización de la actividad: registrar en el do-cumento individual de seguimiento radiológico (carné radiológi-co) los datos referentes a la instalación, período de la actividad,dosis operacional estimada como consecuencia del seguimientodosimétrico operacional que haya podido ser necesario y dosisinterna determinada por los servicios técnicos dependientes deltitular.
• Datos que han de incluirse al término de una actividad:
a) Identificación de la instalación.
b) Período cubierto por la actividad.
c) Dosis asignada provisionalmente por el sistema dosimétricooperacional.
d) Actividad incorporada y dosis efectiva comprometida en casode que el trabajo haya podido implicar riesgo de contamina-ción interna.
OBLIGACIONES DE LOS TRABAJADORES EXTERNOS
• Todo trabajador externo tiene la obligación de colaborar con losresponsables de protección radiológica, tanto de su empresacomo del titular de la instalación, en su protección contra las ra-diaciones ionizantes, cumpliendo las normas establecidas por losmismos.
(*) Legislación de referencia: Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el quese aprueba el Reglamento de Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes,Real Decreto 413/1997, de 21 de marzo, sobre protección operacional de los tra-bajadores externos con riesgo de exposición a radiaciones ionizantes por inter-vención en zona controlada.
101.2.2. DOSIS EFECTIVA DE LOS ÚLTIMOS 5 (CINCO) AÑOS (mSv) (sin contar año en curso)
(*) Reflejar aspectos relevantes en relación con las dosis recibidas por el trabajador, como por ejemplo dosis resultantes de exposiciones especialmente autorizadas.
El titular del presente carné , D/Dª ..................................................................................................................................... declara la validez de la información referente a datos personales, domicilio y datos de exposición y sobre formación en protección radio-lógica anterior a la fecha de emisión del presente carné.
Firma del titular del carné:
1. INFORMACIÓN A CUMPLIMENTAR POR LA EMPRESA EXTERNA EN LA APERTURA DEL CARNÉ1.1. DOMICILIO DEL TITULAR (a cumplimentar también en caso de cambio de los datos iniciales):
C/ ......................................................................................................................................................................................................................
Población: ............................................................................................... Provincia: ...................................................................................
Teléfono: ........................................................................................................ propio/aviso (subrayar lo que proceda)
C/ ......................................................................................................................................................................................................................
Población: ............................................................................................... Provincia: ...................................................................................
Teléfono: ........................................................................................................ propio/aviso (subrayar lo que proceda)
C/ ......................................................................................................................................................................................................................
Población: ............................................................................................... Provincia: ...................................................................................
Teléfono: ........................................................................................................ propio/aviso (subrayar lo que proceda)
1.2. HISTORIAL DOSIMÉTRICO HASTA LA FECHA DE EMISIÓN DEL PRESENTE CARNÉ
1.2.1. DOSIS VIDA (mSv)
EXPOSICIÓN EXTERNA CONTAMINACIÓNINTERNA
(1) Dosis DosisDosis por exposición no uniforme
Manos Antebrazo Pies Tobillos Cristalino Otras zonasprofunda superficial
DOSISEFECTIVA
[Suma de (1) y (2)]
Observaciones (reflejar aspectos relevantes en relación con las dosis recibidas por el trabajador, como por ejemplo dosis resul-tantes de exposiciones especialmente autorizadas). ................................................................................................................................................................................................................................................................................................................................................................
DOSIS EFECTIVA DE LOS ÚLTIMOS 5 (CINCO) AÑOS
AÑOEXPOSICIÓN CONTAMINACIÓN DOSIS EFECTIVAEXTERNA (1) INTERNA (2) [SUMA (1) Y (2)] OBSERVACIONES (*)
(2) Dosis efectivacomprometida
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(DOS PÁGINAS IGUALES)
3. INFORMACIÓN RELATIVA A INSTALACIONES NUCLEARES O RADIACTIVAS EN LAS QUE HA PRESTADO O PRESTA SERVICIO EL TRABAJADOR
(A CUMPLIMENTAR POR LA INSTALACIÓN) (*)
SELLO Y FIRMA DEL TITULAR INSTALACIÓN DIRECCIÓN
FECHA FECHADE LA INSTALACIÓNALTA BAJA
O PERSONA DELEGADA
(*) En caso de efectuar actividades de cualquier tipo en zona controlada no perteneciente a una instalación nuclear o radiactiva,este apartado deberá ser cumplimentado por el responsable de la instalación en la cual se ha realizado la actividad.
3. INFORMACIÓN RELATIVA A INSTALACIONES NUCLEARES O RADIACTIVAS EN LAS QUE HA PRESTADO O PRESTA SERVICIO EL TRABAJADOR
(A CUMPLIMENTAR POR LA INSTALACIÓN) (*)
SELLO Y FIRMA DEL TITULAR INSTALACIÓN DIRECCIÓN
FECHA FECHADE LA INSTALACIÓNALTA BAJA
O PERSONA DELEGADA
(*) En caso de efectuar actividades de cualquier tipo en zona controlada no perteneciente a una instalación nuclear o radiactiva,este apartado deberá ser cumplimentado por el responsable de la instalación en la cual se ha realizado la actividad.
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14
(NÚMERO DE PÁGINAS EN FUNCIÓN DE LAS CARACTERÍSTICAS QUE SE ESTABLEZCAN
POR EL CSN PARA EL PROGRAMA DE FORMACIÓN)
5. INFORMACIÓN RELATIVA A LA FORMACIÓN EN PROTECCIÓN RADIOLÓGICA ACUMPLIMENTAR POR LA ENTIDAD O PERSONA RESPONSABLE DEL CURSO
5.1. FORMACIÓN BÁSICA EN PROTECCIÓN RADIOLÓGICA (OBLIGACIÓN DE LA EMPRESA EXTERNA)5.1. (a cumplimentar por la entidad o persona responsable del curso)
FECHA CENTRO O EMPRESA FIRMA Y SELLO DEL RESPONSABLE DE OBSERVACIONESDE INSTRUCCIÓN LA ENTIDAD O PERSONA DELEGADA
FECHA CENTRO O EMPRESA FIRMA Y SELLO DEL RESPONSABLE DE OBSERVACIONESDE INSTRUCCIÓN LA ENTIDAD O PERSONA DELEGADA
5.2. FORMACIÓN ESPECÍFICA EN PROTECCIÓN RADIOLÓGICA (OBLIGACIÓN DE LA INSTALACIÓN)5.2. (a cumplimentar por la entidad o persona responsable del curso)
15
(CUATRO PÁGINAS IGUALES)
6.1. DOSIS POR CONTAMINACIÓN INTERNA (mSv) A CUMPLIMENTAR POR EL SERVICIO DE DOSIMETRÍA (*)(CONTINUACIÓN)
(*) Este apartado deberá ser cumplimentado por el responsable de la empresa externa o persona delegada, en el caso de que la determinación de las dosis hayan sido efectuadas por un servicio técnico independiente del titular de la instalación.
(**) Alta; baja; periódico (anual, semestral, ...); especial.(***) Reflejar aspectos relevantes en relación con las dosis recibidas por el trabajador, como por ejemplo dosis resultantes de ex-
posiciones especialmente autorizadas
Fecha de Fecha de Tipo deAi total Isótopos
Dosis efectivaObservaciones
(*) Sello y firma
asignación medida control(Bq)
comprometida(***)
del responsable
mes/año día/mes/año (**) E (τ)Servicio de Dosimetría
o persona delegada
6. INFORMACIÓN DOSIMÉTRICA
6.1. DOSIS POR CONTAMINACIÓN INTERNA (mSv) A CUMPLIMENTAR POR EL SERVICIO DE DOSIMETRÍA (*)
(*) Este apartado deberá ser cumplimentado por el responsable de la empresa externa o persona delegada, en el caso de que la determinación de las dosis hayan sido efectuadas por un servicio técnico independiente del titular de la instalación.
(**) Alta; baja; periódico (anual, semestral, ...); especial.(***) Reflejar aspectos relevantes en relación con las dosis recibidas por el trabajador, como por ejemplo dosis resultantes de ex-
posiciones especialmente autorizadas.
Fecha de Fecha de Tipo deAi total Isótopos
Dosis efectivaObservaciones
(*) Sello y firma
asignación medida control(Bq)
comprometida(***)
del responsable
mes/año día/mes/año (**) E (τ)Servicio de Dosimetría
o persona delegada
16
(TRES PÁGINAS IGUALES)
DOSIS POR IRRADIACIÓN EXTERNA, DOSIMETRÍA OPERACIONAL (mSv) (**)
AÑO MES/PERÍODO DOSIS REGISTRADA OBSERVACIONESSELLO Y FIRMA DEL TITULAR
DE LA INSTALACIÓN O PERSONA DELEGADA (*)
6.2. FICHA DOSIMÉTRICA A CUMPLIMENTAR POR EL TITULAR DE LA INSTALACIÓN O PERSONA DELEGADA (*)
(*) En caso de efectuar actividades de cualquier tipo en zona controlada no perteneciente a una instalación nuclear o radiacti-va, este apartado deberá ser cumplimentado por el responsable, o persona delegada, de la instalación en la cual se ha rea-lizado la actividad.
(**) El período de validez de la dosimetría operacional será de 90 días.
DOSIS POR IRRADIACIÓN EXTERNA, DOSIMETRÍA OPERACIONAL (mSv) (**)
AÑO MES/PERÍODO DOSIS REGISTRADA OBSERVACIONESSELLO Y FIRMA DEL TITULAR
DE LA INSTALACIÓN O PERSONA DELEGADA (*)
6.2. FICHA DOSIMÉTRICA A CUMPLIMENTAR POR EL TITULAR DE LA INSTALACIÓN O PERSONA DELEGADA (*) (CONTINUACIÓN)
(*) En caso de efectuar actividades de cualquier tipo en zona controlada no perteneciente a una instalación nuclear o radiacti-va, este apartado deberá ser cumplimentado por el responsable, o persona delegada, de la instalación en la cual se ha rea-lizado la actividad.
(**) El período de validez de la dosimetría operacional será de 90 días.
17
(TRES PÁGINAS IGUALES)
DOSIS
DOSIS EFECTIVA OBSERVACIONESSELLO Y FIRMA DELDOSIS EXTERNA INTERNA
[Suma de (1) y (2)] (***)RESPONSABLE DE LAEMPRESA EXTERNAMES (**)
(*)(1) Dosis Dosis (2) Dosisefectiva
profunda superficial comprometida
JULIO
AGOSTO
SEPTIEMBRE
OCTUBRE
NOVIEMBRE
DICIEMBRE
DOSIS EFECTIVA ACUMULADA EN LOS ÚLTIMOS 5 (cinco) AÑOS (cuatro más el año en curso):
DOSIS SUPERFICIAL (mSv) TOTAL AÑO ...........
AÑO TOTAL
DOSIS (mSv)
6.3. 6.3.1. DOSIMETRÍA OFICIAL AÑO ..........................
(*) Persona que figure como tal en el Registro Oficial de Empresas Externas del Consejo de Seguridad Nuclear o persona delegada (**) Las dosis mensuales son la suma de las dosis recibidas por el trabajador en el mes en curso en todas las instalaciones en las que haya prestado servicio.(***) Se reflejarán aspectos relevantes en relación con las dosis asignadas como por ejemplo dosis resultantes de exposiciones especialmente autorizadas, accidente o
emergencia.(2) Reflejar los datos correspondientes del apartado 6.1. “Dosis por contaminación interna”
DOSIS
DOSIS EFECTIVA OBSERVACIONESSELLO Y FIRMA DELDOSIS EXTERNA INTERNA
[Suma de (1) y (2)] (***)RESPONSABLE DE LAEMPRESA EXTERNAMES (**)
(*)(1) Dosis Dosis (2) Dosisefectiva
profunda superficial comprometida
ENERO
FEBRERO
MARZO
ABRIL
MAYO
JUNIO
6.3. FICHA DOSIMÉTRICA A CUMPLIMENTAR POR EL RESPONSABLE DE LA EMPRESA EXTERNA O PERSONA DELEGADA (*)
6.3. 6.3.1. DOSIMETRÍA OFICIAL AÑO ..........................
(*) Persona que figure como tal en el Registro Oficial de Empresas Externas del Consejo de Seguridad Nuclear o persona delegada (**) Las dosis mensuales son la suma de las dosis recibidas por el trabajador en el mes en curso en todas las instalaciones en las que haya pres-
tado servicio.(***) Se reflejarán aspectos relevantes en relación con las dosis asignadas como por ejemplo dosis resultantes de exposiciones especialmente au-
torizadas, accidente o emergencia.(2) Reflejar los datos correspondientes del apartado 6.1. “Dosis por contaminación interna”
18
6.3. 6.3.2. DOSIS POR EXPOSICIÓN NO UNIFORME (**). AÑO .......................
MES
DOSIS EXTERNA (mSv) SELLO Y FIRMADEL RESPONSABLE
Manos Antebrazos Pies Tobillos Cristalino Otras OBSERVACIONES Ó DE LA EMPRESAzonas EXTERNA (*)
ENERO
FEBRERO
MARZO
ABRIL
MAYO
JUNIO
6.3. FICHA DOSIMÉTRICA A CUMPLIMENTAR POR EL RESPONSABLE DE LA EMPRESA EXTERNA (*)
6.3. 6.3.2. DOSIS POR EXPOSICIÓN NO UNIFORME (**). AÑO .......................
(*) Persona que figure como tal en el Registro Oficial de Empresas Externas del Consejo de Seguridad Nuclear o persona delegada.(**) Cumplimentar únicamente cuando, debido a un riesgo de exposición no uniforme, se haya realizado un control de dosis.
MES
DOSIS EXTERNA (mSv) SELLO Y FIRMADEL RESPONSABLE
Manos Antebrazos Pies Tobillos Cristalino Otras OBSERVACIONES Ó DE LA EMPRESAzonas EXTERNA (*)
JULIO
AGOSTO
SEPTIEMBRE
OCTUBRE
NOVIEMBRE
DICIEMBRE
TOTAL AÑO
(*) Persona que figure como tal en el Registro Oficial de Empresas Externas del Consejo de Seguridad Nuclear o persona delegada.(**) Cumplimentar únicamente cuando, debido a un riesgo de exposición no uniforme, se haya realizado un control de dosis.
(TRES PÁGINAS IGUALES)
19
ANEXO II
(A CUMPLIMENTAR POR LA EMPRESA EXTERNA)
CARNÉ RADIOLÓGICO N.º
Expedido a:
APELLIDOS 1er ..........................................
APELLIDOS 2.º..........................................
NOMBRE: ..................................................
N.º de Carné Radiológico..................................
(D.N.I. Tarjeta de residencia)
N.º de la Seguridad Social: ...............................
Fecha emisión:....................................................
EXPEDIDO POR.................................................
(Nombre de empresa externa)
N.º Empresa externa//CIF .................................
————————————————————
Recibido el carné con fecha .............................
El titular del carné
(FIRMA)
EJEMPLAR PARA ARCHIVO DE LA ENTIDAD EMISORA
(A CUMPLIMENTAR POR LA EMPRESA EXTERNA)
CARNÉ RADIOLÓGICO N.º
Expedido a:
APELLIDOS 1er ..........................................
APELLIDOS 2.º..........................................
NOMBRE: ..................................................
N.º de Carné Radiológico..................................
(D.N.I. Tarjeta de residencia)
N.º de la Seguridad Social: ...............................
Fecha emisión:....................................................
EXPEDIDO POR.................................................
(Nombre de empresa externa)
N.º Empresa externa//CIF .................................
————————————————————
Recibido el carné con fecha .............................
El titular del carné
(FIRMA)
EJEMPLAR PARA REMITIR AL C.S.N. SUBDIRECCIÓN GENERALDE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA OPERACIONAL
Inst
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les
nucl
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CSN Instrucción IS-02, sobreactividades de recargaen centrales nucleares
Instrucción de 10 de abrilde 2002, del Consejo deSeguridad Nuclear, número IS-02, por la que se regulala documentación sobreactividades de recarga encentrales nucleares de agualigeraPublicada en el BOE nº 159 de 4 de julio de 2002
Instrucción de 10 de abril de 2002, delConsejo de Seguridad Nuclear, número IS-02, por la que se regula ladocumentación sobre actividades de recargaen centrales nucleares de agua ligera
El artículo 2.a) de la Ley 15/1980, de 22 de abril,
de creación del Consejo de Seguridad Nuclear,
tras la modificación introducida por la disposi-
ción adicional primera de la Ley 14/1999, de 4
de mayo, de tasas y precios públicos por servicios
prestados por el Consejo de Seguridad Nuclear,
atribuye a este ente público la facultad de «ela-
borar y aprobar las instrucciones, circulares y
guías de carácter técnico relativas a las instala-
ciones nucleares y radiactivas y a las activida-
des relacionadas con la seguridad nuclear y la
protección radiológica» relacionadas con el fun-
cionamiento seguro, es decir, sin riesgos inde-
bidos para las personas o el medio ambiente,
de las instalaciones nucleares y radiactivas.
Hasta este momento, el Consejo de Seguridad
Nuclear ha venido aprobando numerosos docu-
mentos de carácter recomendatorio, en los que
venía informando a los titulares de las instala-
ciones y actividades nucleares y generadoras de
radiaciones ionizantes, de los parámetros, pro-
cedimientos y metodologías aplicables a la ex-
plotación o manipulación de sus equipos e ins-
talaciones, indicando a los operadores los
sistemas más adecuados para la aplicación y
cumplimiento de la reglamentación vigente del
sector.
En esta línea documental fue aprobada por el
Consejo la Guía de Seguridad GS-1.5, relativa a
la Documentación de actividades de recarga en
centrales nucleares de agua ligera, cuyo objeti-
vo era dar tratamiento a la documentación que
seria exigible por parte del Consejo de Seguri-
dad Nuclear, a título indicativo, para evaluar la
seguridad y correcta realización de los procesos
de renovación del combustible nuclear, siendo
así que la citada Guía procedía a la identifica-
ción de las actividades sobre las que es proce-
dente el envío de información al Consejo, los
contenidos de la misma y los plazos recomen-
dados para su presentación.
De hecho, es una realidad que buena parte de
la información suministrada por una central nu-
clear en relación con el proceso de recarga cons-
tituye la base para la operación del ciclo, tanto
desde el punto de vista de seguridad como del
conocimiento del comportamiento esperado del
núcleo durante el mismo.
No obstante, la versión vigente de la Guía no
aludía a las circunstancias en que la documen-
tación referida había de ser modificada a la vis-
ta de la evolución real del ciclo, además de que
se habían detectado otros problemas y desajus-
tes asociados a la falta de adaptación de la mis-
ma al estado actual de la técnica. Por otra par-
te, las recomendaciones de la Guía se han
incluido en los documentos oficiales de explo-
tación de las centrales, pasando a ser requisitos
de obligado cumplimiento. Todas estas circuns-
tancias han contribuido a la necesidad de pro-
ceder a actualizarla y sustituirla por la presente
Instrucción, la cual, a su vez, lejos del carácter
recomendatorio de la Guía, posee naturaleza y
rango de disposición administrativa de carácter
general, siendo pues de obligado cumplimiento
para todos los sujetos y entidades que se inte-
gren en su ámbito de aplicación.
En virtud de todo lo anterior, y de conformidad
con la habilitación legal prevista en el artículo
2.a) de la Ley 15/1980, de 22 de abril, de Crea-
ción del Consejo de Seguridad Nuclear, según la
redacción otorgada por la disposición adicional
primera de la Ley 14/1999, de 4 de mayo, pre-
via consulta a los sectores afectados, y tras los
informes técnicos oportunos, este Consejo, en
su reunión del día 10 de abril de 2002, ha dis-
puesto lo siguiente:
3
Primero. Ámbito de aplicación
La presente Instrucción será de aplicación a los
titulares de las centrales nucleares de agua a pre-
sión (PWR) y de agua en ebullición (BWR), sal-
vo que se indique el tipo específico al que se
aplica.
Segundo. Definiciones
Recarga: en sentido estricto, se entiende por «re-
carga» el conjunto de actividades encaminadas a
la renovación del combustible en una central nu-
clear. Sin embargo, en las centrales de agua li-
gera se englobará también bajo esta denomina-
ción todo el conjunto de actividades que se
realizan durante la parada para la renovación
del combustible, entendiéndoe a tal efecto que
dichas actividades incluyen las siguientes:
a) Diseño y análisis de seguridad de la recarga.
b) Manipulación del combustible.
c) Inspección del combustible.
d) Pruebas periódicas de vigilancia y pruebas
especiales.
e) Pruebas nucleares de arranque del ciclo.
f) Modificaciones de diseño.
g) Control y vigilancia radiológicos durante la
recarga
h) Inspección en servicio.
i) Mantenimiento correctivo y preventivo.
Las definiciones de los restantes términos y con-
ceptos utilizados en la presente Instrucción se
corresponden con los contenidos en las si-
guientes disposiciones:
Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energía Nu-
clear («Boletín Oficial del Estado» número 107,
de 4 de mayo, artículo segundo), modificada por
la Ley 54/1997, de 27 de noviembre, del Sector
Eléctrico («Boletín Oficial del Estado» número
285, del 28).
Ley 15/1980, de 22 de abril, de Creación del
Consejo de Seguridad Nuclear («Boletín Oficial
del Estado» número 100, del 25), modificada por
la Ley 14/1999, de 4 de mayo, de Tasas y Pre-
cios Públicos por servicios prestados por el Con-
sejo de Seguridad Nuclear («Boletín Oficial del
Estado» número 107, del 5).
Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por
el que se aprueba el Reglamento sobre Instala-
ciones Nucleares y Radiactivas («Boletín Oficial
del Estado» número 313, del 31).
Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el que
se aprueba el Reglamento sobre Protección Sa-
nitaria contra Radiaciones Ionizantes («Boletín
Oficial del Estado» número 178, del 26).
Tercero. Documentación de las actividades
de recarga
La documentación de la recarga a que se refie-
re la presente Instrucción, que deberá ser pre-
sentada ante el Consejo de Seguridad Nuclear
(CSN), en los casos y según los plazos previs-
tos en el articulado del presente texto, se com-
pone de los siguientes informes:
Informe de seguridad de la recarga (ISR).
Programa general de actividades de la recarga.
Información a suministrar durante la parada.
Informe final de la recarga.
Cuarto. Informe de seguridad de la recarga
(ISR)
4.1. Objetivos y aspectos generales del ISR.
4.1.1. El objetivo de los análisis de seguridad
de la recarga que se incluyen en el ISR será
demostrar que el núcleo resultante tras la re-
novación del combustible cumple los criterios
de seguridad establecidos en el Estudio de Se-
guridad (ES) de la central, y que, por consi-
guiente, la operación del núcleo de recarga es
segura según lo establecido en dicho docu-
mento y dentro de los límites y condiciones de
operación requeridos en los documentos ofi-
ciales de explotación y en la autorización de
4
explotación vigente. Estos análisis no precisan
aprobación explícita, si bien en los casos en
que de ellos se deriven cambios a las Especi-
ficaciones Técnicas de Funcionamiento o mo-
dificaciones que precisen autorización, éstos se
someterán a aprobación siguiendo los trámites
establecidos.
4.1.2. La metodología utilizada en los análisis in-
cluidos en el ISR debe ser la misma que se apli-
có para demostrar la seguridad de las recargas
anteriores de la misma central.
4.1.3. En aquellos casos en los que se modifi-
que la metodología, se deberá justificar, si-
guiendo lo establecido en la Guía de Seguridad,
del CSN, GS-1.11 «Modificaciones de diseño en
centrales nucleares», que dicha modificación no
requiere autorización, o, en caso contrario, se
deberá solicitar la autorización de la modifica-
ción antes de su utilización. En todos los casos,
siempre que haya cambios en la metodología de
análisis ello deberá indicarse de forma clara y
precisa dentro del ISR.
4.1.4. Siempre que se proponga un cambio de
las Especificaciones Técnicas de Funcionamien-
to de la planta como consecuencia de los aná-
lisis de seguridad de la recarga, la información
correspondiente debe incluirse en el ISR.
4.1.5. Cuando de la recarga se deriven cambios
en el contenido del ES, con independencia del
trámite de autorización específico que rige para
las revisiones de este documento, se recomien-
da que se incluya un borrador de los cambios
a introducir en el mismo
4.1.6. En aquellas recargas en las que se intro-
duzcan en el núcleo, por primera vez, elemen-
tos de demostración de un nuevo combustible,
deberá obtenerse previamente del CSN la acep-
tación del programa de elementos de demostra-
ción correspondiente, para lo que se presenta-
rá documentación en la que se justifiquen los
siguientes aspectos:
Se ha realizado una definición detallada de los
objetivos perseguidos con el programa, y se
han previsto las inspecciones y tareas de se-
guimiento necesarias para garantizar su cum-
plimiento.
El programa se ha diseñado de forma que las
condiciones de operación de los elementos de
demostración sean razonablemente representati-
vas del uso habitual del combustible, si bien tra-
tará de evitar que los elementos de demostra-
ción sean limitantes en el nuevo núcleo. En este
contexto, un elemento se considera limitante en
el núcleo si, en alguno de los análisis de segu-
ridad, es el que muestra menos margen respec-
to a los límites aplicables.
Cuando un elemento de demostración sea el ele-
mento limitante en el núcleo, esto se hará cons-
tar así en el ISR, indicando de forma explícita
las penalizaciones y conservadurismos adiciona-
les que se han asumido en los análisis de se-
guridad afectados para garantizar que quedan
cubiertas razonablemente las incertidumbres
(cálculo, metodológicas, parámetros de entrada,
etc.) que puedan derivarse de la falta de expe-
riencia operativa.
El número de elementos de demostración es el
más bajo posible compatible con los requisitos
de diseño de la recarga.
Se ha previsto que los elementos de demostra-
ción alcancen el quemado objetivo del nuevo
diseño, así como los mecanismos necesarios
para verificar que no se producen degradacio-
nes no previstas a lo largo del quemado.
El diseño de los elementos es compatible neu-
trónica, mecánica e hidráulicamente con los res-
tantes elementos del núcleo.
5
La metodología de diseño y evaluación de se-
guridad aceptada para esa planta sigue siendo
válida para los elementos de demostración. En
caso contrario, las modificaciones deberán tra-
tarse como se ha indicado en el párrafo 4.1.3 de
este apartado.
4.1.7. En el caso de que en la recarga se in-
troduzca en el núcleo un nuevo tipo de com-
bustible, y como soporte del trámite requerido
por constituir una modificación de las Especi-
ficaciones Técnicas de Funcionamiento, se pre-
sentará un análisis de los resultados de los pro-
g r a m a s d e d e m o s t r a c i ó n e n q u e h a y a
intervenido dicho combustible, junto con un in-
forme del diseño del elemento combustible en
el que se incluyan las características más rele-
vantes de su diseño nuclear, termohidráulico,
termomecánico y estructural, así como una jus-
tificación de que, en su caso, la introducción
del nuevo tipo de combustible no precisa au-
torización previa. Adicionalmente, se propor-
cionará una documentación equivalente a la
contenida en el ES para todos aquellos aparta-
dos que puedan verse afectados, que deberá ser
incorporada al mismo una vez aprobado el uso
del nuevo combustible. En el caso de que la
utilización del nuevo combustible introduzca
cambios en la metodología de análisis, éstos se
tratarán como ya se ha indicado en el párrafo
4.1.3 de este apartado.
4.1.8. Cuando en la recarga, aun manteniéndo-
se el mismo tipo de combustible de ciclos an-
teriores, se introduzcan modificaciones en su di-
seño neutrónico, termohidráulico o mecánico,
éstas se tratarán conforme a lo indicado en la
Guía de Seguridad GS-1.11, del CSN.
4.2. Información general a incluir en el ISR.
4.2.1. Los aspectos generales del análisis de la
recarga que debe contener el ISR serán como
mínimo los siguientes:
a) Mapa del núcleo utilizado para el análisis, en
el que se indique el tipo de combustible, el en-
riquecimiento y el quemado de cada elemento,
la posición de venenos neutrónicos y las fuen-
tes secundarias de neutrones, si hubiera.
b) Quemado medio supuesto para el final del
ciclo anterior, distribución axial de quemado
(BWR) y quemado de diseño previsto para el fi-
nal del nuevo ciclo. Ventana de quemado apli-
cable al análisis.
c) Valores nominles de los parámetros de dise-
ño para el ciclo de que se trate.
d) Cambios significativos que pueda haber en
la estrategia de operación respecto a ciclos an-
teriores (control de la distribución de potencia,
de los transitorios de xenón, extensiones del
mapa de operación, alargamiento de ciclo, se-
guimiento de carga, etc.).
e) Condiciones de operación de la central utili-
zadas como referencia para la realización de los
análisis de seguridad del ciclo y para generar la
información del diseño nuclear, identificando es-
pecíficamente las condiciones de operación dis-
tintas de las nominales no cubiertas por el ISR.
4.2.2. La estructura del documento y el orden
en que deben figurar los diferentes conceptos la
establecerá el titular según sus necesidades es-
pecíficas. Algunos de los contenidos menciona-
dos pueden no figurar explícitamente en el ISR,
siempre que se incluyan en otros documentos
específicos de la recarga [como el informe de
diseño nuclear (IDN), el informe de gestión del
ciclo (IGC) u otros], y que estos documentos se
remitan al CSN.
4.3. Información sobre el diseño nuclear.
4.3.1. Se incluirá la información cuantitativa que
se especifica a continuación, proporcionando va-
lores relativos al comienzo y al final del ciclo, va-
6
lores máximos y mínimos durante el ciclo o cur-
vas de variación del parámetro de que se trate.
Los parámetros requeridos son los siguientes:
a) Concentraciones críticas de boro.
b) Márgenes de parada y capacidad mínima re-
querida.
c) Exceso de reactividad en caliente.
d) Distribuciones de potencia y quemado.
e) Factores de pico.
f) Límites térmicos aplicables a la operación del
ciclo.
g) Coeficientes de reactividad.
h) Vida media de los neutrones inmediatos.
i) Fracción de neutrones diferidos.
j) Valores y límites de inserción de las barras
de control.
k) Valor diferencial del boro.
l) Datos necesarios para la realización de las
pruebas nucleares de arranque del ciclo.
4.3.2. En el caso de que, por las características
de la metodología de diseño que se use o por
los métodos de seguimiento de ciclo que se
apliquen, una central desee modificar el conte-
nido de la lista anterior, deberá proponer al CSN
una lista equivalente de parámetros para su
aceptación.
4.3.3. Cuando el contenido habitual del IDN,
junto con el del IGC (BWR) u otra documen-
tación, se considere suficiente para cumplir
con lo requerido en este apartado, sólo será
necesario incluir en el ISR los valores de los
parámetros relacionados con los análisis de se-
guridad.
4.4. Información sobre el diseño mecánico del
combustible.
4.4.1. Se incluirán de forma explícita los datos
resultantes de la verificación específica del cum-
plimiento de los criterios de diseño del elemento
combustible para el ciclo.
4.5. Análisis de seguridad específicos del ciclo.
4.5.1. En el contexto de esta Instrucción, se
han considerado como análisis de seguridad del
ciclo todos aquellos que son necesarios para
demostrar que el núcleo, una vez renovado el
combustible, cumple los criterios de seguridad
establecidos en el Estudio de Seguridad. En este
sentido, se consideran análisis de seguridad
tanto los análisis termomecánicos y termohi-
dráulicos como los análisis de transitorios y ac-
cidentes.
En los análisis de seguridad del ciclo se debe-
rán identificar aquellos parámetros que cam-
bian como consecuencia del nuevo núcleo y
que tengan impacto en los análisis de seguri-
dad, debiendo demostrarse que con dichos
cambios no se superan los límites de seguridad
establecidos.
4.5.2. La demostración citada en el punto ante-
rior podrá realizarse de manera específica para
cada ciclo, o bien de manera genérica. En este
caso, se elaborará un documento-base en el que
se identifiquen todos aquellos parámetros de se-
guridad que pueden cambiar como consecuen-
cia de una recarga y el margen de variación per-
mitido sin que se requieran nuevos análisis de
seguridad. El documento deberá justificar de ma-
nera adecuada que la variación de los paráme-
tros identificados dentro de los márgenes esta-
blecidos no lleva a superar los límites de
seguridad.
En aquellos casos en que se disponga de dicho
documento aceptado y la recarga no incorpore
otros aspectos que requieran un proceso de
aceptación adicional, bastará con presentar los
valores de los parámetros identificados en el do-
cumento-base correspondientes al ciclo. En to-
dos los demás casos, se deberán presentar los
análisis específicos del ciclo necesarios para de-
mostrar que se siguen cumpliendo los límites es-
tablecidos en el Estudio de Seguridad.
7
4.6. Informe de los límites de operación del nú-
cleo (ILON).
4.6.1. Aquellas centrales que dispongan de un
informe de los límites de operación del núcleo
(ILON) aprobado, deberán remitir el correspon-
diente al nuevo ciclo junto al ISR, que conten-
drá los análisis de seguridad necesarios para jus-
tificar los cambios que se hayan introducido en
el citado ILON.
4.6.2. En el supuesto de que alguno de los lí-
mites de operación contenidos en el ILON pre-
cise ser modificado durante el ciclo, deberá re-
mitirse al CSN un análisis de seguridad para
justificar que el cambio no requiere autorización.
Si el cambio requiere autorización, se tratará
como se describe en la Guía de Seguridad
GS-1.11, del CSN.
Quinto. Revisión de la documentación de
seguridad de la recarga
5.1. La documentación relacionada con los aná-
lisis de seguridad de la recarga (ISR, IDN, IGC,
ILON, y otra documentación específica) deberá
revisarse cuando se detecten aspectos erróneos
o cuando durante la operación del ciclo se de-
tecten desviaciones respecto a lo anticipado por
el diseño, de cuyo análisis pueda deducirse que
el contenido de la documentación de recarga no
es adecuado para los usos previstos. En el caso
de que la información afectada se refiera al
mapa de carga del núcleo, o sea necesaria para
el cumplimiento de requisitos de vigilancia, o
para la realización de pruebas requeridas, la si-
tuación se pondrá en conocimiento del CSN con
la mayor brevedad.
5.2. Las revisiones que se realicen de la docu-
mentación descrita en esta Instrucción deberán
remitirse al CSN, junto a la justificación de que
los cambios no requieren autorización. En el su-
puesto de que se requiera autorización, se ac-
tuará conforme a lo establecido en la Guía de
Seguridad GS-1.11, del CSN.
Sexto. Programa general de actividades de
la recarga
6.1. Aspectos generales. El programa general de
actividades de la recarga deberá contener una
secuencia temporal de las principales activida-
des previstas para la parada, además de infor-
mación específica sobre determinadas activida-
des, según se expone a continuación. Esta
información específica podrá incluirse en apar-
tados dentro de un documento general o bien
como anexos independientes, en función del vo-
lumen o del contenido de los mismos.
Se remitirá el programa de actividades previstas
en parada. En dicho programa deberá figurar la
previsión en el tiempo, desde el inicio de la pa-
rada (desacoplamiento del turbogrupo) hasta su
finalización (acoplamiento del turbogrupo), de
las actividades que constituyen el camino críti-
co y de aquellas otras paralelas relacionadas con
la seguridad nuclear. Asimismo, cada una de
ellas se desglosará individualmente en las fases
de que consta, señalándose, a su vez, la fecha
y duración previstas para su realización.
6.2. Inspección en servicio. Se deberá presentar
un programa de trabajo de las inspecciones que
se prevé efectuar durante la parada, suministran-
do como mínimo la información que se cita en
el apartado A) del anexo I de esta Instrucción.
6.3. Actividades de mantenimiento. Se enviará
el informe relativo a las evaluaciones de segu-
ridad de las planificaciones de actividades de
mantenimiento en recarga, realizadas de acuer-
do con los criterios establecidos en la normati-
va vigente.
6.4. Modificaciones de diseño. Se deberá sumi-
nistrar la relación de modificaciones de diseño
relacionadas con la seguridad a ejecutar duran-
te la parada, con una breve descripción de las
mismas. En el caso excepcional de que sea ne-
cesario implantar alguna modificación de dise-
8
ño relacionada con la seguridad durante la pa-
rad de recarga, y no haya sido incluida en los
informes requeridos por la Guía de Seguridad
GS-1.11, del CSN, deberá ser incorporada en el
programa general de actividades de la recarga,
adjuntándose su documentación asociada.
6.5. Inspección del combustible. Se deberá pre-
sentar el plan de inspección del combustible
irradiado, debiendo justificarse adecuadamente
aquellos casos en que no se estime necesario
realizar dicha inspección.
Se incluirán, como mínimo, los siguientes as-
pectos:
a) Criterios establecidos para la selección del
combustible a inspeccionar.
b) Listado de elementos que se ha previsto ins-
peccionar.
c) Alcance de la inspección y medios y equi-
pos a utilizar durante la misma.
En caso de que se prevea la necesidad de una
posible reconstitución de combustible, se hará
constar dicha posibilidad y la estimación del nú-
mero de varillas afectadas.
6.6. Información sobre pruebas especiales y re-
quisitos de vigilancia específicos. Durante las pa-
radas para recarga se cumplimenta una buena
parte de los requisitos de vigilancia de los sis-
temas, equipos y componentes importantes para
la seguridad y, asimismo se realizan otras prue-
bas especiales que pueden venir impuestas por
condicionados del CSN, por aplicación temporal
de normativa o por otras causas.
Con objeto de facilitar y simplificar el proceso
de revisión y evaluación de este tipo de prue-
bas o requisitos de vigilancia por parte del CSN,
se indicarán en este apartado los programas de
actividades correspondientes a aquellas que se
hayan identificado como de interés especial.
Con carácter general, salvo que específicamen-
te no le sea aplicable a la central, se incluirán
las siguientes:
a) Pruebas de fugas locales.
b) Prueba integrada de fugas.
c) Prueba de actuación de salvaguardias tecno-
lógicas.
Adicionalmente, con carácter específico para
cada central, se incluirán en este apartado los
programas de actividades correspondientes a la
realización de pruebas especiales o requisitos de
vigilancia específicos que se hayan identificado
previamente por el CSN.
6.7. Pruebas nucleares de arranque del ciclo. En
el programa de actividades descrito en el aparta-
do 9.2 se identificarán las pruebas nucleares de
arranque del ciclo, justificando las posibles mo-
dificaciones respecto a la secuencia habitual. Los
cambios en los procedimientos de prueba, si los
hubiera, se tratarán conforme a lo establecido en
la Guía de Seguridad GS-1.11, del CSN.
6.8. Dosis previstas. La planificación de trabajos
que conllevan una carga radiológica debe incluir
una estimación detallada y realista de los pará-
metros radiológicos del trabajo a efectuar, que
permita tomar decisiones sobre la protección ra-
diológica a incorporar durante la realización de
éstos.
a) Parámetros radiológicos: se realizará una es-
timación preliminar de la dosis colectiva global
de la recarga y de la carga de trabajo expresa-
da en horas por persona. Se identificarán los tra-
bajos que se prevé puedan suponer una carga
radiológica superior a la habitual en otras re-
cargas, explicando la causa de tal previsión y las
dosis colectivas asociadas a los mismos.
b) Técnicas de reducción de dosis: se expon-
drán las innovaciones que, al objeto de reducir
9
las dosis, se van a introducir en las operaciones
a realizar durante la parada, describiendo las téc-
nicas a utilizar y los trabajos a los que afectan.
Séptimo. Información a suministrar duran-
te la parada
7.1. Se considera conveniente que durante el
período de parada de la central, se proporcio-
ne al CSN, con periodicidad semanal, al menos
la siguiente información:
a) Avance de la ejecución de los trabajos más
importantes realizados durante la semana. Se in-
dicarán aquellos que se hayan finalizado y los
que hayan comenzado.
b) Previsión de los trabajos más importantes a
acometer durante la semana siguiente. Se iden-
tificarán en este apartado aquellos trabajos de
los que continúa su ejecución y los que se van
a iniciar. Se hará especial mención a aquellas
pruebas que constituyan un hito importante den-
tro del camino crítico de la parada.
7.2. Durante la parada se irá comunicndo la in-
formación específica sobre las desviaciones sig-
nificativas que se detecten en pruebas, ensayos
e inspecciones, a medida que se vayan suce-
diendo. Asimismo, se informará de aquellos tra-
bajos cuyas dosis colectivas a recibir se desvíen,
o se estime que puedan desviarse, en un 50 por
100 con respecto a la estimación previa, si-
guiendo el formato de la tabla 2 del anexo II
de la presente Instrucción.
Octavo. Informe final
8.1. Aspectos generales. El informe final deberá
contener un resumen general de las actividades
realizadas, e información detallada de determi-
nados aspectos, según se indica a continuación.
Esta información podrá incluirse en apartados
dentro de un documento general o en anexos
independientes, en función del volumen o con-
tenido de los mismos.
Se incluirá la información relativa a las princi-
pales actividades desarrolladas, haciendo men-
ción especial de las desviaciones del programa
o de los resultados obtenidos respecto a los pre-
vistos y a las incidencias más importantes habi-
das durante la misma.
8.2. Inspección en servicio. Se remitirá el infor-
me final de resultados de los ensayos, pruebas
e inspecciones realizadas en la parada y, en su
caso, durante el ciclo de operación, suminis-
trando la información que se cita en el aparta-
do B) del anexo I a esta Instrucción.
8.3. Actividades de mantenimiento. Se remitirá
un informe sobre el seguimiento de las funcio-
nes clave de seguridad en recarga en relación
con las actividades de mantenimiento realizadas,
análisis de sus resultados y de las posibles des-
viaciones con respecto a lo planificado.
8.4. Modificaciones de diseño. Se incluirá un ba-
lance final de las modificaciones de diseño re-
lacionadas con la seguridad implantadas duran-
te la parada, señalando las desviaciones respecto
de lo previsto. En el caso de que se hayan im-
plantado modificaciones de diseño que hayan
requerido pruebas funcionales o de presión de
estructuras, sistemas o componentes de seguri-
dad, se hará constar este hecho, adjuntando la
siguiente información:
Tipo, alcance y condiciones de prueba.
Identificación de las estructuras, sistemas o com-
ponentes probados.
Comparación de los resultados con los criterios
de aceptación.
8.5. Inspección del combustible. Se incluirán los
resultados de las actividades de inspección de
combustible irradiado, elementos inspecciona-
dos, fallos o defectos detectados, problemas es-
tructurales, deformaciones, daños en rejillas, ar-
queo de barras, acumulación de depósitos, etc.
10
Además, se analizarán las posibles causas de los
defectos encontrados y se compararán los re-
sultados obtenidos en la inspección con los re-
sultados de campañas previas de la propia cen-
tral, así como con la experiencia exterior
existente para el tipo de combustible de que se
trate.
En caso de que se haya realizado reconstitución
o reparación de combustible, se incluirá infor-
mación sobre el número de elementos afecta-
dos, número de varillas sustituidas e impacto de
la reconstitución o reparación en los análisis de
seguridad.
8.6. Pruebas especiales y requisitos de vigilan-
cia específicos. Con carácter general, se incluirá
la siguiente información acerca de las pruebas
de vigilancia o especiales que se indican a con-
tinuación:
a) Pruebas de fugas locales: En relación con las
pruebas en que se mide la tasa de fuga a tra-
vés de los dispositivos de aislamiento de la con-
tención primaria, sea o no válvula de aislamiento
(pruebas de tipos B o C), se incluirá un aparta-
do en el informe que contenga, al menos, la si-
guiente información:
Tasas de fugas inicial y final de cada compo-
nente sometido a prueba.
Tasas de fugas inicial total y final total siguien-
do el máximo y el mínimo camino de fugas.
Descripción detallada de las medidas correcto-
ras más significativas adoptadas para mantener
la estanqueidad de la contención.
b) Prueba integrada de fugas. Para las pruebas
en que se mide la estanqueidad global de la
contención (pruebas de tipo A), se incluirá un
apartado en el que se indiquen el objetivo, desa-
rrollo y resultados de la prueba. Adicionalmen-
te, para cada una de las fses de la prueba se
adjuntará la siguiente información:
Fase de estabilización: datos de entrada de los
parámetros medidos y gráficos de temperatura
seca y húmeda.
Fase de prueba: se proporcionarán los datos de
entrada, resultados obtenidos y los gráficos de
las variables más significativas, tanto para las
pruebas nulas como para las definitivas.
Fase de verificación: se proporcionarán los da-
tos de entrada, resultados obtenidos, los gráfi-
cos de las variables más significativas y los cer-
tificados de calibración de equipos y de
personal.
c) Prueba de actuación de las salvaguardias tec-
nológicas. Se proporcionará un informe de prue-
ba que incluya la siguiente información:
Comportamiento de los generadores diesel de
emergencia. Verificación explícita del cumpli-
miento de los criterios de aceptación aplicables.
Descripción de las deficiencias encontradas en
la actuación de los sistemas de salvaguardias,
en caso de que se hayan producido, y las ac-
ciones y comprobaciones realizadas para su re-
solución.
Con carácter específico para cada central, se in-
cluirá en el informe la información correspon-
diente a las pruebas especiales y requisitos de
vigilancia específicos que se hayan incluido en
el apartado 6.6.
8.7. Pruebas nucleares de arranque del ciclo. Se
incluirán los resultados de todas las pruebas
identificadas en el programa enviado previa-
mente (ver apartado 6.7), incluyendo una com-
paración entre las predicciones y los valores en-
contrados, así como el cumplimiento de los
criterios de aceptación y análisis de las discre-
pancias detectadas. Este último concluirá si de
la realización de las pruebas se deduce algún
impacto en los documentos asociados a la re-
11
carga (ISR, IDN, IGC, etc.), en cuyo caso se pro-
cederá a su revisión como se ha indicado en el
apartado quinto de esta Instrucción.
8.8. Reducción de dosis: dosis recibidas. La
aplicación del criterio ALARA a la operación de
las centrales nucleares requiere conocer con de-
talle el riesgo radiológico asociado a los distin-
tos sistemas, trabajos y departamentos. La cla-
sificación que se propone en esta Instrucción,
se considera adecuada a efectos de suministrar
una información de las dosis recibidas compa-
tible con la solicitada por la Comisión de las
Comunidades Europeas en el cuestionario Doc.
número 3650/90/ES MC/ae y del formato NEA
1 utilizado en el Sistema de Información sobre
E x p o s i c i ó n O c u p a c i o n a l ( I S O E ) d e l a
NEA-OECD.
a) Parámetros radiológicos: la información soli-
citada se recoge en las tablas 1, 2 y 3 del ane-
xo II de esta Instrucción, si bien el titular se
ajustará a las modificaciones futuras del forma-
to NEA 1 del ISOE en lo que le afecten. La ta-
bla 1 es un resumen de los parámetros radioló-
gicos de la recarga. La tabla 2 es el desglose por
sistemas, trabajos y departamentos, de dichos
parámetros radiológicos, de la carga de trabajo
y del número de trabajadores involucrados. Los
datos de las tablas 1 y 2 provendrán de la do-
simetría operacional. La tabla 3 hace referencia
a tasas de dosis en lugares concretos de la ins-
talación.
b) Técnicas de reducción de dosis: análisis de
los resultados obtenidos como consecuencia de
la aplicación del programa de reducción de do-
sis durante la recarga. En particular, para cada
una de las innovaciones que se hayan introdu-
cido en la planta al objeto de reducir dosis, se
indicará una valoración, al menos cualitativa, de
la relación coste-beneficio y la reducción de do-
sis conseguida para cada uno de los trabajos a
los que afecta.
A modo de orientación sobre este tipo de inno-
vaciones, se recomienda seguir lo indicado en la
Guía de Seguridad, del CSN, GS- 1.7 «Información
a remitir al CSN por los titulares sobre la explo-
tación de las centrales nucleares», en relación con
las técnicas y prácticas de reducción de dosis.
Noveno. Plazos de presentación de la docu-
mentación relacionada con la recarga
9.1. Informe de seguridad de la recarga.
a) En aquellas recargas en las que no se haga
uso de nuevas metodologías de diseño o análi-
sis, no se incluyan cambios en las Especificaci-
nes Técnicas de Funcionamiento o modificacio-
nes que requieran autorización derivadas del
nuevo núcleo, el ISR se deberá presentar, como
mínimo, dos meses antes de la fecha prevista
para alcanzar Modo o Condición 3 en el arran-
que del nuevo ciclo.
En el caso de tener aprobado un documen-
to-base de licenciamiento de recargas, bastará
con presentar los valores para el ciclo de los pa-
rámetros identificados en dicho documento,
quince días antes de la fecha prevista para al-
canzar Modo o Condición 3.
El IDN y el IGC se presentarán, como mínimo,
quince días antes de la fecha prevista para al-
canzar Modo o Condición 3.
b) En todos los demás casos, el ISR deberá pre-
sentarse, como mínimo, tres meses antes de la
fecha prevista para alcanzar Modo o Condición
3 en el arranque del nuevo ciclo, teniendo en
cuenta los requisitos de los puntos siguientes.
c) En las recargas en que se introduzcan cam-
bios de Especificaciones Técnicas de Funciona-
miento derivados del nuevo núcleo, se deberá
comunicar la relación de las especificaciones
afectadas y los cambios previsibles con el má-
ximo detalle posible, al menos dos meses antes
de la fecha de presentación del ISR.
12
Los cambios previstos en los parámetros conte-
nidos en el ILON se tratarán, a efectos de pla-
zo, como cambios a las Especificaciones Técni-
cas de Funcionamiento.
d) En aquellas recargas en que se vaya a hacer
uso de nuevas metodologías de diseño o análi-
sis, éstas deberán haber sido aceptadas previa-
mente de forma genérica o específica para la
central. Con dos meses de antelación a la fecha
de presentación del ISR, se deberá comunicar la
intención de introducir cualquier cambio o mo-
dificación sobre la metodología utilizada en la
recarga anterior, haciendo referencia a su apro-
bación, y se presentará la documentación equi-
valente a la contenida en el ES para su incor-
poración a dicho documento una vez aceptada
su aplicación.
e) En los casos en que deban sustituirse algunos
de los elementos que estaba previsto cargar en
el núcleo y sea necesario hacer un rediseño de
la recarga, se deberá notificar por escrito al CSN,
antes de cambiar de modo de operación, que se
han realizado todos los análisis necesarios para
garantizar la seguridad de la planta en el nuevo
modo de operación que se vaya a alcanzar.
La nueva revisión de la documentación de la re-
carga (ISR, IDN, IGC, etc.) deberá ser remitida
al CSN en el plazo máximo de un mes después
de alcanzar Modo o Condición 1.
9.2 Programa general de actividades de la re-
carga. El programa general de actividades de la
recarga (descrito en el apartado 6) deberá ser
remitido al CSN en un plazo no inferior a un
mes antes de la fecha prevista para el inicio de
las actividades de la parada.
Las revisiones de dicho programa, en particular los
programas detallados citados en el apartado A.1
del anexo I, se enviarán al CSN de manera que se
garantice que, al menos veinticuatro horas antes
del inicio del proceso de parada, se disponga de
información actualizada sobre el mismo.
También se remitirá, al menos veinticuatro horas
antes del comienzo de la recarga, la estimación fi-
nal de la dosis colectiva de recarga y de la dosis
colectiva estimada por actividades, conforme al lis-
tado de la tabla 2 del anexo II, así como las ho-
ras por persona estimadas para cada una de ellas.
9.3. Informe final. El informe final deberá ser
remitido al CSN en un plazo no superior a tres
meses después de la finalización de la parada.
Décimo. Infracciones y sanciones
Sin perjuicio de las responsabilidades civiles, pe-
nales o de otro orden en que se pueda incurrir,
los hechos que constituyan infracción de las dis-
posiciones de esta Instrucción, serán sanciona-
bles de conformidad con lo establecido en el
Capítulo XIV de la Ley 25/1964, de 29 de abril,
sobre Energía Nuclear, en la redacción dada al
mismo por la disposición adicional quinta de la
Ley 54/1997, de 27 de noviembre, del Sector
Eléctrico, así como por la disposición adicional
quinta de la Ley 14/1999, de 4 de mayo, de Ta-
sas y Precios Públicos por Servicios prestados
por el Consejo d Seguridad Nuclear.
Disposición derogatoria única
Queda derogada cualquier norma de igual o in-
ferior rango que se oponga a la presente Ins-
trucción.
Disposición final única. Entrada en vigor
La presente Instrucción entrará en vigor el día
siguiente al de su publicación en el «Boletín Ofi-
cial del Estado».
Madrid, 10 de abril de 2002.—La Presidenta, Ma-
ría-Teresa Estevan Bolea.
Ilmo. Sr. Secretario general del Consejo de Se-
guridad Nuclear.
13
ANEXO IInspección en servicio
A) Propuesta de programa de inspecciones.
A.1) Inspecciones relativas al Manual de Ins-
pección en Servicio (MIES o MISI).
1. Introducción. Deberá referenciarse el nom-
bre de la central a la que aplica y su unidad,
así como el número de la parada durante la que
se ejecutará dicho programa.
También deberá indicarse el número de inter-
valo de inspección en el que se encuentra, el
año a que corresponde dicha parada con
respecto al inicio del intervalo en vigor y
a qué período dará cumplimiento dicho
programa.
2. Objetivos. Deberán indicarse los porcentajes
de inspección, pruebas, etc. que pretenden cu-
brirse durante la parada, definiéndolos con el
mayor grado de detalle posible.
3. Referencias. Se deberá referenciar explícita-
mente la normativa aplicable a la inspección en
servicio (IES) durante la parada que no esté ya
referenciada en los Manuales de Inspección en
Servicio. En particular, se deberán referenciar ex-
plícitamente los casos de Códigos (Code Cases)
aprobados aplicables a la Sección XI del Códi-
go ASME, que se pretendan utilizar durante la
parada.
4. Personal y equipos. Definición sucinta de las
previsiones de personal, equipos y medios a uti-
lizar durante la parada, así como de los requi-
sitos a los que se dará cumplimiento.
5. Programa.
5.1. Ensayos no destructivos (END).
El documento en este punto deberá estar es-
tructurado en dos apartados:
a) Requeridos por el Código ASME, Sección XI.
Programa resumido: incluirá un programa resu-
mido identificando por ítem, categoría y clase,
el número de áreas y ensayos previstos realizar.
Se señalarán los porcentajes que se pretenden
cubrir sobre el programa definido para el inter-
valo en vigor.
Programa detallado: listar los equipos, válvulas
y tuberías a inspeccionar, detallando el área,
ítem, categoría, examen y procedimientos apli-
cables; para válvulas y tuberías, indicar como
mínimo el sistema y línea la que pertenecen.
b) Requeridos por otra normativa: listar detalla-
damente las áreas previstas a examinar en cum-
plimiento con los requisitos de otras normativas
aplicables en IES («Generic letters», «Nureg», «1.
E. Bulletin», Condicionado del permiso de ex-
plotación, requisitos del CSN, etc.).
5.2. Inspección de soportes.
Programa resumido: incluirá un programa resu-
mido identificando por ítem y categoría, el nú-
mero de áreas y ensayos previstos realizar. Asi-
mismo, deberá señalar el porcentaje que se
pretende cubrir sobre el programa definido para
el intervalo en vigor.
Programa detallado: listar detalladamente los
soportes a inspeccionar, identificándose número
de soporte, categoría, ítem, tipo, procedimiento
de examen, etc.
5.3. Inspecciones y pruebas de amortiguadores.
Programa resumido: indicará el número de amor-
tiguadores a inspeccionar y probar funcionalmen-
te, justificándolo. En particular, para las pruebas
funcionales, tanto el número como la justificación
deberá realizarse por grupos definidos de prueba
(similar diseño o características de aplicación).
Programa detallado: listar detalladamente los
amortiguadores a inspeccionar o probar, identi-
14
ficándose número de amortiguador, tipo, grupo,
procedimiento de examen, etc.
5.4. Pruebas funcionales de válvulas.
Programa resumido: se incluirá un programa re-
sumido para cada tipo de prueba (fugas, accio-
namiento, tarado, etc.), indicándose el alcance
general que se pretende realizar en la parada,
justificando éste mediante referencia a la nor-
mativa aplicable en cada caso.
Programa detallado: incluirá por cada tipo de
prueba, el listado detallado, porsistemas, de las
válvulas objeto de prueba, indicando la válvula,
función, categoría, frecuencia de prueba, proce-
dimiento, etc.
5.5. Pruebas funcionales de bombas.
Programa resumido: se incluirá el programa re-
sumido que se pretende realizar en la parada,
justificándolo.
Programa detallado: incluirá el listado de las
bombas que serán objeto de pruebas durante la
parada, indicándose la referencia de la bomba,
su función y el procedimiento aplicable.
5.6. Pruebas de presión.
Listar las pruebas a efectuar durante la parada,
indicando el tipo de prueba (fugas o hidrostáti-
ca), citando su alcance y las condiciones bási-
cas de prueba.
5.7. Inspección de los tubos de los generado-
res de vapor (PWR).
Definir el alcance de las inspecciones que se
pretende realizar durante la parada de recar-
ga, con el mayor grado de detalle posible,
identificándose los tipos de exámenes a reali-
zar, corrientes inducidas (bobinas estándar y
bobinas rotatorias) o ultrasonidos, así como las
pruebas adicionales que pudieran efectuarse
para verificar la integridad de los tubos. Asi-
mismo, deberá incluirse la lista de los proce-
dimientos a utilizar durante la misma.
5.8. Procedimientos. Lista de procedimientos,
con sus respectivas revisiones, a utilizar duran-
te la parada.
A.2) Programa de inspecciones no incluidas en
el MIES.
El programa requerido por este punto corres-
ponde a los programas de inspección sistemáti-
cos establecidos en la central como cumpli-
miento de algún requisito de vigilancia,
condicionado del CSN, por aplicación temporal
de alguna normativa, etc. Esta información po-
drá incluirse como anexo.
Con carácter específico, se deberá incluir in-
formación sobre el programa de vigilancia de
espesores. Se deberán proporcionar los si-
guientes datos como mínimo, para cada siste-
ma y línea alcance del programa: área, confi-
guración, diámetro, espesor nominal, espesor
mínimo y material. Asimismo, se deberá indi-
car si el área a inspeccionar lo ha sido en an-
teriores paradas o es la primera vez que se aco-
mete su inspección.
B) Informe Final de Resultados.
B.1) Inspecciones relativas al MIES.
1. Introducción. Se deberán indicar las fechas
en las que ha tenido lugar la inspección, refe-
renciando el número de parada y ciclo de ope-
ración a que corresponden los resultados, así
como el nombre de la central a la que aplica y
su unidad.
También deberá indicarse, para qué año y perí-
odo del intervalo en vigor computarán las ins-
pecciones y pruebas realizadas.
2. Alcance. Se deberá indicar el grado de cum-
plimiento con el programa de inspección pre-
sentado, identificándose claramente las desvia-
ciones producidas al mismo (por cambios de
15
normativas, por interferencias, etc.), así como
definir explícitamente las áreas con interferen-
cias superiores al 10 por 100. Este alcance de-
berá ser tratado para cada programa de inspec-
ción o pruebas individualmente.
3. Personal y equipo. Listar el personal partici-
pante y equipo utilizado tanto en las inspeccio-
nes como en las pruebas realizadas, así como
citar los bloques de calibración utilizados.
4. Evaluación y conclusiones. Recapitulación
del contenido del informe, citando expresa-
mente las áreas y componentes en las que se
han detectado indicaciones o anomalías notifi-
cables en:
Ensayos no destructivos (END).
Inspección de soportes.
Inspección de amortiguadores.
Pruebas de válvulas.
Pruebas de bombas.
Pruebas de presión.
Deberá incluirse una tabla resumen donde se
identifiquen, por categoría e ítem, las áreas exis-
tentes y las programadas para el intervalo, así
como las inspeccionadas y los porcentajes de
avance de inspección en los casos que sea re-
querido (END, soportes y amortiguadores).
5. Anexos al Informe Final de Resultados.
a) Listado de control de ordenador de resul-
tados de END.
b) Resultados de pruebas de soportes y amor-
tiguadores.
c) Resultados de pruebas funcionales de bom-
bas y válvulas.
Recapitulación de pruebas efectuadas du-
rante el ciclo de operación.
Resultados de pruebas efectuadas durante
la parada.
d) Resultados de pruebas de presión.
e) Resultados de otros exámees y pruebas.
f) Listado de áreas con interferencias superio-
res al 10 por 100, definiéndose el grado de
interferencia, su categoría (evitable o no
evitable) y la acción correctora.
g) Listado de procedimientos y revisiones uti-
lizados durante la parada.
6. Inspección de los tubos de los generadores de
vapor (PWR). Deberá identificarse, como míni-
mo, el alcance realizado, personal participante
en la inspección, equipos y técnicas utilizadas y
resultados. Estos resultados deberán encontrar-
se suficientemente detallados, con el fin de dar
a conocer el estado de los tubos de los gene-
radores de vapor. Para lo cual, deberá incluirse,
al menos, la información siguiente:
Listado de tubos por defectología.
Listado de tubos taponados, identificando sus
causas.
Identificación de los procedimientos utilizados.
Esta información podrá incluirse como anexo.
B.2) Inspecciones en servicio no incluidas en el
MIES.
En este punto deberán incluirse las inspeccio-
nes realizadas de acuerdo con el punto A.2 de
este anexo. De forma específica, deberá in-
cluirse información sobre los resultados de la
vigilancia de espesores, proporcionando los si-
guientes datos como mínimo, para cada siste-
ma y línea alcance del programa: área, confi-
guración, diámetro, espesor nominal, espesor
mínimo material, espesores medidos, criterios
de evaluación y medidas correctoras, en su
caso.
16
ANEXO IIDatos radiológicos
Tabla 1. Resumen de parámetros radiológicos
Duración de la recarga
Fecha comienzo Fecha finalización
1.A. Dosis externa
1.A.1. Dosis colectiva oficial cubierta por el período de la recarga. (Se calculará como la suma de la
dosis oficiales mensuales de cada uno de los meses afectados por la recarga, independientemente del
número de días de recarga del mes natural).
Plantilla Contrata TOTAL
1.A.2. Distribución de dosis de la dosimetría operacional.
Intervalos de dosis (mSv)Número de personas Dosis Colectiva (mSv-p)
Plantilla Contrata Plantilla Contrata
< 0,10 mSv
0,1 - 1 mSv
1 - 2 mSv
2 - 3 mSv
3 - 4 mSv
4 - 5 mSv
5 - 6 mSv
6 - 10 mSv
10 - 20 mSv
20 - 50 mSv
>50 mSv
17
1.B. Dosis interna
1.B.1. Distribución de dosis interna.
Intervalo de dosis (mSv) Plantilla Contrata Total
< Nivel Registro
Nivel Registro - 6 mSv
6-20 mSv
20-50 mSv
>50 mSv
Tabla 2. Parámetros radiológicos por sistemas, trabajos y departamentos
Duración Dosis colectiva Número de personas
Sistema o trabajo horas x (mSv-persona) Observaciones
personaPlantilla Contrata Total Plantilla Contrata Total
1 Reposición combustible
Apertura de la vasija (1)
Movimiento combustible
Cierre de la vasija (2)
Limpieza de la cavidad,
canal y tubo
TOTAL
2 Vasija y componentes
del reactor
Reparación
Modificación
Mantenimiento
Inspección
TOTAL
18
(1) Todas las operaciones anteriores al cambio de combustible.(2) Todas las operaciones posteriores al cambio de combustible, excepto limpieza de la cavidad, canal y tubo.
3 Generador vapor (PWR)
(a) Primario
Reparaciones (enumérense)
Modificaciones ”
Mantenimiento:
Apertura paso de
hombre
Cierre de paso de
hombre
Montaje tapones tubería
Otros
Inspección:
Corrientes inducidas
Otros
TOTAL PRIMARIO
(b) Secundario
Reparaciones (enumérense)
Modificaciones ”
Mantenimiento:
Eliminación de
sedimentos
(incluida apertura y
cierre del secundario)
Otros
Inspección (enumérense)
TOTAL SECUNDARIO
19
Tabla 2. Parámetros radiológicos por sistemas, trabajos y departamentos (continuación)
Duración Dosis colectiva Número de personas
Sistema o trabajo horas x (mSv-persona) Observaciones
personaPlantilla Contrata Total Plantilla Contrata Total
4 Sistema de eliminación
del calor residual y
sistema de inyección de
seguridad
Reparaciones
Modificaciones
Mantenimiento
Inspección
TOTAL
5 Sistema de control
químico y de volumen
y sistema de sellado de
las bombas de agua de
refrigeración
Reparaciones
Modificaciones
Mantenimiento
Inspección
TOTAL
6 (PWR) Presurización
Reparaciones
Modificaciones
Mantenimiento
Inspección
TOTAL
20
Tabla 2. Parámetros radiológicos por sistemas, trabajos y departamentos (continuación)
Duración Dosis colectiva Número de personas
Sistema o trabajo horas x (mSv-persona) Observaciones
personaPlantilla Contrata Total Plantilla Contrata Total
7 Sistema de depuración
del agua del reactor
Reparaciones
Modificaciones
Mantenimiento
Inspección
TOTAL
8 Bombas refrigeración
Reparaciones
Modificaciones
Mantenimiento
Inspección
TOTAL
9 (PWR) Circuito primario
Reparaciones
Modificaciones
Mantenimiento
Inspección
TOTAL
10 Válvulas
(PWR)
Circuito primario
Eliminación de calor
Residual
Control químico y de
volumen
Presionador
Otros
TOTAL
21
Tabla 2. Parámetros radiológicos por sistemas, trabajos y departamentos (continuación)
Duración Dosis colectiva Número de personas
Sistema o trabajo horas x (mSv-persona) Observaciones
personaPlantilla Contrata Total Plantilla Contrata Total
10 Válvulas (continuación)
(BWR)
Sistema de recirculación
Sistema de vapor
Eliminación de calor
Residual
Sistema de depuración
Otros
TOTAL
11 Inspecciones de rutina
Ensayos no destructivos
Inspección de soportes y
amortiguadores
Otros
TOTAL
12 Trabajos generales
Limpieza, pintura
Preparación del lugar de
trabajo
Blindajes
Manipulación de residuos
Otros
TOTAL
13 Andamiaje
Sistema (enumérese)
TOTAL
22
Tabla 2. Parámetros radiológicos por sistemas, trabajos y departamentos (continuación)
Duración Dosis colectiva Número de personas
Sistema o trabajo horas x (mSv-persona) Observaciones
personaPlantilla Contrata Total Plantilla Contrata Total
14 Aislamiento
Sistema (enumérense)
TOTAL
15 (BWR) Sistema de vapor
Reparaciones
Modificaciones
Mantenimiento
Inspecciones
TOTAL
16 (BWR)
Sistema de recirculación
y sistema de sellado de
las bombas de agua de
refrigeración
Reparaciones
Modificaciones
Mantenimiento
Inspección
TOTAL
17 Mecanismo de
accionamiento de las
barras de control
N.o afectados
Reparaciones
Modificación
Mantenimiento
Inspección
TOTAL
23
Tabla 2. Parámetros radiológicos por sistemas, trabajos y departamentos (continuación)
Duración Dosis colectiva Número de personas
Sistema o trabajo horas x (mSv-persona) Observaciones
personaPlantilla Contrata Total Plantilla Contrata Total
18 A. Sistemas no
mencionados supra
(enumérense)
TOTAL
B. Grandes tareas
Sustitución de generadores
de vapor
Sustitución de la tapa
Eliminación de RTD-bypass
Descontaminación de
sistemas
Aumento de potencia
Otros (enumérense)
TOTAL
19 Dosis por departamento
de personal o por equipo
Protección radiológica
Operación
Limpieza +
Descontaminación +
Manipulación de residuos
Mantenimiento mecánico
Mantenimiento eléctrico +
Instrumentación
Inspección
Andamiaje
Manipulación de
combustible
Química
Otros
24
(a) Los datos solicitados se refieren a los obtenidos con dosimetría operacional, en otro caso indicar explícitamente elmétodo de estimación de las dosis.
(b) En los números 1 al 18 se solicita la dosis total, así como la correspondiente a cuatro trabajos principales: repara-ción, modificación, inspección y mantenimiento.
(c) En el número 19 se solicitan dosis correspondientes a los principales departamentos, equipos, o las correspondien-tes secciones de cada organización.
Tabla 2. Parámetros radiológicos por sistemas, trabajos y departamentos (continuación)
Duración Dosis colectiva Número de personas
Sistema o trabajo horas x (mSv-persona) Observaciones
personaPlantilla Contrata Total Plantilla Contrata Total
Tabla 3.A. Tasas de dosis en BWR
LUGARTasa de dosis (*) Nivel de agua Fecha de
(mSv/h) (% de llenado) la medida
1. Conducción desde el circuito primario
al sistema de depuración de agua del
reactor.
2. Bajo los mecanismos guía de las barras
de control.
3. Sobre tubería de vapor principal fuera
de contención.
* En contacto con el aislamiento.
COMENTARIOS:
25
Tabla 3.B. Tasa de dosis en PWR
3.B.1. Niveles de radiación en cajas de agua
COMENTARIOS:
Punto de medida
1 2
Rama caliente Rama fría
Centro de la caja de agua
Lazo
Fecha mSv/h% Llenado
Fecha mSv/h% Llenado
secundario secundario
1
2
3
26
PLACA DE TUBOS
RAMA CALIENTE
BOCA DE HOMBRE
PLACA SEPARADORA
RAMA FRÍA
BOCA DE HOMBRE
Tabla 3.B. Tasa de dosis en PWR (continuación)
3.B.2. Niveles de radiación en tuberías
COMENTARIOS:
Punto Lazo 1 Lazo 2 Lazo 3
de
medida Fecha mSv/h % Llenado Fecha mSv/h % Llenado Fecha mSv/h % Llenado
1
2
27
RAMA CALIENTE RAMA FRÍA
Inst
rucc
ión
IS-0
3, s
obre
exp
erto
s en
pro
tecc
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CSN Instrucción IS-03, sobre expertos en protección contra lasradiaciones ionizantes
Instrucción de 6 de noviembrede 2002, del Consejo deSeguridad Nuclear, número IS-03, sobre cualificacionespara obtener el reconocimientode experto en protección contralas radiaciones ionizantesPublicada en el BOE nº 297 de 12 de diciembre de 2002
Instrucción de 6 de noviembre de 2002,del Consejo de Seguridad Nuclear, númeroIS-03, sobre cualificaciones para obtenerel reconocimiento de experto en proteccióncontra las radiaciones ionizantes
El artículo 2.a) de la Ley 15/1980, de 22 de abril,
de creación del Consejo de Seguridad Nuclear,
tras la modificación introducida por la disposi-
ción adicional primera de la Ley 14/1999, de 4
de mayo, de Tasas y Precios Públicos por ser-
vicios prestados por el Consejo de Seguridad
Nuclear, atribuye a este ente público la facultad
de «elaborar y aprobar las instrucciones, circu-
lares y guías de carácter técnico relativas a las
instalaciones nucleares y radiactivas y a las ac-
tividades relacionadas con la seguridad nuclear
y la protección radiológica».
Por otra parte, la propia Ley de Creación atri-
buye al Consejo de Seguridad Nuclear, en la le-
tra j) del artículo 2.o, la función de «conceder y
renovar, mediante la realización de las pruebas
que el propio Consejo establezca, las licencias
de operador y supervisor para instalaciones nu-
cleares y radiactivas, los diplomas de Jefe de Ser-
vicio de Protección Radiológica, y las acredita-
ciones para dirigir u operar las instalaciones de
rayos X con fines de diagnóstico médico».
Hasta este momento, el Consejo de Seguridad
Nuclear ha venido aprobando documentos de ca-
rácter recomendatorio, en los que venía infor-
mando a los titulares de las instalaciones, y de
las entidades que les prestan servicios, acerca de
los criterios, procedimientos y cualificación re-
queridos al personal para llevar a cabo las ac-
tuaciones que procedan con el fin de garantizar
la protección radiológica en todas las etapas: de
construcción, funcionamiento, desmantelamiento
y clausura, de la instalación de que se trate.
En esta línea recomendatoria fue aprobada, por
el Consejo de Seguridad Nuclear, la Guía de Se-
guridad GS-7.2 «Cualificaciones para obtener el
reconocimiento de experto en protección con-
tra las radiaciones ionizantes para responsabili-
zarse del correspondiente Servicio o Unidad
Técnica», entendiendo como experto, única-
mente, el Jefe del Servicio o Unidad Técnica de
Protección Radiológica.
En la presente Instrucción se indican las pautas
sobre la formación y experiencia mínimas que
el Consejo de Seguridad Nuclear considera ne-
cesarias para los aspirantes a ser reconocidos
como expertos en protección contra las radia-
ciones ionizantes, tanto para los responsables
del Servicio o Unidad como para los técnicos a
su cargo.
La aprobación de esta Instrucción obedece a la
necesidad de regular la formación y experiencia
requerida tanto a los solicitantes del diploma
que les acredite como Jefe de un Servico o Uni-
dad Técnica de Protección Radiológica como a
las personas a su cargo, que en esta Instrucción
se denominan Técnicos Expertos en Protección
Radiológica, y de dar a conocer a los interesa-
dos de ambos niveles los procedimientos admi-
nistrativos a seguir para constatar su adecuada
cualificación.
En virtud de todo lo anterior, y de conformidad
con la habilitación legal prevista en el artículo
2, apartados a) y j), de la Ley 15/1980, de 22 de
abril, de Creación del Consejo de Seguridad Nu-
clear, según la redacción otorgada por la Dis-
posición adicional primera de la Ley 14/1999, de
4 de mayo, previa consulta a los sectores afec-
tados, y tras los informes técnicos oportunos,
este Consejo, en su reunión del día 6 de no-
viembre de 2002 ha acordado lo siguiente:
Primero. Objeto y ámbito de aplicación
La presente Instrucción tiene por objeto estable-
cer los requisitos sobre formación y experiencia
mínimas que el Consejo de Seguridad Nuclear
3
(CSN) considera necesarias para los aspirantes a
ser reconocidos como expertos en protección
contra las radiaciones ionizantes (denominados,
en adelante, expertos en protección radiológica),
tanto en lo que respecta a los responsables del
Servicio o Unidad Técnica de Protección Radio-
lógica como a los técnicos a su cargo.
La presente Instrucción será de aplicación a las
personas interesadas en obtener la cualificación
de experto en protección radiológica para reali-
zar las actividades encomendadas a un Servicio
de Protección Radiológica (SPR) o a una Unidad
Técnica de Protección Radiológica (UTPR).
Atendiendo al grado de responsabilidad ejerci-
da por el experto en protección radiológica se
establecen en esta Instrucción dos niveles:
Experto cualificado con diploma de Jefe de un
SPR o UTPR concedido por el CSN, y Técnico
experto en protección radiológica, que se acre-
ditará mediante certificación expedida por el
Jefe de Servicio o Unidad bajo cuya dirección
actúe.
Segundo. Definiciones
Las definiciones de los términos y conceptos uti-
lizados en la presente Instrucción se correspon-
den con las contenidas en los siguientes docu-
mentos legales:
Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energía Nu-
clear («Boletín Oficial del Estado» número 107,
de 4 de mayo, artículo segundo), modificada por
la Ley 54/1997, de 27 de noviembre, del Sector
Eléctrico («Boletín Oficial del Estado» número
285, del 28).
Ley 15/1980, de 22 de abril, de creación del
Consejo de Seguridad Nuclear («Boletín Oficial
del Estado» número 100, del 25), modificada por
la Ley 14/1999, de 4 de mayo, de Tasas y Pre-
cios Públicos por servicios prestados por el Con-
sejo de Seguridad Nuclear («Boletín Oficial del
Estado» número 107, del 5).
Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por
el que se aprueba el Reglamento sobre Instala-
ciones Nucleares y Radiactivas («Boletín Oficial
del Estado» número 313, del 31).
Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el que
se aprueba el Reglamento sobre Protección Sa-
nitaria contra Radiaciones Ionizantes («Boletín
Oficial del Estado» número 178, del 26).
Real Decreto 1891/1991, de 30 de diciembre, so-
bre Instalación y Utilización de Aparatos de Ra-
yos X con fines de diagnóstico médico («Bole-
tín Oficial del Estado» número 3, de 3 de enero
de 1992).
Real Decreto 1976/1999, de 23 de diciembre, por
el que se establecen los Criterios de Calidad en
Radiodiagnóstico («Boletín Oficial del Estado»
número 311, del 29).
Real Decreto 1841/1997, de 5 de diciembre, por
el que se establecen los Criterios de Calidad en
Medicina Nuclear («Boletín Oficial del Estado»
número 303, del 19).
Real Decreto 1566/1998, de 17 de julio, por el
que se establecen los Criterios de Calidad en Ra-
dioterapia («Boletín Oficial del Estado» número
206, de 28 de agosto).
Real Decreto 413/1997, e 21 de marzo, sobre
Protección Operacional de los Trabajadores Ex-
ternos con riesgo de exposición a radiaciones
ionizantes por intervención en zona controlada
(«Boletín Oficial del Estado» número 91, de 16
de abril).
Tercero. Requisitos y procedimiento a se-
guir para obtener el diploma de Jefe de un
SPR o UTPR
4
3.1. Requisitos.
3.1.1. Titulación. Se exigirá título oficial de Li-
cenciado, Ingeniero o Arquitecto, o bien, reco-
nocido oficialmente como equivalente, en el
caso de no tratarse de títulos nacionales.
3.1.2. Formación específica. Se requerirá:
a) Formación sobre los fundamentos y la tec-
nología de la protección radiológica, equivalen-
te a un curso de trescientas horas de duración.
b) Conocimientos en materia de seguridad y
protección radiológica, respecto de las instala-
ciones en las que vaya a prestar servicio.
3.1.3. Experiencia y entrenamiento. Se deberá
acreditar una experiencia mínima de tres años
en el campo de la protección radiológica. No
obstante, este tiempo estará en función del tipo
de instalación a la que vaya a prestar servicio
y de las prácticas ejercidas durante el período
de experiencia. Por tanto, el candidato solici-
tante deberá remitir al CSN, para su evaluación,
cuanta documentación acredite de forma feha-
ciente el grado de participación en las tareas
desarrolladas en materia de protección radioló-
gica y, en particular, el entrenamiento en las
técnicas específicas de que se trate.
En el caso particular de que el candidato soli-
cite obtener el diploma como Jefe de un SPR o
UTPR para dar servicio a instalaciones de rayos
X con fines de diagnóstico médico, exclusiva-
mente, se deberá acreditar una experiencia mí-
nima de seis meses en el control y/o verifica-
ción de la seguridad radiológica de las
instalaciones de radiodiagnóstico médico.
3.1.4. Aptitud médica. El candidato deberá dis-
poner de un certificado de aptitud para realizar
las actividades que implican riesgo de exposi-
ción asociado al puesto de trabajo, de confor-
midad con lo establecido en el capítulo IV del
Reglamento sobre Protección Sanitaria contra
Radiaciones Ionizantes, aprobado por Real De-
creto 783/2001, de 6 de julio.
3.2. Procedimiento administrativo.
3.2.1. Solicitud. El interesado en obtener el di-
ploma de Jefe de un determinado SPR o UTPR
deberá solicitarlo, mediante instancia personal
dirigida al Presidente del Consejo de Seguridad
Nuclear, según modelo orientativo que se in-
cluye en el anexo I, acompañada de la siguien-
te documentación:
a) Copia del documento nacional de identidad
(DNI) o pasaporte.
b) Información sobre la formación académica y
experiencia profesional del solicitante (se ad-
juntará cuanta documentación se estime con-
veniente para acreditar las cualificaciones se-
ñaladas en los apartados 3.1.1, 3.1.2 y 3.1.3).
c) Certificado del titular de la entidad propo-
niendo al candidato que se ha de responsa-
bilizar del SPR o UTPR.
d) Certificado de aptitud médica, y como se es-
pecifica en el apartado 3.1.4.
e) Justificante del pago de la tasa correspon-
diente.
3.2.2. Evaluación del candidato. Presentada en
forma correcta y completa la documentación
que se relaciona en el punto 3.2.1 y apreciada
favorablemente por el Tribunal designado al
efecto por el Consejo de Seguridad Nuclear, el
candidato será sometido a un examen de apti-
tud que consistirá en una prueba teórica sobre
los temas que se relacionan en el anexo II y una
prueba práctica fundamentada en los temas que
se relacionan en el anexo III.
El Tribunal delimitará la amplitud de las prue-
bas, pudiendo incluso eximir de la realización
de alguna de ellas, en función del alcance del
diploma solicitado, de la experiencia y de la for-
mación específica acreditada por el candidato.
5
En el caso de que el candidato no supere las
pruebas requeridas podrá optar por una segun-
da convocatoria.
3.2.3. Concesión del diploma. El Consejo de Se-
guridad Nuclear emitirá un diploma a favor del
candidato que, a juicio del Tribunal designado,
cumpla con los requisitos de formación y ex-
periencia requeridos y haya superado las prue-
bas establecidas.
El diploma de jefe del SPR o UTPR será espe-
cífico para una entidad determinada y para las
actividades autorizadas a dicho SPR o UTPR. Por
consiguiente, cualquier modificación que afecte
a las condiciones de concesión de dicho diplo-
ma requerirá una nueva solicitud y su aproba-
ción por parte del CSN. Asimismo, el cese de
actividades requerirá la comunicación inmedia-
ta a dicho organismo.
Cuarto. Requisitos para la obtención del re-
conocimiento de técnico experto en protec-
ción radiológica
4.1. Requisitos.
4.1.1. Formación. Se requiere una titulación mí-
nima de Formación Profesional de grado supe-
rior o equivalente, valorándose las especialidades
relacionadas con la aplicación de las radiaciones
ionizantes, o bien formación adecuada en mate-
ria de seguridad y protección radiológica.
Asimismo, se requiere un conocimiento sobre
los fundamentos y la tecnología de la protec-
ción radiológica, en función de la actividad a
desarrollar, distinguiéndose las dos modalidades
de instalaciones que se indican a continuación.
Modalidad A: instalaciones a las que se refiere
el Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre,
por el que se aprueba el Reglamento sobre ins-
talaciones nucleares y radiactivas.
Modalidad B: instalaciones que operan al am-
paro del Real Decreto 1891/1991, de 30 de di-
ciembre, sobre instalación y utilización de apa-
ratos de rayos X con fines de diagnóstico mé-
dico.
En los anexos IV y V se incluyen los programas
de formación teórica y los contenidos de las cla-
ses prácticas de ambas modalidades, equivalen-
tes, cada uno de ellos, a un curso de cuarenta
horas de duración (treinta horas de teoría y diez
horas de práctica).
4.1.2. Experiencia y entrenamiento. Se acredita-
rá una experiencia o entrenamiento mínimo de
tres meses en las tareas propias de la modali-
dad elegida, de los cuales, al menos uno, co-
rresponderá a prácticas sobre las tareas especí-
ficas del puesto de trabajo a desempeñar.
4.1.3. Aptitud médica. El candidato que requiera
ser clasificado como trabajador profesionalmente
expuesto, deberá disponer de un certificado de
aptitud para realizar las actividades que implican
riesgo de exposición asociado al puesto de tra-
bajo, de conformidad con lo establecido en el ca-
pítulo IV del Reglamento sobre Protección Sani-
taria contra Radiaciones Ionizantes, aprobado por
Real Decreto 783/2001, de 6 de julio.
4.2. Certificación. El Jefe del SPR o UTPR certi-
ficará la cualificación de los técnicos expertos
en protección radiológica, garantizando el cum-
plimiento de los requisitos de formación y en-
trenamiento señalados en los puntos 4.1.1 y
4.1.2, de acuerdo con el modelo que se propo-
ne en el anexo VI.
Quinto. Entrenamiento continuado
La actualización de normativa en materia de pro-
tección radiológica, la puesta en marcha de nue-
vas técnicas que requieran el uso de radiacio-
nes ionizantes, la adquisición de equipamiento
y, en general, la aplicación del criterio de opti-
mización radiológica, exigirá una formación con-
tinuada y la actualización de procedimientos de
6
trabajo de las personas que realizan las tareas
del SPR o UTPR.
Con este fin, el Jefe de SPR o UTPR adecuará
en todo momento su nivel de formación y ga-
rantizará, mediante los programas de formación
y entrenamiento que procedan, que se mantie-
ne un nivel de competencia del personal de SPR
o UTPR en consonancia con las funciones asig-
nadas y de acuerdo con su responsabilidad.
Sexto. Archivo
El SPR o UTPR deberá disponer de un archivo,
actualizado y disponible ante el CSN, que con-
tenga la documentación relativa a la certificación
de los técnicos expertos en protección radioló-
gica. En dicho archivo constará:
Copia de la titulación académica y de los di-
plomas o certificados acreditativos de la forma-
ción a que se refiere el apartado 4.1.1.
Documentación de los cursos de formación es-
pecíficos realizados en cumplimiento de lo re-
querido en el apartado 4.1.1 (plan docente, que
incluya: profesorado, programa del curso y ma-
terial utilizado, así como resultados de los exá-
menes propuestos).
Documentación acreditativa de la formación con-
tinuada impartida a las personas del SPR o UTPR,
según lo expuesto en el apartado quinto.
Séptimo. Infracciones y sanciones
Sin perjuicio de las responsabilidades civiles, pe-
nales o de otro orden en que se pueda incurrir,
los hechos que constituyan infracción de las dis-
posiciones de esta Instrucción serán sanciona-
bles de conformidad con lo establecido en el
capítulo XIV de la Ley 25/1964, de 29 de abril,
sobre Energía Nuclear, en la redacción dada al
mismo por la disposición adicional quinta de la
Ley 54/1997, de 27 de noviembre, del Sector
Eléctrico, así como por la disposición adicional
quinta de la Ley 14/1999, de 4 de mayo, de Ta-
sas y Precios Públicos por servicios prestados
por el Consejo de Seguridad Nuclear.
Disposición transitoria única. Plazo de re-
gularización.
El titular de un SPR o UTPR que, a la entrada
en vigor de la presente Instrucción, cuente con
personas que, bajo la dirección del Jefe, reali-
zan funciones propias del SPR o UTPR, dispon-
drá de un plazo de seis meses a contar desde
la fecha de entrada en vigor para regularizar la
situación de las mismas, de conformidad con lo
establecido en el apartado cuarto.
Disposición derogatoria única
Quedan derogadas cuantas disposiciones de
igual o inferior rango se opongan a lo dispues-
to en la presente Instrucción.
Disposición final única. Entrada en vigor
La presente Instrucción entrará en vigor el día
siguiente al de su publicación en el «Boletín Ofi-
cial del Estado».
Madrid, 6 de noviembre de 2002.—La Presiden-
ta, María Teresa Estevan Bolea.
Ilmo. Sr. Secretario general del Consejo de Se-
guridad Nuclear.
7
ANEXO IModelo de solicitud de diploma de Jefe de Servicio de Protección Radiológica
Datos del solicitante
Nombre:________________________________ 1er Apellido: _______________________________________
2er Apellido: _______________________________________
DNI o Pasaporte: _________________________
Titulación académica: _______________________________________________________________________
Domicilio (Calle, no):________________________________________________________________________
Localidad: _______________________________________ Provincia: ________________________________
C.P.: ____________________________________________ Teléfono: ______________ / ________________
Datos de la instalación o en el caso de una unidad técnica de protección radiológica, datos de la entidad
a la que pertenezca
Instalación o Entidad: _______________________________________________________________________
Titular (Empresa u Organismo): ______________________________________________________________
Emplazamiento: __________________________________ Localidad: ________________________________
Provincia: __________________________ C.P.: ________ Teléfono:_______________ / ________________
Observaciones: _____________________________________________________________________________
__________________________________________________________________________________________
___________________
En ____________________ a, ________ de ______________________ de _________
(Firma)
Excmo. Sr. Presidente del Consejo de Seguridad Nuclear
C/ Justo Dorado, 11 - 28040 MADRID
Al dorso se indica la documentación a adjuntar a la solicitud.
8
9
Dorso que se cita:
1. Copia del documento nacional de identidad
o pasaporte.
2. Documentación que acredite la formación
académica o profesional y, en particular, su ex-
periencia con radiaciones ionizantes. Copia por
ambas caras de los diplomas de los cursos de
capacitación realizados.
3. a) Caso de que el diploma se vaya a aplicar
en un SPR:
Certificado del titular de la instalación en el que
consten las misiones que el solicitante va a
desempeñar dentro de la instalación y para las
cuales ha de aplicarse el Diploma.
b) Caso de que el diploma se vaya a aplicar en
el ámbito de una UTPR:
Certificado emitido por el Gerente de la entidad
a la que pertenezca la UTPR, o declaración ju-
rada en el caso de que éste sea el solicitante del
diploma, en el que consten las misiones que el
solicitante va a desempeñar en las instalaciones
a las que preste servicio y para las cuales ha de
aplicarse el diploma.
4. Certificado de aptitud para realizar las activi-
dades que implican riesgo de exposición aso-
ciado al puesto de trabajo, de conformidad con
lo establecido en el capítulo IV del Reglamento
sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Io-
nizantes, aprobado por Real Decreto 783/2001,
de 6 de julio.
5. Impreso de liquidación (modelo 801) debi-
damente ingresado (ejemplar para el Consejo de
Seguridad Nuclear).
ANEXO IIPrograma de Formación Teórica para obtener el diploma de Jefe de un Servicio oUnidad Técnica de Protección Radiológica
1. Conceptos básicos.
1.1. Radiactividad natural y artificial. Leyes fun-
damentales.
1.2. Naturaleza y propiedades de la radiación.
1.3. Reacciones nucleares. Sección eficaz. Fisión
nuclear.
1.4. Interacción de la radiación con la materia.
1.5. Equipos productores de radiaciones ioni-
zantes.
1.6. Magnitudes y unidades radiológicas.
2. Detección y medida de la radiación ionizante.
2.1. Principios físicos de detección.
2.2. Sistemas de detección y medida.
2.3. Control de calidad, calibración y verifica-
ción de sistemas de detección y medida.
2.4. Estadística de contaje y errores. Fiabilidad.
Límites de detección. Tratamiento estadísti-
co de resultados.
3. Riesgos de la radiación ionizante.
3.1. Irradiación externa.
3.2. Contaminación. Vías de incorporación, depó-
sito y eliminación en el organismo humano.
3.3. Impacto ambiental. Fuentes emisoras de ra-
diación. Vías de exposición.
4. Radiobiología.
4.1. Mecanismos de acción de la radiación io-
nizante sobre los organismos vivos.
4.2. Radiosensibilidad celular.
4.3. Respuesta celular a la radiación. Curva de
supevivencia celular. Factores modificadores.
4.4. Respuesta sistemática y orgánica total a la
radiación. Efectos somáticos y genéticos.
Efectos estocásticos y no estocásticos o de-
terministas.
4.5. Detrimento producido por la acción de la
radiación ionizante.
4.6. Estudios epidemiológicos.
5. Dosimetría.
5.1. Principales sistemas de dosimetría personal.
Características y ámbito de aplicación.
5.2. Métodos directos e indirectos para la deter-
minación de la contaminación interna. Esti-
mación de la dosis.
5.3. Dosimetría de área o de zona.
5.4. Indicadores biológicos.
6. Protección radiológica.
6.1. Objetivos y principios.
6.2. Justificación de actividades que implican un
riesgo radiológico.
6.3. Optimización de la protección radiológica.
6.4. Limitación de dosis.
7. Instalaciones nucleares y radiactivas.
7.1. Instalaciones nucleares. Tipos y caracterís-
ticas generales.
7.2. Instalaciones del ciclo del combustible nu-
clear. Tipos y características generales.
7.3. Instalaciones radiactivas con fines científi-
cos, médicos, agrícolas, comerciales o in-
dustriales. Categorías. Características de las
fuentes radiactivas, equipos portadores de
fuentes radiactivas o equipos generadores
de radiaciones ionizantes, de uso frecuente
en las instalaciones, tales como:
Irradiación industrial.
Control de procesos.
Radiología industrial.
Investigación.
Docencia.
Medicina nuclear.
Radioterapia.
Diagnóstico médico.
8. Protección radiológica intrínseca.
8.1. Análisis de riesgos radiológicos de la insta-
lación.
8.2. Medidas de seguridad radiológica asocia-
das al proyecto (selección de emplaza-
miento, diseño, selección de fuentes y
aparatos radiactivos, equipos de medida,
sistemas de protección, ...).
8.3. Normativa específica aplicable (Normas
UNE, CEI, ISO, Marca CE, certificado de
conformidad...).
8.4. Confinamiento de fuentes radiactivas.
8.5. Cálculo de blindajes:
a) Partículas cargadas. Radiación de frenado.
b) Radiación electromagnética.
Cálculo de blindajes para fuentes puntuales.
Cálculo de blindajes para fuentes extensas de
geometrías sencillas.
c) Neutrones. Consideración sobre los mecanis-
mos de activación neutrónica en el cálculo de
blindajes.
8.6. Sistemas auxiliares. Ventilación y filtración.
Aire acondicionado. Gestión de residuos.
Sistemas contra incendios.
9. Protección radiológica operacional.
9.1. Riesgos radiológicos asociados a las instala-
ciones, tanto durante el funcionamiento nor-
mal, como en situaciones de emergencia.9.2. Clasificación de los trabajadores profesio-
nalmente expuestos y de las zonas de tra-
bajo, en función de los riesgos asociados.
9.3. Establecimiento de normas de trabajo, ac-
ceso y permanencia en zonas con riesgo ra-
diológico.
9.4. Vigilancia y control sobre el movimiento,
transporte y almacenamiento del material
radiactivo.
9.5. Vigilancia de la radiación, contaminación,
efluentes y residuos radiactivos.
9.6. Descontaminación, descripción de técnicas
y procesos.
9.7. Mantenimiento, verificación y calibración de
los sistemas de detección y medida de las
radiaciones ionizantes.
9.8. Vigilancia médica y dosimétrica de los tra-
bajadores profesionalmente expuestos.
9.9. Formación y entrenamiento del personal.
9.10. Optimización de la protección radiológica.
10
9.11. Control de calidad en las instalaciones.
9.12. Participación en la planificación y realiza-
ción de simulacros de emergencia.
10. Protección radiológica del público.
10.1. Sistema de limitación de vertidos.
10.2. Metodología de cálculo de dosis por ver-
tidos líquidos y gaseosos.
10.3. Dispersión atmosférica e hidrológica.
10.4. Estudio analítico radiológico.
10.5. Programa de vigilancia radiológica am-
biental.
10.6. Origen y gestión de los residuos radiacti-
vos sólidos.
10.7. Almacenamiento de residuos.
10.8. Desmantelamiento de instalaciones.
11. Legislación y normativa.
11.1. Legislación aplicable:
• Ley 25/1964 sobre la Energía Nuclear.
• Ley 15/1980 de Creación del Consejo de Se-
guridad Nuclear, modificada por la Ley 14/99.
• Ley 54/1997 del Sector Eléctrico, que modifi-
ca la Ley 25/1964 y la Ley 15/1980.
• Real Decreto 1836/1999, por el que se aprue-
ba el Reglamento sobre Instalaciones Nuclea-
res y Radiactivas.
• Real Decreto 783/2001, por el que se aprue-
ba el Reglamento sobre Protección Sanitaria
contra Radiaciones Ionizantes.
• Real Decreto 1132/1990, por el que se esta-
blecen medidas fundamentales de protección
radiológica de las personas sometidas a exá-
menes y tratamientos médicos.
• Real Decreto 1891/1991, sobre instalación y
utilización de aparatos de rayos X con fines
de diagnóstico médico.
• Real Decreto 1976/1999, por el que se esta-
blecen los criterios de calidad en radiodiag-
nóstico.
• Real Decreto 1841/1997, por el que se esta-
blecen los criterios de calidad en medicina nu-
clear.
• Real Decreto 479/1993, por el que se regulan
los radiofármacos de uso humano.
• Real Decreto 1566/1998, por el que se esta-
blecen los criterios de calidad en radiotera-
pia.
• Real Decreto 413/1997, sobre protección ope-
racional de los trabajadores externos con ries-
go de exposición a radiaciones ionizantes por
intervención en zona controlada.
• Real Decreto 220/1997, por el que se crea y
regula la obtención del título oficial de Espe-
cialista en Radiofisica Hospitalaria.
• Orden de Ministerio de Sanidad y Consumo,
de 12 de julio de 1982, sobre exploraciones
radiológicas en Medicina e Higiene Escolar.
• Orden del Ministerio de Relaciones con las
Cortes y de la Secretaría del Gobierno, de 18
de octubre de 1989, por la que se suprimen
las exploraciones radiológicas sistemáticas en
los exámenes de salud de carácter preventivo.
• Reglamentación aplicable al transporte de ma-
teriales radiactivos.
• Normativa del CSN.
11.2. Recomendaciones y normativa nacionales:
• Guías de Seguridad del Consejo de Seguridad
Nuclear.
• Normas UNE.
• Publicaciones técnicas aplicables de la Socie-
dad Española de Protección
• Radiológica, Sociedad Española de Física Mé-
dica, Sociedad Nuclear Española...
11.3. Recomendaciones y normativa internacio-
nales:
• Directivas del EURATOM aplicables.
• Normas ISO, CEI, EN...
• Recomendaciones de la Comisión Internacio-
nal de Protección Radiológica,
• Organismo Internacional de la Energía Ató-
mica, Agencia para la Energía Nuclear de la
OCDE...
11
ANEXO IIIPrograma de formación práctica para obtener el diploma de Jefe de unServicio o Unidad Técnica de ProtecciónRadiológica
1. Descripción de las instalaciones. Verificación
de los sistemas implicados en protección radio-
lógica.
2. Organización del Servicio de Protección Ra-
diológica.
3. Clasificación de los lugares de trabajo y do-
simetría de los trabajadores expuestos.
4. Verificación de los detectores de radiación y
contaminación.
5. Cálculo de la dosis debida a irradiación ex-
terna y estimación de la dosis debida a conta-
minación interna que pudiera recibir el perso-
nal de operación.
6. Técnicas de descontaminación aplicables a
personas, materiales y equipos.
7. Técnicas de muestreo y medida para la esti-
mación de la contaminación de fluidos.
8. Gestión de residuos y efluentes radiactivos
producidos en las instalaciones.
9. Programas de reducción de dosis. Optimiza-
ción de la protección radiológica.
10. Participación en la organización de la pro-
tección radiológica dentro del Plan de Emer-
gencia. Simulacros de emergencia. Actuación en
caso de accidente.
11. Programas de formación continuada de los
trabajadores expuestos.
12. Diseño de las instalaciones.
13. Verificación de los equipos y fuentes ra-
diactivas.
14. Procedimientos de operación y control de
las técnicas aplicables en las instalaciones.
15. Registro de instalaciones de rayos X con fi-
nes de diagnóstico médico.
16. Control de calidad en las instalaciones.
ANEXO IVPrograma de formación teórica para el técnico experto en protección radiológica deun Servicio o Unidad Técnica de ProtecciónRadiológica
Modalidad A: Instalaciones nucleares
y radiactivas
1. Las radiaciones ionizantes: Naturaleza de la
radiación alfa, beta, rayos X, gamma y neu-
trones. Interacción de la radiación con la
materia.
2. Magnitudes y unidades Detección y medida
de la radiación. Estadística básica asociada a las
medidas. Equipos de medida.
3. Riesgos de la radiación. Irradiación externa y
contaminación. Radiotoxicidad. Incorporación
de los radionucleidos en el organismo humano.
Vías de incorporación.
4. Efectos biológicos de las radiaciones ioni-
zantes. Efectos estocásticos y no estocásticos o
deterministas. Efectos somáticos y genéticos. Sín-
drome de irradiación aguda.
5. Protección radiológica: Conceptos, objeti-
vos y principios. Limitación de dosis. Progra-
mas de reducción de dosis para una determi-
nada práctica. Criterios básicos para el cálculo
de blindajes.
12
6. Protección radiológica operacional, de
acuerdo con lo establecido en el Reglamento
sobre protección sanitaria contra radiaciones
ionizantes. Funciones y responsabilidades del
personal, en operación normal y en caso de
accidente.
7. Procedimientos operacionales, tales como:
Recepción, control, almacenamiento y movi-
miento del material radiactivo. Verificaciones
periódicas. Control de calidad. Gestión de re-
siduos radiactivos. Vigilancia de efluentes. Ac-
tuación en caso de incidente o accidente ra-
diológico. Registros.
8. Legislación y normativa básica en vigor, apli-
cable a las instalaciones nucleares y radiactivas:
Ley 25/1964 sobre la Energía Nuclear.
Ley 15/1980 de creación del Consejo de Seguri-
dad Nuclear, modificada por la Ley 14/1999.
Real Decreto 783/2001 por el que se aprueba el
Reglamento sobre Protección Sanitaria contra
Radiaciones Ionizantes.
Real Decreto 1836/1999 por el que se aprueba
el Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y
Radiactivas.
Reglamentación aplicable al transporte de mate-
riales radiactivos.
Normativa del Consejo de Seguridad Nuclear.
9. Legislación y normativa específica aplicable a
las instalaciones a las que se vaya a prestar ser-
vicios: Condicionado de autorización y especifi-
caciones técnicas de funcionamiento de las ins-
talaciones, Reglamento de Funcionamiento y
Plan de Emergencia.
Modalidad B: Instalaciones de rayos X
con fines de diagnóstico médico
1. Conceptos básicos: Producción y cualidades de
los rayos X. Naturaleza de los rayos X. Interacción
de la radiación con la materia. Atenuación de los
rayos X. Formación de la imagen radiológica.
2. Características fisicas de los equipos y haces
de radiación: Generadores, tubos, sistemas de
imagen y dispositivos asociados.
3. Magnitudes y unidades. Detección y medida
de la radiación. Equipos de medida.
4. Riesgos existentes en las instalaciones de ra-
yos X: Radiación directa, dispersa y de fuga.
5. Efectos biológicos de las radiaciones ioni-
zantes. Efectos estocásticos y no estocásticos o
deterministas. Efectos somáticos y genéticos. Sín-
drome de irradiación aguda.
6. Protección radiológica: Conceptos, objetivos
y principios. Sistema de limitación de dosis. Pro-
gramas de reducción de dosis para una deter-
minada práctica.
7. Protección radiológica operacional, de acuer-
do con lo establecido en el Reglamento sobre
protección sanitaria contra radiaciones ionizan-
tes. Funciones y responsabilidades del personal,
en operación normal y en caso de accidente.
8. Procedimientos operacionales, de acuerdo
con lo establecido en el Real Decreto 1891/1991
sobre instalación y utilización de aparatos de ra-
yos X con fines de diagnóstico médico.
9. Legislación y normativa básica en vigor apli-
cables a las instalaciones de radiodiagnóstico
médico:
Ley 25/1964 sobre la Energía Nuclear.
Ley 15/1980 de creación del Consejo de Seguri-
dad Nuclear, modificada por la Ley 14/1999.
Real Decreto 783/2001 por el que se aprueba el
Reglamento sobre Protección Sanitaria contra
Radiaciones Ionizantes.
Real Decreto 1132/1990 por el que se estable-
cen medidas fundamentales de protección ra-
diológica de las personas sometidas a exámenes
y tratamientos médicos.
13
Real Decreto 1891/1991 sobre instalación y uti-
lización de aparatos de rayos X con fines de
diagnóstico médico.
Real Decreto 1976/1999 por el que se estable-
cen los criterios de calidad en radiodiagnóstico.
Normativa del Consejo de Sguridad Nuclear.
ANEXO VPrograma de clases prácticas para formación del personal técnico experto enprotección radiológica perteneciente a unServicio o Unidad Técnica de ProtecciónRadiológica
Modalidad A: Instalaciones nucleares
y radiactivas
1. Verificación previa al uso de equipos de de-
tección de la radiación ionizante. Medida de ni-
veles de radiación y de contaminación ambien-
tal y superficial. Interpretación de los resultados.
2. Criterios de selección de los equipos detec-
tores en función del tipo, energía e intensidad
de la radiación incidente.
3. Dosímetros personales: Tipos y característi-
cas. Dosímetros cuya lectura es realizada por
centros debidamente autorizados por el CSN y
dosímetros operacionales de lectura directa. Ma-
nejo y precauciones. Dosimetría interna, conta-
dor de cuerpo entero.
4. Comprobación de la variación de la dosis
producida por una fuente de radiación puntual
en función de la distancia, tiempo de exposi-
ción y blindaje.
5. Manejo de fuentes radiactivas encapsuladas y
no encapsuladas. Uso de los sistemas de pro-
tección. Actuación en caso de incidentes con
contaminación radiactiva y en caso de acciden-
tes. Procedimientos de descontaminación apli-
cables a personas, materiales y equipos.
6. Aplicación práctica de la gestión de residuos
radiactivos: Clasificación, almacenamiento, eti-
quetado y registro. Decaimiento, dilución y eva-
cuación controlada de residuos radiactivos lí-
quidos y gaseosos.
7. Determinación de los factores tiempo, blin-
daje y distancia para diferentes casos prácticos,
en función de los niveles de radiación medidos
o estimados.
8. Clasificación y señalización de zonas de tra-
bajo.
Modalidad B: Instalaciones de rayos X
con fines de diagnóstico médico
1. Verificación previa al uso de equipos de de-
tección de la radiación ionizante. Medida de ni-
veles de radiación. Interpretación de los resul-
tados. Criterios de selección de los equipos
detectores de radiación.
2. Estimación de la dosis que podría recibir el per-
sonal de operación y miembros del público con-
siderando la carga de trabajo semanal, los resul-
tados de las medidas de los niveles de radiación,
los factores de ocupación y de uso. Comproba-
ción de la eficacia de los blindajes estructurales y
de los dispositivos de protección personal.
3. Clasificación y señalización de zonas de tra-
bajo.
4. Comprobación de la variación de la tasa de
dosis producida por la radiación dispersa en
función del tamaño del campo irradiado y de
las magnitudes correspondientes, tales como
diferencia de potencial e intensidad de la
corriente.
5. Determinación de los niveles de radiación
dispersa que recibiría el operador en función
de su posición con respecto al foco emisor y
al paciente.
14
15
6. Parámetros que intervienen en la calidad de
la imagen. Control de calidad de generadores y
tubos de rayos X (parámetros geométricos, ra-
diación de fuga, tiempo de exposición, rendi-
miento del tubo, calidad del haz, rejillas, con-
trol automático de exposición). Control de
calidad de los sistemas de visualización, sopor-
tes de la imagen, procesado y almacenamiento.
Control de calidad en equipos de mamografía.
Aplicación de programas de reducción de dosis
y procedimientos para optimización de la pro-
tección radiológica.
7. Utilización del Protocolo Español de Control
de Calidad en Radiodiagnóstico. Interpretación
de los resultados de los controles de calidad.
16
Anexo VIModelo de certificación
D/Dña. ................................................... Jefe de .......................................................... (Denominación del SPR o UTPR)
................................................................. CERTIFICA QUE ...................................................................................
D/Dña. ........................................................, ha recibido la adecuada formación como técnico experto en protecciónradiológica para realizar funciones del SPR ó UTPR.
1. DATOS PERSONALES
NOMBRE Y APELLIDOS: ................................................................................................................
ESTUDIOS ACADÉMICOS: ................................................................................................................
FECHA DE INGRESO EN EL SPR o UTPR: ................................................................................................................
CARGO O FUNCIÓN DESEMPEÑADA EN EL SPR o UTPR: ................................................................................................................
MODALIDAD Instalaciones nucleares y radiactivas �Instalaciones de radiodiagnóstico médico �
2. FORMACIÓN EN MATERIA DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
ENTIDAD DURACIÓN EXAMEN
Teoría(h) Prácticas(h) SÍ NO
1. DENOMINACIÓN DEL PROGRAMA ESPECÍFICO (ANEXOS IV y V)
...................................................................... ............................. ..................... .......................
...................................................................... ............................. ..................... .......................
2. DENOMINACIÓN DE CURSOS HOMOLOGADOS POR EL CSN
...................................................................... ............................. ..................... .......................
...................................................................... ............................. ..................... .......................
...................................................................... ............................. ..................... .......................
3. OTROS CURSOS DE FORMACIÓN...................................................................... ............................. ..................... ............................................................................................. ............................. ..................... ............................................................................................. ............................. ..................... .......................
3. EXPERIENCIA EN MATERIA DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
ENTIDAD TRABAJO DESARROLLADO Y TIPO DURACIÓN .......................................................... DE INSTALACIÓN (Fecha: inicio - final).......................................................... .......................................................... .................................................................................................................... .......................................................... ..........................................................
OBSERVACIONES: ..................................................................................................................................................................................................................................................................................................................
En ......................................, a ........... de ....................................... de ....................
FIRMA DEL JEFE DEL SPR o UTPR ...................................................................SELLO DE LA ENTIDAD ...................................................................
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CSN Instrucción IS-04, sobre documentación de centrales nucleares en desmantelamiento
Instrucción de 5 de febrerode 2003, del Consejo deSeguridad Nuclear, número IS-04, por la que se regulanlas transferencias, archivo ycustodia de los documentosrelativos a la protecciónradiológica en centralesnucleares con objeto de sudesmantelamiento y clausuraPublicada en el BOE nº 51 de 28 de febrero de 2003
Instrucción de 5 de febrero de 2003, delConsejo de Seguridad Nuclear, número IS-04, por la que se regulan lastransferencias, archivo y custodia de losdocumentos relativos a la protecciónradiológica en centrales nucleares conobjeto de su desmantelamiento y clausura
El Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el
que se aprueba el Reglamento sobre Protección
Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes («Boletín
Oficial del Estado» del 26), establece, en su ar-
tículo 38, que el historial dosimétrico de los tra-
bajadores expuestos, los documentos corres-
pondientes a la evaluación de dosis y a las
medidas de los equipos de vigilancia y los in-
formes referentes a las circunstancias y medidas
adoptadas en los casos de exposición acciden-
tal o de emergencia, deberán ser archivados por
el titular de la práctica, hasta que el trabajador
haya o hubiera alcanzado la edad de setenta y
cinco años, y nunca por un período inferior a
treinta años, contados a partir de la fecha de
cese del trabajador en aquellas actividades que
supusieran su clasificación como trabajador
expuesto.
Establece asimismo el mencionado artículo que
el titular de la práctica facilitará esta documen-
tación al Consejo de Seguridad Nuclear y, en
función de sus propias competencias, a las Ad-
ministraciones Públicas, y a los Juzgados y Tri-
bunales que la soliciten.
Asimismo el artículo 54 del citado Reglamen-
to de Protección Sanitaria contra las Radiacio-
nes Ionizantes, dispone que «los documentos
relativos a la medición de la exposición exter-
na y a las estimaciones de la incorporación de
radionucleidos y de la contaminación radiacti-
va, así como los resultados de la evaluación
de las dosis recibidas por los grupos de refe-
rencia y por la población, deben archivarse por
el titular».
El penúltimo párrafo del artículo 38 preceptúa
que al producirse el cese definitivo en las prác-
ticas reguladas por este Reglamento, los titula-
res de las mismas harán entrega al Consejo de
Seguridad Nuclear de los expedientes referidos
en el párrafo primero de este artículo, sin que
se prevea el destino que deben seguir los do-
cumentos y registros entregados.
Por otra parte resulta obligatorio, de acuerdo
con el artículo 34 del Reglamento sobre Protec-
ción Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes, re-
gistrar todas las dosis recibidas durante la vida
laboral de los trabajadores expuestos en un his-
torial dosimétrico individual.
Resulta por tanto necesario dictar la presente
Instrucción, con el fin de determinar qué tipo
de documentación deberá archivarse, custodiar-
se y entregarse cuando se produzca el cese de
las prácticas, con anterioridad a efectuarse la
transferencia de la titularidad y en todo caso con
vistas al proceso de desmantelamiento, y con
objeto de dar a esta documentación un trata-
miento adecuado y, en todo caso, homogéneo
con el previsto en el Reglamento sobre Protec-
ción Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes, a
efectos de dar cumplimiento a los artículos 35
h) y 37 de la Ley 30/1992, de 26 de noviembre,
de Régimen Jurídico de las Administraciones Pú-
blicas y del Procedimiento Administrativo Co-
mún («Boletín Oficial del Estado» del 27), don-
de se reconoce el derecho de los ciudadanos a
acceder a los archivos y registros, y teniendo en
cuenta lo dispuesto en la Ley Orgánica 15/1999,
de 13 de diciembre, de Protección de Datos de
Carácter Personal.
Como quiera que el Consejo de Seguridad Nu-
cear se obliga a disponer y gestionar un archi-
vo que se prevé de notables dimensiones y al
que deberá dedicar importantes medios mate-
riales y personales para su ordenación, proce-
sado y mantenimiento, deberá preverse su fi-
3
nanciación mediante la oportuna modificación
de la Ley 14/1999, de 4 de mayo, de Tasas y
Precios Públicos por Servicios Prestados por el
Consejo de Seguridad Nuclear.
Constituyendo los titulares de centrales nuclea-
res el ámbito de aplicación de esta Instrucción,
se contemplará en futuras regulaciones el resto
de instalaciones nucleares y las instalaciones ra-
diactivas. Asimismo queda fuera de regulación
por la presente Instrucción lo referente a la
transferencia de archivos y documentación re-
lativos a los historiales médicos de los trabaja-
dores expuestos (artículo 44 del Reglamento so-
bre Protección Sanitaria contra Radiaciones
Ionizantes).
En virtud de todo lo anterior, y de conformidad
con la habilitación legal prevista en el artículo
2) de la Ley 15/1980, de 22 de abril, de crea-
ción del Consejo de Seguridad Nuclear, según la
redacción dada por la disposición adicional pri-
mera de la Ley 14/1999, de 4 de mayo, tenien-
do en cuenta el acuerdo del Consejo de Segu-
ridad Nuclear de fecha 12 de diciembre de 2000
por el que se adoptan los instrumentos jurídicos
administrativos en la toma de decisiones, y pre-
via consulta a los sectores afectados, y tras los
informes técnicos oportunos, este Consejo, en
su reunión del día 05 de febrero del 2003, ha
dispuesto lo siguiente:
Primero. Objeto y ámbito de aplicación
La presente Instrucción tiene por objeto regular
el archivo y custodia de los documentos y re-
gistros exigidos en los artículos 38, 34, 54 y con-
cordantes del Real Decreto 783/2001, de 6 de
julio, por el que se aprueba el Reglamento so-
bre Protección Sanitaria contra Radiaciones Io-
nizantes, con carácter previo a la transferencia
de titularidad de las centrales nucleares que se
efectúe con objeto de su desmantelamiento y
clausura.
Esta Instrucción será de aplicación a los titula-
res de las autorizaciones de explotación de cen-
trales nucleares, contempladas en el Real De-
creto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que
se aprueba el Reglamento sobre Instalaciones
Nucleares y Radiactivas.
Segundo. Archivo de la documentación
Los titulares de las autorizaciones definidas en
el punto anterior, cuando se produzca el cese
definitivo en las prácticas y con carácter previo
a la transferencia de titularidad y de la conce-
sión de la autorización de desmantelamiento de
las centrales nucleares, deberán remitir al Con-
sejo de Seguridad Nuclear toda la documenta-
ción a que se hace referencia en los artículos 38
en relación con el 34, el 54 y concordantes del
Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el que
se aprueba el Reglamento sobre Protección Sa-
nitaria contra Radiaciones Ionizantes.
Los titulares deberán asimismo remitir al Con-
sejo de Seguridad Nuclear los documentos y re-
gistros que se produzcan con anterioridad a la
transferencia de titularidad pero que se verifi-
quen o evidencien con posterioridad a la mis-
ma, en cuanto se obtengan y en todo caso den-
tro del plazo de seis meses a contar desde que
se produzca la mencionada transferencia de
titularidad.
A estos efectos, se detalla en los anexos la do-
cumentación que los titulares de las centrales
nucleares deben necesariamente remitir al Con-
sejo de Seguridad Nuclear, todo ello sin perjui-
cio de lo establecido en las respectivas autori-
zaciones y los tiempos de registro del sistema
documental licenciado en cada instalación.
Tercero. Responsabilidad del archivo
El Consejo de Seguridad Nuclear deberá man-
tener y gestionar el archivo de la documenta-
ción referida en esta instrucción hasta que el
trabajador a que se refiera en cada caso haya
4
o hubiera alcanzado la edad de setenta y cin-
co años, y nunca por un período inferior a trein-
ta años a partir de la entrega de la documen-
tación que efectúe cada uno de los titulares de
las centrales nucleares a partir del cese de las
prácticas.
El Consejo de Seguridad Nuclear se considera-
rá como mero depositario de la documentación
recibida y no asumir ninguna responsabilidad
derivada de la veracidad o exactitud de los da-
tos en ella contenidos, sin perjuicio del deven-
go de las tasas que esta actividad pueda oca-
sionar, que serán exigibles al titular de la
instalación o a las entidades que asuman los de-
rechos y obligaciones derivadas de la extinción,
modificación y subrogación del titular inicial-
mente responsable.
Cuarto. Desarrollo y elaboración de nor-
mativa posterior
El Consejo de Seguridad Nuclear desarrollará el
contenido de esta Instrucción para cada caso
concreto teniendo en cuenta las singularidades
de los mismos, así como se implementarán las
normas por las que deberá regularse el traspa-
so de la documentación necesaria correspon-
diente a las fases de desmantelamiento y clau-
sura de las centrales nucleares y otro tipo de
instalaciones.
Quinto. Infracciones y sanciones
El incumplimiento de esta Instrucción Técnica
supone una infracción de un requerimiento re-
glamentario y le será de aplicación lo dispues-
to en los artículos 91 a 95, ambos inclusive, de
la Ley 25/1964, de Energía Nuclear, en la re-
dacción dada a los mismos por la disposición
adicional quinta de la Ley 54/1997, del Sector
Eléctrico, modificada por la disposición adicio-
nal quinta de la Ley 14/1999, de Tasas y Precios
Públicos, por servicios prestados por el Conse-
jo de Seguridad Nuclear.
Disposición final única. Entrada en vigor
La presente Instrucción entrará en vigor el día
siguiente al de su publicación en el «Boletín Ofi-
cial del Estado».
Lo que comunico a V. I. para su conocimiento
y efectos oportunos.
Madrid, 5 de febrero de 2003.—La Presidenta,
María Teresa Estevan Bolea.
Ilmo. Sr. Secretario general del Consejo de Se-
guridad Nuclear.
ANEXO IProtección radiológica de los trabajadoresexpuestos
Dosimetría de la radiación externa:
Historiales dosimétricos a los que se hace refe-
rencia en el artículo 34 del Real Decreto
783/2001.
Certificados dosimétricos expedidos por el ser-
vicio de dosimetría personal autorizado con el
que, en cada momento, se hubiera concertado
la prestación de dicho servicio.
Registros relativos a cualquier asignación de do-
sis que modifique los datos que aparecen en los
certificados dosimétricos expedidos por el ser-
vicio de dosimetría personal autorizado.
En caso de los trabajadores expuestos a los que
se hubieran asignado dosis a partir de los re-
sultados de la vigilancia radiológica del am-
biente de trabajo se deberán archivar y remitir,
para cada dosis asignada, tanto las medidas de
los equipos de vigilancia como los documentos
relativos a la evaluación de dichas dosis.
En caso de que el servicio de dosimetría perso-
nal autorizado hubiera formado parte de la or-
5
ganización de la propia instalación se deberá ar-
chivar y remitir además cuanta información re-
sulte necesaria para poder reproducir las dosis
que figuran en los certificados dosimétricos que,
como mínimo, incluirá:
Procedimientos que regulan el funcionamiento
del servicio de dosimetría.
Lecturas registradas por el sistema de lectura y
gráficas de emisión (glow curves) asociadas a
las lecturas, en los términos que hubiera reque-
rido el CSN para el funcionamiento del servicio
de dosimetría personal.
Factores de calibración.
Factores de corrección de sensibilidad del(os)
elemento(s) sensible(s).
Lecturas de dosímetros de calibración.
Lecturas de dosímetros de fondo.
Algoritmo de cálculo de las dosis.
Calibraciones anuales del sistema de lectura.
Anomalías acaecidas en el proceso de asigna-
ción de dosis.
Asignaciones de dosis en caso de anomalías en
las lecturas dosimétricas.
Asignaciones de dosis en caso de pérdidas de
las lecturas dosimétricas.
Dosimetría de la radiación interna:
Historiales dosimétricos a los que se hace refe-
rencia en el artículo 34 del Real Decreto
783/2001.
Certificados expedidos por el servicio de dosime-
tría personal autorizado con el que, en cada mo-
mento, se hubiera concertado la prestación de di-
cho servicio, y datos relativos a las medidas
obtenidas (isótopos y actividad) en las determi-
naciones instrumentales realizadas como partedel
programa de control de la contaminación interna.
Registros relativos a cualquier asignación de do-
sis que modifique los datos que aparecen en los
certificados dosimétricos expedidos por el ser-
vicio de dosimetría personal autorizado.
En caso de los trabajadores expuestos a los que
se hubieran asignado dosis a partir de los re-
sultados de la vigilancia radiológica del am-
biente de trabajo se deberán archivar y remitir,
para cada dosis asignada, tanto las medidas de
los equipos de vigilancia como los documentos
relativos a la evaluación de dichas dosis.
En caso de que el servicio de dosimetría perso-
nal autorizado hubiera formado parte de la or-
ganización de la propia instalación se deberá ar-
chivar y remitir además cuanta información
resulte necesaria para poder reproducir las do-
sis que figuran en los certificados dosimétricos
que, como mínimo, incluirá:
Procedimientos que regulan el funcionamiento
del servicio de dosimetría.
Procedimiento de cálculo de dosis.
Valores de los parámetros utilizados en el algo-
ritmo de cálculo de dosis.
Registros de los espectros obtenidos en la rea-
lización de las medidas de contaminación
interna.
Informes elaborados en relación con la asigna-
ción de dosis.
Informes elaborados en relación con la calibra-
ción de los equipos.
Registros correspondientes a las verificaciones,
mediante fuente radiación, de la calibración de
los detectores de INa.
Información adicional:
En caso de trabajadores que se hubiera visto in-
volucrados en una exposición accidental o de
emergencia, en los términos del artículo 32 del
Real Decreto 783/2001, se deberá archivar y re-
mitir cuanta información resulte pertinente para
aclarar las circunstancias acaecidas y las medi-
das que se hubieran adaptado.
6
En caso de trabajadores que se hubiera visto in-
volucrados en una superación de los límites de
dosis, se deberá archivar y remitir cuanta infor-
mación resulte pertinente para aclarar las cir-
cunstancias acaecidas y las medidas que se hu-
bieran adaptado.
En caso de sucesos notificables con implicacio-
nes radiológicas, que hubieran requerido la es-
timación de las dosis recibidas por los trabaja-
dores expuestos como consecuencia del suceso,
se deberán archivar y remitir cuantos informes
se hubieran elaborado con tal motivo.
ANEXO IIProtección radiológica del público y el medioambiente
Control de efluentes y vigilancia ambiental:
Los Manuales de Cálculo de Dosis en el Exte-
rior (MCDE) en sus diferentes revisiones.
Procedimientos y registros de los efluentes:
Los procedimientos del MCDE relativos al Pro-
grama de Control de Efluentes (PROCER).
Los documentos correspondientes a los resulta-
dos de todos los análisis, verificaciones y cál-
culos realizados, de acuerdo con lo establecido
en dichos procedimientos
Procedimientos y registros de la vigilancia ra-
diológica ambiental:
Los procedimientos del MCDE relativos al pro-
grama de vigilancia radiológica ambiental
(PVRA).
Los documentos correspondientes a los resulta-
dos de todos los análisis, verificaciones y cál-
culos realizados por la propia instalación y por
los laboratorios colaboradores, obtenidos en la
aplicación de los procedimientos correspon-
dientes.
En las instalaciones en que el control de efluen-
tes y el programa de vigilancia radiológica am-
biental no estén desarrollados en el MCDE, la
información a mantener y remitir aplicando los
mismos criterios, sería:
Programa de control de efluentes en sus dife-
rentes revisiones.
Programa de vigilancia radiológica ambiental en
sus diferentes revisiones.
Procedimientos necesarios para el adecuado
desarrollo de ambos programas.
Los documentos correspondientes a los resulta-
dos de todos los análisis, verificaciones y cál-
culos realizados por la propia instalación y por
los laboratorios colaboradores, obtenidos en la
aplicación de los procedimientos correspon-
dientes.
7
Inst
rucc
ión
IS-0
5, s
obre
val
ores
de
exen
ción
par
a nu
clei
dos
CSN Instrucción IS-05, sobre valores de exención para nucleidos
Instrucción IS/05 de 26 defebrero de 2003, delConsejo de SeguridadNuclear, por la que sedefinen los valores deexención para nucleidossegún se establece en lastablas A y B del anexo I delReal Decreto 1836/1999Publicada en el BOE nº 86 de 10 de abril de 2003
Instrucción IS/05 de 26 de febrero de2003, del Consejo de Seguridad Nuclear,por la que se definen los valores deexención para nucleidos según seestablece en las tablas A y B del anexo Idel Real Decreto 1836/1999
El Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre,
por el que se aprobó el Reglamento sobre Ins-
talaciones Nucleares y Radiactivas («Boletín Ofi-
cial del Estado» número 313, de 31 de diciem-
bre de 1999) establece en su artículo 35 que, a
los efectos del mismo, no tendrán la considera-
ción de instalación radiactiva aquellas en que in-
tervengan sustancias radiactivas cuya actividad o
actividad por unidad de masa no exceda de los
valores de exención indicados en la tabla A del
anexo I del mencionado Reglamento.
También se establece que, cuando sea necesa-
rio, el Consejo de Seguridad Nuclear asignará
valores adecuados para las actividades y activi-
dades por unidad de masa de los nucleidos que
no se recojan en la tabla A.
Los valores de exención que se recogen en la
referida tabla A se corresponden con los indi-
cados en el anexo I de la Directiva 96/29 Eura-
tom del Consejo de la Unión Europea 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.
Aplicando la misma metodología y consideran-
do los mismos criterios de dosis, el National Ra-
diological Protection Board del Reino Unido, en
su documento NRPB-R306, ha determinado los
valores correspondientes a otros nucleidos. Tras
su análisis, dicho documento se ha considerado
adecuado como base para la asignación de los
valores a aquellos nucleidos no incluidos en la
citada tabla A del Reglamento sobre Instalacio-
nes Nucleares y Radiactivas, así como los con-
tenidos en la tabla B del mismo que también se
completa en esta instrucción.
En virtud de todo lo anterior, y de conformidad
con la habilitación legal prevista en el artículo
2º) de la Ley 15/1980, de 22 de abril, de crea-
ción del Consejo de Seguridad Nuclear, según la
redacción otorgada por la Disposición adicional
primera de la Ley 14/1999, de 4 de mayo, pre-
via consulta a los sectores afectados, tras los in-
formes técnicos oportunos, este Consejo de Se-
guridad Nuclear, en su deliberación del día 26
de febrero de 2003 ha dispuesto lo siguiente:
Primero. Objeto y ámbito de aplicación
El objeto de esta instrucción es asignar los va-
lores de actividad y de actividad por unidad de
masa para los nucleidos de las tablas A y B del
anexo I del Real Decreto 1836/1999, de 3 de di-
ciembre, por el que se aprobó el Reglamento so-
bre Instalaciones Nucleares y Radiactivas.
Segundo. Asignación de valores
En las tablas que se adjuntan se recogen los nu-
cleidos ya considerados en las tablas A y B del
anexo I del Real Decreto 1836/1999, de 3 de di-
ciembre, por el que se aprobó el Reglamento
sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas, a los
que se añaden otros a los que mediante esta
Instrucción se les asigna un valor de actividad
y de actividad por unidad de masa.
Disposición derogatoria única
Las tablas reseñadas en la presente Instrucción
sustituyen y dejan sin efecto las tablas A y B del
anexo I del Real Decreto 1836/1999, de 3 de di-
ciembre, por el que se aprobó el Reglamento so-
bre Instalaciones Nucleares y Radiactivas.
Disposición final única
La presente instrucción entrará en vigor al día
siguiente de su publicación en el «Boletín Ofi-
cial del Estado».
Lo que comunico a V.I. para su conocimiento y
efectos oportunos.
Madrid, 26 de febrero de 2003. La Presidenta,
María-Teresa Estevan Bolea.
Ilmo. Sr. Secretario General del Consejo de Se-
guridad Nuclear.
3
Tabla A
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
Hidrógeno:
Compuestos tritiados
(inc OBT).................. 1 109 1 106
Elemental ...................... 1 109 1 106
Berilio:
Be-7................................ 1 107 1 103
Be-10.............................. 1 106 1 104
Carbono:
C-11................................ 1 106 1 101
C-11 monóxido ............ 1 109 1 101
C-11 dióxido ................ 1 109 1 101
C-14................................ 1 107 1 104
C-14 monóxido ............ 1 1011 1 108
C-14 dióxido ................ 1 1011 1 107
Nitrógeno:
N-13 .............................. 1 109 1 102
Neón:
Ne-19 ............................ 1 109 1 102
Oxígeno:
O-15 .............................. 1 109 1 102
Fluor:
F-18 ................................ 1 106 1 101
Sodio:
Na-22 ............................ 1 106 1 101
Na-24 ............................ 1 105 1 101
Magnesio:
Mg-28+ .......................... 1 105 1 101
Aluminio:
A1-26.............................. 1 105 1 101
Silicio:
Si-31 .............................. 1 106 1 103
Si-32 .............................. 1 106 1 103
Fósforo:
P-32................................ 1 105 1 103
P-33................................ 1 108 1 105
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
Azufre:
S-35 ................................ 1 108 1 105
S-35 (orgánico) ............ 1 108 1 105
S-35 (vapor) .................. 1 109 1 106
Cloro:
Cl-36 .............................. 1 106 1 104
Cl-38 .............................. 1 105 1 101
Cl-39 .............................. 1 105 1 101
Argón:
Ar-37 .............................. 1 108 1 106
Ar-39 .............................. 1 104 1 107
Ar-41 .............................. 1 109 1 102
Potasio:
K-40 .............................. 1 106 1 102
K-42 .............................. 1 106 1 102
K-43 .............................. 1 106 1 101
K-44 .............................. 1 105 1 101
K-45 .............................. 1 105 1 101
Calcio:
Ca-41.............................. 1 107 1 105
Ca-45.............................. 1 107 1 104
Ca-47.............................. 1 106 1 101
Scandio:
Sc-43 .............................. 1 106 1 101
Sc-44 .............................. 1 105 1 101
Sc-44m .......................... 1 107 1 102
Sc-46 .............................. 1 106 1 101
Sc-47 .............................. 1 106 1 102
Sc-48 .............................. 1 105 1 101
Sc-49 .............................. 1 105 1 103
Titanio:
Ti-44+ ............................ 1 105 1 101
Ti-45 .............................. 1 106 1 101
Vanadio:
V-47................................ 1 105 1 101
4
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
V-48................................ 1 105 1 101
V-49................................ 1 107 1 104
Cromo:
Cr-48 .............................. 1 106 1 102
Cr-49 .............................. 1 106 1 101
Cr-51 .............................. 1 107 1 103
Manganeso:
Mn-51 ............................ 1 105 1 101
Mn-52 ............................ 1 105 1 101
Mn-52m.......................... 1 105 1 101
Mn-53 ............................ 1 109 1 104
Mn-54 ............................ 1 106 1 101
Mn-56 ............................ 1 105 1 101
Hierro:
Fe-52 .............................. 1 106 1 101
Fe-55 .............................. 1 106 1 104
Fe-59 .............................. 1 106 1 101
Fe-60+ ............................ 1 105 1 102
Cobalto:
Co-55 ............................ 1 106 1 101
Co-56 ............................ 1 105 1 101
Co-57 ............................ 1 106 1 102
Co-58 ............................ 1 106 1 101
Co-58m .......................... 1 107 1 104
Co-60 ............................ 1 105 1 101
Co-60m .......................... 1 106 1 103
Co-61 ............................ 1 106 1 102
Co-62m .......................... 1 105 1 101
Níquel:
Ni-56 .............................. 1 106 1 101
Ni-57 .............................. 1 106 1 101
Ni-59 .............................. 1 108 1 104
Ni-63 .............................. 1 108 1 105
Ni-65 .............................. 1 106 1 101
Ni-66 .............................. 1 107 1 104
Cobre:
Cu-60 ............................ 1 105 1 101
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
Cu-61 ............................ 1 106 1 101
Cu-64 ............................ 1 106 1 102
Cu-67 ............................ 1 106 1 102
Zinc:
Zn-62.............................. 1 106 1 102
Zn-63.............................. 1 105 1 101
Zn-65.............................. 1 106 1 101
Zn-69.............................. 1 106 1 104
Zn-69m .......................... 1 106 1 102
Zn-71m .......................... 1 106 1 101
Zn-72.............................. 1 106 1 102
Galio:
Ga-65 ............................ 1 105 1 101
Ga-66 ............................ 1 105 1 101
Ga-67 ............................ 1 106 1 102
Ga-68 ............................ 1 105 1 101
Ga-70 ............................ 1 106 1 103
Ga-72 ............................ 1 105 1 101
Ga-73 ............................ 1 106 1 102
Germanio:
Ge-66 ............................ 1 106 1 101
Ge-67 ............................ 1 105 1 101
Ge-68+ .......................... 1 105 1 101
Ge-69 ............................ 1 106 1 101
Ge-71 ............................ 1 108 1 104
Ge-75 ............................ 1 106 1 103
Ge-77 ............................ 1 105 1 101
Ge-78 ............................ 1 106 1 102
Arsénico:
As-69 .............................. 1 105 1 101
As-70 .............................. 1 105 1 101
As-71 .............................. 1 106 1 101
As-72 .............................. 1 105 1 101
As-73 .............................. 1 107 1 103
As-74 .............................. 1 106 1 101
As-76 .............................. 1 105 1 102
As-77 .............................. 1 106 1 103
As-78 .............................. 1 105 1 101
5
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
Selenio
Se-70 .............................. 1 106 1 101
Se-73 .............................. 1 106 1 101
Se-73m .......................... 1 106 1 102
Se-75 .............................. 1 106 1 102
Se-79 .............................. 1 107 1 104
Se-81 .............................. 1 106 1 103
Se-81m .......................... 1 107 1 103
Se-83 .............................. 1 105 1 101
Bromo:
Br-74 .............................. 1 105 1 101
Br-74m .......................... 1 105 1 101
Br-75 .............................. 1 106 1 101
Br-76 .............................. 1 105 1 101
Br-77 .............................. 1 106 1 102
Br-80 .............................. 1 105 1 102
Br-80m .......................... 1 107 1 103
Br-82 .............................. 1 106 1 101
Br-83 .............................. 1 106 1 103
Br-84 .............................. 1 105 1 101
Kripton:
Kr-74 .............................. 1 109 1 102
Kr-76 .............................. 1 109 1 102
Kr-77 .............................. 1 109 1 102
Kr-79 .............................. 1 105 1 103
Kr-81 .............................. 1 107 1 104
Kr-81m .......................... 1 1010 1 103
Kr-83m .......................... 1 1012 1 105
Kr-85 .............................. 1 104 1 105
Kr-85m .......................... 1 1010 1 103
Kr-87 .............................. 1 109 1 102
Kr-88 .............................. 1 109 1 102
Rubidio:
Rb-79.............................. 1 105 1 101
Rb-81.............................. 1 106 1 101
Rb-81m .......................... 1 107 1 103
Rb-82m .......................... 1 106 1 101
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
Rb-83+ .......................... 1 106 1 102
Rb-84.............................. 1 106 1 101
Rb-86.............................. 1 105 1 102
Rb-87.............................. 1 107 1 104
Rb-88.............................. 1 105 1 101
Rb-89.............................. 1 105 1 101
Estroncio:
Sr-80 .............................. 1 107 1 103
Sr-81 .............................. 1 105 1 101
Sr-82+ ............................ 1 105 1 101
Sr-83 .............................. 1 106 1 101
Sr-85 .............................. 1 106 1 102
Sr-85m............................ 1 107 1 102
Sr-87m............................ 1 106 1 102
Sr-89 .............................. 1 106 1 103
Sr-90+ ............................ 1 104 1 102
Sr-91 .............................. 1 105 1 101
Sr-92 .............................. 1 106 1 101
Itrio:
Y-86................................ 1 105 1 101
Y-86m ............................ 1 107 1 102
Y-87+ ............................ 1 106 1 101
Y-88................................ 1 106 1 101
Y-90................................ 1 105 1 103
Y-90m ............................ 1 106 1 101
Y-91................................ 1 106 1 103
Y-91m ............................ 1 106 1 102
Y-92................................ 1 105 1 102
Y-93................................ 1 105 1 102
Y-94................................ 1 105 1 101
Y-95................................ 1 105 1 101
Zirconio:
Zr-86 .............................. 1 107 1 102
Zr-88 .............................. 1 106 1 102
Zr-89 .............................. 1 106 1 101
Zr-93+ ............................ 1 107 1 103
Zr-95 .............................. 1 106 1 101
Zr-97+ ............................ 1 105 1 101
6
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
Niobio:
Nb-88 ............................ 1 105 1 101
Nb-89 (2,03 horas) ...... 1 105 1 101
Nb-89 (1,01 hora) ........ 1 105 1 101
Nb-90 ............................ 1 105 1 101
Nb-93m .......................... 1 107 1 104
Nb-94 ............................ 1 106 1 101
Nb-95 ............................ 1 106 1 101
Nb-95m .......................... 1 107 1 102
Nb-96 ............................ 1 105 1 101
Nb-97 ............................ 1 106 1 101
Nb-98 ............................ 1 105 1 101
Molibdeno:
Mo-90 ............................ 1 106 1 101
Mo-93 ............................ 1 108 1 103
Mo-93m.......................... 1 106 1 101
Mo-99 ............................ 1 106 1 102
Mo-101 .......................... 1 106 1 101
Tecnecio:
Tc-93 .............................. 1 106 1 101
Tc-93m .......................... 1 106 1 101
Tc-94 .............................. 1 106 1 101
Tc-94m .......................... 1 105 1 101
Tc-95 .............................. 1 106 1 101
Tc-95m+ ........................ 1 106 1 101
Tc-96 .............................. 1 106 1 101
Tc-96m .......................... 1 107 1 103
Tc-97 .............................. 1 108 1 103
Tc-97m .......................... 1 107 1 103
Tc-98 .............................. 1 106 1 101
Tc-99 .............................. 1 107 1 104
Tc-99m .......................... 1 107 1 102
Tc-101 ............................ 1 106 1 102
Tc-104 ............................ 1 105 1 101
Rutenio:
Ru-94.............................. 1 106 1 102
Ru-97.............................. 1 107 1 102
Ru-103............................ 1 106 1 102
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
Ru-105............................ 1 106 1 101
Ru-106+.......................... 1 105 1 102
Rodio:
Rh-99.............................. 1 106 1 101
Rh-99m .......................... 1 106 1 101
Rh-100............................ 1 106 1 101
Rh-101............................ 1 107 1 102
Rh-101m ........................ 1 107 1 102
Rh-102............................ 1 106 1 101
Rh-102m ........................ 1 106 1 102
Rh-103m ........................ 1 108 1 104
Rh-105............................ 1 107 1 102
Rh-106m ........................ 1 105 1 101
Rh-107............................ 1 106 1 102
Paladio:
Pd-100............................ 1 107 1 102
Pd-101............................ 1 106 1 102
Pd-103............................ 1 108 1 103
Pd-107............................ 1 108 1 105
Pd-109............................ 1 106 1 103
Plata:
Ag-102............................ 1 105 1 101
Ag-103............................ 1 106 1 101
Ag-104............................ 1 106 1 101
Ag-104m ........................ 1 106 1 101
Ag-105............................ 1 106 1 102
Ag-106............................ 1 106 1 101
Ag-106m ........................ 1 106 1 101
Ag-108m+ ...................... 1 106 1 101
Ag-110m ........................ 1 106 1 101
Ag-111............................ 1 106 1 103
Ag-112............................ 1 105 1 101
Ag-115............................ 1 105 1 101
Cadmio
Cd-104............................ 1 107 1 102
Cd-107............................ 1 107 1 103
Cd-109............................ 1 106 1 104
7
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
Cd-113............................ 1 106 1 103
Cd-113m ........................ 1 106 1 103
Cd-115............................ 1 106 1 102
Cd-115m ........................ 1 106 1 103
Cd-117............................ 1 106 1 101
Cd-117m ........................ 1 106 1 101
Indio:
In-109 ............................ 1 106 1 101
In-110 (4,9 horas) ........ 1 106 1 101
In-110 (69,1 minutos) .. 1 105 1 101
In-111 ............................ 1 106 1 102
In-112 ............................ 1 106 1 102
In-113m.......................... 1 106 1 102
In-114 ............................ 1 105 1 103
In-114m.......................... 1 106 1 102
In-115 ............................ 1 105 1 103
In-115m.......................... 1 106 1 102
In-116m.......................... 1 105 1 101
In-117 ............................ 1 106 1 101
In-117m.......................... 1 106 1 102
In-119m.......................... 1 105 1 102
Estaño:
Sn-110 ............................ 1 107 1 102
Sn-111 ............................ 1 106 1 102
Sn-113 ............................ 1 107 1 103
Sn-117m ........................ 1 106 1 102
Sn-119m ........................ 1 107 1 103
Sn-121 ............................ 1 107 1 105
Sn-121m+ ...................... 1 107 1 103
Sn-123 ............................ 1 106 1 103
Sn-123m ........................ 1 106 1 102
Sn-125 ............................ 1 105 1 102
Sn-126+ .......................... 1 105 1 101
Sn-127 ............................ 1 106 1 101
Sn-128 ............................ 1 106 1 101
Antimonio:
Sb-115 ............................ 1 106 1 101
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
Sb-116 ............................ 1 106 1 101
Sb-116m ........................ 1 105 1 101
Sb-117 ............................ 1 107 1 102
Sb-118m ........................ 1 106 1 101
Sb-119 ............................ 1 107 1 103
Sb-120 (5,76 días) ........ 1 106 1 101
Sb-120 (15,89 minutos) 1 106 1 102
Sb-122 ............................ 1 104 1 102
Sb-124 ............................ 1 106 1 101
Sb-124m ........................ 1 106 1 102
Sb-125 ............................ 1 106 1 102
Sb-126 ............................ 1 105 1 101
Sb-126m ........................ 1 105 1 101
Sb-127 ............................ 1 106 1 101
Sb-128 (9,01 horas) ...... 1 105 1 101
Sb-128 (10,4 minutos) .. 1 105 1 101
Sb-129 ............................ 1 106 1 101
Sb-130 ............................ 1 105 1 101
Sb-131 ............................ 1 106 1 101
Telurio:
Te-116 ............................ 1 107 1 102
Te-121 ............................ 1 106 1 101
Te-121m ........................ 1 106 1 102
Te-123 ............................ 1 106 1 103
Te-123m ........................ 1 107 1 102
Te-125m ........................ 1 107 1 103
Te-127 ............................ 1 106 1 103
Te-127m ........................ 1 107 1 103
Te-129 ............................ 1 106 1 102
Te-129m ........................ 1 106 1 103
Te-131 ............................ 1 105 1 102
Te-131m ........................ 1 106 1 101
Te-132 ............................ 1 107 1 102
Te-133 ............................ 1 105 1 101
Te-133m ........................ 1 105 1 101
Te-134 ............................ 1 106 1 101
Yodo:
I-120 .............................. 1 105 1 101
8
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
I-120m............................ 1 105 1 101
I-121 .............................. 1 106 1 102
I-123 .............................. 1 107 1 102
I-124 .............................. 1 106 1 101
I-125 .............................. 1 106 1 103
I-126 .............................. 1 106 1 102
I-128 .............................. 1 105 1 102
I-129 .............................. 1 105 1 102
I-130 .............................. 1 106 1 101
I-131 .............................. 1 106 1 102
I-132 .............................. 1 105 1 101
I-132m............................ 1 106 1 102
I-133 .............................. 1 106 1 101
I-134 .............................. 1 105 1 101
I-135 .............................. 1 106 1 101
Xenon:
Xe-120............................ 1 109 1 102
Xe-121............................ 1 109 1 102
Xe-122+.......................... 1 109 1 102
Xe-123............................ 1 109 1 102
Xe-125............................ 1 109 1 103
Xe-127............................ 1 105 1 103
Xe-129m ........................ 1 104 1 103
Xe-131m ........................ 1 104 1 104
Xe-133m ........................ 1 104 1 103
Xe-133............................ 1 104 1 103
Xe-135m ........................ 1 109 1 102
Xe-135............................ 1 1010 1 103
Xe-138............................ 1 109 1 102
Cesio:
Cs-125 ............................ 1 104 1 101
Cs-127 ............................ 1 105 1 102
Cs-129 ............................ 1 105 1 102
Cs-130 ............................ 1 106 1 102
Cs-131 ............................ 1 106 1 103
Cs-132 ............................ 1 105 1 101
Cs-134 ............................ 1 104 1 101
Cs-134m ........................ 1 105 1 103
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
Cs-135 ............................ 1 107 1 104
Cs-135m ........................ 1 106 1 101
Cs-136 ............................ 1 105 1 101
Cs-137+ .......................... 1 104 1 101
Cs-138 ............................ 1 104 1 101
Bario:
Ba-126............................ 1 107 1 102
Ba-128............................ 1 107 1 102
Ba-131............................ 1 106 1 102
Ba-131m ........................ 1 107 1 102
Ba-133............................ 1 106 1 102
Ba-133m ........................ 1 106 1 102
Ba-135m ........................ 1 106 1 102
Ba-137m ........................ 1 106 1 101
Ba-139............................ 1 105 1 102
Ba-140+.......................... 1 105 1 101
Ba-141............................ 1 105 1 101
Ba-142............................ 1 106 1 101
Lantano:
La-131 ............................ 1 106 1 101
La-132 ............................ 1 106 1 101
La-135 ............................ 1 107 1 103
La-137 ............................ 1 107 1 103
La-138 ............................ 1 106 1 101
La-140 ............................ 1 105 1 101
La-141 ............................ 1 105 1 102
La-142 ............................ 1 105 1 101
La-143 ............................ 1 105 1 102
Cerio:
Ce-134............................ 1 107 1 103
Ce-135............................ 1 106 1 101
Ce-137............................ 1 107 1 103
Ce-137m ........................ 1 106 1 103
Ce-139............................ 1 106 1 102
Ce-141............................ 1 107 1 102
Ce-143............................ 1 106 1 102
Ce-144+.......................... 1 105 1 102
9
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
Praseodimio:
Pr-136 ............................ 1 105 1 101
Pr-137 ............................ 1 106 1 102
Pr-138m.......................... 1 106 1 101
Pr-139 ............................ 1 107 1 102
Pr-142 ............................ 1 105 1 102
Pr-142m.......................... 1 109 1 107
Pr-143 ............................ 1 106 1 104
Pr-144 ............................ 1 105 1 102
Pr-145 ............................ 1 105 1 103
Pr-147 ............................ 1 105 1 101
Neodimio:
Nd-136 .......................... 1 106 1 102
Nd-138 .......................... 1 107 1 103
Nd-139 .......................... 1 106 1 102
Nd-139m ........................ 1 106 1 101
Nd-141 .......................... 1 107 1 102
Nd-147 .......................... 1 106 1 102
Nd-149 .......................... 1 106 1 102
Nd-151 .......................... 1 105 1 101
Prometio:
Pm-141 .......................... 1 105 1 101
Pm-143 .......................... 1 106 1 102
Pm-144 .......................... 1 106 1 101
Pm-145 .......................... 1 107 1 103
Pm-146 .......................... 1 106 1 101
Pm-147 .......................... 1 107 1 104
Pm-148 .......................... 1 105 1 101
Pm-148m+ .................... 1 106 1 101
Pm-149 .......................... 1 106 1 103
Pm-150 .......................... 1 105 1 101
Pm-151 .......................... 1 106 1 102
Samario:
Sm-141 .......................... 1 105 1 101
Sm-141m........................ 1 106 1 101
Sm-142 .......................... 1 107 1 102
Sm-145 .......................... 1 107 1 102
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
Sm-146 .......................... 1 105 1 101
Sm-147 .......................... 1 104 1 101
Sm-151 .......................... 1 108 1 104
Sm-153 .......................... 1 106 1 102
Sm-155 .......................... 1 106 1 102
Sm-156 .......................... 1 106 1 102
Europio:
Eu-145............................ 1 106 1 101
Eu-146............................ 1 106 1 101
Eu-147............................ 1 106 1 102
Eu-148............................ 1 106 1 101
Eu-149............................ 1 107 1 102
Eu-150 (34,2 años) ...... 1 106 1 101
Eu-150 (12,6 horas) ...... 1 106 1 103
Eu-152............................ 1 106 1 101
Eu-152m ........................ 1 106 1 102
Eu-154............................ 1 106 1 101
Eu-155............................ 1 107 1 102
Eu-156............................ 1 106 1 101
Eu-157............................ 1 106 1 102
Eu-158............................ 1 105 1 101
Gadolinio:
Gd-145 .......................... 1 105 1 101
Gd-146+ ........................ 1 106 1 101
Gd-147 .......................... 1 106 1 101
Gd-148 .......................... 1 104 1 101
Gd-149 .......................... 1 106 1 102
Gd-151 .......................... 1 107 1 102
Gd-152 .......................... 1 104 1 101
Gd-153 .......................... 1 107 1 102
Gd-159 .......................... 1 106 1 103
Terbio:
Tb-147............................ 1 106 1 101
Tb-149............................ 1 106 1 101
Tb-150............................ 1 106 1 101
Tb-151............................ 1 106 1 101
Tb-153............................ 1 107 1 102
10
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
Tb-154............................ 1 106 1 101
Tb-155............................ 1 107 1 102
Tb-156............................ 1 106 1 101
Tb-156m (24,4 horas) .. 1 107 1 103
Tb-156m (5 horas)........ 1 107 1 104
Tb-157............................ 1 107 1 104
Tb-158............................ 1 106 1 101
Tb-160............................ 1 106 1 101
Tb-161............................ 1 106 1 103
Disprosio:
Dy-155 .......................... 1 106 1 101
Dy-157 .......................... 1 106 1 102
Dy-159 .......................... 1 107 1 103
Dy-165 .......................... 1 106 1 103
Dy-166 .......................... 1 106 1 103
Holmio:
Ho-155 .......................... 1 106 1 102
Ho-157 .......................... 1 106 1 102
Ho-159 .......................... 1 106 1 102
Ho-161 .......................... 1 107 1 102
Ho-162 .......................... 1 107 1 102
Ho-162m........................ 1 106 1 101
Ho-164 .......................... 1 106 1 103
Ho-164m........................ 1 107 1 103
Ho-166 .......................... 1 105 1 103
Ho-166m........................ 1 106 1 101
Ho-167 .......................... 1 106 1 102
Erbio:
Er-161 ............................ 1 106 1 101
Er-165 ............................ 1 107 1 103
Er-169 ............................ 1 107 1 104
Er-171 ............................ 1 106 1 102
Er-172 ............................ 1 106 1 102
Tulio:
Tm-162 .......................... 1 106 1 101
Tm-166 .......................... 1 106 1 101
Tm-167 .......................... 1 106 1 102
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
Tm-170 .......................... 1 106 1 103
Tm-171 .......................... 1 108 1 104
Tm-172 .......................... 1 106 1 102
Tm-173 .......................... 1 106 1 102
Tm-175 .......................... 1 106 1 101
Iterbio:
Yb-162 .......................... 1 107 1 102
Yb-166 .......................... 1 107 1 102
Yb-167 .......................... 1 106 1 102
Yb-169 .......................... 1 107 1 102
Yb-175 .......................... 1 107 1 103
Yb-177 .......................... 1 106 1 102
Yb-178 .......................... 1 106 1 103
Lutecio:
Lu-169 ............................ 1 106 1 101
Lu-170 ............................ 1 106 1 101
Lu-171 ............................ 1 106 1 101
Lu-172 ............................ 1 106 1 101
Lu-173 ............................ 1 107 1 102
Lu-174 ............................ 1 107 1 102
Lu-174m ........................ 1 107 1 102
Lu-176 ............................ 1 106 1 102
Lu-176m ........................ 1 106 1 103
Lu-177 ............................ 1 107 1 103
Lu-177m ........................ 1 106 1 101
Lu-178 ............................ 1 105 1 102
Lu-178m ........................ 1 105 1 101
Lu-179 ............................ 1 106 1 103
Hafnio:
Hf-170 ............................ 1 106 1 102
Hf-172+ .......................... 1 106 1 101
Hf-173 ............................ 1 106 1 102
Hf-175 ............................ 1 106 1 102
Hf-177m ........................ 1 105 1 101
Hf-178m ........................ 1 106 1 101
Hf-179m ........................ 1 106 1 101
Hf-180m ........................ 1 106 1 101
Hf-181 ............................ 1 106 1 101
11
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
Hf-182 ............................ 1 106 1 102
Hf-182m ........................ 1 106 1 101
Hf-183 ............................ 1 106 1 101
Hf-184 ............................ 1 106 1 102
Tantalo:
Ta-172 ............................ 1 106 1 101
Ta-173 ............................ 1 106 1 101
Ta-174 ............................ 1 106 1 101
Ta-175 ............................ 1 106 1 101
Ta-176 ............................ 1 106 1 101
Ta-177 ............................ 1 107 1 102
Ta-178 ............................ 1 106 1 101
Ta-179 ............................ 1 107 1 103
Ta-180 ............................ 1 106 1 101
Ta-180m ........................ 1 107 1 103
Ta-182 ............................ 1 104 1 101
Ta 182m ........................ 1 106 1 102
Ta-183 ............................ 1 106 1 102
Ta-184 ............................ 1 106 1 101
Ta-185 ............................ 1 105 1 102
Ta-186 ............................ 1 105 1 101
Tugseno:
W-176 ............................ 1 106 1 102
W-177 ............................ 1 106 1 101
W-178+ .......................... 1 106 1 101
W-179 ............................ 1 107 1 102
W-181 ............................ 1 107 1 103
W-185 ............................ 1 107 1 104
W-187 ............................ 1 106 1 102
W-188+ .......................... 1 105 1 102
Renio:
Re-177 ............................ 1 106 1 101
Re-178 ............................ 1 106 1 101
Re-181 ............................ 1 106 1 101
Re-182 (64 horas) ........ 1 106 1 101
Re-182 (12,7 horas) ...... 1 106 1 101
Re-184 ............................ 1 106 1 101
Re-184m ........................ 1 106 1 102
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
Re-186 ............................ 1 106 1 103
Re-186m ........................ 1 107 1 103
Re-187 ............................ 1 109 1 106
Re-188 ............................ 1 105 1 102
Re-188m ........................ 1 107 1 102
Re-189+.......................... 1 106 1 102
Osmio:
Os-180............................ 1 107 1 102
Os-181............................ 1 106 1 101
Os-182............................ 1 106 1 102
Os-185............................ 1 106 1 101
Os-189m ........................ 1 107 1 104
Os-191............................ 1 107 1 102
Os-191m ........................ 1 107 1 103
Os-193............................ 1 106 1 102
Os-194+ ........................ 1 105 1 102
Iridio:
Ir-182.............................. 1 105 1 101
Ir-184.............................. 1 106 1 101
Ir-185.............................. 1 106 1 101
Ir-186 (15,8 horas)........ 1 106 1 101
Ir-186 (1,75 horas)........ 1 106 1 101
Ir-187.............................. 1 106 1 102
Ir-188.............................. 1 106 1 101
Ir-189+ .......................... 1 107 1 102
Ir-190.............................. 1 106 1 101
Ir-190m (3,1 horas) ...... 1 106 1 101
Ir-190m (1,2 horas) ...... 1 107 1 104
Ir-192.............................. 1 104 1 101
Ir-192m .......................... 1 107 1 102
Ir-193m .......................... 1 107 1 104
Ir-194.............................. 1 105 1 102
Ir-194m .......................... 1 106 1 101
Ir-195.............................. 1 106 1 102
Ir-195m .......................... 1 106 1 102
Platino:
Pt-186 ............................ 1 106 1 101
Pt-188+ .......................... 1 106 1 101
12
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
Pt-189 ............................ 1 106 1 102
Pt-191 ............................ 1 106 1 102
Pt-193 ............................ 1 107 1 104
Pt-193m.......................... 1 107 1 103
Pt-195m.......................... 1 106 1 102
Pt-197 ............................ 1 106 1 103
Pt-197m.......................... 1 106 1 102
Pt-199 ............................ 1 106 1 102
Pt-200 ............................ 1 106 1 102
Oro:
Au-193 .......................... 1 107 1 102
Au-194 .......................... 1 106 1 101
Au-195 .......................... 1 107 1 102
Au-198 .......................... 1 106 1 102
Au-198m ........................ 1 106 1 101
Au-199 .......................... 1 106 1 102
Au-200 .......................... 1 105 1 102
Au-200m ........................ 1 106 1 101
Au-201 .......................... 1 106 1 102
Mercurio:
Hg-193 .......................... 1 106 1 102
Hg-193m ........................ 1 106 1 101
Hg-194+ ........................ 1 106 1 101
Hg-195 .......................... 1 106 1 102
Hg-195m+ (orgánico) .. 1 106 1 102
Hg-195m+ (inorgánico) 1 106 1 102
Hg-197 .......................... 1 107 1 102
Hg-197m (orgánico) .... 1 106 1 102
Hg-197m (inorgánico) .. 1 106 1 102
Hg-199m ........................ 1 106 1 102
Hg-203 .......................... 1 105 1 102
Talio:
Tl-194 ............................ 1 106 1 101
Tl-194m.......................... 1 106 1 101
Tl-195 ............................ 1 106 1 101
Tl-197 ............................ 1 106 1 102
Tl-198 ............................ 1 106 1 101
Tl-198m.......................... 1 106 1 101
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
Tl-199 ............................ 1 106 1 102
Tl-200 ............................ 1 106 1 101
Tl-201 ............................ 1 106 1 102
Tl-202 ............................ 1 106 1 102
Tl-204 ............................ 1 104 1 104
Plomo:
Pb-195m ........................ 1 106 1 101
Pb-198............................ 1 106 1 102
Pb-199............................ 1 106 1 101
Pb-200............................ 1 106 1 102
Pb-201............................ 1 106 1 101
Pb-202............................ 1 106 1 103
Pb-202m ........................ 1 106 1 101
Pb-203............................ 1 106 1 102
Pb-205............................ 1 107 1 104
Pb-209............................ 1 106 1 105
Pb-210+.......................... 1 104 1 101
Pb-211............................ 1 106 1 102
Pb-212+.......................... 1 105 1 101
Pb-214............................ 1 106 1 102
Bismuto:
Bi-200 ............................ 1 106 1 101
Bi-201 ............................ 1 106 1 101
Bi-202 ............................ 1 106 1 101
Bi-203 ............................ 1 106 1 101
Bi-205 ............................ 1 106 1 101
Bi-206 ............................ 1 105 1 101
Bi-207 ............................ 1 106 1 101
Bi-210 ............................ 1 106 1 103
Bi-210m+ ...................... 1 105 1 101
Bi-212+ .......................... 1 105 1 101
Bi-213 ............................ 1 106 1 102
Bi-214 ............................ 1 105 1 101
Polonio:
Po-203............................ 1 106 1 101
Po-205............................ 1 106 1 101
Po-206............................ 1 106 1 101
Po-207............................ 1 106 1 101
13
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
Po-208............................ 1 104 1 101
Po-209............................ 1 104 1 101
Po-210............................ 1 104 1 101
Astato:
At-207 ............................ 1 106 1 101
At-211 ............................ 1 107 1 103
Francio:
Fr-222 ............................ 1 105 1 103
Fr-223 ............................ 1 106 1 102
Radón:
Rn-220+.......................... 1 107 1 104
Rn-222+.......................... 1 108 1 101
Radio:
Ra-223+.......................... 1 105 1 102
Ra-224+.......................... 1 105 1 101
Ra-225 ............................ 1 105 1 102
Ra-226+.......................... 1 104 1 101
Ra-227 ............................ 1 106 1 102
Ra-228+.......................... 1 105 1 101
Actinio:
Ac-224............................ 1 106 1 102
Ac-225+.......................... 1 104 1 101
Ac-226............................ 1 105 1 102
Ac-227+.......................... 1 103 1 10-1
Ac-228............................ 1 106 1 101
Torio:
Th-226+.......................... 1 107 1 103
Th-227............................ 1 104 1 101
Th-228+.......................... 1 104 1 100
Th-229+.......................... 1 103 1 100
Th-230............................ 1 104 1 100
Th-231............................ 1 107 1 103
Th-232............................ 1 104 1 101
Th-232sec ...................... 1 103 1 100
Th-234+.......................... 1 105 1 103
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
Protactinio:
Pa-227 ............................ 1 106 1 103
Pa-228 ............................ 1 106 1 101
Pa-230 ............................ 1 106 1 101
Pa-231 ............................ 1 103 1 100
Pa-232 ............................ 1 106 1 101
Pa-233 ............................ 1 107 1 102
Pa-234 ............................ 1 106 1 101
Uranio:
U-230+ .......................... 1 105 1 101
U-231 ............................ 1 107 1 102
U-232+ .......................... 1 103 1 100
U-233 ............................ 1 104 1 101
U-234 ............................ 1 104 1 101
U-235+ .......................... 1 104 1 101
U-236 ............................ 1 104 1 101
U-237 ............................ 1 106 1 102
U-238+ .......................... 1 104 1 101
U-238 sec ...................... 1 103 1 100
U-239 ............................ 1 106 1 102
U-240 ............................ 1 107 1 103
U-240+ .......................... 1 106 1 101
Neptunio:
Np-232 .......................... 1 106 1 101
Np-233 .......................... 1 107 1 102
Np-234 .......................... 1 106 1 101
Np-235 .......................... 1 107 1 103
Np-236
(1.15 105 años) ........ 1 105 1 102
Np-236
(22,5 horas) .............. 1 107 1 103
Np-237+ ........................ 1 103 1 100
Np-238 .......................... 1 106 1 102
Np-239 .......................... 1 107 1 102
Np-240 .......................... 1 106 1 101
Plutonio:
Pu-234............................ 1 107 1 102
14
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
Pu-235............................ 1 107 1 102
Pu-236............................ 1 104 1 101
Pu-237............................ 1 107 1 103
Pu-238............................ 1 104 1 100
Pu-239............................ 1 104 1 100
Pu-240............................ 1 103 1 100
Pu-241............................ 1 105 1 102
Pu-242............................ 1 104 1 100
Pu-243............................ 1 107 1 103
Pu-244............................ 1 104 1 100
Pu-245............................ 1 106 1 102
Pu-246............................ 1 106 1 102
Americio:
Am-237 .......................... 1 106 1 102
Am-238 .......................... 1 106 1 101
Am-239 .......................... 1 106 1 102
Am-240 .......................... 1 106 1 101
Am-241 .......................... 1 104 1 100
Am-242 .......................... 1 106 1 103
Am-242m+ .................... 1 104 1 100
Am-243+ ........................ 1 103 1 100
Am-244 .......................... 1 106 1 101
Am-244m ...................... 1 107 1 104
Am-245 .......................... 1 106 1 103
Am-246 .......................... 1 105 1 101
Am-246m ...................... 1 106 1 101
Curio:
Cm-238 .......................... 1 107 1 102
Cm-240 .......................... 1 105 1 102
Cm-241 .......................... 1 106 1 102
Cm-242 .......................... 1 105 1 102
Cm-243 .......................... 1 104 1 100
Cm-244 .......................... 1 104 1 101
Cm-245 .......................... 1 103 1 100
Cm-246 .......................... 1 103 1 100
Cm-247 .......................... 1 104 1 100
Tabla A (continuación)
ActividadActividad por
Elemento/nucleido —unidad de masa
(Bq)—
(kBq/kg)
Cm-248 .......................... 1 103 1 100
Cm-249 .......................... 1 106 1 103
Cm-250 .......................... 1 103 1 10-1
Bequerelio:
Bk-245............................ 1 106 1 102
Bk-246............................ 1 106 1 101
Bk-247............................ 1 104 1 100
Bk-249............................ 1 106 1 103
Bk-250............................ 1 106 1 101
Californio:
Cf-244 ............................ 1 107 1 104
Cf-246 ............................ 1 106 1 103
Cf-248 ............................ 1 104 1 101
Cf-249 ............................ 1 103 1 100
Cf-250 ............................ 1 104 1 101
Cf-251 ............................ 1 103 1 100
Cf-252 ............................ 1 104 1 101
Cf-253 ............................ 1 105 1 102
Cf-254 ............................ 1 103 1 100
Einsteinio:
Es-250 ............................ 1 106 1 102
Es-251 ............................ 1 107 1 102
Es-253 ............................ 1 105 1 102
Es-254 ............................ 1 104 1 101
Es-254m ........................ 1 106 1 102
Fermio:
Fm-252 .......................... 1 106 1 103
Fm-253 .......................... 1 106 1 102
Fm-254 .......................... 1 107 1 104
Fm-255 .......................... 1 106 1 103
Fm-257 .......................... 1 105 1 101
Mendelevio:
Md-257 .......................... 1 107 1 102
Md-258 .......................... 1 105 1 102
15
Tabla B. Lista de radionucleidos en equilibriosecular a los que hace referencia el apartado2. b) de este anexo
Nucleido padre Nucleidos hijos
Ac-225+ Fr-221, At-217, Bi-213, Po-
213(0.978), Tl-209(0.0216),
Pb-209 (0.978)
Ac-227+ Fr-223(0.0138)
Ag-108m+ Ag-108(0.089)
Am-242m+ Am-242
Am-243+ Np-239
Ba-140+ La-140
Bi-210m+ Tl-206
Bi-212+ Tl-208(0.36), Po-212(0.64)
Ce-144+ Pr-144
Cs-137+ Ba-137m
Fe-60+ Co-60m
Gd-146+ Eu-146
Ge-68+ Ga-68
Hf-172+ Lu-172
Hg-194+ Au-194
Hg-195m+ Hg-195(0.542)
Ir-189+ Os-189m
Mg-28+ Al-28
Np-237+ Pa-233
Os-194+ Ir-194
Pb-210+ Bi-210, Po-210
Pb-212+ Bi-212, Tl-208(0.36), Po-
212(0.64)
Pm-148m+ Pm-148(0.046)
Pt-188+ Ir-188
Ra-223+ Rn-219, Po-215, Pb-211, Bi-211,
Tl-207
Ra-224+ Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212,
Tl-208(0.36), Po-212(0.64)
Ra-226+ Rn-222, Po-218, Pb-214, Bi-214,
Po-214, Pb-210, Bi-210, Po-
210
Ra-228+ Ac-228
Rb-83+ Kr-83m
Rn-220+ Po-216
Rn-222+ Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214
Ru-106+ Rh-106
Tabla B. Lista de radionucleidos en equilibriosecular a los que hace referencia el apartado2. b) de este anexo (continuación)
Nucleido padre Nucleidos hijos
Re-189+ Os-189m(0.241)
Sn-121m+ Sn-121(0.776)
Sn-126+ Sb-126m
Sr-82+ Rb-82
Sr-90+ Y-90
Tc-95m+ Tc-95(0.04)
Ti-44+ Sc-44
Th-226+ Ra-222, Rn-218, Po-214
Th-228+ Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212,
Bi-212, Tl-208(0.36), Po-
212(0.64)
Th-229+ Ra-225, Ac-225, Fr-221, At-217,
Bi-213, Po-213(0.978), Pb-
209(0.978)
Th-sec Ra-228, Ac-228, Th-228, Ra-224,
Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-
212, Tl-208(0.36), Po-
212(0.64)
Th-234+ Pa-234m
U-230+ Th-226, Ra-222, Rn-218, Po-214
U-232+ Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216,
Pb-212, Bi-212, Tl-208(0.36).
Po-212(0.64)
U-235+ Th-231
U-238+ Th-234, Pa-234m
U-sec Th-234, Pa-234m, U-234, Th-
230, Ra-226, Rn-222, Po-218,
Pb-214, Bi-214, Po-214, Pb-
210, Bi-210, Po-210
U-240+ Np-240m
W-178+ Ta-178
W-188+ Re-188
Xe-122+ I-122
Y-87+ Sr-87m
Zr-93+ Nb-93m
Zr-97+ Nb-97
Nota:a) El número en paréntesis es el tanto por uno producido deese isótopo.
16
Reso
luci
ones
del
Con
sejo
de
Segu
ridad
Nuc
lear
CSN Resoluciones del Consejo deSeguridad Nuclear
1 Resolución de 5 de noviembre de 19922 Resolución de 1 de octubre de 19933 Resolución de 28 de julio de 19944 Resolución de 16 de julio de 19975 Resolución de 20 de marzo de 20006 Resolución de 30 de octubre de 2002
Resoluciones del Consejo de Seguridad Nuclear1 Resolución de 5 de noviembre de 19922 Resolución de 1 de octubre de 19933 Resolución de 24 de julio de 19944 Resolución de 16 de julio de 19975 Resolución de 20 de marzo de 20006 Resolución de 30 de octubre de 2002
1 Resolución de 5 denoviembre de 1992 del Consejode Seguridad Nuclear, por laque se establecen las normas aque habrán de sujetarse lahomologación de cursos oprogramas que habiliten para ladirección y operación de lasinstalaciones de rayos X confines diagnósticos, y laacreditación directa delpersonal que ejerza dichasfuncionesPublicada en el BOE nº 274 de 14 de noviembre de 1992
Resolución de 5 de noviembre de 1992 delConsejo de Seguridad Nuclear, por la que seestablecen las normas a que habrán desujetarse la homologación de cursos oprogramas que habiliten para la dirección yoperación de las instalaciones de rayos Xcon fines diagnósticos, y la acreditacióndirecta del personal que ejerza dichasfunciones
El Consejo de Seguridad Nuclear, en ejercicio de
las atribuciones que le asigna el apartado g) del
artículo 2.º de la Ley 15/1980, de 22 de abril, y
el artículo 14 del Real Decreto 1891/1991, de 30
de diciembre, que regula la instalación y utili-
zación de aparatos de rayos X con fines de diag-
nóstico médico, a fin de que el personal que di-
rija u opere dichas instalaciones pueda acreditar
ante el Consejo los conocimientos, adiestra-
miento y experiencia precisos, bien mediante la
superación de los cursos o programas objeto de
homologación, bien directamente por medio de
la pertinente documentación justificativa, una
vez recabados los correspondientes informes a
los Ministerios de Educación y Ciencia y de
Sanidad y Consumo, y a las Asociaciones y
Colegios profesionales interesados, ha resuelto
lo siguiente:
Primero. Las entidades o instituciones que ten-
gan es tab lec idos e impar tan cursos de
Radiodiagnóstico General podrán solicitar del
Consejo de Seguridad Nuclear la homologación
de los mismos a los efectos que se contemplan
en el artículo 14 del Real Decreto 1891/1991,
acompañando a la solicitud la siguiente docu-
mentación:
a) Relación del profesorado que imparta o vaya
a impartir las materias propias del curso, con in-
dicación de la titulación y experiencia poseída.
b) Medios materiales con que cuenta, de es-
pecífica aplicación al curso a homologar.
c) Programa teórico y práctico.
d) Sistema de evaluación de la actividad for-
mativa.
Las solicitudes de homologación se presentarán
en el Registro General del Consejo de Seguridad
Nuclear, sin perjuicio de lo dispuesto en el
ar t ículo 66 de la Ley de Procedimiento
Administrativo.
Segundo. El profesorado que imparta los cur-
sos objeto de la homologación deberá estar en
posesión de titulación universitaria y ser exper-
to en las materias objeto de los mismos, con una
experiencia didáctica o profesional de tres años,
como mínimo.
Tercero. Las instalaciones donde se impartan
los cursos objeto de la homologación habrán de
contar con los equipos o dispositivos necesarios
para la consecución de los objetivos generales
y específicos previstos en las prácticas que se
recogen en el anexo.
Tales instalaciones deberán estar inscritas en el
Registro de Instalaciones de «Rayos X con fines
de diagnóstico médico» al que se refiere el artí-
culo 9º del citado Real Decreto 1891/1991.
Cuarto. Los programas habrán de comprender
las materias y horas lectivas que se relacionan
asimismo en el anexo.
Los cursos que se puedan programar para un
colectivo específico (Odontólogos, Veterinarios,
Podólogos) incluirán las materias referentes a
las áreas de protección aplicada al radiodiag-
nóstico, orientadas al tipo y características de
las instalaciones en que desarrollarán sus acti-
vidades. En este caso podrá proponerse la aco-
modación del número de horas al contenido del
programa.
Quinto. El personal que vaya a recibir los cur-
sos objeto de la homologación habrá de reunir
5
los siguientes requisitos de titulación que habrán
de ser acreditados documentalmente:.
1. Cursos que, una vez homologados, acrediten
para dirigir el funcionamiento de las instalaciones
de rayos X con fines diagnósticos: licenciatura en
Medicina y Cirugía, Odontología, Veterinaria o
Podólogos.
2. Cursos asimismo homologados que capaciten
para operar los mismos equipos bajo la super-
visión de los titulados del apartado precedente:
Bachiller, Formación Profesional de segundo
grado o equivalente.
Sexto. Presentada en forma correcta y comple-
ta la documentación que se relaciona en los
apartados anteriores y apreciados favorable-
mente el programa y el sistema de evaluación
propuestos, una vez comprobado que cumplen
los requisitos mínimos exigibles, el Consejo de
Seguridad Nuclear procederá a dictar la resolu-
ción expresa de homologación de los corres-
pondientes cursos.
La homologación será específica para cada mo-
dalidad de curso, cualquiera que sea el número
que de la misma se imparta. Los cambios que
dentro de cada modalidad pudieran producirse
y que afecten a los requisitos del apartado pri-
mero habrán de contar con la aprobación ex-
presa de la Dirección Técnica del Consejo de
Seguridad Nuclear.
Este Organismo podrá en cualquier momento re-
alizar las auditorías y comprobaciones precisas
a fin de constatar el cumplimiento del conteni-
do de la resolución de homologación.
Séptimo. Las instituciones o entidades que
cuenten con cursos homologados harán constar
expresamente en el certificado de aptitud que
se expida al final del mismo la referencia a la
resolución de homologación concedida por el
Consejo de Seguridad Nuclear, y que, como con-
secuencia de la misma, el titulado queda acre-
ditado bien para dirigir o bien para operar los
aparatos de rayos X con fines diagnósticos de
conformidad a lo establecido en los artículos 13
y 14 del citado Real Decreto 1891/1991, de 30
de diciembre.
Los responsables de la entidad o institución que
organice los cursos remitirán en los diez prime-
ros días de cada mes una relación con el per-
sonal que en el mes anterior haya aprobado los
cursos homologados, con referencia completa de
sus datos personales y académicos, así como la
modalidad de capacitación que se le reconoce.
Octavo. Las autoridades académicas y adminis-
traciones educativas que tengan establecidos en
sus planes de estudios cursos o programas de
enseñanza reglada o de especialización que con-
tengan las materias que se incluyen en el ane-
xo de esta Resolución podrán solicitar del
Consejo de Seguridad Nuclear la homologación
de los mismos, a los efectos previstos en esta
Resolución. Para ello deberá remitirse, junto a
la solicitud, la documentación pertinente que
justifique el cumplimiento de los requisitos bá-
sicos exigidos en los apartados precedentes.
Noveno. Los licenciados en Medicina y Cirugía,
Odontología o Veterinaria y los Podólogos que a
la entrada en vigor del Real Decreto 1891/1991
cuenten con un mínimo de cinco años de ejerci-
cio profesional y acrediten al mismo tiempo ha-
ber realizado cursos de especialización sobre las
materias relacionadas en el anexo podrán solicitar
del Consejo de Seguridad Nuclear la acreditación
para dirigir el funcionamiento de las instalaciones
de rayos X con fines diagnósticos. El solicitante in-
dicará, en su caso, el tipo y características de la
instalación en que desarrolle sus actividades.
En los mismos términos del párrafo anterior po-
drán solicitar acreditación para operar dichas
6
instalaciones los diplomados universitarios en
Enfermería.
Décimo. La solicitud de acreditación basada en
el correspondiente título académico que se
contempla en el apartado anterior deberá ir
acompañada de la documentación justificativa
del período de ejercicio profesional y de los
cursos de especialización a que se hace refe-
rencia en el mismo. El Consejo de Seguridad
Nuclear apreciará la adecuación de ambas cir-
cunstancias a las condiciones mínimas de acre-
ditación.
En el plazo de dos meses desde la presentación
correcta o completa de la documentación o des-
de el vencimiento del concedido para la subsa-
nación, el Consejo de Seguridad Nuclear dicta-
rá la correspondiente resolución.
Undécimo. 1. Los licenciados en Medicina y
Cirugía, especialistas en Electrorradiología,
Medicina Nuclear, Radiodiagnóstico u Oncología
Radioterápica, podrán solicitar del Consejo de
Seguridad Nuclear la acreditación para dirigir el
funcionamiento de las instalaciones de rayos X
con fines diagnósticos, para lo que acompaña-
rán copia compulsada del título de la especiali-
dad o certificación acreditativa del mismo, ex-
pedidos por el Ministerio de Educación y
Ciencia.
2. Los técnicos especialistas en Radiodiagnóstico,
Medicina Nuclear o Radioterapia podrán asimis-
mo solicitar del Consejo de Seguridad Nuclear
la acreditación para operar las instalaciones de
rayos X con fines diagnósticos, para lo que
acompañarán del mismo modo copia compul-
sada del título de Técnico Especialista o certifi-
cación acreditativa del mismo, expedidos por el
Ministerio de Educación y Ciencia.
En el plazo de un mes desde la presentación de
las solicitudes a que se refieren los párrafos pre-
cedentes, el Consejo de Seguridad Nuclear dic-
tará resolución expresa de acreditación.
Duodécimo. A los efectos previstos en el artí-
culo 14 del Real Decreto 1891/1991, quedan ho-
mologados los cursos de adiestramiento de su-
pervisores y operadores de instalaciones de
Radiodiagnóstico General y Radiología Dental
autorizados por el Consejo de Seguridad Nuclear
con anterioridad a la entrada en vigor de esta
Resolución. Los poseedores de diplomas o cer-
tificados de adiestramiento que hayan sido ex-
pedidos con la aprobación de dichos cursos, so-
licitarán del Consejo que se extienda diligencia
en los referidos diplomas o certificados por la
que se hará constar tanto la fecha de la autori-
zación oficial del curso como que la capacita-
ción se concede bien para dirigir o bien para
operar las instalaciones de rayos X con fines
diagnósticos.
Decimotercero. La presente Resolución entra-
rá en vigor al día siguiente de su publicación en
el «Boletín Oficial del Estado». Contra las dicta-
das por este Consejo de Seguridad Nuclear en
su aplicación podrán los interesados interponer
los recursos administrativos y jurisdiccionales
que legalmente procedan.
Madrid, 5 de noviembre de 1992.—El Presidente,
Donato Fuejo Lago.
ANEXOContenido del programa de formación para ladirección de las instalaciones de rayos X confines diagnósticos
Física de las radiaciones
Area 1. Estructura atómica:
Estructura del átomo.
Unidades de energía en física atómica.
Ondas electromagnéticas.
Excitación e ionización.
7
Area 2. Interacción de electrones con la materia:
Tipos de colisión.
Poder de frenado y alcance.
Espectro de los rayos X.
Area 3. Interacción de fotones con la materia:
Atenuación de fotones.
Tipos de interacción de fotones.
La formación de la imagen radiológica desde el
punto de vista de la interacción.
Absorción y dispersión de fotones.
Area 4. Magnitudes y unidades radiológicas:
Exposición X.
Dosis absorbida D.
Dosis equivalente H.
Dosis efectiva He.
Aspectos generales referidos a todas las
magnitudes.
Magnitudes de interés en la dosimetría del
paciente.
Características físicas de los equipos
y haces de rayos X
Area 5. Características físicas de los equipos y
haces de rayos X:
Elementos de un tubo de rayos X.
Curvas de carga.
Dispositivos asociados al tubo de rayos X.
Características de la radiación producida por tu-
bos de rayos X.
Sistemas de imagen.
Detección y medida de las radiaciones
Area 6. Fundamentos de la detección de radia-
ciones:
Principios físicos de la detección.
Comportamiento del detector frente a las carac-
terísticas del haz de radiación.
Dosimetría de la radiación.
Area 7. Detectores utilizados en instalaciones de
radiodiagnóstico:
Cámara de ionización. Equilibrio electrónico y
equivalencia a aire.
Contadores proporcionales.
Contadores Geiger-Müller.
Dosimetría personal basada en la ionización ga-
seosa.
Dosímetros de termoluminiscencia (TLD).
Emulsión fotográfica.
Detectores de semiconductor.
Instrumentos de detección para dosimetría en
haz directo.
Area 8. Control de calidad de instalaciones y ca-
libración de detectores:
Introducción.
Medida de la radiación de un tubo de rayos X;
métodos directos e indirectos.
Determinación de la calidad del espectro.
Determinación del kilovoltaje en pico.
Determinación del producto intensidad-tiempo
(mAs).
Fotoexposímetro (Fototimer) y dispositivos aso-
ciados de seguridad.
Calibración, verificación y margen de utilización
de los distintos tipos de detectores.
Radiobiología
Area 9. Mecanismos de acción. Respuesta celular:
Mecanismos de acción de la radiación sobre un
material biológico.
Mecanismos de acción y curva de relación res-
puesta-dosis.
Radiosensibilidad.
Respuesta celular a la radiación.
Factores que influyen en la respuesta (físicos,
químicos y biológicos).
Area 10. Respuestas sistémica y orgánica total:
Respuesta sistémica a la radiación.
Respuesta orgánica total a la radiación (adulto,
embrión y feto).
Efectos tardíos de la radiación: Somáticos y ge-
néticos.
Factores de riesgo y de ponderación.
Estimación de riesgos durante el embarazo.
Criterios de la ICRP sobre efectos radiobiológicos.
8
Recomendaciones de la ICRP con repercusión
en conceptos radiobiológicos.
Protección contra las radiaciones
Area 11. Criterios generales:
Concepto y objetivos de la protección radio-
lógica.
Organismos competentes en protección radio-
lógica.
El sistema de protección radiológica. Criterios de
justificación y optimización en protección ra-
diológica.
Límites de dosis para los trabajadores profesio-
nalmente expuestos y en miembros del público.
Recomendaciones de la ICRP con repercusión en
aspectos generales de la protección radiológica.
Area 12. Protección radiológica operacional:
Clasificación de los trabajadores profesional-
mente expuestos.
Vigilancia de las zonas de trabajo.
Sistemas de acceso y de control.
Vigilancia del personal en cuanto a la radiación.
Examen de salud previo y periódico.
Recomendaciones de la ICRP con repercusión
en la protección radiológica operacional.
Blindajes.
Protección aplicada al radiodiagnóstico
Area 13. Protección radiológica específica en
radiodiagnóstico. Aspectos generales:
Consideraciones generales.
Aspectos de equipamiento de los servicios de
radiología relacionados con la optimización de
la protección radiológica.
Aspectos organizativos y de diseño del servicio
de radiología que afectan a las dosis.
Accidentes y averías en equipos con repercusión
en la protección radiológica.
Area 14. Aspectos particulares de protección radio-
lógica en distintas unidades de radiodiagnóstico:
Normas básicas de protección en unidades de
radiografía básica.
Normas básicas de protección en unidades de
radiología general con radioscopia.
Normas básicas de protección en unidades de
radiología especial (incluyendo TAC, digital, ma-
mografía y angiografía).
Normas básicas de protección utilizando unida-
des móviles.
Normas básicas de protección en radiología pe-
diátrica.
Normas básicas de protección en radiología
dental.
Recomendaciones básicas de protección en uni-
dades de radiología para otros usos (incluyen-
do podológico, veterinario y densitometría
ósea).
Area 15. Garantía de calidad en instalaciones
de radiodiagnóstico:
Aspectos generales de la garantía de calidad en
radiodiagnóstico.
Control de la película radiográfica y del sistema
de visualización de imagen.
Control de generadores y tubos de rayos X.
Control de intensificadores y monitores de tele-
visión.
Control de calidad de imagen radiográfica y su
relación con la dosis.
Normativa y legislación nacional
Area 16. Aspectos generales legales y adminis-
trativos:
Ley 25/1964, sobre energía nuclear y reglamen-
tos que la desarrollan.
Ley de creación del Consejo de Seguridad
Nuclear (Ley 15/1980).
Reglamento de protección sanitaria contra las ra-
diaciones ionizantes.
Real Decreto 1891/1991 sobre instalación y uti-
lización de aparatos de rayos X con fines de
diagnóstico médico.
Comentarios sobre otras normas de aplicación
a equipos e instalaciones de radiodiagnóstico
médico.
9
Area 17. Aspectos legales y administrativos de
ámbito nacional. Gestión técnica y administra-
tiva de instalaciones y de personal:
Procedimiento de declaración y registro de los
equipos e instalaciones de rayos X con fines de
diagnóstico médico.
Características técnicas de las salas de radio-
diagnóstico.
Especificaciones técnicas para la utilización de
las instalaciones de radiodiagnóstico.
El diario de operación.
Archivos e informes.
Requisitos del personal de operación.
Sanciones.
Normativa y legislación comunitaria
Area 18. Directrices y normas de ámbito europeo:
Legislación y normativa de ámbito comunitario.
Directivas que la desarrollan.
Guías y documentos comunitarios de armoni-
zación.
Documentos de normalización.
Prácticas para dirección de instalaciones
de radiodiagnóstico
Objetivo general:
El titulado que dirija el funcionamiento de una
instalación de radiodiagnóstico deberá poseer
los conocimientos necesarios para asegurar la
protección radiológica en la instalación en sus
tres aspectos: equipo, instalación y operación, y
conocer los requisitos exigibles en calidad de
imagen para garantizar un óptimo aprovecha-
miento de la cadena de imagen, así como los
fundamentos de los controles de calidad básicos
para la adecuada protección del personal de
operación, del paciente y de los miembros del
público.
Objetivos específicos:
Estas prácticas cubrirán los objetivos específicos
del programa de prácticas para operación de las
instalaciones de radiodiagnóstico y además los
que se citan a continuación:
1. Conocer los criterios de uso de los monito-
res de radiación utilizados habitualmente en ra-
diología.
2. Estimar las dosis anuales que podría recibir
el personal de operación y los miembros del pú-
blico, considerando la eficacia de los blindajes.
3. Interpretar, además, los resultados de los si-
guientes controles de calidad básicos (miliam-
peraje relativo, perpendicularidad, homogenei-
dad en el contraste, filtración).
4. Aplicar algún criterio para estimar la calidad
de las imágenes radiográficas, empleando pa-
trones adecuados.
5. Conocer y saber justificar una clasificación y
señalización de zonas de la instalación de ra-
diología.
Contenido del programa de formación para laoperación de las instalaciones de rayos X confines diagnósticos
Física de las radiaciones
Area 1. Estructura atómica:
Estructura del átomo.
Unidades de energía en física atómica.
Ondas electromagnéticas.
Excitación e ionización.
Area 2. Interacción de la radiación con la
materia:
Tipos de interacción para fotones y electrones.
Espectro de los rayos X.
La formación de imagen radiológica desde el
punto de vista de la interacción.
Atenuación, absorción y dispersión de fotones.
Area 3. Magnitudes y unidades radiológicas:
Exposición X.
Dosis absorbida D.
Dosis equivalente H.
Dosis efectiva He.
Magnitudes de interés en la dosimetría del pa-
ciente.
10
Características físicas de los equipos
y haces de rayos X
Area 4. Características físicas de los equipos y
haces de rayos X:
Elementos de un tubo de rayos X.
Dispositivos asociados al tubo de rayos X.
Características de la radiación producida por tu-
bos de rayos X.
Características de los distintos sistemas de imagen.
Detección y medida de las radiaciones
Area 5. Fundamentos de la detección de radia-
ciones:
Principios físicos de la detección.
Dosimetría de la radiación.
Area 6. Detectores utilizados en instalaciones de
radiodiagnóstico:
Cámara de ionización.
Dosimetría personal basada en la ionización ga-
seosa.
Dosímetros de termoluminiscencia (TLD).
Emulsión fotográfica.
Instrumentos de detección para dosimetría en
haz directo.
Area 7. Control de calidad de instalaciones y ca-
libración de detectores:
Importancia de la calidad del espectro.
Determinación del producto intensidad-tiempo
(mAs).
Fotoexposímetro (Fototimer) y dispositivos aso-
ciados de seguridad.
Calibración y verificación de los distintos tipos
de detectores.
Radiobiología
Area 8. Mecanismos de acción. Respuesta celular:
Mecanismos de acción de la radiación sobre un
material biológico.
Mecanismos de acción y curva de relación res-
puesta-dosis.
Radiosensibilidad. Respuesta celular a la radia-
ción.
Factores que influyen en la respuesta celular (fí-
sicos, químicos y biológicos).
Area 9. Respuestas sistémica y orgánica total:
Respuesta sistémica a la radiación.
Respuesta orgánica total a la radiación (adulto,
embrión y feto).
Efectos tardíos de la radiación: somáticos y ge-
néticos.
Factores de riesgo y de ponderación.
Criterios de la ICRP sobre efectos radiobiológicos.
Recomendaciones de la ICRP con repercusión
en conceptos radiobiológicos.
Protección contra las radiaciones
Area 10. Criterios generales:
Concepto y objetivos de la protección radiológica.
Organismos competentes en protección radio-
lógica.
El sistema de protección radiológica. Criterios de
justificación y optimización en protección ra-
diológica.
Límites de dosis para trabajadores profesional-
mente expuestos y en miembros del público.
Recomendaciones de la ICRP con repercusión en
aspectos generales de la protección radiológica.
Area 11. Protección radiológica operacional:
Clasificación de los trabajadores profesional-
mente expuestos.
Vigilancia de las zonas de trabajo.
Sistemas de acceso y de control.
Vigilancia del personal en cuanto a la radiación.
Examen de salud previo y periódico.
Recomendaciones de la ICRP con repercusión
en la protección radiológica operacional.
Blindajes.
Protección aplicada al radiodiagnóstico
Area 12. Protección radiológica específica en ra-
diodiagnóstico. Aspectos generales:
Consideraciones generales.
Aspectos de equipamiento de los servicios de
radiología relacionados con la optimización de
la protección radiológica.
11
Aspectos organizativos y de diseño del servicio
de radiología que afectan a las dosis.
Accidentes y averías en equipos con repercusión
en la protección radiológica.
Area 13. Aspectos particulares de protección ra-
diológica en distintas unidades de radiodiag-
nóstico:
Normas básicas de protección en unidades de
radiografía básica.
Normas básicas de protección en unidades de
radiología general con radioscopia.
Normas básicas de protección en unidades de
radiología especial (incluyendo TAC, digital, ma-
mografía y angiografía).
Normas básicas de protección utilizando unida-
des móviles.
Normas básicas de protección en radiología pe-
diátrica.
Normas básicas de protección en radiología
dental.
Recomendaciones básicas de protección en uni-
dades de radiología para otros usos (incluyen-
do podológico, veterinario, densitometría ósea).
Area 14. Garantía de calidad en instalaciones
de radiodiagnóstico:
Aspectos generales de la garantía de calidad en
radiodiagnóstico.
Control de la película radiográfica y del sistema
de visualización de la imagen.
Control de generadores y tubos de rayos X.
Control de intensificadores y monitores de tele-
visión.
Control de calidad de imagen radiográfica y su
relación con la dosis.
Normativa y legislación nacional
Area 15. Aspectos generales legales y adminis-
trativos:
Ley 25/1964 sobre energía nuclear y reglamen-
tos que la desarrollan.
Ley de creación del Consejo de Seguridad
Nuclear (Ley 15/1980).
Reglamento de protección sanitaria contra las ra-
diaciones ionizantes.
Real Decreto 1891/1991 sobre instalación y uti-
lización de aparatos de rayos X con fines de
diagnóstico médico.
Comentarios sobre otras normas de aplicación
a equipos e instalaciones de radiodiagnóstico
médico.
Area 16. Aspectos legales y administrativos de
ámbito nacional. Gestión técnica y administra-
tiva de instalaciones y de personal:
Procedimiento de declaración y registro de los
equipos e instalaciones de rayos X con fines de
diagnóstico médico.
Especificaciones técnicas para la utilización de
las instalaciones de radiodiagnóstico.
El diario de operación.
Archivos e informes.
Requisitos del personal de operación.
Sanciones.
Normativa y legislación comunitaria
Area 17. Directrices y normas de ámbito europeo:
Legislación y normativa de ámbito comunitario.
Directivas que la desarrollan.
Guías y documentos comunitarios de armoni-
zación.
Documentos de normalización.
Prácticas para operación de instalaciones
de radiodiagnóstico
Objetivo general:
El operador, bajo la supervisión del titulado que
dirija el funcionamiento de una instalación de
radiodiagnóstico deberá poseer los conocimien-
tos y habilidades necesarios para asegurar la
protección radiológica en la instalación.
Objetivos específicos:
1. Conocer los distintos tipos de monitores de
radiación que se utilizan en radiología, conocer
su uso y saber interpretar las indicaciones y los
resultados de las medidas.
12
2. Poder estimar las dosis que recibirá el per-
sonal de operación a partir de la carga de tra-
bajo semanal y de los resultados de medidas de
la radiación ambiental.
3. Poder estimar cualitativamente la eficacia de
los blindajes a partir de los valores de dosis o
tasa de dosis deducidos de medidas experi-
mentales.
4. Ser capaz de estimar el incremento de la in-
tensidad de radiación dispersa, en función del
tamaño de campo irradiado y de los parámetros
de operación (kilovoltaje, miliamperaje, tiempo)
y respecto a la posición del operador con rela-
ción al foco y al paciente.
5. Ser capaz de aplicar los procedimientos bá-
sicos de operación que supongan reducción de
las dosis (colimación, técnica apropiada).
6. Conocer los parámetros de funcionamiento
de una procesadora con objeto de poder efec-
tuar un control de los mismos (incluyendo tem-
peratura, PH).
7. Poder interpretar los resultados de algunos
controles de calidad básicos (kilovoltaje, tiempo
de disparo, reproducibilidad, reciprocidad, coin-
cidencia de campos de luz y de radiación, ren-
dimiento, procesado).
Planificación de los cursos de formación del personal de dirección y operación de instalaciones de radiodiagnóstico
Nivel
Dirigir Horas clases teóricas:................. 18
Horas prácticas: ......................... 4
Horas seminarios y ejercicios:... 3
Horas totales: ............................ 25
Operar Horas clases teóricas: ............... 17
Horas prácticas: ......................... 4
Horas seminarios y ejercicios:... 3
Horas totales: ............................ 24
13
2 Resolución de 1 de octubrede 1993 del Consejo deSeguridad Nuclear, por la quese modifica la de 5 denoviembre de 1992 queestablece las normas sobrehomologación de cursos oprogramas que habilitan parala dirección y operación delas instalaciones de rayos Xcon fines diagnósticos yacreditación directa delpersonal que ejerza dichasfuncionesPublicada en el BOE nº 251 de 20 de octubre de 1993
Resolución de 1 de octubre de 1993 delConsejo de Seguridad Nuclear, por la quese modifica la de 5 de noviembre de 1992que establece las normas sobrehomologación de cursos o programas quehabilitan para la dirección y operación delas instalaciones de rayos X con finesdiagnósticos y acreditación directa delpersonal que ejerza dichas funciones
La Resolución del Consejo de Seguridad Nuclear
de 5 de noviembre de 1992, dictada en ejerci-
cio de las atribuciones que al Organismo reco-
noce el apartado g) del artículo segundo de la
Ley 15/1980, de 22 de abril, y en desarrollo del
artículo 14 del Real Decreto 1891/1991, de 30
de diciembre, que regula la instalación y utili-
zación de aparatos de rayos X con fines de diag-
nóstico médico, tiene por objeto la determina-
ción de los procedimientos de acreditación de
los conocimientos, adiestramiento y experiencia
con que ha de contar el personal que realiza
funciones de dirección u operación de dichas
instalaciones.
El apartado undécimo dos de la Resolución prevé
la acreditación directa mediante el título de la es-
pecialidad para operar aquellos equipos, aplicable
a los Técnicos especialistas en Radiodiagnóstico,
Medicina Nuclear o Radioterapia.
Esta vía simple de reconocimiento de la capaci-
tación es extensiva a otros colectivos profesio-
nales con una especialización reconocida cuyos
programas de enseñanza abarquen los conoci-
mientos indispensables, en apreciación del
Consejo de Seguridad Nuclear, para desempeñar
las funciones de operación de los referidos
equipos. En esta situación se encuentran los
Ayudantes Técnicos Sanitarios o Diplomados en
Enfermería que se hallen en posesión del di-
ploma de especialidad de Electrología y
Radiología.
En consecuencia, recabados los correspondien-
tes informes a los Ministerios de Educación y
Ciencia y de Sanidad y Consumo, así como a
las Asociaciones y Colegios Profesionales inte-
resados, el Consejo de Seguridad Nuclear ha
resuelto:
Primero. Se modifica el primer párrafo del apar-
tado undécimo dos de la Resolución de 5 de
noviembre de 1992, que queda redactado como
sigue:
«Los Técnicos especialistas en Radiodiagnóstico,
Medicina Nuclear o Radioterapia y los Ayudantes
Técnicos Sanitarios o Diplomados en Enfermería
que cuenten con el diploma de especialidad de
Electrología y Radiología obtenido conforme al
Decreto 1153/1961, de 22 de junio, podrán asi-
mismo solicitar del Consejo de Seguridad
Nuclear la acreditación para operar las instala-
ciones de rayos X con fines diagnósticos, para
lo que acompañarán del mismo modo copia
compulsada de los correspondientes títulos o
certificación acreditativa de los mismos, expedi-
dos por el Ministerio de Educación y Ciencia.»
Segundo. La presente Resolución entrará en vi-
gor al día siguiente de su publicación en el
«Boletín Oficial del Estado».
Madrid, 1 de octubre de 1993.—El Presidente,
Donato Fuejo Lago.
17
3 Resolución de 28 de juliode 1994, del Consejo deSeguridad Nuclear, por la quese regulan los ficheros detratamiento automatizado dedatos de carácter personalexistentes en el organismoPublicada en el BOE nº 180 de 29 de julio de 1994
Resolución de 28 de julio de 1994, del Consejo de Seguridad Nuclear, por la que se regulan los ficheros detratamiento automatizado de datos de carácter personal existentes en el organismo
La disposición adicional segunda 2, de la Ley
Orgánica 5/1992, de 29 de octubre, de
Regulación del Tratamiento Automatizado de
Datos de Carácter Personal («Boletín Oficial del
Estado» número 262, de 31 de octubre), conce-
día el plazo de un año desde su entrada en vi-
gor (el 31 de enero de 1993) para que las ins-
tituciones públicas responsables de ficheros
automatizados ya existentes adoptaran una dis-
posición de regulación del fichero o adaptaran
la que existiera. Posteriormente, el Real
Decreto-ley 20/1993, de 22 de diciembre
(«Boletín Oficial del Estado» número 310, del
28), ha prorrogado por seis meses el plazo de
un año establecido en aquella disposición adi-
cional.
A fin de dar cumplimiento al mandato legal de
adecuación de los ficheros automatizados ges-
tionados por este Consejo de Seguridad Nuclear
y asegurar a los afectados el ejercicio de sus le-
gítimos derechos, el Consejo de Seguridad
Nuclear, en ejercicio de las competencias que le
vienen atribuidas por el artículo 33.14 del Real
Decreto 1157/1982, de 30 de abril («Boletín
Oficial del Estado» de 7 de junio), por el que se
aprueba el Estatuto del Ente, en su reunión del
día 28 de julio de 1994, ha aprobado las si-
guientes normas:
Primera. Sin perjuicio de su sujeción a las dis-
posiciones de general aplicación, los ficheros au-
tomatizados objeto de la presente regulación se
hallan también amparados legal y reglamentaria-
mente por las siguientes disposiciones específi-
cas: Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energía
Nuclear, Ley 15/1980, de 22 de abril, de creación
del Consejo de Seguridad Nuclear; Decreto
2869/1972, de 21 de julio, por el que se aprue-
ba el Reglamento de Instalaciones Nucleares y
Radiactivas; Real Decreto 1157/1982, de 30 de
abril, por el que se aprueba el Estatuto del
Consejo de Seguridad Nuclear; y Real Decreto
53/1992, de 24 de enero, por el que se aprueba
el Reglamento sobre Protección Sanitaria contra
Radiaciones Ionizantes.
Segunda. Los ficheros automatizados de datos
de carácter personal existentes en el ámbito de
gestión del Consejo de Seguridad Nuclear, son
los siguientes:
Banco Dosimétrico.
Fichero de Licencias.
Fichero de Personal.
Tercera. El Banco Dosimétrico tiene por finali-
dad el conocimiento de las dosis de radiacio-
nes individuales recibidas por los trabajadores
profesionalmente expuestos a las radiaciones io-
nizantes de las instalaciones nucleares y ra-
diactivas del país con el fin de evitar, en la me-
dida de lo posible, la superación de límites
legalmente establecidos, así como la realización
de estudios generales y sectoriales que eviden-
cien, tanto la distribución estadística de dosis
como la identificación de grupos radiológica-
mente más significativos y la actuación sobre
ellos.
Vienen obligados a suministrar los datos perso-
nales referidos a trabajadores profesionales ex-
puestos los centros de dosimetría autorizados
por el Consejo de Seguridad Nuclear, centros
que a su vez los recaban de las empresas en
que aquéllos prestan sus servicios.
La estructura básica de este fichero está consti-
tuida por una base de datos de tipo matricial
que permite la interrelación múltiple entre per-
sona, trabajo, empresa, instalación, dosis perso-
21
nal, dosis en extremidades, cristalino y conta-
minación externa e interna.
Los datos de carácter personal incluidos en el
mismo son los siguientes: nombre y apellidos,
documento nacional de identidad y fecha de na-
cimiento, empresas e instalaciones donde ha
prestado o presta servicios como trabajador pro-
fesionalmente expuesto, centro de dosimetría
que realiza las lecturas, y dosis conocida en cual-
quiera de sus acepciones.
La recogida de datos tiene lugar en soporte
magnético procedente de los diversos centros de
dosimetría autorizados por el Consejo, no pre-
viéndose cesión externa de los mismos ya que
se trata de un banco de datos de acceso res-
tringido a la aplicación interna de consulta y vi-
gilancia del organismo en orden al cumplimien-
to de sus propios finalidades.
Cuarta. El fichero de Licencias tiene por fi-
nalidad el soporte de la gestión para la con-
cesión, denegación, prórroga y control de las
licencias, títulos y acreditaciones que habilitan
al personal que reúna las condiciones regla-
mentariamente establecidas para dirigir y ope-
rar instalaciones nucleares y radiactivas y equi-
pos de rayos X con fines de diagnósticos, así
como para dirigir servicios de protección
radiológica.
Las personas a las que se solicitan datos o que
resultan obligadas a suministrarlos son los peti-
cionarios de las referidas licencias, acreditacio-
nes o títulos.
El fichero está estructurado básicamente en dos
registros: el primero comprende las licencias de
operadores y supervisores de instalaciones ra-
diactivas o instalaciones nucleares y títulos de
Jefes de Servicio de Protección Radiológica, y el
segundo las acreditaciones para operar o dirigir
instalaciones de rayos X con fines diagnósticos,
incorporándose a soporte informático y archivo
documental.
Los datos de carácter personal incluidos en el
mismo son los identificativos, académicos, pro-
fesionales y de aptitud precisos para el cumpli-
miento de sus fines.
Los datos se recogen a partir de las solicitudes
de licencias, títulos y acreditaciones; y son de
uso interno del Consejo.
Quinta. El fichero de Personal tiene por fi-
nalidad la gestión mecanizada de las situa-
ciones o incidencias que afectan a todo el
personal que presta sus servicios en el orga-
nismo.
Las personas a las que se solicitan datos o que
resultan obligadas a suministrarlos, según los ca-
sos, son las vinculadas al Consejo de Seguridad
Nuclear por una relación de dependencia esta-
tutaria o contractual.
La estructura básica de este fichero está consti-
tuida por los referentes de gestión administrati-
va, nóminas y acción social.
Los datos que contiene el fichero de personal
son los identificativos, familiares, administrativos
y económicos que sean necesarios para el ejer-
cicio de las funciones a que va dirigida la exis-
tencia del fichero.
Los datos registrados son facilitados por los pro-
pios interesados cuando se incorporan al orga-
nismo, siendo de aplicación y control internos,
y previéndose únicamente su cesión a las
Administraciones Públicas a que se refiere la
norma novena.
Estos datos personales se mantienen vigentes
mientras los interesados permanecen en activo
en el organismo.
22
Sexta. La responsabilidad de adoptar las medidas
precisas para garantizar que los datos automatiza-
dos de carácter personal se utilizan para los fines
previstos expresamente y por las personas debida-
mente autorizadas corresponde, bajo la autoridad
del Presidente del Consejo de Seguridad Nuclear, al
Secretario general del mismo, sin perjuicio de la que
corresponda por su gestión directa, control y cus-
todia a los Jefes de las Unidades de quienes de-
pendan los correspondientes ficheros.
Séptima. El ejercicio de los derechos reconoci-
dos a los afectados por la Ley Orgánica 5/1992
se realizará conforme a lo previsto en la misma,
en el Real Decreto 1332/1994, de 20 de junio,
y en las demás disposiciones de desarrollo de
la citada Ley Orgánica.
Los derechos de acceso, rectificación y cancelación
de datos podrán ejercerse, cuando sea procedente,
ante la Secretaría General del Consejo de Seguridad
Nuclear (calle Justo Dorado, 11, 28040 Madrid).
Octava. Los datos registrados en los referidos fi-
cheros se conservan indefinidamente, salvo lo
previsto en la norma quinta.
Novena. Sin perjuicio del uso interno que tie-
nen por principio, la cesión de datos de los fi-
cheros automatizados que se regulan por esta
Resolución se ajustará a los supuestos previstos
en las disposiciones legales y reglamentarias en
vigor.
Décima. La presente Resolución entrará en vi-
gor el día siguiente de su publicación en el
«Boletín Oficial del Estado».
Madrid, 28 de julio de 1994.—El Presidente,
Donato Fuejo Lago.
23
4 Resolución de 16 de juliode 1997, del Consejo deSeguridad Nuclear, por la quese constituye el Registro deEmpresas Externas reguladoen el Real Decreto 413/1997,de 21 de marzoPublicada en el BOE nº 238 de 4 de octubre de 1997
Resolución de 16 de julio de 1997, delConsejo de Seguridad Nuclear, por la quese constituye el Registro de EmpresasExternas regulado en el Real Decreto413/1997, de 21 de marzo
La aprobación del Real Decreto 413/1997, de 21
de marzo («Boletín Oficial del Estado» número
91, de 16 de abril), sobre protección operacio-
nal de los trabajadores externos con riesgo de
exposición a radiaciones ionizantes por inter-
vención en zona controlada, ha supuesto la
transposición de la Directiva 90/641/EURATOM
a nuestro Derecho interno.
El artículo 3 del citado Real Decreto prevé la
creación de un Registro de Empresas Externas
en el Consejo de Seguridad Nuclear, en el que
éstas deben aportar los datos que permitan un
mejor control del grado de cumplimiento de sus
obligaciones sobre protección radiológica. De
acuerdo con lo establecido en la disposición
transitoria primera del citado Real Decreto, las
empresas externas vienen obligadas a registrar-
se en un plazo de seis meses a partir de la crea-
ción oficial del Registro.
Por lo tanto, en aplicación de los preceptos men-
cionados, el Pleno del Consejo de Seguridad
Nuclear, en su reunión de 16 de julio de 1997,
ha resuelto lo siguiente:
Primero. De conformidad con lo dispuesto en
el artículo 3 del Real Decreto 413/1997, de 21
de marzo, sobre protección operacional de los
trabajadores externos con riesgo de exposición
a radiaciones ionizantes por intervención en
zona controlada, queda constituido en el Consejo
de Seguridad Nuclear el Registro Oficial de
Empresas Externas a que se refiere dicha dispo-
sición.
Segundo. Las empresas afectadas por el Real
Decreto 413/1997, de 21 de marzo, deberán pre-
sentar en el Registro General del Consejo de
Seguridad Nuclear, en un plazo máximo de seis
meses a partir de la publicación de esta
Resolución, una solicitud de inscripción en la
que figuren los siguientes datos:
a) Identificación de la empresa.
b) Razón social.
c) Código de identificación fiscal.
d) Actividad que desarrolla.
e) Declaración de que se dispone de los me-
dios técnicos y humanos, que podrán ser pro-
pios o contratados, y de los conocimientos ne-
cesarios para dar cumplimiento a lo establecido
en el Real Decreto 413/1997.
La solicitud de inscripción deberá presentarse
por duplicado, mediante el formato definido en
el apéndice, y la declaración a la que se refie-
re el apartado e) anterior mediante el formato
definido en el anexo a dicho apéndice.
Tercero. Recibida la solicitud de inscripción, el
Consejo de Seguridad Nuclear entregará al soli-
citante en el mismo acto, como justificante de
inscripción en el Registro Oficial de Empresas
Externas, una de las dos copias de la citada so-
licitud presentadas por el declarante, registrada
y sellada.
Cuarto. La baja en el Registro regulado en la
presente Resolución se producirá a petición de
las empresas afectadas cuando cesen volunta-
riamente en la realización de la actividad decla-
rada, o de oficio por el Consejo de Seguridad
Nuclear, en los supuestos descritos en el artícu-
lo siguiente.
Quinto. Se procederá a dar de baja de oficio,
previa audiencia del interesado, a aquellas em-
presas que incurran con posterioridad a su ins-
cripción, en cualquier causa de inhabilitación o
pérdida de capacidad que les impida desarrollar
la actividad a la que afecta el Real Decreto
27
413/1997, de 21 de marzo, y, en todo caso, cuan-
do incumplan alguno de los requisitos necesa-
rios para la inscripción.
Sexto. Cualquier modificación, de los datos que
figuren en la solicitud de inscripción deberá ser
comunicada por escrito al Consejo de Seguridad
Nuclear.
Séptimo. El Consejo de Seguridad Nuclear, en
virtud de lo establecido en el artículo 3.2 del
Real Decreto 413/1997, de 21 de marzo, podrá
efectuar el control e inspecciones que estime ne-
cesarios a las empresas externas, con objeto de
verificar la autenticidad de los datos que obran
en el Registro Oficial de Empresas Externas, así
como el grado de cumplimiento de las disposi-
ciones establecidas en dicha disposición.
La presente Resolución entrará en vigor el día
siguiente al de su publicación en el «Boletín
Oficial del Estado».
Lo que comunico a V. I. para su conocimiento
y efectos oportunos.
Madrid, 16 de julio de 1997.
El Presidente, Juan Manuel Kindelán Gómez de
Bonilla.
28
29
APÉNDICE
SOLICITUD DE INSCRIPCIÓN EN EL REGISTRO OFICIAL DE EMPRESAS EXTERNAS DEL CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR
APARTADOS A CUMPLIMENTAR POR LA EMPRESA EXTERNA
IDENTIFICACIÓN DE LA EMPRESA
Denominación: Código CIF:
Representante:
Empresas constituyentes (si hubiera):
Dirección: Localidad:
Provincia (código postal): Teléfono:
RAZÓN SOCIAL:
Descripción: Ámbito (centrales nucleares, instalaciones radiactivas, otras):
ACTIVIDAD QUE DESARROLLA:
Como anexo se adjunta la Declaración definida en el artículo 3.º del Real Decreto 413/1997, de 21 de mar-zo, de acuerdo con el formato establecido en la Resolución de 16 de julio de 1997, del Consejo de SeguridadNuclear.
En el día de la fecha la empresa cuyos datos figuran en los apartados anteriores queda inscrita en el RegistroOficial de Empresas Externas del Consejo de Seguridad Nuclear.
(Espacio reservado para el sello del Registro General del Consejo de Seguridad Nuclear)
DOCUMENTACIÓN ADJUNTA:
En ................................................... a ................ de .................................................................... de 199......
SELLO DE LA EMPRESA FIRMA DEL RESPONSABLE(Representante legal)
APARTADO A CUMPLIMENTAR POR EL CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR
30
ANEXO
DECLARACIÓN
D./D.ª: DNI:
Cargo en la empresa:
En calidad de representante legal de la empresa:
a que se hace referencia en la solicitud de inscripción en el Registro Oficial de Empresas Externas del Consejode Seguridad Nuclear, y en relación con las obligaciones que le competen como empresa externa de acuerdocon el contenido del Real Decreto 413/1997, de 21 de marzo («BOE» de 16 de abril).
DECLARA:
1) Que se compromete al cumplimiento de las obligaciones establecidas en el artículo 4 del Real Decreto413/1997 para lo cual dispone de medios técnicos y humanos, propios o contratados, con capacidad para:
a) Respetar y hacer respetar los principios básicos y las normas de protección fijados en los artículos4 al 11 del Reglamento de Protección Sanitaria Contra las Radiaciones Ionizantes (Real Decreto53/1992, de 24 de enero).
b) Proporcionar a sus trabajadores la información y formación relativas a la protección radiológica exi-gidas en ejecución de su trabajo, de acuerdo con el artículo 18 del Real Decreto 53/1992.
c) Controlar las dosis recibidas por sus trabajadores en la ejecución de sus trabajos de acuerdo conlos artículos 30 al 33 del Real Decreto 53/1992.
d) Mantener los archivos dosimétricos correspondientes de acuerdo con los artículos 34 al 39 del RealDecreto 53/1992 y registrar en el Documento Individual de Seguimiento Radiológico las dosis asig-nadas por el sistema dosimétrico oficial.
e) Mantener la vigilancia médica de sus trabajadores de acuerdo con los artículos 40 al 46 del RealDecreto 53/1992.
2) Que se compromete a comunicar por escrito al Consejo de Seguridad Nuclear cualquier modificación dela información contenida en la solicitud de inscripción en el Registro Oficial de Empresas Externas delConsejo de Seguridad Nuclear.
En ................................................... a ................ de .................................................................... de 199......
SELLO DE LA EMPRESA FIRMA DEL RESPONSABLE(Representante legal)
5 Resolución de 20 demarzo de 2000 del Consejode Seguridad Nuclear, por laque se procede a dar debaja de oficio a lasempresas de trabajotemporal incluidas dentrodel Registro de EmpresasExternas regulado en el RealDecreto 413/ 1997, de 21de marzoPublicada en el BOE nº 78 de 31 de marzo de 2000
Resolución de 20 de marzo de 2000 delConsejo de Seguridad Nuclear, por la que se procede a dar de baja de oficio a lasempresas de trabajo temporal incluidasdentro del Registro de Empresas Externasregulado en el Real Decreto 413/ 1997, de 21 de marzo
El Real Decreto 216/1999, de 5 de febrero, sobre
disposiciones mínimas de seguridad y salud en el
trabajo en el ámbito de las empresas de trabajo
temporal, que entró en vigor el 17 de marzo de
1999, establece en su artículo 8, letra f) que nin-
guna empresa clasificada como de trabajo tempo-
ral puede celebrar contratos de puesta a disposi-
ción para trabajos que impliquen la exposición a
radiaciones inonizantes en zonas controladas según
el Real Decreto 53/1992, de 24 de enero, sobre
protección sanitaria contra radiaciones ionizantes.
Por lo tanto, en aplicación de los preceptos men-
cionados y en base a las definiciones de empresa
externa y trabajador externo contenidas en el Real
Decreto 413/1997, de 21 de marzo, sobre protec-
ción operacional de los trabajadores externos con
riesgo de exposición a radiaciones ionizantes por
intervención en zona controlada, el Consejo de
Seguridad Nuclear, ha resuelto lo siguiente:
Primero. De conformidad a lo dispuesto en
el artículo 8 letra f) del Real Decreto 216/1999,
de 5 de febrero, sobre disposiciones mínimas
de seguridad y salud en el trabajo en el ám-
bito de las empresas de trabajo temporal, es-
tas empresas no podrán celebrar contratos de
puesta a disposición con trabajadores clasifi-
cados como trabajadores externos y, en con-
secuencia, no estarán clasificadas como em-
presa externa.
Segundo. A la fecha de publicación de la pre-
sente Resolución se procede a dar de baja a las
empresas temporales incluidas en el Registro de
Empresas Externas.
Tercero. En el plazo máximo de dos meses a par-
tir de la publicación de la presente Resolución, las
empresas de trabajo temporal afectadas deberán
remitir al Consejo de Seguridad Nuclear el docu-
mento individual de seguimiento radiológico (car-
né radiológico), de cada uno de sus trabajadores,
clasificados como trabajadores externos, junto con
la ficha de emisión asociada a cada carné.
Cuarto. Todas aquellas empresas de trabajo
temporal que hayan emitido carnés radiológicos
para sus trabajadores, independientemente de
que hubieran solicitado, previamente, su ins-
cripción en el Registro de Empresas Externas,
deberán remitir estos junto con la ficha de emi-
sión asociada, al Consejo de Seguridad Nuclear
en el plazo máximo de dos meses a partir de la
publicación de la presente Resolución.
Quinto. Contra la presente Resolución, que
pone fin a la vía administrativa, podrá interpo-
nerse recurso contencioso-administrativo en el
plazo de dos meses a contar desde el día si-
guiente a la publicación de la misma, ante la
Sala correspondiente del Tribunal Superior de
Justicia de Madrid, sin perjuicio de cualquier
otro que el interesado estime pertinente.
La presente Resolución entrará en vigor el día
siguiente al de su publicación en el «Boletín
Oficial del Estado».
Lo que comunico a V. I. para su conocimiento
y efectos oportunos.
Madrid, 20 de marzo de 2000.—El Presidente,
Juan Manuel Kindelán Gómez de Bonilla.
Ilmo. Sr. Secretario general del Consejo de
Seguridad Nuclear.
33
6 Resolución de 30 de octubrede 2002, del Consejo deSeguridad Nuclear, por la quese regulan nuevos ficheros detratamiento automatizado dedatos de carácter personalexistentes en el organismo:destinatarios de publicaciones,visitantes y datos médicosPublicada en el BOE nº 310 de 27 de diciembre de 2002
Resolución de 30 de octubre de 2002, delConsejo de Seguridad Nuclear, por la quese regulan nuevos ficheros de tratamientoautomatizado de datos de carácterpersonal existentes en el organismo:destinatarios de publicaciones, visitantes ydatos médicos
La disposición adicional segunda.2 de la Ley Or-
gánica 5/1992, de 29 de octubre, de Regulación
del Tratamiento Automatizado de Datos de Ca-
rácter Personal («Boletín Oficial del Estado» nú-
mero 262, de 31 de octubre), concedía el plazo
de un año desde su entrada en vigor (el 31 de
enero de 1993), que posteriormente se porrogó
por otros seis meses, para que las instituciones
públicas responsables de ficheros automatizados
ya existentes adoptaran una disposición de re-
gulación del fichero o adaptara la que existiera,
en cumplimiento de lo cual la Presidencia de
este Consejo de Seguridad Nuclear adoptó la Re-
solución de 28 de Julio de 1994 («Boletín Ofi-
cial del Estado» número 180, de 29 de julio), que
regulaba los ficheros de tratamiento automatiza-
do de datos de carácter personal existentes en-
tonces en el organismo, y que eran el Banco
Dosimétrico, el Fichero de Licencias y el Fiche-
ro de Personal.
La disposición adicional primera de la Ley Or-
gánica 15/1999, de 13 de diciembre de normas
reguladoras de Protección de Datos de carácter
personal («Boletín Oficial del Estado» número
298, del 14), que ha venido a derogar la Ley Or-
gánica 5/1992, establecía que los ficheros y tra-
tamientos automatizados inscritos o no en el Re-
gistro General de Protección de Datos deberían
adecuarse a la misma dentro del plazo de tres
años a contar desde su entrada en vigor y que
vence el próximo 14 de enero de 2003.
Asimismo, la referida disposición establecía que,
en dicho plazo, las Administraciones Públicas,
que sean responsables de ficheros de titularidad
pública, deberían aprobar la pertinente disposi-
ción de regulación del fichero o adaptar la exis-
tente.
A fin de dar cumplimiento al mandato legal de
adecuación de los ficheros automatizados ges-
tionados por este Consejo de Seguridad Nucle-
ar y asegurar a los afectados el ejercicio de sus
legítimos derechos, el Consejo de Seguridad Nu-
clear, en ejercicio de las competencias que le
vienen atribuidas por el artículo 33.14 del Real
Decreto 1157/1982, de 30 abril («Boletín Oficial
del Estado» de 7 de junio), por el que se aprue-
ba su Estatuto, en su reunión del día 30 de oc-
tubre de 2002 ha acordado la aprobación de las
siguientes normas:
Primera. Sin perjuicio de su sujeción a las dis-
posiciones de general aplicación, los ficheros au-
tomatizados objeto de la presente regulación se
hallan también amparados legal y reglamenta-
riamente por las siguientes disposiciones espe-
cíficas: Ley 25/1964, de 29 abril, sobre Energía
Nuclear; Ley 15/1980, de 22 abril, de creación
del Consejo de Seguridad Nuclear; Decreto
1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se
aprueba el Reglamento sobre Instalaciones Nu-
cleares y Radiactivas; Real Decreto 1157/1982,
de 30 abril, por el que se aprueba el Estatuto
del Consejo de Seguridad Nuclear, y Real De-
creto 783/2001, de 6 de julio, por el que se
aprueba el Reglamento sobre Protección Sanita-
ria contra Radiaciones Ionizantes.
Segunda. Los ficheros automatizados de da-
tos de carácter personal existentes en el ám-
bito de gestión del Consejo de Seguridad Nu-
clear, son los siguientes: Banco Dosimétrico,
Fichero de Licencias, Fichero de Personal, que
ya fueron objeto de regulación en la Resolu-
ción de 28 de julio de 1994, y los de Destina-
tarios de Publicaciones, Visitantes y Datos Mé-
dicos cuya regulación viene a efectuarse por
la presente.
37
Tercera. El Fichero de Destinatarios de publica-
ciones tiene por finalidad la de recoger las di-
recciones de los destinatarios de publicaciones
institucionales del Consejo de Seguridad Nuclear.
Las personas o colectivos sobre los que se pre-
tendan obtener datos de carácter personal o que
resulten obligados a suministrarlos serán precisa-
mente aquellos destinatarios de publicaciones ins-
titucionales del Consejo de Seguridad Nuclear,
siendo el procedimiento de recogida de los da-
tos mediante boletines de suscripción y peticio-
nes a través de fax o de correo electrónico.
La estructura básica de este fichero y la des-
cripción de los tipos de datos incluidos en el
mismo son las siguientes: nombre y apellidos,
documento nacional de identidad, domicilio y
cargo, siendo este último de carácter opcional,
no previéndose cesiones de datos ni transferen-
cias a países terceros, y las medidas de seguri-
dad sobre el mismo son de nivel básico.
Cuarta. El Fichero de Visitantes tiene por fina-
lidad el control de los accesos a la sede de este
ente público. Las personas o colectivos sobe los
que se pretenden obtener datos de carácter per-
sonal o que resulten obligados a suministrarlos
son aquellos visitantes que acceden al Consejo
de Seguridad Nuclear, siendo el procedimiento
de recogida de los datos el formulario que se
rellena en el control de accesos.
La estructura básica del fichero y la descripción
de los tipos de datos incluidos en el mismo son:
nombre y apellidos y documento nacional de
identidad, no previéndose cesiones de datos ni
transferencias a países terceros, y las medidas de
seguridad sobre el mismo son de nivel básico.
Quinta. El Fichero de Datos Médicos tiene la
finalidad de recoger la historia clínica y los an-
tecedentes relevantes, desde el punto de vista
médico, acontecidos al personal del Consejo de
Seguridad Nuclear durante el tiempo que estén
al servicio de dicho ente público.
El colectivo sobre el que se pretende obtener
datos o que resulte obligado a suministrarlos
será el del personal al servicio del Consejo de
Seguridad Nuclear, siendo el procedimiento de
recogida de datos el formulario que provee el
sistema de gestión informatizado.
La estructura básica del fichero y la descripción
de los tipos de datos incluidos en el mismo son:
nombre y apellidos, documento nacional de
identidad, domicilio, cargo, lugar de trabajo, nú-
mero de afiliación a la seguridad social, datos
cuantitativos y cualitativos de las distintas prue-
bas médicas realizadas durante su vida laboral
adscrita al Consejo de Seguridad Nuclear, trata-
mientos médicos, datos correspondientes a la
prevención y seguridad en su puesto laboral y
un histórico de todas las patologías así como de
su vida laboral desde el punto de vista estricta-
mente médico.
No se prevén cesiones de datos ni transferen-
cias a países terceros.
Las medidas de seguridad sobre el fichero son
de nivel alto.
Sexta. La responsabilidad de adoptar las medi-
das precisas para garantizar que los datos auto-
matizados de carácter personal se utilizan para
los fines previstos expresamente y por las per-
sonas debidamente autorizadas corresponde,
bajo la autoridad de la Presidenta del Consejo
de Seguridad Nuclear, al Secretario general de
mismo, sin perjuicio de la que corresponda por
su gestión directa, control y custodia a los jefes
de las unidades de quienes dependan los co-
rrespondientes ficheros.
Séptima. El ejercicio de los derechos de acce-
so, rectificación, cancelación y oposición, reco-
38
nocidos a los afectados por la Ley Orgánica
15/1999, se realizará conforme a lo previsto en
la misma, en el Real Decreto 1332/1994, de 20
junio, y en las demás disposiciones de desarro-
llo de la citada Ley Orgánica, y podrán ejercer-
se, cuando sea procedente, ante el órgano res-
ponsable de los referidos ficheros que es la
Secretaría General del Consejo de Seguridad Nu-
clear (calle Justo Dorado, 11, 28040 Madrid).
Octava. Los datos registrados en los referidos
ficheros se conservarán indefinidamente.
Novena. Sin perjuicio del uso interno que tie-
nen por principio, en su caso, la cesión de da-
tos de los ficheros automatizados que se regu-
lan por esta Resolución se ajustará a los su-
puestos previstos en las disposiciones legales y
reglamentarias en vigor.
Décima. La presente Resolución entrará en vi-
gor el día siguiente de su publicación en el «Bo-
letín Oficial del Estado».
Lo que comunico a V. I. para su conocimiento
y efectos oportunos.
Madrid, 30 de octubre de 2002.—La Presidenta,
María Teresa Estevan Bolea.
Ilmo. Sr. Secretario general del Consejo de Se-
guridad Nuclear.
39