manual de procedimientos de operacion normal y de emergencia

MANUAL
DE PROCEDIMIENTOS DE
,
OPERACION NORMAL, Y DE EMERGENCIA
RADIOLOGICAS
,
,
AREA TECNICA
"DEPARTAMENTO DE GEOLOGÍA, MINAS E
INGENIERIA CIVIL"
Versión 1
MANUA L DE PROC EDIMIENTO DE OP ERAC IÓN NORMAL Y DE
EMERG ENC IA RAD IOLÓG ICAS
Versión:
F cha:
VO l
12/ 10/2016
Información del Documento
ÁREA TÉCNICA
DAT- ML- 00 1- 2016- V01
MA NUAL DE PROC EDIMIENTOS DE OPERACIÓN
NORMAL Y DE EMERGENCIA RADI OLÓGICAS
V001
Control de Versiones
V1
12-1 0-2016
Creación del manual.
Aprobac ión del Documento
Fecha:
lng. Jorge Veintimilla
Granda
05/10/2016
Fecha:
lng . Diego Mata
Larreátegui
05/10/20 16
Fecha:
Mtro. Ra miro Correa
Director del Área
Técnica
05/10/20 16
Fecha :
Ab . Diego Cuenca
Abogado/Procuraduría
11/10/2016
Fecha :
Dr. José Borbosa
Corbacho
Rector de la UTPL
DEPARTAMENTO DE GEOLOGÍA, MINAS E INGENIERIA CIVIL
10/20 16
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MAN UA L DE PROCEDIMI ENTO DE O PERACIÓN NORM AL Y DE
EMERGENCIA RADIOLÓGICAS
Ver ión:
Fecha:
VO l
12/1 0/20 16
Contenido
1.
OBJETIVOS
2.
ESTRUCTURA OPERATIVA PARA LA RESPONSABILIDAD DE PROTECCIÓN RADIOLOGÍCA
EN LA UTPL.
3.
USO DE MANUAL
4.
GLOSARIO
5.
DESARROLLO DEL MANUAL
5.1 .- De los Oficiales de Seguridad Rad iológ ico.
5.2.- Descripción de Los Med ios con que cuenta el Oficial de Seguridad Radiológica para realizar
el monitoreo Individual y de Área y listado de Equ ipos de Monitoreo .
5.3.- Obl igaciones Y Responsabilidades Del Laboratorio.
5.4. - Capacitación Del Personal Ocupacionalmente Expuesto.
5.5.- Teoría De La Seguridad Radiológ ica.
5.6 .- Detección Y Medición De La Rad iación
5.7 .- Limites De Dosis Y Efectos Biológ icos
6.
PROCEDIMIENTO PARA USO Y MANEJO DE LOS DENSÍMETROS.
6.1.- Procedimientos en Operaciones Normales con Materia l Radiactivo
6.2.- Descripción de las Operaciones con el Materia l Radiactivo
6.3.- Dispositivos de Seguridad de los Equ ipos (Señalización Y Enclavamientos)
6.4 .- Características Técnicas de los Eq uipos, Listado de Fuentes en Uso
6.5.- Dispositivos de Seguridad Rad iológico y Físico de la Instalación
6.6.- Recepción del Material Rad iactivo.
6.7.- Almacenamiento del Material Radiactivo.
6.8.- Gestión de Fuentes Selladas en Desuso.
6.9.- Transporte Seguro de Fuentes Radiactivas.
7.
PROCEDIM IENTO DE CONTROL RADIOLÓGICO
7.1
NORMAS DE PROTECCIÓN Y SEGURIDAD PARA LOS TRABAJADORES
7.1.1
7. 1.2
7.1. 3
Proced imiento para el mon itoreo individua l
Proced imientos para la evaluación de dosis ind ividuales.
Proced imientos para la investigación de casos que sobrepasen los niveles
de referencia o lím ite de dosis.
7.1.4
Procedimientos para la Vigi lancia Médica (Incluyendo los Casos de
Acciden tes o Incidentes Rad iológicos)
7.1.5
Procedim iento para Capacitar y actualizar al personal
7.1.6
Procedimiento para llevar el Reg istro Dosimétrico del P.O. E.
7 .1. 7
Control de Áreas
7.1.8
Protección Física de la Instalación
7.1.9 Control de fuentes de Radiación
7.1 O
Procedim ientos para el Control de Fuentes
7.11 Proced imientos para la Gestión de Fuentes y Equ ipos en
Desuso .
7.12
Control de Equ ipos de Monitoreo
Control de la Documentación.
7.13
DEPARTAM ENTO DE GEOLOGÍA, MINAS E INGENIERIA CIVIL
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MANUAL DE PROCEDIM IEN T OS DE OP ERACIÓN NORMAL Y DE
EM ERG ENCIA RADIO LÓGICA
V rsión:
Fecha:
7.14
8.
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Programa de Garantía de Calidad para Verificar la Correcta Ap licación de
los Procedimiento de Protección Rad iológica de la Institución.
PROCEDIMIENTOS EN CASOS DE EMERGENCIAS RADIOLOGICAS
8. 1.8.2.8.3 .8.4 .8.5.8.6.9.
VO l
Consideraciones Generales
En Caso de Salida de Fuente
En Caso de Sobre Exposición
En Caso de Robo
En Caso de Incendio
En Caso de Deslave
NORMAS BASICAS PÁRA EL TRABAJO CON MATERIAL
DE SEGURIDAD
RADIACTIVO,
PRECAUCIONES
10. FORMULARIOS DE REGISTROS: (ANEXOS)
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UTPL.
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1.
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MANUAL DE PROCE DIMI ENTOS DE OPERACIÓN NORMAL Y DE
EMERGENCIA RAD IOLÓG ICAS
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OBJETIVOS
Los objetivos del presente instrumento son :
a)
Definir las responsabilidades de las diferentes personas invol ucradas en el uso, manejo,
almacenamiento y transporte de los densímetros nucleares
b)
Determinar las medidas preventivas y correctivas del manejo de los densímetros nucleares.
2.
ESTRU CTURA OPERATIVA PARA LA RESPONSABILIDAD DE PROTECCIÓN RADIOLOGÍCA
EN LA UTPL.
RECTOR
Dr. José Barbosa Corbacho
OFICIAL DE SEGURIDAD
RADIOLÓGICA
lng . Jorge Veintimi lla G.
(Principal)
lng . Diego Mata L.
(Auxil iar)
3.
USO DE MANUAL
El presente manual aplica para el personal académico y personal admi nistrativo y de servicios de la
Universidad Técnica Particular de Loja, contratistas y terce ros que manipu len y transporten los densímetros
dentro y fuera de las instalaciones y áreas de trabajo del Laboratorio.
4.
GLOSARIO
Absorción. - Fenómeno por el cual una cantidad de material radiactivo ing resa al organismo y puede
concentrarse con preferencia en un órgano o tejido dado.
Accidente. - (En Seg uridad Nuclear o en Protección Radiológ ica) . - Situación anormal provocada por un
aumento excesivo de radiación.
Actividad . - NtJmero de transformaciones nucleares que tiene lugar en una cantidad de materia l, en un
intervalo determinado de tiempo.
dN
A= -
Su unidad es el Beq uerelio (Bq); 1 Bq = 1 dps.
dt
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EMERGENCIA RADIO LÓGICAS
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ALARA (Valor más bajo que pueda razonablemente alcanzarse). - Filosofía utilizada en radio
protección . Se basa en la idea de que la cantidad de exposición a radiación, debe considerar el beneficio
ganado con tal exposición , frente al riesgo biológico que entraña.
Análisis Costo-Beneficio. - Aná lisis hecho con el fin de justificar una determinada práctica , teniendo en
cuenta todos sus efectos positivos y negativos, así como la posibilidad de recu rrir a otros procedimientos.
Autoridad Competente.- Autoridad designada o reconocida por un gobierno, en relación con la Protección
Radiológ ica y/o la Segu ridad nuclear.
Blindaje contra radiaci ones. -Material interpuesto entre una fuente o equ ipo de radiación y las personas
u otros objetos, con el fin de atenuar la rad iación hasta niveles que no produzcan daños apreciables.
Contaminación Interna. - Presencia de sustan cias radiactivas indeseables dentro del cuerpo huma no.
Contaminación Radiactiva. - Presencia indeseable de sustancias rad iactivas en seres vivos, objetos
materiales o en el med io ambiente.
Control de Calidad. -Comprobación de que las características fís icas de los materiales, componentes,
estructuras o sistemas están de acuerdo con los requ isitos preestablecid os.
Descontaminación. - Eliminación de contam inantes rad iactivos, con la finalidad de reduci r el nivel de
radiactiv idad residual existente en los materiales , las personas o el med io ambiente.
Dosímetro. - Instrumento o sistema que puede utilizarse para medir o evaluar cualquier magnitud, que
pueda estar relacionada con la determinación de las dosis absorbida o equ ivalente.
Dosis absorbida. - Energía cedida por la rad iación ionizante a la unidad de masa de l material irrad iado.
Su un idad es el Gray (Gy) ; 1 Gy = 100 rad.
Dosis equivalente.- Dosis definida en términos del afecto biológico producido. Es igual a la dosis, absorbida
multiplicada por un factor de ca lidad que depende del ti po de radiación.
Su un idad es el Sievert (Sv) ; 1Sv = 100 rem .
Dosis efectiva. - Defin ida por el sumatorio de todas las dosis equivalentes en tej ido, multiplicada cada una
por el factor de ponderación de un tej ido correspon diente, Su unidad es el Siever (Sv) ; 1Sv
=100 re m.
Efecto Estocástico de la Radiación.- Acción cuya probabi lidad de ocurrencia es proporciona l a la dosis,
sin que exista umbral.
Efecto no Estocástico de la Radiación.- Acción cuya gravedad varía con la dosis.
Efluente radiactivo.- Materiales rad iactivos líqu idos o en forma de aerosol que son descargados al med io
ambiente.
Exposición.- (Término utilizad o en Protección Radiológ ica tanto en el sentido de magn itud , como en el
sentido general).
Magnitud física que caracte riza la ionización producida en el aire por la rad iación X o gama. Su un idad es el
Roentgen (R); 1R = 2,48x1 o- 4 C/Kg .
En sentido general , situación en que una persona u objeto está recibiend o rad iaciones emitidas por una
fuente radiactiva externa o interna.
Fuente radiactiva.- Fuente de radiación constitu ida por un material radiactivo.
Ingestión.- Inco rporación de materia l rad iactivo por conducto del sistema gastrointestinal.
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UTPL
MANUAL DE PROCEDIMIENTOS DE OPERACIÓN NORMAL Y DE
EMERGENC IA RADIOLÓGICAS
Ver ión :
Fecha:
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Inhalación.- Incorporación de material radiactivo por conducto del sistema respi ratorio.
Justificación Práctica.- Término propuesto para expresar el principio de que las autoridades competentes
no debieran autorizar ninguna práctica, que se traduzca en una exposición del ser humano a la radiación , a
menos que su introducción prod uzca un beneficio neto positivo.
Licenciatario.- Persona a qu ién el MIN ISTER IO DE ELECTRICIDAD Y ENERGÍA RENOVABLE,
SUBSECRETARIA DE CONTROL Y APLICACIONES NUCLEARES-CUENCA ha otorgado licencia para
trabajar con máquinas y/o fuentes de radiación .
Oficial de Seguridad Radiológica.- Persona reconocida por el MINISTERIO DE ELECTRICIDAD Y
ENERGÍA RENOVABLE, como responsable de la aplicación de las normas de Seguridad Radiológica de
una institución o laboratorio.
Radiación lonizante.- A los fines de protección radiológica, la radiación de energ ía suficientemente alta
para producir directa o indi rectamente iones al atravesar la materia.
Riesgo.- Probabilidad de que un individuo determ inad o experimente un efecto estocástico nocivo, como
resultado de una exposici ón a la radiación.
Zona Restringida.- Zona en la que existen nive les de rad iación ta les, que su acceso requiere precauciones
especiales, como: lim itación del tiempo, uso de dispositivos para monito reo, control de la salud del
trabajador, etc.
5.
DESARROLLO DEL MANUAL
5.1
DE LOS OFICIALES DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICO.
El Rector de la Universidad Técn ica Particu lar de Loja, en uso de sus atribuciones establecidas en el
Estatuto Orgán ico, designará al personal que cumpla con las funciones de Oficial de Segu ridad Rad iológica
principal y un auxi liar, quienes serán los encargados del manejo de los densímetros nucleares, dicho
personal deberá contar con una licencia para el manejo de los mismo, otorgado por el órgano componte.
5.2 DESCRIPCIÓN DE LOS MEDIOS CON QUE CUENTA EL OFICIAL DE SEGURIDAD
RADIOLÓGICA PARA REALIZAR EL MONITOREO INDIVIDUAL Y DE ÁREA Y LISTADO DE
EQUIPOS DE MONITOREO.
La Universidad Técnica Particular de Loja, cuenta con densímetros para med ición de humedad-densidad,
marca CPN MC-3 ELITE, cada uno con dos fuentes radiactivas; una fue nte de Americio 24 1 1 Berilio emisora
de radiaciones alfa y de neutrones cuya actividad es de 50mCi, que perm ite determinar la humedad y otra
fuente de Cesio 137 que emite radiación gamma, cuya actividad es de 1O mCi, que permite determinar
densidad de suelos.
EQUIPO W
MARCA
MODELO
SERIE
CALIBRAC ION
1
CPN
MC-3 ELITE
M 32 0706681
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DEPARTAMENTO DE GEOLOG ÍA, MINAS E INGEN IERIA CIVIL
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MAN UAL DE PROCEDIMI ENTO DE OPERACIÓN NORMAL Y DE
EMERG ENCIA RADIOLÓGICAS
V rs ión:
Fecha:
2
CPN
MC- 3 ELITE
M 320706680
16-01-2016
3
CPN
MC- 3 ELITE
MD 91005362
02-04-201 6
VOl
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5.3 OBLIGACIONES Y RESPONSABILIDADES DEL LABORATORIO.
El laboratorio está obligado a cum pl ir con la normativa de seguridad necesaria para el correcto
funcionamiento, para ello debe contar con :
1.
Las licencias vigentes (institucional y personal, respectivamente) de protección radiológ ica, que
garanticen los conocim ientos adecuados de parte del personal ocupaciona lmente expuesto .
2. Infraestructura y equ ipos idóneos de trabajo.
3. Dos ímetros personales para el personal que se exponga a la radiació n ioniza nte
4. Colocará el símbolo internacional de radiación ioniza nte, además de señales de precaución en cada
área donde se utilice esta radiación .
5. Envases de material radiactivo que deberán llevar una etiqueta que los identifiquen , en la debe
reflejar la fecha, sus características principa les: nombre del rad ioisótopo , período de semidesinteg ración , actividad y fecha de calibración .
6.
Se tomarán las precauciones necesarias para que los trabajos propuestos no causen daños a
terceros.
Además, se deberán rea lizar exámenes méd icos al personal que trabaje con radiaciones ionizantes, los
cuales deberán ser anuales. Así mismo está prohibido que el personal femenino en estado de gestación
reconocido por diagnóstico médico esté en contacto con rad iació n.
5.4 CAPACITACIÓN DEL PERSONAL OCUPACIONALM ENTE EXPUESTO
El personal ocupacional expuesto deberá obtener la res pecti va licencia para el uso y manejo de los
densímetros, esta certificación es conferida por el MIN ISTERIO DE ELECTRICIDAD Y ENERG ÍA
RENOVABLE , SUBSECRETARIA DE CONTR OL Y APLICACIONES NUCLEARES-CUENCA
Además, el personal estará en constantes capacitaciones de los temas relacionados con el manejo y uso
de los densímetros.
5.5 TEORIA DE LA SEGURIDAD RADIOLOGICA.
CONCEPTOS BÁSICOS DE RADIOPROTECCIÓN
La utilización de fuentes rad iactivas o generadores de rad iacion es ionizantes exige el establecimiento de
med idas preventivas para la protección de los trabajadores expuestos y de la población en su conj unto al
objeto de prevenir la producción de efectos bio lóg icos no estocásticos y lim itar la probabilidad de aparición
de efectos biológico estocásticos como consecuencia de las actividades que impliquen riesgo de exposición
a las radiaciones ionizantes.
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MANUA L DE PROCE DIMI ENTOS DE OPERACIÓN NORMAL Y DE
EMERGENCIA RADIOLÓGICA
Ver ión:
Fecha:
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Radiaciones ionizantes
Una radiación se entiende como ionizante , cuando al interaccionar con la materia produce la ionización de
los átomos de la misma, es decir, origina partículas con carga (iones) . Su origen es siempre atómico,
pud iendo ser corpusculares o electromagnéticas.
Hay dos conceptos fundamenta les que caracterizan a las radiaciones ionizantes: su capacidad de ionización
es proporcional al nivel de energía, y la capacidad de su penetración es inversamente proporcional al tamañ o
de las partículas.
Considerando estos conceptos y relacionándolos co n el origen y natu ra leza dé las radiaciones, ioniza ntes,
se pueden clasificar las más frecuentes en los siguientes tipos:
• Radiaciones alfa (a): Son núcleos de Helio cargados positivamente. Presentan un alto poder de
ionización y una baj a capacidad de penetración .
• Radiaciones beta - (13): La desintegración ¡3 es la em isión de un electrón como consecuencia de la
transformación de un neutrón en un protón y un electrón.
• Radiaciones beta+ (13 +): La em isión de un positrón, partícula de masa igual al electrón y de carga
positiva, es conocida como desintegración
w. Es el resu ltado de la transformación de un protón en
un neutrón y un positrón .
• Todas las radiaciones ¡3 tienen un poder de ionización algo inferior a las a y un mayor poder de
penetración .
• Radiaciones gamma (y): Es la emisión de energ ía en forma no corpuscu lar del núcleo del átomo.
Son radiaciones electromagnéticas. Presentan un poder de ionización relativamente bajo y una gran
capacidad de penetración
• Rayos X: Se originan en los orbitales de los átomos. Se producen com o consecuencia de la acción
de electrones rápid os sobre los átomos y tienen, como la rad iación y,
una natura leza
electromagnética. La energía de los rayos X es inferior a la de las rad iaciones y .
• Radiación de neutrones: Tienen carga neutra y alto poder de penetración.
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MAN UA L D E PROC EDIMIENT O DE OPE RACIÓN NORMAL Y DE
EM ERG ENCIA RADIOLÓG ICAS
Versión:
Fecha :
PAPEL
PLASn CO
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Pl OMO
VO l
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C ERA
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TEJIDO
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NE UTAONES
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Fig. 1: Propiedades de Penetración de las radiaciones ionizantes.
Para poder medir las rad iaciones ion izantes y el daño biológico producido es necesario disponer de
mag nitudes y un idades adecuadas . A continuación , se describen las más frecuentemente utilizadas,
expresadas en el sistema internacional (SI) y sus equivalentes en el cegesimal.
Actividad (A)
Se define como el número de tra nsformaciones nucleares producidas en el radionúc leido por unidad de
tiempo. La unidad de medida es el Bequerelio (Bq). En el sistema ceges imal es el Curio. (C i)
1Bq
=2,7 X 10-11 Ci
lCí
= 3.7 * 10 10 Bq
La actividad va decreciendo con el tiempo a una velocidad que se expresa mediante el periodo de
semidesintegración (T) del radionucleido (tiempo al cabo del cua l la activi dad se ha reducido a la mitad) .
Dosis Absorbida
Magnitud dosimétrica fu ndamental O, definida por la expresión:
dE
D=dm
en la que dE es la energ ía media impartida por la radiación ionizante a la materia en un elemento de volu men
y dm es la masa de la materia existente en el elemento de volumen.
e La unidad de la dosis absorbida es el jul io por kilogramo (J/kg), que recibe el nombre de gray (Gy).
e Se puede promed iar la energía con respecto a cualqu ier vo lumen definido, siendo la dosis media igual a
la energía total impartida en el volumen dividido por la masa del vo lumen .
e
La dosis absorbida se define en un punto; en lo que se refiere a la dosis media en un órgano o tejido.
Dosis equivalente, Hr
Magn itud
H T,R ,
definida como:
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UTPL
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MANUAL DE PROCEDIMIENTO DE OPERACIÓN NORMAL Y DE
EMERGENCIA RADIOLÓGICA
.... .-
Ver ión:
Fecha:
VO l
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Hr,R = WR * Dr,R
donde DT,R es la dosis absorbida debida a la radiación de tipo R, promediada sobre un tej ido u órgano T, y
WRes el factor de ponderación de la radiación de tipo R(tabla 1). Cuando el campo de radiación se compone
de varios tipos de radiación con diferentes valores de WR, la dosis equivalente es:
e La unidad de dosis equivalente es el sievert (Sv) , igual a 1 J/kg.
e La dosis equivalente es una medtda de la dosis en un tejido u órgano concebida para reflejar la cuantía
del daño causado.
FACTORES DE PONDERACION DE LA RADIACION QUE SE RECOMIENDAN:
TiQ_o de radiación
WR
l
Fotones
Electrones y muones.
1
Protones y piones cargados
2
Partícula alfa, fragmento de
20
fisión, iones pesados
Neutrones
Función ontinua de la en rgía del neutrón
{ 2.5 +18.2 e-ll•(E,JJ' /6, E, < 1 MeV
WR = 5.0 t 17.0 e-[ln(ZEn)f/6, 1 MeV::; En ~50 MeV
1
2.5 t 3.25 e- [ln(o.o 4En) l216, En >50 MeV
-·
Nota: Todos lo valore e tán relacionado con la radiación que incide obre 1cuerpo o, n el caso de
la fuentes de radiación internas, la radiación emitida por Jo radionucleido incorporado .
Tabla 1: Factores de ponderación por tipo de la radiación.
Dosis efectiva E
Magnitud E, definida por el sumatorio de todas las dosis equivalentes en tejido, multiplicada cada una por el
factor de ponderación de un tejido corres pondiente:
E=
L
Wr * Hr
T
donde HT es la dosis equivalente reci bida por el tejido T y WT el factor de ponderación de un tejido
correspondiente al tejido T.
e La unidad de la dosis efectiva es el ju lio por kilogramo (J/kg) , denominada sievert (Sv).
e La dosis efectiva es una med ida de la dosis ideada para reflejar la cuan tía del detrimento por la radiación
que es probable que se derive de la dosis recibida.
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MANUA L DE PROCEDIMIENTOS DE OP ERACIÓN NORMA L y DE
EM ERGENCIA RADIOLÓGICA
V rs ión:
YO 1
Fecha:
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Factore de ponderación de un tej ido que se recomiendan:
Tejido
Wr
¿wr
Médula ósea (roja), colon, pulmón, estómago, mama, tejidos restantes*
Gónadas
Vejiga, esófago, hígado, tiroides
Superficie ósea, cerebro, glándulas salivares, piel
0,12
0,08
0,04
0,01
Total
0,72
0,08
0,16
0,04
1,00
..
. .
*El w1 de lo tejido re tantes (0,12) e aphca a la do i media antmética recibida en lo 13 órgano y tejidos de
cada sexo que figuran a continuación. Tejido re tante :glándulas uprarrenale , región extratorácica, vesícula
biliar, corazón, riñones, nódulo linfático , mú culo, muco a oral, páncrea , pró tata (hombre), inte tino delgado,
bazo, timo, útero/cuello del útero (mujer).
Tabla
2: Factores de ponderación por tipo de tejido.
5.6 DETECCIÓN Y MEDICIÓN DE LA RADIACIÓN
La detección y med ición de la radiac ión se realizará mediante el detector Geiger-Mu ller: detector de
radiación que consta de un tubo en el que se encuentra confinado un gas de un ánodo y de un cátodo.
Mide las radiaciones por el efecto de la ionización que producen en el gas al pasar a través de él. Se
mide la corriente de los iones producidos.
5.7 LIMITES DE DOSIS Y EFECTOS BIOLOGICOS
LIMITES DE DOSIS PARA SITUACIONES DE EXPOSICION PLANIFICADAS
EXPOSICION OCUPACIONAL
1.
Para la exposición ocupacional de trabajadores mayores de 18 años, los límites de dosis son :
a) una dosis efectiva de 20 mSv anuales promediada durante cinco años consec utivos (1 00
mSv en 5 años), y de 50 mSv en un año cua lquiera;
b) una dosis equivalente en el cristalino de 20 mSv anuales promediada du rante cinco años
consecutivos (1 00 mSv en cinco años), y de 50 mSv en un año cualquiera;
e) una dosis equiva lente en las extremidades (manos y pies) o en la piel de 500 mSv en un
año. Se aplican restricciones adicionales en caso de exposición ocupacional de una
trabajadora que haya com unicado su estado de gestación o lactancia (parr. 3.11 4. La
notificación al empleador por una trabajadora si sospecha que está embarazada o si está
amamantando no se considerara razón para excluir a la trabajadora del trabajo . El empleador
de una trabajadora que haya sido notificado de que podría estar embarazada o de que esta
amamantando, adaptara las cond iciones de trabajo en relación con la exposición ocupacional
a fin de asegu rar que se da al embrión o al feto o al lactante el mismo grado amplio de
protección que se requiere para los miembros del púb lico).
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EMERGENCIA RA DIO LÓG ICAS
ORMA L Y DE
Ver ión:
Fecha:
2.
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Para la exposición ocupacional de aprendices de 16 a 18 años que están recib iendo capacitación
para empleos relacionados con las radiaciones , y para la exposición de estudiantes de 16 a 18 años
que utilizan fuentes durante sus estud ios, los límites de dosis son:
a) una dosis efectiva de 6 mSv en un año;
b) una dosis equ iva lente en el crista li no de 20 mSv en un año;
e) una dosis equivalente en las extrem idades (manos y pies) o en la piel de 150 mSv en un
año.
EXPOSICION DEL PÚBLI CO
3. Para la exposición del público, los lím ites de dosis son :
a) una dosis efectiva de 1 mSv en un año;
b) en circunstancias especiales , podría aplicarse un valor más elevado de dosis efectiva en
un solo año, siempre que el promed io de la dosis efectiva durante cin co años consecutivos
no exceda de 1 mSv por año;
e) una dosis equ iva lente en el cristal ino de 15 mSv en un año;
d) una dosis equivalente en la piel de 50 mSv en un año.
Debe considerarse siempre la posibilidad de que se puedan recibir dosis superiores a los lím ites citad os
cuando se trate de exposiciones de emergencia (de carácter vo luntario) o de exposiciones accidentales (de
carácter involuntario o fortu ito).
EFECTOS SOBRE EL SER HUMANO
Las radiaciones ioniza ntes, al interaccionar con el organismo, provocan diferentes alteraciones en el mismo
debido a la ionización provocada en los elemen tos constitutivos de sus célu las y tejidos. Esta acción puede
ser directa , produciénd ose en la propia molécula irrad iada, o indi recta si es producida por radicales libres
generados que extienden la acción a otras moléculas. Lo que sucede norma lmente es una mezcla de ambos
procesos .
f
DEPARTAMENTO DE GEOLOGIA, MINAS E INGEN IERIA CIVIL
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MANUAL DE PROCEDIMIENTOS DE OPERACIÓN NORMAL Y DE
EMERG ENC IA RA DIO LÓG ICAS
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Mediato
Biológicos
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El daño biológico producido tiene su origen a nivel macromolecular, er. la acción de las radiaciones
ion izantes sobre las moléculas de ADN (ácido desoxirribonucleico) que j uegan una importante función en
la vida celular. Esta acción puede producir fragmentaciones en las moléculas de ADN , dando origen a
aberraciones cromosómicas, e incluso a la muerte ce lular, o bien puede ocasionar transfo rmaciones en la
estructu ra quím ica de las molécu las de ADN dando origen a mutaciones, que producen una incorrecta
expresión del mensaje genético.
El daño producido por las rad iaciones ionizantes puede tener un carácter somático (daños en el propio
ind ividuo) , que puede ser med iato o diferido, o bien un carácte r genético (efectos en las generaciones
posteriores) .
La relación dosis-respuesta puede ser probabilística (efecto estocástico) , no existiendo una dosis umbral, o
bien puede haber una re lación directa causa-efecto (efecto no estocástico o gradual) lo que ocurre a partir
de una determinada dosis denominada "dosis umbral" (0 ,25 Sv) .
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MANUAL DE PROCEDIMIENTO DE OPERACIÓN NORMAL Y DE
EMERG ENCIA RADIO LÓGICAS
V r ión :
Fecha:
VO 1
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Efecto no
estocástic
Efecto
estocásti
Probabilid
ad de
Efecto
Dosis
0.25 Sv
(Dosis
Dosis
1 J......... h ... ···d\
Fiq. 3: Re lación Dosis- Respuesta
En ambos casos la probabilidad de efecto o el efecto aumenta directamente con la dosis.
Considerando el tipo de radiación y su forma de interacción con el organismo se puede hablar de irradiación
externa y contaminación rad iactiva.
Irradiación externa. - El individuo está expuesto a una fuente de rad iación no dispersa, externa al mismo
y no hay un contacto directo con la fuente . Puede ser global o parcial.
Contaminación radiactiva.- El organismo entra en contacto directo con la fuente radiactiva , la cual puede
estar dispersa en el ambiente (gases , vapores o aerosoles) o bien depositada en una superficie. Puede ser
interna o externa .
El efecto biológico de una cantidad dada de rad iación varía según la naturaleza de ésta.
En resumen, los efectos potenciales de una exposició n pueden evaluarse cuando se conoce la magnitud
y el tipo de la rad iación de que se trate. En té rminos generales, podemos afirmar que las radiaciones
pueden ca usar:
1.
Daño celular
2.
Mod ificaciones genéticas
3.
Cánce r
4.
Leucemia
5.
Acortamiento de la vida
6.
Reacciones locales , depilación , atrofia, úlceras .
7.
Esterilidad
8.
Muerte
6.
PROCEDIMIENTO PARA USO Y MANEJO DE LOS DENSÍMETROS.
DEPARTAMENTO DE GEOLOG ÍA, MINAS E INGEN IER IA CIVIL
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MANUAL D E PROC EDIMI ENTO DE OPE RAC IÓN NORMAL Y D E
EMERGENC IA RADIO LÓGICAS
Vers ión:
Fecha:
1.
VOl
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Para la utilización de este equ ipo es necesario que se cuente con la licencia de operación de fuentes
rad ioactivas y además que se lea el manual dado por el fabricante del equipo CPN MC-3 ELITE.
2.
El personal cargo del equipo debe realizar periódicamente lecturas con el medidor de radiación , para
verificar que la fuente se encuentre en el equipo antes y después de su transporte al lugar de trabajo.
3.
Una vez verificada que las fuentes se encuentran en el equipo, sacar el equipo conjuntam ente con
la caja que sirve para el transporte y todo el equ ipo de seguridad.
4. Tran sportar el equipo en un vehículo apropiado y de acuerdo a las normas establecidas.
5.
Una vez determinado el sitio en el que se real izará el trabajo delimitar el área con conos de
seguridad.
6.
Colocar el densímetro sobre el bloque de referencia y rea lizar la configu ración de parámetros
7.
Realizar el disparo y alejarse a una distancia de mínimo 5 metros del densímetro.
·'
8. Una vez acabada la medición de campo transportar el equ ipo al lugar establecido para su
almacenamiento.
9. Adjunto se encuentra el manual del densímetro dado por el fab ricante.
6.1.- PROCEDIMIENTOS EN OPERACIONES NORMALES CON MATERIAL RADIACTIVO
EN EL CAMPO:
1O. Sacar el densímetro del estuche o caja de protección.
11 . Encerar el aparato.
12. Proceder al ensayo que tiene una duració n de 60 segundos. El ensayo consiste en introduci r una
varilla de metal en cuya punta posee una pastilla de Cesio, que viene con el equipo a una profundidad
de 1O a 15 cm. Hay que tener cuidado ya que cuando empieza el proceso, la pastil la de Cesio que
se encuentra en el vástag o em ite rad iaciones gamma, el mismo que tiene un efecto a cinco metros
a la redonda.
13. El tiempo para abandonar el área de trabajador después que ha sido activado el equipo es de 20
segundos.
14. Así mismo se tiene un tiempo de 1 min uto para retirar el equ ipo luego de que ha terminado el ensayo.
15. El densímetro posee una alarma, la misma que se activa en el momento en que termi na el ensayo.
16. Realizar periódicamente (cada seis meses) pruebas de fuga y contami nación, para lo cual se
realizarán pruebas que permitan determ inar la posible radiación de fuga con valores por encima del
máximo permisible.
6.2.- DESCRIPCIÓN DE LAS OPERACIONES CON EL MATERIAL RADIACTIVO
El densímetro es un aparato específicamente diseñado para medir el contenido de humedad y la densidad
del suelo, bases de agregados compactados, bases tratadas con cemento y asfalto, y pavimentos de
asfalto. Con la ca libración adecuada, pueden también ser utilizados en otros materiales.
DEPARTAMENTO DE GEOLOGÍA, MINAS E INGENIERIA CIVIL
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MANUAL DE PROCE DIMI ENTO DE OPERACIÓN NORMAL Y DE
EME RGENCIA RADIOLÓGICAS
Ver ión:
Fecha:
a)
VOl
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Para la medida de la densidad se utiliza una fuente rad iactiva de 8 mCi Cesio-137 y 2 detectores
de rayos gamma (Geiger-Mu ller). Algunos de los rayos gamma em itidos por la fuente de Cesio
son transm itidos a través del material de pru eba a los detectores y son medidos. Contados por un
período de tiempo, como es un minuto , entonces se relaciona con la densidad.
b)
La medida de la hu medad se rea liza utilizando una fuente rad iactiva de 40 mCi de Americio 241 Berilio, y un detector de neutrones lento de He lio-3. La velocidad de los neutrones emitidos por la
fuen te de Americio 241-Berilio es reducida por hidrógeno en estado sól ido. Los neutrones lentos
son contados por el detector. La cantidad en un período de tiempo, como un minuto, es relacionada
con la humedad.
Ambas fuentes se encuentran completamente selladas .
6.3.- DISPOSITIVOS
ENCLAVAMIENTOS).
DE
SEGURIDAD
DEL
LOS
EQUIPOS
(SEÑALIZACION
Y
Los densímetros nucleares se encuentran ubicados en un bunker de horm igón , localizado en una plataforma
exterior y posterio r al laboratorio de suel os, destinado para su almacenamiento.
El lugar cuenta con
seguridades en su puerta y un cerram iento perimetral para evitar robos . Está aislado del área del laboratorio
y está rodeado de una estructura de horm igón . Den tro de este sitio de almacenamiento se cuenta con
letreros informativos y preventivos sobre material rad iactivo. Los densímetros se encuentran almacenados
dentro de su caja de embalaje.
6.4.- CARACTERISTICAS TÉCNICAS DE LOS EQUIPOS, LISTADO DE FUENTES EN USO
EQUIPO
No
1
2
MARCA!M DELO
SERIE
M32070668
CPN
MC-3 Elite
CPN
MC-3-Eiite M32070668
1
3
MC-3
Elite
CPN
o
MD9100536
2
ACTIVIDAD 1
FECHA
50 mC i;1 0 mCi
DO/M M/AA
50 mCi; 1O mCi
DO/MM/AA
50 mCi;10 mCi
DO/MM/AA
TIPO DE
FUENTE
SELLADA
SE LLADA
SELLADA
ISO TOPOS
SERIE DEL
ISOTOPO.
Cs-137 ;
Am241 /Be
Cs-137 ;
Am24 1/Be
Cs- 137;
Am241/Be
-
6.5.- DISPOSITIVOS DE SEGURIDAD RADIOLOGICO Y FÍSICO DE LA INSTALACION
DEPARTAMENTO DE GEOLOG ÍA, MINAS E INGEN IER IA CIVIL
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MAN U A L D E P ROC E DIMI E T O D E OPE RACIÓN NORMAL Y D E
EMERG ENCIA RADIO LÓGICA S
Ver ión :
F cha:
VOl
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El Equipo está localizado en un sitio con las seg uridades que este aparato requ iere. Se encuentra ubicado
fuera del área de vivienda y ofici nas, en un bunker especialmente dedicado para su almacenamiento, con
puerta de seguridad con chapas y picaportes, construido de hormigón de alta resistencia en todos los lados
del equ ipo. Además, se dispone de información visu al de rótulos de peligro y aviso que existe material
radiactivo. Se cuenta con cintas plásticas de precaución , fundas plásticas, ci ntas adhesivas, conos de
seguridad , guantes de caucho, pinzas, detergentes, detector Geiger Muller.
6.6.- RECEPCION DEL MATERIAL RADIACTIVO.
Sobre la recepción se seguirán los procedimientos detallados en el Capitulo IV de Radio1sótopos en la
Industria (54-64) del Reglamento de Segu ridad Radiológ ica.
6.7.- ALMACENAMIENTO DEL MATERIAL RADIACTIVO.
El densímetro nuclear se encuentra almacenado en el departamento de Laboratorio de Suelos, el mismo
que es colocado en su estuche respectivo , además:
•
Se cuenta con la señalización adecuada y en buenas cond iciones.
•
No almacenar fuera del estuche.
•
El lugar se considera como zona restring ida para personal no autorizado.
•
El lugar de almacenam iento se encuentra ubicado en un sitio alejado del tráfico del
•
Cotidiano del personal de la institución.
El equipo se deposita dentro del estuche en un sitio especialmente destinado para
En un Bu nker construido para el efecto.
6.8 GESTION DE FUENTES SELLADAS EN DESUSO.
Cuando la actividad del material rad iactivo de la fuente del densímetro nuclear, ha decaído por debajo de la
vida útil , este se gestionará reexportándo lo al fabricante a través del distribu idor o proveedor, estipulado en
el contrato de compra; en caso de no ser posible y demostrándolo que se ha real izado la gestión pertinente
para su reexportació n, se deberá gestionar ante el MINI STERIO DE ELECTRICIDAD Y ENERGÍA
RENOVABLE .
PLANO DEL LUGAR DE ALMACENAMIENTO.
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.MANl)AL DE P ROCEDIMI ENTOS DE OPE RACIÓN NORMA L Y DE
.
.
, EMERGENCIA RADIOLÓG ICAS
Ver ión:
Fecha:
VOl
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p
6.9 TRANSPORTE SEGURO DE FUENTES RADIACTIVAS .
Si el transporte del densímetro es fuera de la provi ncía, se deberá obtener el :perm iso respectivo ante del
MINISTERIO DE ELECTRICIDAD Y ENERG!A REN OVABLE, SUBSECRETARIA DE CONTROL Y
APLICACIONES NUCLEARES-CUE NCA.
Antes del transpo rte, se realizará el monitoreo de la zona de almacenamiento y en el veh ícu lo donde se
traslada el equipo,, par,a .detectar ·posible presencia de rad iación , de igual manera se realizará el monitoreo
una vez llegado al sitio de trabajo.
El traslado del equipo desde la bodega hasta el vehícu lo lo real izará el persona l capacitado .
El densímetro nuclear se lo debe tra nsportar en el ba lde de las cam ionetas y amarrado en la compuerta,
no debe ir detrás de la cabina del conductor.
El densímetro para su transporte debe ir en la caja o estuche amarillo, con su respectivo letrero que diga
"material radiactivo" .
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MANUAL DE PROC EDIMIENTOS DE OPERACIÓN NORMAL Y DE
EMERG ENCIA RADIOLÓGICAS
.
Versión:
Fecha:
VO l
12/ 10/2016
El equipo, así como el estuche estará identificado con una etiqueta que describa:
Institución: Un iversidad Técn ica Particu lar de Loja.
Dirección: Barrio SAN CA YETANO ALTO, calle PAR/S, Teléfono: 370 1444
EN CASO DE ENCONTRAR ESTE EQUIPO COMUNICARSE CON:
(Universidad Técnica Particular de Loja)
TELEFONO: 3701444, EXT 3215
Etiqueta a ubicarse en el contenedor
7.
PROCEDIMIENTO DE CONTROL RADIOLÓGICO
Cuando se tenga que trasladar el densímetro nuclear de una provincia a otra, para real izar el trabajo, como
primer punto se debe solicitar autorización de movilización con un Plan de transporte al Director de laSCAN
del M.E. E. R. Si la movilización es dentro de la provincia no se necesitará dar aviso , pero es importante tomar
en cuenta algunos factores:
./
Se identifica claramente la caja de transporte con señales de advertencia y el número telefónico del
licenciatario, oficial de seguridad rad iológica que llevará el equ ipo .
./
Asegu rar bien la caja al balde de la cam ioneta.
Al llegar al sitio de trabajo el licenciatario deberá del imitar el lugar con conos de segu ridad y para el
densímetro nuclear sobre el bloque de parafina para calibrarlo primero.
7.1 NORMAS DE PROTECCIÓN Y SEGURIDAD PARA LOS TRABAJADORES
•
Posea siempre disponible un plan de trabajo y emergencias en fo rma escrita y clara.
•
Tenga a la mano todos los elementos de protección y descontaminación y úselos en los
procedimientos de emergencia.
•
Mantenga las fuentes radioactivas en las zonas destinadas para eso .
•
Use el dosímetro personal siempre que se trabaje con material rad iactivo.
•
Utilice señales convencionales durante el trabajo con fuentes rad iactivas selladas.
•
No ingerir bebidas, alimentos, y fumar durante el trabajo con fue ntes selladas.
•
No intente abrir el blindaje de la fuente bajo ninguna circunstancia.
•
Mantenga un inventario actualizado de las fuentes existentes en el lugar de trabajo .
•
Los contened ores que se utilicen para el transporte, y los equipos que contengan fuentes
rad iactivas, llevarán notas fijas con el símbolo internacional que indica la presencia de rad iación , la
información re lativa al radioisótopo, actividad, fecha en que es vá lida esta actividad , modelo, marca
y número de serie de la fuente , así como el te léfono dellicenciatario.
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MAN UAL DE PROCEDIMI ENTOS DE OPERACIÓN NORMA L Y DE
EMERG ENCIA RADIO LÓGICAS
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Ver ión :
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Fecha:
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Al terminar el trabajo efectúe mon itoreos personales y ambientales con el detector Geiger-Muller, marca
LUDLUM , adq uirido por La Universidad Técn ica Particular de Loja en el 2008 , cuyo certificado de calibración
adjuntamos. (Anexo 03)
7.1.1
Procedimiento para el monitoreo individual
En cada dfa de uso del equ ipo, el persona l está obligado a utilizar el med idor Geiger Muller, el uso
del dosímetro personal , el mismo que es enviado al M.E.E.R para su evaluación cada 2 meses.
7.1.2
Procedimientos para la evaluación de dosis individuales.
La institución informará a cada uno de ocupantes del densímetro los resu ltados obtenidos en el
período de utilización del dosímetro, datos obtenidos de los reportes dosimétricos
7 .1.3
Procedimientos para la investigación de casos que sobrepasen los niveles de
referencia o límite de dosis.
En caso de que, según el reporte dosimétrico del P.O. E. los valores superen el lím ite de dosis
mensual (1 ,5 mSv), se deberá rea lizar una investigación con la fina lidad de determ inar si la dosis
reportada fue rec ibida por el usuario o es una dosis solamente receptada por el dosímetro, en los
casos de olvido del dosímetro junto al densímetro nuclear u otras causas.
Para estos casos los rangos de dosis se clasifican en Nivel de actuación, nivel de intervención, nivel
de investigación y nivel de reg istro. Estos niveles se pueden establecer para cualquiera de las
magn itudes determ inadas en la práctica de la protección radiológica.
7.1.4
Procedimientos para la vigilancia médica (incluyendo los casos de accidentes o
incidentes radiológicos)
La Universidad Técnica Particular de Laja, se compromete a real izar anualmente análisis clínicos
de biometría hemática y recuento de plaquetas, y otros chequeos que fueren necesarios a sus
trabajadores.
Los resultados serán reg istrados en este manual y arch ivados en las carpetas personales.
Deberá informarse de manera inmediata a la SCAN del M.E.E.R., respecto al accidente e informar
acerca del comportamiento del trabajad or med iante informes entregados por el profesional a cargo
del caso .
7.1.5
Procedimiento para capacitar y actualizar al personal
De forma periód ica se capacitará al personal a cargo de l equ ipo para que esté enterado del
fu ncionamiento del aparato y las reglas de seguridad antes de usar, en operación y luego del trabajo
rea lizado. Para cumpli r con este objetivo se organizarán talleres dirigidos por personal especial izado
en el área.
7.1.6
Procedimiento para llevar el registro dosimétrico del P.O.E.
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MANUAL DE PROCED IMI ENTO S DE OPERACIÓN NORMAL Y DE
EMERGENCIA RADlOLÓG ICAS
Ver ión:
Fecha:
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Una vez que el dosímetro ha sido en tregado el proveedor del servicio de dosimetría, para realizar
las lecturas de control y se ha recibido el informe respectivo, dicha información será recop ilada en
el formulario respectivo para evaluar el comportamiento del personal en contacto con la fuente. Se
deberá prestar especial interés en la dosis máxima perm itida , la cual no deberá sobrepasar de 1,5
mSv/mes.
7.1.7
CONTROL DE AREAS
Criterios utilizados para determinar las áreas: controlada, supervisada y libre.
Zonas Controladas
Los titula res registrados y los titulares licenciados deberán definir como zona controlada toda zona
en la que prescriban o pud ieran prescribirse medidas protectoras o disposiciones de segu ridad
específicas para:
a)
b)
Controlar las exposiciones normales o impedir la dispersión de
condiciones normales de trabajo
Preve nir las exposiciones potenciales o limitar su magnitud.
!~
:o:1taminación en
e)
Al determinar los lfmites de toda zona controlada, los titulares reg istrados y los titulares licenciados
deberán tener en cuenta la magnitud de las exposiciones norm ales previstas, la probabilidad y
magnitud de las exposiciones potenciales, y a la naturaleza y alcance de los procedimientos de
protección y seg uridad req ueridos.
Los titulares registrados y los titulares licenciados deberán:
a)
Delimitar por medios físicos las zonas contro ladas o, cuando esto no sea
razonablemente factible, por otros medios adecuados .
b)
Cuando una fuente se ponga en funcionam iento o sea energizada solo
intermitentemente, o se traslade de un lugar a otro, de li mitar una zona controlada
adecuada por medios idóneos en las circunstancias existentes y especificar los tiempos
de exposición.
e)
Colocar un símbolo de advertencia, tal como el recomendado por la Organ ización
Internacional de Normalización, y las instrucciones apropiadas en los puntos de acceso
y otros lugares adecuados del interior de las zonas controladas .
d)
Establecer medidas de protección y segu ridad ocupacional inclus ive reglas y
procedim ientos locales apropiad os para las zonas controladas.
e)
Restring ir el acceso a las zonas contro ladas por medio de procedimientos
administrativos, ta les como el uso de perm isos de trabaj o, y mediante barreras físicas ,
que podrían incluir dispositivos de cierre o enclavamiento, siendo ei grado de restricción
propo rcionando a la magnitud y probabilidad de las exposiciones previstas.
f)
Proporcionar, en los puntos de entrada en las zonas controladas, seg ún proceda
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MANUAL DE PROCEDIMIENTOS DE OPERACIÓN NORMAL Y DE
EMERG ENC IA RADJOLÓG ICA
Vers ión:
Fecha:
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ropa y equipo de protecció n
equipo de vigilancia radiológ ico
un lugar adecuado para guardar la ropa personal.
g)
Proporcionar, en los puntos de sa lida de las zonas controladas, según proceda :
equipo de vigi lancia radiológica de la contaminación de la piel y la ropa
equipo de vigi lancia rad iológ ica de la contam inación de todo objeto o sustancia que
se saque de la zona
instalaciones de lavado o ducha
un lugar adecuado para guardar la ropa y el equipo de protección contam inados
h)
Exam inar periód icamente las condiciones para determinar la posible necesidad de
revisar las medidas de protección o las disposiciones de seguridad , o bien los límites de
las zonas controladas.
Zonas Supervisadas
Los titulares registrados y los titulares licenciados deberán definir como zona supervisa da toda zona
que no haya sido ya defin ida como zona controlada, pero en la que sea preciso mantener bajo
examen las condiciones de exposición ocupacional, aunque norm almente no sean necesarias
medidas de protección ni disposiciones de seguridad específicas.
Los titulares reg istrados y los titu lares licenciados deberán, teniendo en cuenta la natu raleza
y mag nitud de los riesgos de rad iación existentes en las zonas supervisadas:
delimitar las zonas supervisadas por med ios apropiados;
colocar señales aprobadas en los puntos
exam inar periódicamente las condiciones para determinar toda necesidad de med idas
protectoras y disposiciones de seguridad , o de modificación de los lím ites de las zonas
supervisadas.
7 .1.8
Protección Física de la instalación
La fuente estará ubicada en un sitio con las debidas seguridades para evitar el robo, siendo
ubicada en un cuarto especialmente constru ido para el efecto, y dotado de chapas de
segu ridad adecuadas . Además , en este siti o se ha construido un bunker de hormigón y con
señales informativos de radiación.
7.1.9
CONTROL DE FUENTES DE RADIACION
7.10
Procedimientos para el control de fuentes
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MANUAL DE PROC EDIMI ENTOS DE O PERAC IÓN NORMA L Y D E
EM ERG ENC IA RADIOLÓGICA
Ve rsión:
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Utilizando el detector Geiger-Mu ller, de marca Ludlum , cada semana y antes y después de
utilizar el equ ipo se rea lizarán lecturas para verificar si la fuente se encuentra presente
dentro del densímetro nuclear. Esta información será tabu lada en el respectivo registro.
7.11 PROCEDIMIENTOS PARA LA GESTIÓN DE FUENTES Y EQUIPOS EN DESUSO
Cuando un equipo con sus fuentes ya no pueda ser utilizado se lo deberá almacenar con las debidas
seguridades físicas y rad iológicas , mientras se realicen los trámites para la reexportación de dicho
equ ipo.
7.12 CONTROL DE EQUIPOS DE MONITOREO
1.
Verificar el encendido del equ ipo
2.
Baterías en buen estado
3. Chequear con equ ipos sim ilares la bondad de funcionamiento
4. Calibrar el equ ipo cada año
5. Llevar registros de mon itoreo personal de cada uno de los operadores del den símetro en
los que conste la dosis personal.
7.13
CONTROL DE LA DOCUMENTACIÓN.
1.
Registros de desechos y residuos rad iactivos Llevar los registros de manera adecuada y
ordenada, (no aplica)
2. Usar carpetas y separadores para guardar la información recopilada.
3.
Llevar reg istros de monitoreo personal de cada uno de los operadores del densímetro en
los que conste la dosis personal.
4.
Llevar un control de los niveles de radiación en las áreas de trabajo y du rante el trabajo
5. Controlar las fechas en las cua les se debe rea lizar mantenimiento de los equipos y
determinar el control de ca lidad que certifique la idoneidad del equipo
6.
Calibraciones periódicas de los detectores
7.
Llevar registros de control rutinario de existencia de la fuente , su transporte y
almacenamiento
8. Capacitación y entrenam iento del personal
9.
Registros de los simulacros de emergencias
1O. Reg istros de incidentes y/o accidentes
11. Inventario de las fuentes
12. Detalle del personal ocupacionalmente expuesto
13. Registro de las licencias vigentes
14. Evaluación medicas
15. Registros de autorización de transporte de fuentes
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MAN UAL DE PROCEDIMI ENTOS DE OPERAC IÓN NO RM AL Y DE
EMERG ENC IA RADI OLÓG ICA
V r ión:
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16. Registros de las inspecciones rea lizadas por la SCAN del M. E. E. R.
17. Registros de pruebas de fuga y contam inación .
7. 14 PROGRAMA DE GARANTIA DE CALIDAD PARA VERIFICAR LA CORRECTA
APLICACIÓN DE LOS PROC EDIMIENTO DE PROTECCION RADIOLOGICA DE LA
INSTITUCION .
1.
Chequeo mediante el uso de una lista de todas las herram ientas a uti lizar y de seg uridad
industrial
2. Control para verificar la existencia de la fuente
3. Asegurar el equipo en el vehícu lo antes de ser transportado al sitio de trabajo
4. Asegurarse de proteger con conos de seguridad y delimita r el área de trabajo
5. Calibrar el equipo antes de su uso
6. Controlar la distancia de operación del equ ipo
7.
8.
Realizar el registro de resultados lo más rápidamen te posible
PROC EDIM IENTOS EN CASOS DE EMERGENCIAS RADIOLOGICAS
8.1 CONSIDERACIONES GENERALES
1.
Tener el plan de emergencia al alcance.
2.
Utilizar guantes desechables, para evitar probables contaminaciones .
3.
Inmediatamente producida la emergencia , notificar por te léfono al oficia l de seguri dad
radiológica de la institución , el mismo que notificará enseguida al MINISTERIO DE
ELECTRIC IDAD Y ENERGÍA RENOVABLE, SUBSECRETARIA DE CONTROL Y
APLI CACIONES NUCLEARES-CUENCA, y lo confi rmará luego por escrito. El servicio de
urgencias
del
MINISTER IO
DE
ELECTRICIDAD
Y
ENERG ÍA
RENOVABLE,
SUBS ECRETARIA DE CONTROL Y APLICACIONES NUCLEARES-CUENCA es 02
3976000 (Quito) ; 2 282 290 (Guayaqu il) y 835 447 (Cuenca).
4. Mantener un inventario de los accidentes y/o incidentes ocurridos en ésta área.
8.2 EN CASO DE SALIDA DE LA FUENTE
1. Demarcación de la zona con ci nta de seguridad .
2.
Señalizar la zona con avisos de PELIGRO MATERIAL RADIACTIVO.
3.
Comu nicarse con el Oficial de Seguridad Radio lógica
4. Reoortan
al
MIN ISTER IO
DE
ELECTRIC IDAD
Y
ENERGÍA
RENOVABLE,
SUBSECRETARIA DE CONTROL Y APLICAC IONES NUC LEARES-CUENCA.
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MANUAL DE PROC EDIMIENTO DE OPERA CIÓN NORMA L Y DE
EMERG ENCIA RAD IOLÓG ICA S
Versión:
Fecha:
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8.3 EN CASO DE SOBRE EXPOSICION
1. Paralizar los trabajos y aislar la zona
2. Acud ir al centro méd ico más cercano
3. Realizarse los análisis médicos respectivos.
4. Reportar
al
MINISTERIO
DE
ELECTRICIDAD
Y
ENERGÍA
RENOVABLE,
SUBSECRETARIA DE CONTROL Y APLICACIONES NUCLEARES-CUENCA
8.4 EN CASO DE ROBO
1.
Den unciar a la Policía.
2.
Comunicar a Desarrollo Institucional (Área de Segu ridad y Salud Ocupacional)
3.
Publicar en la prensa .
4.
Alertar a la ciudadan ía el peligro de manipular fuentes rad iactivas por los medios de
comunicación, ind icando los efectos de la sobreexposición radiactiva .
5.
La caja de tran sporte dispondrá de la siguiente etiqueta.
EN CASO DE ENCONTRAR ESTE EQUIPO COMUNICARSE CON:
UNIVERSIDAD TÉCNICA PARTICULAR DE LOJA.
TELEFONO: 370 1444, ext. 3215
8.5 EN CASO DE IN CENDIO
1. Detectar la ubicación de la fuente
2.
Aislar la zona.
3.
Si es posible proceder a rescatar el densímetro.
4.
Comunicar a las autoridades (Pol icía , Bomberos)
5.
Comunicar a Desarrollo Institucional (Área de Seguridad y Salud Ocupacional)
8.6 EN CASO DE DESLABE
1.
Ubicar la fuente .
2.
Demarcar la zona .
3. Si es posible rescatar el densímetro.
4.
Comunicar a la Policía y Organismos de rescate presentes.
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MANUAL DE PROCE DIMI ENTOS DE OPERACIÓN NORMAL Y DE
EMERG ENCIA RADIO LÓGICA
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Ver ión:
F eha:
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Comunicar a técnico de la Subsecretaria de Control y Aplicaciones Nucleares encargado
según di rectorio de emergencia radiológica.
8.7 DIRECCIONES Y TELEFONOS DE PERSONAS E INSTITUCIONES A LAS CUALES
ACUDIR EN CASOS DE EMERGENCIA.
1. En caso de que la pastilla no salga o haber alguna anomalía con el equ ipo o área de trabajo
el operador debe comunicar al Oficial de Seguridad Rad iológica, el cual debe implementar
. l_as acciones correctiv~s apropiadas y solas en el caso de que no sea posible supera rlas, se
comunicará
•, \ ¡ ·
al
MINISTERIO
DE
ELECTRICIDAD
Y
ENERG ÍA
REN OVABLE,
SUBSECRETARIA DE CONTROL Y APLICACIONES NUCLEARES-CUENCA
2.
9.
DIRECTORIO DE EMERGENCIAS (anexo 04)
NORMAS BASICAS PÁRA EL TRABAJO CON MATERIAL
DE SEGURIDAD:
RADIACTIVO,
PRECAUCIONES
1.
Mantener las fuentes radiactivas (dens ímetro) en las zonas destinadas para ello.
2.
El densímetro debe ser operado por una sola persona y que sea calificada y autorizada por
el MINISTERIO DE ELECTRICIDAD Y ENERGÍA REN OVABLE , SUBSECRETARIA DE
CONTROL Y APLICACI ONES NUCLEARES-CUENCA
3.
Coloca r señalización en el área de trabajo (a 5 metros a la redonda)
4.
Colocar cinta de peligro.
5.
Colocar señalización con leyenda "MATERIAL RADIACTIVO"
6. No debe haber ninguna máquina cerca del lugar de trabajo.
7.
No debe haber ninguna persona cerca del lugar de trabajo.
8.
Utilizar el equipo de
9.
Utilizar el dosímetro personal
s~guridad
(Casco, zapatos, gafas).
1O Al finalizar el ensayo es aconsejable poseer una brocha para li mpiar el densímetro.
10. FORMULARIOS DE REGISTROS: (ANEXOS)
Los documentos que contendrán información importante para evaluar la gestión de la protección radiológ ica
en el M.E.E.R., y que mantendrán los responsables de los equ ipos, son:
•
Dosis personales
DEPARTAMENTO DE GEOLOGÍA, MINAS E INGENIERIA CIVIL
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MANUAL DE PROC EDIMI ENT O DE OPERACIÓN NORMAL y DE
EMERGENC IA RADIOLÓGICAS
V rsión :
F cha:
•
Niveles de rad iación en áreas y du rante el trabajo
•
Mantenim iento De Equ ipos
•
Control de Cal idad
•
Certificado de Cali bración de los Monitores Y/0 Detectores
•
Certificado de Calibración de Fuentes/Eq uipos, Fecha
•
Mon itoreo Rutinario (Fuentes, Transporte, Al macenam iento
•
Capacitación y Entrenamiento del Personal
•
Simulacro de Emergencias
•
Incidentes y/o accidentes
VO l
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Inventario de fuentes
•
Personal ocupacionalmente expuesto (adj untar, Licencias personales de Seguridad
•
Eval uación Medico Laboral.
•
Autorización de Movilización se Fuentes
•
Inspecciones de la SCAN-M.E.E .R.
•
Pruebas de fuga y contam inación.
•
Desechos rad iactivos. - No es aplicable
DEPARTAMENTO DE GEOLOGÍA, MINAS E INGEN IERIA CIVIL
radiológica .
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1
jiTEM
DOSIS PERSONALES DE RADIACIÓN.
jPERSONAL (NOMBRE)
jFECHA!PERIODO jDOSIS PERSONAL
OFICIAL DE SEGURIDAD
jTIPO DE RADIACION
·-··· -
-
jOBSERVACIONES
1
NIVELES DE RADIACIÓN EN ÁREAS Y DURANTE EL TRABAJO
PERSONAL
OFICIAL DE SEGURIDAD
LUGAR
NIVEL DE RADIACION
EN AREA DE TRABAJO TIEMPO DE TRABAJO
DOSIS CALCULADA
(mSv)
FIRMA RESPONSABLE
OBSERVACIONES
REGISTRO ANUAL DE MATERIAL RADIACTIVO
~·
DESCRIPCION
OFICIAL DE SEGURIDAD
N" DE SERIE
PROVEEDOR
--------
FUENTE (ABIERTA,
SELLADA)
-
-
-
OBSERVACIONES
-
--
-
-
_,
UNI'IERSiQ_:¡D T~CN!O V~JniCUtAR Df l0JA
1
1
REGISTRO DE MANTENIMIENTO DE EQUIPOS
ITEM
EQUIPO
FECHA DE
MANTENIMIENTO
OFICIAL DE SEGURIDAD
EMPRESA
PERSONA
RESPONSABLE
TRABAJOS REALIZADOS
REGISTRO DE CALIBRACIÓN DE LOS DETECTORES DE RADIACIÓN.
EQUIPO
FECHA DE
CALIBRACION
OFICIAL DE SEGURIDAD
EMPRESA
PERSONA
RESPONSABLE
TRABAJOS REALIZADO
UT~l
~~. ;;t;'X 'i:~~J ~<n:.'Jl ~!ti
REGISTRO DE CALIBRACIÓN DE LAS FUENTES DE RADIACIÓN.
EQUIPO
FECHA DE
CALIBRACION
OFICIAL DE SEGURIDAD
EMPRESA
PERSONA
RESPONSABLE
TRABAJOS REALIZADO
REGISTRO DE TRANSPORTE DE MATERIAL RADIACTIVO
l.JN!\IfltS>OAD "tf.CN!C::fo Pt<,Ni'JLU-~At.! tJ;;. U:)JA.
liTE M
¡PROYECTO
¡FECHA
OFICIAL DE SEGURIDAD
¡EQUIPO
IHORA SALIDA IHORA RETORNO ¡PERSONA RESPONSABLE
¡FIRMA RESPONSABLE
PL
\ilííHllSil:'~V Tf',:t;;!:A >1,\J.lilz:'J;.;,.$ ti~ !..(}JA.
REGISTRO DE CAPACITACIÓN Y ENTRENAMIENTO AL PERSONAL.
CURSO O
SEMINARIO
NOMBRE PERSONAL
OFICIAL DE SEGURIDAD
LUGAR
INSTITUCION
ORGANIZADORA
FECHA DE INICIO
FECHA DE
FINALIZACION
1
-
LUGAR
-
-
FECHA
OFICIAL DE SEGURIDAD
-
REGISTRODESIMULACROS DE EMERGENCIA-··--·-·-·-··-]
NOMBRE PERSONAL
ACTIVIDADES
FIRMA RESPONSABLE
OBSERVACIONES
INVESTIGACIÓN DE INCIDENTES Y/0 ACCIDENTES
VNfVEttS:mAO -rf.CWCZ.. p,!Ü?T1Cl)l...A:<l: D!i L.QJA
1 ITEM
1
PRACTICA
1
POE
OFICIAL DE SEGURIDAD
1
PUBLICO
1 FECHA 1 HORA 1
TIPO DE FUENTE
1OBSERVACIONES (NUMERO DEL INFORME DETALLADO)
1
INVENTARJO DE -FUENTES.
-
-
-
1
U!•üVtR-SiOAO
!EQUIPO N" 1DESCRIPCION
1M ARCA
OFICIAL DE SEGURIDAD
IN" DE SERIE
1
PROVEEDOR
1 I!IJ~IiiT~ (ABIERTA, SELLADA) 1COLOR
ift.NH;::'-'
!oBSERVACIONES
!I'A~Tt(:l,.H.A:íl
o: !.0Jft.
INVENTARIO DE DETECTORES DE RADIACIÓN.
l..Hil'IE:~$iD.l,D :f.("NJC~
ITEM
TIPO
MARCA
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
OFICIAL DE SEGURIDAD
MODELO
No. SERIE
RANGO MEDICION
ULTIMA CALIBRACION
INSTITUCION CALIBRA PROVEEDOR
;;>,.\ílT!Cl)tA>f OE VJJo\
OBSERVACIONES
UHI',reRS~th<D <ECN<CA ~~~TICV<..to.~ Of: t.OJA
REGISTRO DE PERSONAL OCUPACIONALMENTE EXPUESTO
FECHA DE INICIO DE
LABORES
NOMBRE DEL PERSONAL
OFICIAL DE SEGURIDAD
CEDULA N"
SEXO
ÁREA O DEPARTAMENTO AL QUE
PERTENECE.
UN!',.tf:RSlD..l:\0 Tf:C,.,HéA P#l.QT¡CULAr? 0.2 lOJA
EVALUACIÓN MErnCOLABORAL--- -
1
FECHA
PROFESIONAL
RESPONSABLE
OFICIAL DE SEGURIDAD
NOMBRE PERSONAL
EXAMEN ES
REALIZADOS
-- ---------~
OBSERVACIONES
Código
PLAN DE TRANSPORTE DE FUENTES
Versión: 1
FECHA·
1. PERSONAL
OFICIAL RESPONSABLE DEL
TRANSPORTE
NOMBRE
1 W LICENCIA
PERSONAL A CARGO DE FUENTES
EN EL LUGAR DE TRABAJO
NOMBRE
1 W LICENCIA
CONDUCTOR
NOMBRE
W LICENCIA
_1
1
2. FUENTES
Modelo:
Serie W:
Fecha de Movilización:
Isótopo:
Actividad:
Hora:
13. RUTA
Desde:
Vi a:
Hasta:
4. MONITOREO
Punto a monitorear
Cabina del chofer
Costado Derecho
Costado Izquierdo
Extremo Posterior
Distancia a la Fuente
5. EQUIPO DE DETECCION
Tipo:
Marca:
Modelo:
Serie:
Rango de Medición:
Tipo:
Marca:
Modelo:
Serie:
Rango de Medición:
16T1po:
VEHICULO
Placa:
Año:
Marca:
7. ELEMENTOS DE SEGURIDAD FISICA Y RADIOLOGICA
Contenedor de transporte:
Sistema de sujeción contenedor vehiculo:
Señalización del vehiculo:
8. ESQUEMA DE UBICACION DE LA FUENTE EN EL VEHICULO
Costado Izquierdo
19
RESPONSABLE
FIRMA
Tasa de dosis
~
fabina del chofer
L!N1'.1fR!>lO:!,D 'ri;{:WCt.. Vt>3'?T!ClJt..,~>_~ OE LUJ,4
[
-••••
FECHA
- • •
-
- n
-
PROFESIONAL
RESPONSABLE
OFICIAL DE SEGURIDAD
INSPECClONES DE LASCAN DEL M.E.E.R
LUGAR INSPECCION
ACTIVIDADES
RECOMENDACIONES
1
OBSERVACIONES
1
PRUEBA DE FUGA y CONTAMINACióN
DE LAFUENTE 1
VNP.'f.f~S(P_,!;J 1"~1_::K!C-' !.>'Ml"flC~it&\~ t]l':Ó U>JA
liTE M
'PERSONAL
'FECHA
OFICIAL DE SEGURIDAD
'TIPO FUENTE
IMETODO,RADIOISOTOPO
1
ACTIVIDAD
1
FIRMA RESPON.
!oBSERVACIONES
FORMATO DE IMPORTACION DE FUENTE SELLADA
NOMBRE
RADIOISOTOPO
OFICIAL DE SEGURIDAD
ACTIVIDAD
RADIOISOTOPO
FECHA DE
IMPORTACION
PROCEDENCIA
LUGAR DE
ARRIBO
FECHA DE
ARRIBO
HORA
173-R- UTPL-201 6
Laja, 05 de agosto de 2016
Ingeniero
Jorge Enriq ue Veintimilla Granda
FUNCIONARIO DE LA UNIVERSIDAD
Presente
De mi cons ideración:
Por med io del presente me permito comunicarle que dentro de su función como Técnico
de Laboratorio, usted cumplirá la responsab ilidad de Oficial Principal de Seguridad
Radiológ ica de la Universidad Técnica Particular de Laja, de conformidad con lo
dispuesto en la normativa del Ministerio de Electricidad y Energ ía Renovable.
Particular que le comunico para los fines pertinentes.
----
Atentamente,
Dr. José Barbosa Corbacho
RECTOR DE LA UNIVERSID
ACEPTACIÓN:
c.c
Dr. Holger Benavides Muñoz, DIRECTOR DEL DEPARTAMENTO DE GEOLOGÍA Y
MINAS E INGENIERÍA CIVIL
Mgs. Teodoro Alvarado, DIRECTOR DE RECURSOS HUMANOS Y DESARROLLO
PERSONAL
Dra. Carmen Eguiguren , PROCURADORA UNIVERSITARIA
Mgs. Gabriel García Torres, SECRETARIO GENERAL
MINISTERIO DE ELECTRICIDAD Y ENERGÍA RENOVABLE
JBC/SPP
San Cayetano Alto s/n
Leja-Ecuador
Telf.: (593-7) 3701341 - 3701342
Fax: (593-7) 2584893
Apartado Postal: 11-01-608
[email protected]
www.utpl.edu.ec
174-R-UTPL-2016
Loja, 05 de agosto de 2016
Ingeniero
Diego Fernando Mata Larreátegui
FUNCIONARIO DE LA UNIVERSIDAD
Presente
De mi consideración:
Por medio del presente me permito comunicarle que dentro de su función como Técnico
de Laboratorio, usted cumplirá la responsabilidad de Oficial Alterno de Seguridad
Radiológica de la Universidad Técnica Particular de Loja, de conformidad con lo
dispuesto en la normativa del Ministerio de Electricidad y Energía Renovable.
Particular que le comunico para los fines pertinentes.
Atentamente,
Dr. José Barbosa Corbacho
RECTOR DE LA UNIVERSIDAD
ACEPTACIÓN:
lng. Diego Fernando Mata Larreátegui
FUNCIONARIO DE LA UNIVERSIDAD
c.c
Dr. Holger Benavides Muñoz, DIRECTOR DEL DEPARTAMENTO DE GEOLOGÍA Y
MINAS E INGENIERÍA CIVIL
Mgs. Teodo ro Alvarado, DIRECTOR DE RECURSOS HUMANOS Y DESARROLLO
PERSONAL
Dra. Carmen Eguiguren, PROCURADORA UNIVERSITARIA
Mgs. Gabriel García Torres , SECRETARIO GENERAL
MINISTERIO DE ELECTRICIDAD Y ENERGÍA RENOVABLE
JBC/SPP
San Cayetano Alto s/n
Laja-Ecuador
Telf.: (593-7) 3701341- 3701342
Fa x: (593-7) 2584893
Apartado Postal: 11-01-608
rectorado@utpl .edu .ec
www.utpl.edu.ec