SECRETARÍA DE ENERGÍA
NORMA Oficial Mexicana
NOM-008-NUCL-2003
Control de la contaminación
radiactiva.
Al margen un sello con el Escudo
Nacional, que dice: Estados Unidos Mexicanos.- Secretaría de Energía.
Norma Oficial Mexicana
NOM-008-NUCL-2003, Control de la contaminación radiactiva.
La Secretaría de Energía,
por conducto de la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias, con
fundamento en los artículos 33 fracción X de la Ley Orgánica de la Administración
Pública Federal; 38 fracción II, 40 fracciones I y XVII, 41 y 47 fracción IV de
la Ley Federal sobre Metrología y Normalización; 1o., 4o., 18 fracción III, 19,
21, 25, 32 y 50 fracciones I, III, XI y XII de la Ley Reglamentaria del Artículo
27 Constitucional en Materia Nuclear; 1o., 2o., 3o., 4o., 87, 88, 113, 114, 121
y 181 fracciones X, XI y XII del Reglamento General de Seguridad Radiológica;
1o., 2o., 3o. fracción VI inciso b), y 34 fracciones XVII, XIX, XXII y XXIV del
Reglamento Interior de la Secretaría de Energía; 28 y 34 del Reglamento de la
Ley Federal sobre Metrología y Normalización, y
CONSIDERANDO
Primero. Que con fecha 15 de abril
de 2003, el Comité Consultivo Nacional de Normalización de Seguridad Nuclear y
Salvaguardias, publicó en el Diario Oficial de la Federación, el
Proyecto de Norma Oficial Mexicana PROY-NOM-008-NUCL-2002, Control de la
contaminación radiactiva, a efecto de recibir comentarios de los interesados;
Segundo. Que una vez transcurrido el
plazo que fija la Ley Federal sobre Metrología y Normalización para recibir los
comentarios que se mencionan en el considerando anterior, el Comité Consultivo
Nacional de Normalización de Seguridad Nuclear y Salvaguardias publicó en el Diario
Oficial de la Federación de fecha 31 de octubre de 2003, la respuesta a los
comentarios recibidos al proyecto en cita;
Tercero. Que en la reunión celebrada
el 4 de diciembre de 2003, el Comité Consultivo Nacional de Normalización de
Seguridad Nuclear y Salvaguardias aprobó por consenso la publicación del
proyecto en cita, como Norma Oficial Mexicana, y
Cuarto. Que de lo expuesto en los
considerandos anteriores se concluye que se ha dado cumplimiento con el
procedimiento que señalan los artículos 38, 44, 45, 46, 47 y demás relativos de
la Ley Federal sobre Metrología y Normalización, por lo que se expide la
siguiente: Norma Oficial Mexicana NOM-008-NUCL-2003, Control de la
contaminación radiactiva.
Sufragio Efectivo. No
Reelección.
México, Distrito Federal, a
quince de diciembre de dos mil tres.- El Director General de la Comisión
Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias, y Presidente del Comité
Consultivo Nacional de Normalización de Seguridad Nuclear y Salvaguardias, Juan
Eibenschutz Hartman.- Rúbrica.
Norma
Oficial Mexicana NOM-008-NUCL-2003
Control
de la contaminación radiactiva
Contenido
0. Introducción
1. Objetivo
2. Campo
de aplicación
3. Referencias
4. Definiciones
5. Control
de la contaminación
6. Determinación
de la contaminación radiactiva
Apéndice A (Normativo) Límites de contaminación
superficial
Apéndice B (Normativo) Criterios para la selección de
ropa y equipo de protección radiológica
Apéndice C (Informativo) Ejemplos de estimaciones del
equivalente de dosis efectivo, con y sin equipo de protección respiratoria
7. Concordancia
con normas internacionales y normas mexicanas
8. Bibliografía
9. Evaluación
de la conformidad
10. Observancia
11. Vigencia
0. Introducción
Las áreas de trabajo, mobiliario, equipo y
materiales, que se utilizan en las instalaciones en las que se manipulan
materiales radiactivos, son susceptibles de contaminarse y constituir una
fuente de exposición para el personal ocupacionalmente expuesto, por lo que
para reducir esta exposición a niveles aceptables, es necesario:
a) Establecer
previsiones en el diseño que permitan controlar la dispersión de la
contaminación radiactiva durante la operación, el cese de operaciones y el
cierre de las instalaciones y faciliten las actividades de descontaminación.
.
b) Que
durante la operación, el cese de operaciones y el cierre de las instalaciones
se establezcan controles y límites derivados tanto de contaminación superficial
como suspendida en aire, complementados con planeaciones y permisos de trabajo
en zonas controladas.
c) Establecer
una vigilancia de la contaminación radiactiva antes, durante y después de los
procesos que involucren el manejo de material radiactivo.
En esta Norma se establecen criterios y
requerimientos que deben ser cumplidos en el establecimiento de las acciones
referidas en los incisos (b) y (c).
1. Objetivo
Especificar los criterios bajo los cuales se deben
establecer los controles que permitan minimizar la exposición del personal
ocupacionalmente expuesto a la contaminación radiactiva superficial y a la
suspendida en aire.
2. Campo de aplicación
La presente Norma es de aplicación en aquellas
instalaciones donde exista o pueda existir contaminación radiactiva.
3. Referencias
3.1 NOM-005-NUCL-1994,
Límites anuales de incorporación (LAI) y concentraciones derivadas en aire
(CDA) de radionúclidos para el personal ocupacionalmente expuesto.
3.2 NOM-035-NUCL-2000,
Límites para considerar un residuo sólido como desecho radiactivo.
4. Definiciones
Para los efectos de esta Norma se entiende por:
4.1 Contaminación
radiactiva
Presencia indeseable de sustancias radiactivas en
superficies o contenida en sólidos, líquidos o gases (incluyendo el cuerpo
humano).
4.2 Contaminación
superficial
Presencia indeseable de una sustancia radiactiva
sobre una superficie, dicha contaminación puede ser fija o removible.
4.3 Contaminación
fija
Aquella que no se transfiere de una superficie
durante condiciones rutinarias de uso.
4.4 Contaminación
removible
Aquella que se transfiere de una superficie durante
condiciones rutinarias de uso.
4.5 Zona
con alta contaminación
Cualquier zona donde el nivel de contaminación
removible es mayor o igual a 100 veces los límites establecidos en el Apéndice
A (Normativo).
4.6 Zona
controlada
Es la zona sujeta a supervisión y controles
especiales con fines de protección radiológica.
4.7 Zona
contaminada
Es la zona donde el nivel de contaminación removible
rebasa, o que debido a la naturaleza de los trabajos a realizar, se puedan
rebasar los límites establecidos en el Apéndice A (Normativo) de la presente
Norma sin exceder 100 veces el valor de los mismos.
4.8 Zona
con contaminación suspendida en aire
Es aquella en donde se exceden los valores de la
concentración derivada en aire (CDA) establecidos en la NOM-005-NUCL-1994 y en
caso de estar normalmente ocupada, la concentración promedio semanal excede el
25% del CDA.
4.9 Zona
radiológica
Zona que debe estar localizada dentro de la zona
controlada, la cual se puede clasificar en: zona contaminada, zona con alta
contaminación, zona con contaminación suspendida en aire, zona de radiación o
zona de alta radiación.
5. Control de la contaminación
5.1 Dentro
de la zona controlada se deben establecer, delimitar y señalizar las zonas
radiológicas, cabe precisar que una misma zona debe clasificarse en función de
su nivel de contaminación y de radiación.
5.2 Con la
finalidad de asegurar que los valores se mantienen por debajo de los límites
establecidos en el Apéndice A (Normativo), se debe realizar la vigilancia de
los niveles de contaminación radiactiva removible, en las áreas que
potencialmente puedan contaminarse dentro de la zona controlada antes, durante
y después del manejo de material radiactivo, y con la periodicidad requerida
por las características de diseño y operación particulares de la instalación,
debiéndose mantener los registros correspondientes; para aquellas áreas que
rebasen dichos límites, se deben establecer los controles requeridos para zonas
contaminadas o con alta contaminación.
5.3 Cuando
se ingrese a zonas contaminadas, con alta contaminación y con contaminación
suspendida en aire debe utilizarse ropa de protección de acuerdo a los
criterios establecidos en el Apéndice B (Normativo).
5.4 Cuando
se realicen actividades en las que el potencial para la contaminación del
personal está limitado a las manos, brazos y porción frontal superior del
cuerpo, la
ropa de protección se limitará al uso de batas y
guantes, los cuales deben asegurarse a la muñeca para evitar la penetración de
la contaminación radiactiva hacia la piel del personal. En caso de que exista
el potencial para la contaminación de los pies se deben usar también
cubrezapatos.
5.5 Los
materiales y equipos localizados en las zonas contaminadas, con alta
contaminación y contaminación suspendida en aire no podrán ser transferidos a
zonas no contaminadas dentro de la zona controlada, si se cumple alguna de las
siguientes condiciones:
a) Los
niveles de contaminación removible en las superficies accesibles, exceden los
límites de contaminación superficial removible establecidos en el Apéndice A
(Normativo).
b) Las
condiciones radiológicas bajo las cuales se utilizaron, hacen posible que
exista contaminación en las superficies inaccesibles, en este caso debe
asumirse que la contaminación superficial removible excede los límites
establecidos en el Apéndice A (Normativo).
5.6 Los
materiales y equipos que excedan los límites de contaminación removible
establecidos en el Apéndice A (Normativo), podrán ser transferidos dentro de la
instalación de una zona radiológica a otra zona radiológica sólo si se
establecen los controles y la medición de los niveles de radiación apropiados
para evitar la dispersión de la contaminación.
5.7 Los
materiales y equipos con contaminación fija que excedan los límites de
contaminación total establecidos en el Apéndice A (Normativo), sólo podrán ser
transferidos hacia zonas no contaminadas dentro de la misma zona controlada, si
se cumplen las siguientes condiciones:
a) Los
niveles de contaminación removible estén por debajo de los límites establecidos
en dicho Apéndice.
b) Se
determine la contaminación en forma rutinaria y estén claramente marcados y
etiquetados para alertar al personal del estado de su contaminación.
5.8 Se
deben establecer controles que permitan prevenir la transferencia inadvertida
de la contaminación removible, a lugares fuera de las zonas radiológicas.
5.9 Se
deben planear con anticipación las actividades, a fin de optimizar la
protección radiológica del personal que las realizará y minimizar la generación
de los desechos radiactivos.
5.10 Se
deben establecer controles para el ingreso, estancia y egreso a zonas
radiológicas de tal forma que se garantice que:
a) Se
minimice el ingreso de personal y materiales;
b) Las
actividades se realicen conforme a lo planeado y se mantenga la vigilancia
necesaria para identificar cualquier desviación o situación anormal que
requiera la interrupción del trabajo para su reevaluación;
c) Se
utilice el equipo de protección radiológica acorde con las condiciones bajo las
que se realizarán los trabajos;
d) En la
salida de las zonas radiológicas se establezcan las previsiones necesarias para
facilitar la retención de la contaminación, además de incluir el equipo para la
medición de la contaminación de herramientas, materiales, equipos y personal
que egrese de las mismas, y
e) Cuando
los niveles de radiación del fondo o cualquier otra condición en el punto de
salida de la zona radiológica imposibilite medir los niveles de contaminación
del personal, herramientas, equipos y materiales que se retiren de dichas
zonas, se debe ubicar el punto de salida a un área de bajo fondo de radiación.
En caso de que esta reubicación del punto de salida no sea posible, se debe
seleccionar un área externa a la zona radiológica, apropiada para dicha
medición; en este caso se deben medir frecuentemente los niveles de
contaminación de la trayectoria que se utilice para acceder a ella.
5.11 Se
debe establecer un programa para el control de los materiales, equipos y
herramientas para garantizar que:
a) Sólo se
consideren para su uso irrestricto, aquellos que cumplan con los niveles de
dispensa incondicional establecidos en la NOM-035-NUCL-2000;
b) Para
aquellos que rebasen los niveles de dispensa incondicional, pero que requieran
ser retirados de la instalación, se deben mantener los controles radiológicos,
además de los de transporte de material radiactivo cuando esto sea aplicable;
c) Se
reduzca al mínimo el ingreso a la zona controlada de materiales, equipos y
herramientas, fomentándose la reutilización de aquellos que por su
contaminación no se hayan podido retirar de dicha zona, siempre que los niveles
de contaminación estén por debajo de los límites establecidos en el Apéndice A
(Normativo);
d) Se mantenga
un inventario de los materiales, equipos y herramientas contaminados que se
encuentren en la zona controlada y en zonas radiológicas, indicándose las
condiciones radiológicas de éstos, incluyendo los niveles de contaminación fija
y removible de los que no estén en uso, y
e) Los
artículos contaminados puedan almacenarse en áreas de almacenamiento temporal
sólo por el tiempo requerido para su segregación, medición de la contaminación,
acondicionamiento y/o descontaminación según el caso. Las herramientas deben
enviarse a un centro de acopio después de habérseles removido la contaminación
removible.
5.12 Cuando
por razones de cantidad, volumen o diversidad de material, equipo o herramienta
contaminados, inherente al tipo de instalación de que se trate, no fuera
práctico, posible o cuando las condiciones radiológicas no permitan el control
indicado en 5.10 d), se deben establecer controles que garanticen que éstos no
saldrán inadvertidamente de la instalación, que sus niveles de contaminación
están debidamente señalizados y que se tiene control sobre su ubicación dentro
de la instalación.
5.13 Debe
usarse equipo de protección respiratoria en las siguientes situaciones:
a) Cuando
se realicen trabajos en zonas con contaminación suspendida en aire;
b) Cuando
se realicen trabajos que impliquen la apertura de sistemas o componentes
contaminados;
c) Cuando
los niveles de contaminación removible sean mayores a 100 veces los límites
establecidos en el Apéndice A (Normativo), o
d) Cuando
por las condiciones de trabajo los niveles de contaminación puedan
incrementarse por arriba de los que definen una zona con contaminación
suspendida en aire.
5.14 Cuando
por cuestiones de optimización del equivalente de dosis efectivo, se demuestre
que el uso de equipo de protección respiratoria implica un mayor equivalente de
dosis efectivo, previamente a la realización del trabajo sin el uso de este
equipo, debe generarse la correspondiente evidencia documental, cuyo contenido
debe incluir lo siguiente:
a) Una
descripción del escenario bajo el cual se desarrollará el trabajo, resaltando
todos los elementos claves importantes para justificar la no utilización de
equipo de protección respiratoria;
b) Las
condiciones radiológicas previstas antes y durante el desarrollo del trabajo,
incluyendo la justificación de las suposiciones consideradas;
c) El
factor de ineficiencia asociado al uso del equipo de protección respiratoria.
Se deberá usar un factor de ineficiencia de 15%. Cuando se pretendan utilizar
factores mayores, éstos deben justificarse con base en la experiencia o en
ejercicios con maquetas;
d) La
memoria de cálculo de la estimación del equivalente de dosis efectivo con
equipo de protección respiratoria y sin el mismo. Ejemplos para esta estimación
se muestran en el Apéndice C (Informativo), y
e) Las
previsiones para el monitoreo continuo o muestreo y análisis oportuno de los
niveles de contaminación suspendida en aire presente durante el desarrollo del
trabajo y los niveles a los cuales se debe suspender el trabajo como
consecuencia de un incremento con respecto a los considerados en la
justificación.
Cuando existan condiciones ajenas a las radiológicas,
que impliquen el uso de equipos de protección respiratoria, deberá observarse
lo requerido en la normativa correspondiente.
5.15 Se
debe evaluar periódicamente la efectividad del control de la contaminación en
la instalación mediante el análisis del comportamiento de los siguientes
indicadores: número de personas con contaminación en piel y en ropa, número de
heridos contaminados, número de contaminaciones faciales, número de zonas con
contaminación y alta contaminación, área de las zonas contaminadas, área de las
zonas con alta contaminación y número de derrames.
5.16 Sólo
se permitirá el reuso de aquella ropa de protección lavada que presente niveles
de contaminación fija menores o iguales a:
a) 16.7 X
10–1 Bq/cm2 para emisión beta-gamma;
b) 16.7 X
10–2 Bq /cm2 para transuránicos y otros emisores alfa, y
c) 16.7 X
10–1 Bq/cm2 de emisión alfa del uranio.
5.17 En
caso de que se pretenda usar un doble conjunto de ropa Anti-C, en donde el
conjunto de ropa exterior no cumpla con los niveles de contaminación indicados
en 5.16, se debe obtener de la Comisión la autorización correspondiente.
5.18 Los
equipos de protección previamente descontaminados que entren en contacto con el
rostro del personal que los utilizará, así como cualquier otro aditamento que
se utilice en las mismas circunstancias, no deben exceder los límites
establecidos en el Apéndice A (Normativo) para contaminación total.
6. Determinación de la contaminación radiactiva
La determinación de la contaminación radiactiva debe
hacerse conforme a los siguientes métodos:
6.1 Para
determinar la contaminación removible, se debe cumplir con lo siguiente:
a) Frotar
con papel filtro seco, papel o tela absorbente o con un material absorbente
adecuado sobre un área de 100 cm2. En el caso de que el contaminante solamente
sea tritio no se debe utilizar papel filtro seco;
b) Utilizar
un equipo calibrado, apropiado al tipo de radiación que se medirá;
c) En caso
de objetos cuya área superficial sea menor a 100 cm2, el nivel de contaminación
por unidad de área se debe basar en el área total y en consecuencia debe
frotarse la superficie completa, y
d) Para
los fines de la presente Norma se considera que la cantidad de material
radiactivo removida por el papel filtro seco o papel absorbente es el 20% de la
presente en la superficie explorada.
6.2 Para
determinar la contaminación fija más la removible directamente sobre la
superficie se debe tener en cuenta lo siguiente:
a) Para
emisores alfa se debe colocar el detector a no más de 0.5 cm de distancia de la
superficie y desplazarlo lentamente, de tal forma que permita la respuesta
adecuada del mismo (debe tenerse en cuenta que cualquier material con un
espesor másico aproximado de 5 mg/cm2 absorbe completamente las partículas alfa
de 5 MeV);
b) Para
emisores beta-gamma, el detector debe colocarse a una distancia no mayor a 5 cm
de la superficie a examinar y desplazarse lentamente, de tal forma que permita
la respuesta adecuada del mismo (debe tenerse en cuenta que algunos detectores
beta-gamma tienen un blindaje móvil que cuando está "cerrado" evita
que la radiación beta llegue al detector), y
c) Los
instrumentos utilizados en la medición deben ser adecuados para el tipo de
radiación, tener una respuesta en energía que cubra el intervalo de interés,
estar calibrados, y haberse verificado previamente su funcionamiento.
6.3 Para
determinar la contaminación radiactiva debida a emisores beta de baja energía,
deben utilizarse detectores Geiger, proporcionales de flujo de gas o de
centelleo líquido con ventana delgada (Aprox. 2 mg/cm2). Para contaminación
debida al tritio, no debe utilizarse el detector Geiger.
6.4 Para
la exploración de contaminación personal debe tenerse en cuenta lo siguiente:
. a) La alarma de los instrumentos de medición
debe ajustarse de tal forma que permita advertir cuando se rebasen los límites
establecidos en la presente Norma;
b) Realizar
la exploración de las manos antes de tomar el detector;
c) El
detector no debe colocarse a más de 1.5 cm de la superficie que se está
explorando para el caso de contaminación beta y gamma; para el caso de
contaminación alfa éste debe colocarse a no más de 1 cm de la superficie;
d) El
detector debe moverse lentamente sobre la superficie de tal forma que permita
la respuesta adecuada del mismo;
e) Si
durante la exploración se incrementa la lectura, debe hacerse una pausa de entre
5 y 10 segundos y explorar nuevamente la superficie, dando el tiempo suficiente
para que responda el instrumento;
f) Si la
razón de conteo se incrementa por encima de los límites establecidos, de tal
forma que se active la alarma del instrumento, se debe notificar de inmediato
al personal de protección radiológica, y
g) La
exploración debe realizarse en el siguiente orden:
1. Cabeza
(haciendo pausa en boca y nariz por aproximadamente 5 segundos);
2. Nuca y
hombros;
3. Brazos
(haciendo pausa en cada codo por aproximadamente 5 segundos);
4. Pecho y
abdomen;
5. Espalda
y cadera;
6. Piernas
(haciendo pausa en cada rodilla por aproximadamente 5 segundos);
7. Tobillos;
8. Suelas
de los zapatos (haciendo pausa en cada una por aproximadamente 5 segundos), y
9. Dosímetro
personal y suplementario.
Apéndice A (normativo)
Límites de contaminación
superficial
|
Radionúclidos |
Contaminación removible (Bq/cm2) |
Contaminación total (fija + removible) (Bq/cm2) |
|
U-natural, U-235, U-238 y sus productos de
decaimiento asociados ....................... |
16.7 X 10–2 |
83 X 10–2 |
|
Transuránicos, Ra-226, Ra-228, Th-230, Th-228,
Pa-231, Ac-227, I-125 y I-129 ……… |
33 X 10–4 |
83 X 10–3 |
|
Th-natural, Th-232, Sr-90, Ra-223, Ra-224, U-232,
I-126, I-131 y I-133 …………………… 33 X 10–3 16.7 X |
|
10–2 |
|
Emisores beta-gamma, excepto los indicados en otros
renglones de esta tabla ................. |
16.7 X 10–2 |
83 X 10–2 |
|
Tritio y compuestos tritiados
....................... |
16.7 X 10–1 |
No aplica |
NOTA 1: Los
niveles pueden ser promediados sobre un metro cuadrado siempre y cuando la
actividad superficial máxima en cualquier área de 100 cm2, sea menor a tres
veces los límites para contaminación total.
Apéndice B (normativo)
Criterios para la
selección de ropa anti-C1
|
Trabajo/ actividad |
NIVELES DE
CONTAMINACION REMOVIBLE |
||
|
|
Baja2 De 1 a 10 veces los
valores del Apéndice A |
Moderada De más de 10 a 100 veces
los valores del Apéndice A |
Alta Mayor a 100 veces los
valores del Apéndice A |
|
Trabajo ligero5 |
Conjunto completo de ropa Anti-C3 |
Conjunto completo de ropa Anti-C |
Doble conjunto de ropa Anti-C |
|
Trabajo pesado6 |
Conjunto completo de ropa Anti-C (en caso
necesario, utilizar guantes de uso rudo) |
Doble conjunto de ropa Anti-C4 (en caso necesario,
utilizar guantes de uso rudo) |
Doble conjunto de ropa Anti-C (en caso necesario,
utilizar guantes de uso rudo) |
|
Trabajo con líquidos presurizados, apertura de
sistemas cerrados o en ambientes húmedos |
Conjunto completo de ropa Anti-C impermeable |
Doble conjunto de ropa Anti-C (el conjunto exterior
debe ser impermeable), botas de hule |
Doble conjunto de ropa Anti-C (el conjunto exterior
debe ser impermeable), botas de hule |
Nota 1: Utilizar
equipo de protección respiratoria en cualquiera de las situaciones establecidas
en el numeral 5.13.
Nota 2: Para
recorridos de observación o inspecciones en zonas con contaminación removible a
niveles de 1 a 10 veces los valores del Apéndice A, pueden usarse batas de
laboratorio, cubrezapatos y guantes en lugar del conjunto completo de ropa
Anti-C, cuando el permisionario lo considere necesario.
Nota 3: Un
conjunto completo de ropa Anti-C consiste de: cubretodo, guantes de algodón,
guantes de hule, cubrezapatos de hule, botines, cubrepelo y capucha de tela.
Nota 4: Un
doble conjunto de ropa Anti-C consiste de: un par de cubretodo, guantes de
algodón, dos pares de guantes de hule, un par de cubrezapatos de hule, botines,
cubrepelo y capucha de tela.
Nota 5: Trabajo
ligero. Actividad de poca duración (menor que una hora) que no requiere un
esfuerzo físico demandante.
Nota 6: Trabajo
pesado. Actividad de larga duración (mayor ó igual que una hora) que requiere
un esfuerzo físico demandante.
APÉNDICE C
(informativo)
Ejemplos de estimaciones
del equivalente de dosis efectivo,
con y sin equipo de
protección respiratoria
En los siguientes ejemplos el subíndice “w” indica
“con equipo de protección respiratoria”. El subíndice “w/o” significa “sin
equipo de protección respiratoria”. Además se hace uso de los siguientes acrónimos:
DC Equivalente de Dosis Efectivo Comprometido
(Interna)
DE Equivalente de Dosis (Externa)
DT Equivalente de Dosis Efectivo
CDA Concentración Derivada en Aire
FP Factor de Protección
El equivalente de dosis efectivo comprometido
utilizando equipo de protección respiratoria se estima de la siguiente forma:
DCw = (DCw/o / FP)
1 CDA-h = 25µSv(2.5 mrem)
El Factor de ineficiencia es un porcentaje
suplementario sobre el tiempo estimado inicialmente, debido al uso de equipo de
protección respiratoria.
Ejemplo 1
Alta tasa de dosis
externa y alta concentración suspendida en aire
Se estima que la contaminación suspendida en aire
promedio en un área de trabajo es de 30 veces la CDA para la mezcla de
radionúclidos presentes basado en datos históricos. La razón de equivalente de
dosis efectivo en el área de trabajo es de 2mSv/h(200mrem/h) y se ha proyectado
que el trabajo dure una hora.
1.1 Evaluación
sin equipo de protección respiratoria:
DEw/o = 2mSv/h•1 h =
2mSv(200mrem)
DCw/o = 30 CDA1 h•[25µSv / CDA-h] = 750µSv(75mrem) •
DTw/o = 2+ 0.75=2.75mSv(275mrem)
1.2 Evaluación
con equipo de protección respiratoria:
Con equipo de protección respiratoria de mascarilla
(FP = 100), usando el factor de ineficiencia de 15%.
DEw = 2mSv/h •1.15 h =
2.3mSv/h(230mrem)
DCw = [30 CDA / 100] 1.15 h•[25µSv/CDA-h] ¡Ö 10µSv(1mrem) •
DTw = 2.3+0.01= 2.31mSv(231mrem)
La diferencia 2.75-2.31=0.44mSv (44mrem) indica que se debe usar equipo de protección
respiratoria.
Ejemplo 2
Alta tasa de dosis
externa y baja concentración suspendida en aire
Se estima que la concentración suspendida en aire
promedio en un área de trabajo es de 2 veces la CDA para la mezcla de
radionúclidos presentes basado en datos históricos. La razón de equivalente de
dosis efectivo en el área de trabajo es de 1.8mSv/h(180mrem/h) y se ha
proyectado que el trabajo dure 4 horas.
2.1 Evaluación
sin equipo de protección respiratoria:
DEw/o = 1.8mSv/h 4 h = 7.2mSv(720mrem) •
DCw/o = 2 CDA4 h[25µSv / CDA-h] =
0.2mSv (20mrem) ••
DTw/o = 7.2 + 0.2 = 7.4mSv (740mrem)
2.2 Evaluación
con equipo de protección respiratoria:
Con equipo de protección respiratoria de mascarilla
(FP = 100), usando el factor de ineficiencia de 15%.
DEw = 1.8mSv/h •4.6 h =
8.28mSv(828mrem)
DCw = 2 CDA / 1004.6 h[25µSv / CDA-h] = 2.3µSv(0.23mrem) ••
DTw = 8.28 + 0.0023 = 8.2823mSv (828.23 mrem)
La diferencia 8.28-7.4 = 0.88mSv (88 mrem) indica que no es necesario usar equipo de
protección respiratoria.
Ejemplo 3
Baja tasa de dosis
externa y alta concentración suspendida en aire
Se estima que la concentración suspendida en aire
promedio en un área de trabajo es de 20 veces la CDA para la mezcla de
radionúclidos presentes basado en datos históricos. La razón de equivalente de
dosis efectivo en el área de trabajo es de 30µSv/h(3 mrem/h)
y se ha proyectado que el trabajo dure 2 horas.
3.1 Evaluación
sin equipo de protección respiratoria:
DEw/o = 30µSv/h 2 h = 60µSv(6mrem) •
DCw/o = 20 CDA2 h•[25 µSv/ CDA-h] = 1mSv(100mrem) •
DTw/o = 0.06 + 1 = 1.06mSv (106mrem)
3.2 Evaluación
con equipo de protección respiratoria:
Con equipo de protección respiratoria de mascarilla
(FP = 100), usando un factor de ineficiencia de 15%.
DEw = 30µSv/h •2.3 h = 0.069mSv(6.9mrem)
DCw = (20 CDA / 100) 2.3 h[25µSv / CDA-h] = 12µSv(1.2mrem) ••
DTw = 0.069+0.012 = 0.081mSv (8.1 mrem)
La diferencia 1.06-0.081 =0.979mSv (97.9 mrem) indica
que se debe usar equipo de protección respiratoria.
Ejemplo 4
Baja tasa de dosis
externa y baja concentración suspendida en aire
Se estima que la concentración suspendida en aire
promedio en un área de trabajo es de 2 veces la CDA para la mezcla de
radionúclidos presentes basado en datos históricos. La razón de equivalente de
dosis efectivo en el área de trabajo es de 100µSv/h(10
mrem/h) y se ha proyectado que el trabajo dure 2 horas.
4.1 Evaluación
sin equipo de protección respiratoria:
DEw/o = 100µSv/h 2 h = 200µSv(20mrem) •
DCw/o = 2 CDAC2 h[25µSv / CDA-h] =
100µSv(10mrem) ••
DTw/o =200 + 100 = 300µSv(30mrem)
4.2 Evaluación
con equipo de protección respiratoria:
Con equipo de protección respiratoria de mascarilla
(FP = 100), usando un factor de ineficiencia de 15%.
DEw = 100µSv/h 2.3 h = 230µSv(23mrem) •
DCw = (2 CDA / 100) •2.3 h[25µSv / CDA-h] ¡Ö 1.2µSv(0.12mrem) •
DTw = 230 + 1.2 = 231.2µSv(23.12 mrem)
La diferencia 300-231.2 = 68.8µSv (6.88 mrem) indica que se debe usar equipo de
protección respiratoria.
7. Concordancia con normas internacionales y normas
mexicanas
Esta Norma no concuerda con ninguna norma
internacional ni mexicana, por no existir referencia alguna al momento de su
elaboración.
8. Bibliografía
8.1 México.
Leyes, etc. 1988. Reglamento General de Seguridad Radiológica. Publicado en el Diario
Oficial de la Federación el 22 de noviembre de 1988.
8.2 Organismo
Internacional de Energía Atómica. 1970. Monitoring of Radioactive Contamination
on Surfaces. Vienna, OIEA. 33p. (OIEA. Technical Reports Series No. 120).
8.3 Organismo
Internacional de Energía Atómica. 1973. Safe Handling of Radionuclides. Vienna,
OIEA. 91p. (OIEA. Safety Series No. 1).
8.4 Organismo
Internacional de Energía Atómica. 1979. Manual on Decontamination of Surfaces.
Vienna, OIEA. 44p. (OIEA. Safety Series No. 48).
8.5 DOE-STD-1098-1999.
Radiological Control. July 1999. U.S. Department of Energy. Washington, D.C.
20585.
8.6 United
States of America. Code of Federal Regulations. Title 10 part 835. Occupational
Radiation Protection. Subpart E - Monitoring in the work place. Appendix D to
part 835 - Surface radioactivity values.
8.7 Norma
Oficial Mexicana NOM-008-SCFI-2002, Sistema General de Unidades de Medida,
publicada en el Diario Oficial de la Federación el 27 de noviembre de
2002.
8.8 Nuclear
Regulatory Comision, NUREG/CR-0041 Rev. 1. Manual of Respiratory Protection
Against Airborne radioactive Material. 2000.
9. Evaluación de la conformidad
La evaluación de la conformidad se realizará por
parte de la Secretaría de Energía a través de la Comisión Nacional de Seguridad
Nuclear y Salvaguardias y por las personas acreditadas y aprobadas en los
términos de la Ley Federal sobre Metrología y
Normalización y su Reglamento, y los procedimientos
se establecerán con base en el artículo 73 de la citada ley.
10. Observancia
Esta Norma es de observancia obligatoria en todo el
territorio nacional, y corresponde a la Secretaría de Energía, por conducto de
la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias, la vigilancia de su
cumplimiento.
11. Vigencia
La presente Norma Oficial Mexicana entrará en vigor a
los sesenta días naturales de ser publicada como Norma Oficial Mexicana en el Diario
Oficial de la Federación, cancelando al inicio de su vigencia, a la
NOM-008-NUCL-1994, Límites de contaminación superficial con material
radiactivo.
Sufragio Efectivo. No Reelección.
México, Distrito Federal, a quince de diciembre de
dos mil tres.- El Director General de la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear
y Salvaguardias, y Presidente del Comité Consultivo Nacional de . Normalización
de Seguridad Nuclear y Salvaguardias, Juan Eibenschutz Hartman.-
Rúbrica.