REGLAMENTO DE FUNCIONAMIENTO Y PLAN DE EMERGENCIA DE LA INSTALACIÓN RADIACTIVA DEL INSTITUTO DE BIOLOGÍA Y GENÉTICA MOLECULAR (IBGM) ÍNDICE 1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. Dirección Instalaciones Personal Radioisótopos autorizados Usuarios del Servicio Pedidos de Material Radiactivo Normas de trabajo 7.1. Entrada y salida. 7.2. Antes del trabajo 7.3. Durante el trabajo. 7.4. Después del trabajo 7.5. Limpieza de Instalaciones 7.6. Operación con los detectores de contaminación. Manejo de un detector de contaminación. 8. Generación de residuos. 8.1. Residuos líquidos 8.2. Residuos sólidos 8.3. Viales de centelleo (residuos mixtos) 8.4. Normas Generales de Gestión de Residuos 9. Normas de Descontaminación 9.1. Descontaminación de superficies y objetos 9.2. Descontaminación personal. 9.3. Notas Importantes. 10. Programa de Inspecciones, Calibraciones y Verificaciones Periódicas 10.1. Inspecciones periódicas 10.2. Verificaciones y calibraciones de los equipos de medida 10.2.1.Calibración del contador de centelleo 10.2.2. Verificación y calibración de los detectores de contaminación y radiación 10.3. Plan de verificaciones 10.4. Registro 11. Plan de Emergencia: 11.1. Identificación de accidentes previsibles. 11.2. Línea de autoridad. 11.3. Planes establecidos para hacer frente a los accidentes. 11.4. Datos fundamentales que se recogerán en una emergencia. 12. Anexos: Anexo I: Impreso de solicitud de usuario de la Unidad Anexo II: Impresos de toma de datos de registro y control 1. DIRECCIÓN Instituto de Biología y Genética Molecular Edificio IBGM Universidad de Valladolid / CSIC C/ Sanz y Forés s/n 47003- Valladolid Tfno.: 983 184801 - Fax: 983 184800 2. INSTALACIONES Descripción física de la ubicación de la instalación: La Instalación Radiactiva del nuevo edificio del Instituto de Biología y Genética Molecular consta de un laboratorio de unos 32 m2, aprox., situado en la planta tercera del edificio IBGM. El acceso a la sala de isótopos tiene lugar desde una antesala, donde se ubican algunos equipos de uso común, en el espacio identificado como E-1, al que se accede desde el pasillo general de la tercera planta. Sala de Isótopos (Planta 3ª): El laboratorio de isótopos posee 2 amplias ventanas en uno de sus frentes, que dan al exterior. Dos de las paredes de este laboratorio limitan con el exterior, ya que configura una de las esquinas del edificio. Las otras dos paredes limitan con el pasillo interior de la tercera planta y con un antesala o espacio destinado a aparataje común, que es el lugar desde donde se tiene acceso al laboratorio de isótopos propiamente dicho. En el piso inferior, en la segunda planta, se encuentra la sala de lavado y esterilización. Encima de la instalación, en la cuarta planta, está el tejado del edificio. Además, se ha acondicionado una pequeña área de trabajo consistente en una zona de poyata de aproximadamente 70 cm2 en una de las mesadas del laboratorio E-5, situado en la tercera planta del edificio. Esta superficie se encuentra convenientemente señalizada y en ella se trabajará sobre bandeja impermeable, únicamente con tritio (3H) y con actividades nunca superiores a 25 microcurios (25 µCi). 3. PERSONAL La instalación estará dirigida por un Supervisor de Instalaciones Radiactivas acreditado por el Consejo de Seguridad Nuclear, miembro de plantilla de la Universidad de Valladolid. Jesús Fernández Gutiérrez (Supervisor Principal). De acuerdo con el Consejo de Seguridad Nuclear, se pretende que en esta unidad de isótopos haya un Operador de Instalaciones Radiactivas por cada uno de los Grupos de Investigación autorizados o en su defecto Operadores pertenecientes a servicios centrales de la UVA o del CSIC. El personal que inicialmente está previsto que utilice con cierta asiduidad la instalación radiactiva es el siguiente: Mª Carmen García Rodríguez Lucía Fuentes Royo Ana Isabel González Vigo Javier Casas Requena Isela González Valera Todos los trabajadores son considerados de tipo B a efectos de clasificación para trabajar con radiaciones ionizantes, ya que resultará muy improbable (en la práctica imposible) que reciban dosis superiores a 6 msv/año. 4. RADIOISÓTOPOS AUTORIZADOS En la siguiente tabla se recogen las fuentes no encapsuladas autorizadas para esta Instalación así como sus actividades máximas. El material radiactivo se almacenará y utilizará preferentemente en la Instalación, quedando terminantemente prohibido el almacenamiento y manipulación de material radiactivo fuera de la sala de isótopos o de los Laboratorios Autorizados. Radionucleido 3 H 14 C Actividad Máxima Tipo de emisión Energía (MeV) 25 Beta 0.0186 370 10 Beta 0.156 MBq mCi 925 32 P 565 15 Beta 1.710 35 S 370 10 Beta 0.167 La utilización de animales requerirá autorización expresa y por escrito por parte de los responsables de la instalación (Titular (UVA), director del IBGM y Supervisor Principal). 5. USUARIOS DEL SERVICIO Para poder ser usuario de la Instalación Radiactiva será necesario ser personal docente o investigador de la Universidad de Valladolid, personal investigador del CSIC, personal PAS, personal con cargo a proyectos, becario, colaborador o alumno de tercer ciclo de la Universidad de Valladolid o del CSIC. Las personas ajenas al IBGM podrán también ser usuarias de la Instalación Radiactiva siempre que se establezca algún vínculo de colaboración con algún laboratorio del IBGM, con la Universidad o con la propia Instalación Radiactiva. Los candidatos a usuarios de la Instalación Radiactiva deberán ser presentados por su director de investigación o persona responsable, quien rellenará la solicitud contenida en el Anexo I, en donde, tanto el candidato como su director, se comprometerán a cumplir todas las normas del presente Reglamento y a aceptar las responsabilidades derivadas de su incumplimiento. Será el Supervisor principal de la instalación, con el visto bueno del director del IBGM, quien finalmente autorice al candidato a ser usuario de la Instalación y podrá prestarle el asesoramiento teórico y práctico necesario sobre manipulación y protección radiológica. Los usuarios habituales de larga vinculación con la Instalación Radiactiva deberán llevar un dosímetro personal de termoluminiscencia que será proporcionado por el Supervisor principal de la Instalación cuando el director del IBGM autorice el cargo económico de las lecturas a la institución. El dosímetro será cambiado y repuesto mensualmente por el supervisor de la Instalación Radiactiva, siendo responsabilidad del usuario su buen uso y mantenimiento. Las lecturas dosimétricas estarán a disposición de cada usuario, previa petición al Supervisor. Los usuarios de la Instalación Radiactiva deberán someterse a un examen médico anual específico para radiaciones ionizantes, actualmente concertado con el Servicio de Prevención de Riesgos Laborales de la Universidad de Valladolid o del Consejo Superior de Investigaciones Científicas. Aunque según el R.D. 783/2001 de 6 de Julio, B.O.E. nº 178, 26/Julio/01, se eliminó la obligatoriedad de reconocimiento médico para los trabajadores de tipo B, los responsables de la instalación promoverán, siempre que sea posible, la realización voluntaria de estos reconocimientos médicos. Los servicios médicos deberán emitir un certificado en el que, considerando la información sanitaria y laboral, reconozcan al trabajador su cualidad de “Apto” o No apto” para trabajar con radiaciones ionizantes en su puesto de trabajo, de conformidad con lo establecido en el Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes. La calidad de usuario de la Instalación Radiactiva puede ser retirada por el Director del IBGM a petición del Supervisor Principal ante el incumplimiento grave o reiterado de las normas del presente Reglamento. El usuario sancionado deberá devolver el dosímetro si lo tuviere y le será expresamente prohibida la petición, uso y manipulación de cualquier tipo de isótopo radiactivo o equipo de la instalación, pasando a tener desde ese momento la misma consideración que un miembro del público en general. Tal circunstancia será reflejada en la memoria anual de funcionamiento y remitida al Consejo de Seguridad Nuclear, quien podrá obrar en consecuencia. Los usuarios autorizados que, voluntariamente, no vayan a utilizar más la instalación radiactiva (bien por causar baja en el IBGM o por no utilizar más técnicas que requieran el uso de isótopos radiactivos), deberán solicitar su baja como usuarios de la instalación, comunicándoselo al Supervisor Principal. 6. PEDIDOS DE MATERIAL RADIACTIVO Todas las peticiones de material radiactivo deberán ser autorizadas previamente por el Supervisor Principal de la Instalación. Excepcionalmente, en ausencia de éste y previo acuerdo expreso, podrán ser autorizadas por los Operadores designados e informados para este caso, con obligación de comunicar lo antes posible tal circunstancia al Supervisor. El personal de administración del IBGM deberá verificar sistemáticamente si un pedido de material radiactivo está previamente autorizado, rehusando tramitarlo en caso de que no lo estuviera, dando cuenta de ello al Supervisor principal. La recepción del material radiactivo tendrá lugar exclusivamente en la Instalación Principal. Será responsabilidad del Supervisor la apertura de los embalajes, el alta y el registro de los productos recibidos, la comprobación de la posible contaminación superficial externa y el almacenamiento apropiado. Superados estos controles el Supervisor se encargará de avisar al peticionario de la llegada del material radiactivo, que será almacenado en el frigorífico o en el congelador que la Instalación Radiactiva tiene destinados para ese fin. No se autorizará la entrada de un nuevo lote de un producto radiactivo a un usuario que no haya gestionado correctamente un lote anterior del mismo producto. 7. NORMAS DE TRABAJO 7.1. Acceso y estancia - Solo estará permitida la entrada a la sala de isótopos a los usuarios de la Instalación Radiactiva y al personal de limpieza y mantenimiento autorizados. - En las zonas de trabajo será obligatorio llevar prendas de protección (al menos bata y guantes). - Mientras haya 32 P al uso en la sala, todos los usuarios habituales deberán entrar en las instalaciones con su dosímetro personal. Dicho dosímetro deberá ser colocado mediante la pinza de sujeción en el bolsillo de la bata situado junto al pecho. - Al finalizar las tareas previstas se procederá a comprobar la contaminación de manos (despojándose de los guantes), pies y bata con el detector de contaminación portátil. - Las zonas de trabajo son áreas de acceso restringido, por lo que las puertas deben permanecer cerradas siempre que no haya ningún usuario dentro y en cualquier caso serán cerradas con llave al abandonar la instalación. - La puerta de acceso al laboratorio de isótopos será la puerta metálica verde situada en el interior del laboratorio E-1 de la tercera planta. - El horario de trabajo en los Laboratorios de la Instalación Principal será de 9:00 a 19:00 h, estando sujeto a variaciones según periodos vacacionales o festivos. El usuario deberá realizar su trabajo ajustándose a ese horario. No obstante, el usuario podrá trabajar fuera del horario laboral previa autorización, para lo cual se le proporcionará una llave de acceso a la sala. Es responsabilidad del usuario dejar las puertas del Laboratorio cerradas al acabar su trabajo. 7.2 Antes del trabajo Antes de proceder a trabajar se efectuará un chequeo de las superficies de trabajo y del instrumental que se vaya a usar (pipetas, baños, etc). Si presentasen contaminación o se sospechara su posibilidad, se apuntará la incidencia en las hojas de trabajo y se avisará al responsable (Supervisor u Operador) para que tome las medidas oportunas. -Las superficies de trabajo estarán cubiertas de papel de filtro o material similar para recoger posibles derrames que se produzcan. -Es OBLIGATORIO usar algún sistema de contención de líquido (bandejas, bateas o similares) siempre que se manipule cualquier producto radiactivo susceptible de derramarse. - Siempre que sea posible se utilizarán los blindajes de metacrilato para limitar la radiación recibida. (No aplica para tritio) 7.3 Durante el trabajo Dentro de las zonas de trabajo está PROHIBIDO: -Fumar -Comer o beber. -Llevar pelo largo suelto. -Usar maquillaje. -Llevar relojes, anillos, etc. cuando se manipulen isótopos radiactivos no encapsulados. - El usuario debe apuntar su nombre en las hojas de trabajo que hay en el laboratorio cada vez que use la Instalación. En dicha hoja se rellenarán todas las casillas que figuran en el formulario: (fecha, nombre del usuario, Director del grupo de investigación, radioisótopo usado, Lote, actividad y breve descripción del trabajo realizado). (Anexo II) - Los trabajos con material radiactivo no encapsulado se realizarán en las áreas de trabajo destinadas a tal fin (bandejas, bateas o similares con o sin pantalla protectora de metacrilato, según el isótopo que se esté usando). 7.4 Después del trabajo Después de finalizar las labores previstas será obligatorio, y responsabilidad del usuario, el control de la contaminación de todos los objetos y superficies utilizados, para lo cual se realizará un chequeo con los monitores de contaminación disponibles en todas las superficies de trabajo u objetos que se han usado, incluidas las manos del usuario. Si alguna superficie estuviera contaminada es responsabilidad del usuario su descontaminación inmediata (véase apartado correspondiente). Es responsabilidad del usuario dejar las instalaciones y equipos en perfecto estado de limpieza y uso al acabar su trabajo y antes de abandonar la instalación. Es responsabilidad del usuario recoger y gestionar adecuadamente los residuos generados de acuerdo a lo especificado en este reglamento. La gestión de residuos se deberá llevar a cabo después de cada experimento, prohibiéndose de manera expresa el abandono de viales y residuos en las poyatas y en el contador de centelleo. (Se considerarán viales abandonados los que permanezcan inmovilizados en la instalación durante más de una semana) El incumplimiento de estas normas por parte del usuario podría dar lugar a la pérdida de la condición de usuario autorizado de la Instalación Radiactiva de forma temporal, llegando a ser definitiva si dicho incumplimiento es reiterado. En este sentido tendrá especial relevancia y será objeto de la máxima vigilancia y rigurosidad en la aplicación de las sanciones que contempla este reglamento, cualquier actividad que pueda entrañar riesgos para terceros o para el propio usuario, como la generación de contaminación superficial, la dispersión de la misma, la incorrecta gestión de los residuos o la no comunicación de incidencias. 7.5 Limpieza de Instalaciones En tanto en cuanto no haya un servicio específico de limpieza común de la instalación, serán los propios usuarios los encargados de mantener la instalación en un adecuado estado de limpieza y orden. Para ello se establecerán turnos semanales entre todos los usuarios para que velen por mantener limpios los suelos, poyatas, fregaderos, cubos de basura, etc. utilizando exclusivamente el material de limpieza propio de la instalación. (La gestión de residuos y el lavado y desclasificación de los viales de centelleo será responsabilidad exclusiva de cada usuario, con la aprobación de la vía de gestión por parte del supervisor). 7.6 Operación con los detectores de contaminación Siempre deberá existir en el laboratorio, al menos, un detector de contaminación Geiger-Müller. El personal de la instalación puede facilitar sus normas básicas de funcionamiento, rango de detección, especificaciones, etc. Este monitor no es capaz de detectar contaminación por 3H ni por 14 C (a no ser que exista una actividad alta de este último). Los detectores de contaminación serán sometidos a comprobaciones periódicas: 1- Cada seis meses el Supervisor de la Instalación chequeará el funcionamiento del sistema de detección del monitor mediante una fuente y apuntará en el diario de operaciones los resultados e incidencias relativas a su estado. 2- Cada dos años el monitor será calibrado por un Laboratorio Oficialmente reconocido. Manejo del detector de contaminación: Antes de utilizar un monitor de contaminación hay que realizar 3 operaciones: 1. Puesta a cero: con el aparato desconectado, comprobar que la lectura es cero. 2. Chequear el nivel de batería: existe una posición en los controles para comprobar el estado de la batería. Hay una escala que nos dice si el nivel es correcto. 3. Poner el conmutador en la posición “ON” y en la escala de trabajo adecuada. Es deseable orientar el detector en posición contraria a donde estamos trabajando, de forma que su lectura sea la del fondo. Cada vez que se ejecute una operación de riesgo se chequearán las manos con el detector. Sólo si siguen sin contaminar podremos tocar el detector o las demás herramientas de trabajo. En caso contrario desecharemos los guantes en su contenedor correspondiente por otros nuevos. El orientar el detector hacia la zona de trabajo no nos proporcionará ninguna información, ya que evidentemente detectará radiaciones e impedirá una lectura fiable de la contaminación de nuestras manos. Además, los detectores sufren un deterioro rápido cuando reciben una señal muy elevada, por ello y para disminuir la probabilidad de contaminación de las ventanas de detección, no conviene acercar mucho los detectores a las fuentes. En caso de duda el supervisor o los operadores de la Instalación asesorarán a los usuarios. Es muy aconsejable cubrir el detector con “parafilm”, o película protectora plástica o similar. De esta forma, si a pesar de las precauciones anteriores llegara a salpicar algún líquido la ventana de detección, la contaminación podrá eliminarse fácilmente volviendo a poner un nuevo “parafilm”. 8. GENERACIÓN Y GESTION DE RESIDUOS Los residuos radiactivos generados se han de segregar en función de su estado físico, ya sea líquido o sólido. Esta segregación se lleva a cabo en origen por parte del propio generador del residuo. Los residuos líquidos provienen tanto de la solubilización de muestras biológicas y químicas, como también de los líquidos de lavado y de descontaminación. Por lo que respecta a los residuos sólidos, generalmente estarán formados por material de laboratorio contaminado, considerado de rechazo (viales, puntas de pipetas, guantes, papel absorbente, ...) y, si se ha autorizado su uso, por cadáveres de animales de laboratorio contaminados con trazadores radiactivos. Para una adecuada gestión de los residuos radiactivos, además de clasificarse en función de la forma física, también hay que tener en cuenta los aspectos siguientes: • Forma química y física, teniendo presente tanto su toxicidad química, como su solubilidad a fin de evaluar la viabilidad de las prácticas de desclasificación y vertido con dilución. • Carga biológica, para conocer los posibles riesgos biológicos. • Radionucleido contaminante y su actividad. Es fundamental que los residuos líquidos marcados con 3H y 14 C no se mezclen con el resto de residuos líquidos. Una adecuada clasificación y segregación en origen es la base para poder implementar una correcta gestión de los residuos radiactivos que se generan en la instalación, facilitando la optimización de su gestión, a la vez que posibilita la desclasificación en los casos en que sea aplicable. Los residuos radiactivos generados serán depositados en los contenedores disponibles en la instalación, correspondientes al isótopo y a la forma física: sólidos, líquidos ó mixtos (por residuos mixtos se entienden los viales con líquido de centelleo) hasta su correcta gestión en origen. La vía de gestión ha de ser necesariamente aprobada y revisada por el Supervisor Principal, quien podrá autorizarla, modificarla o sugerir cuantas cuestiones considere convenientes. 8.1 Gestión de los residuos líquidos En función de la actividad específica y de su período de semidesintegración, los residuos radiactivos líquidos se podrán retirar por vía convencional procediendo a su desclasificación, o bien, en el caso de que no se cumplieran los criterios de desclasificación, se deberán retirar a través de ENRESA con el correspondiente tratamiento como residuo radiactivo. La decisión de la vía de gestión a seguir se adoptará en función de que cumplan o no una serie de criterios tales como: - Que su actividad específica sea media o baja. - Que el vertido pueda o no comportar una superación de los límites de incorporación anual por ingesta para los miembros del público. - Que su periodo de semidesintegración sea mayor o no a 100 días. - Que su dilución sea fácil y no comporte ningún otro riesgo. En función de su actividad específica, se pueden distinguir residuos líquidos de baja actividad específica y de media actividad específica. 8.1.1 Residuos líquidos de baja actividad específica: Se considerarán dentro de este grupo las actividades específicas que multiplicadas para consumo diario de agua de una persona (3 litros /día aproximadamente) y multiplicado por el número de días que tiene el año, dan valores de la actividad inferiores a los límites de incorporación anuales por ingesta (LIAp), establecidos reglamentariamente para los miembros del público. En base este criterio, se considerarán de baja actividad específica, cuando su actividad por unidad de volumen no supere el límite de actividad específica (LAE), dado por LAE = LIA p (Bq)/106 (mL). Ya que cada radionucleido tiene un LIAp específico, tendrá también un LAE específico. Para los radionucleidos utilizados en esta instalación radiactiva, resultan de baja actividad específica los que no superen: Radionucl. 3 Límite H 14 LAE (µCi)/L Activ.Especif.(LAE) C 274 Bq/mL 7,4 8.2 Bq/mL 0,22 35 S 18 Bq/mL 0,49 32 P 1.8 Bq/mL 0,05 Se trata de una limitación de tipo conservadora, ya que el agua de vertido no es utilizada directamente para la bebida, y además siempre hay un importante factor de dilución. En caso de que la actividad específica del residuo (AE) supere el valor de LAE en no más de un factor 10 (LAE <AE <10 x LAE ), el residuo también podrá ser considerado de baja actividad específica, con tal que en el transcurso de su vertido se garantice un factor de dilución superior a 100. 8.1.1.1. Residuos líquidos de baja actividad específica conteniendo radionucleidos de periodo de semidesintegración largo (T1/2 > 100 días) (Tritio- 3H; Carbono-14- 14 C). 8.1.1.1.a Líquidos acuosos u orgánicos de baja toxicidad o biodegradables: En todos estos casos, y siempre que el isótopo en cuestión tenga un periodo de semidesintegración superior a 100 días, la vía de gestión será mediante el vertido controlado a través de una pila vertedero emplazada dentro de la instalación, determinando previamente que la actividad específica no supere los valores antedichos. A tal fin, en caso de que no se conozca con precisión, se ha de tomar una alícuota para proceder a la determinación de la actividad específica del residuo. Debe documentarse tanto el proceso de determinación de la actividad como también las fechas y el volumen del vertido, el radionucleido contaminante y la actividad específica. Además del condicionado de tipo dosimétrico, para proceder al vertido por el desagüe se han de garantizar los siguientes criterios: • El líquido vertido, marcado con material radiactivo, ha de ser soluble o bien fácilmente dispersable en el agua. • Los residuos se han de arrastrar con una buena corriente de agua. (>300 L/h) • El líquido vertido no ha de entrañar ningún otro riesgo de tipo químico o biológico que impida su evacuación. 8.1.1.1.b Residuos líquidos tóxicos o no biodegradables: Si los restos generados de este tipo requieren más de un año para su desclasificación como residuos radiactivos, entonces serán gestionados a través de ENRESA u otra empresa autorizada, debiéndose almacenar, convenientemente etiquetados y envasados, hasta que se proceda a su retirada. Cada grupo o línea de investigación se hará responsable de los residuos gestionados a través de ENRESA, de manera que deberá notificar su intención al supervisor con antelación y deberá haber resuelto con la dirección del IBGM el contrato de retirada y con cargo a qué presupuesto se aplicará el gasto. 8.1.1.2. Residuos líquidos de baja actividad específica conteniendo radionucleidos de periodo de semidesintegración corto o medio (T1/2< 100 días) (Fósforo32; Azufre-35). Estos residuos serán almacenados transitoriamente en el laboratorio de isótopos hasta que su actividad decaiga por debajo de los Límites de Actividad Específica legalmente establecidos (1,8 Bq/ml para el P32 y 18Bq/ml para el S35), derivados de los Límites de Incorporación Anual. Su almacenamiento tendrá lugar en recipientes de plástico o vidrio cerrados herméticamente dentro de una bolsa convenientemente etiquetada en la que figurará el número de lote, la fecha de entrada y la fecha prevista para su evacuación. Estas bolsas se almacenarán, convenientemente protegidas, en los armarios destinados a tal fin hasta su evacuación, una vez desclasificados, a través del vertido controlado por el desagüe, diluyéndolos al menos 10 veces, si el líquido es soluble en agua y no entraña ningún otro riesgo químico o biológico. En otro caso, una vez desclasificados como residuos radiactivos, su evacuación se gestionará como residuos químicos o biológicos clasificados como determine la Ley. 8.1.2 Residuos líquidos de media actividad específica: Este grupo está formado por los residuos líquidos que presenten una actividad específica superior a la indicada en el epígrafe anterior. El proceso a seguir, además de depender del valor de la actividad específica, estará también condicionado por los períodos de semidesintegración (T1/2) del radionucleido contaminante. A tal fin se determina el cociente entre el Límite ya definido de Actividad Específica (LAE) y la actividad específica del residuo, resultando el denominado Factor de Decrecimiento (FD) de la actividad: FD =LAE /Activ.Espec.Actual A continuación se indica el tiempo que ha de transcurrir, expresado en número de períodos de semidesintegración, (N ºde T1/2 ), para conseguir el valor de FD necesario para que los residuos sean considerados de baja actividad y recibir el tratamiento como tales: FD Nº de T1/2 FD Nº de T1/2 1 0 3.0 x 10-2 5 0.5 1 7.8 x 10-3 7 0.25 2 9.7 x 10-4 10 0.125 3 3.0 x 10-5 15 0.0625 4 9.5 x 10-7 20 donde FD =2 -(N ºde T1/2) o lo que es lo mismo, N ºde T 1/2 =-Ln (FD)/Ln 2 Hasta que se alcancen los niveles de actividad que permita considerar a los residuos como “de baja actividad”, estos se han de tener guardados en el almacén de residuos radiactivos. Posteriormente se efectuará su vertido controlado ( si ello es aplicable), garantizando que la su actividad específica sea inferior al Límite de Actividad Específica (LAE). Como criterio general, en caso que el tiempo de decrecimiento deba ser inferior a 3 años, una vez transcurrido el periodo, el residuo se podrá gestionar como residuo de baja actividad específica, siguiendo las pautas mencionadas en el epígrafe correspondiente. Ejemplo 1: Suponiendo que los “clásicos” 250 microcurios de fósforo-32 de un lote de un producto radiactivo han pasado a ser un residuo líquido acuoso de 1 litro. Para determinar su vía de gestión, en primer lugar se ha de comparar su actividad específica con su correspondiente LAE y debido a que el LAE para el 32 P es de 1.8 Bq/mL y que 250 µCi/L=9250 Bq/mL; entonces, resulta el Factor de Decaimiento: FD= 1,8/9250= 1,94 x 10-4 resultando pues que el número de períodos de semidesintegración (Nº de T1/2 ) que habrá que esperar para que la actividad específica del residuo no supere el valor del LAE viene dado por N º de T1/2 =-Ln (1.94 x 10-4 )/Ln 2 =12,3 Como para el 32 P el T1/2 =14.3 días, resulta pues un tiempo de espera mínimo de algo más de 6 meses (14.3 x 12.3 = 175.89 días) Ejemplo 2: Si se tiene un contenedor de 25 L con una solución acuosa marcada con 32 P, del que se ha tomado una alícuota de 2 ml, a la que se ha medido su actividad, resultando esta de 150.000 dpm. La actividad específica viene dada por: [150.000 dpm x (1Bq/60dpm)]/2 mL =1250 Bq/mL. (1Bq=1d/s) Conocido el LAE para el 32 P que es de 1.8 Bq/mL, (como FD= -3 LAE / actv esp) resulta un FD de 1.44 x 10 , resultando pues que el número de períodos de semidesintegración que habrá que esperar para que la actividad específica del residuo no supere el valor del LAE será: N º de T 1/2 =-ln (1.44 x 10 -3 )/ln 2 =9.4 Como para el 32 P el T1/2 =14.3 días, resulta pues un tiempo de espera mínimo de prácticamente 5 meses. En caso de que ese tiempo requerido sea superior a 3 años (no se prevé su generación en esta instalación radiactiva), estos residuos se deberán gestionar a través de ENRESA, en cuyo, caso se notificará de ello al supervisor para redactar el correspondiente contrato de retirada y habilitación del presupuesto. 8.2 Gestión de los residuos sólidos Para la gestión de materiales residuales sólidos con contenido radiactivo, se tendrá en cuenta lo dispuesto en la Orden Ministerial ECO/1449/2003 en la que se define el concepto de residuo radiactivo. De acuerdo con ella y siguiendo criterios sobre Protección contra Radiaciones Ionizantes, se podrán desclasificar los residuos sólidos que presenten una actividad específica igual o inferior a unos valores dados en la reglamentación, no teniendo entonces consideración de radiactivos y por tanto, su gestión podrá ser realizada de forma convencional o de acuerdo a la normativa que les sea de aplicación. Los valores límite de actividad por unidad de masa tanto de exención (no se gestionan como residuo radiactivo) como de desclasificación (no se consideran material radiactivo) para los radioisótopos de esta instalación radiactiva se expresan en la siguiente tabla: Valores de Exención Radionucleido (Orden 1449/2003) Actividad específica Valores de desclasificación (Reglamento sobre Protección contra Radiaciones Ionizantes) (KBq/Kg) (KBq/Kg) H-3 10 6 100 Bq/g (2,7 nCi/g) C-14 10 4 30 Bq/g (0,8 nCi/g) P-32 10 3 30 Bq/g (0,8 nCi/g) S-35 10 5 100 Bq/g (2,7 nCi/g) Vías de gestión: 8.2.1 Residuos sólidos o sólidos-húmedos conteniendo radionucleidos de periodo de semidesintegración largo (T1/2 > 100 días). (Tritio-3H; Carbono14-14C). El material sólido descontaminable residual (recipientes de plástico o vidrio, puntas de pipeta, microtubos, viales etc.) contaminados con isótopos radiactivos de baja o media actividad, baja energía y medio o largo periodo de semidesintegración (para esta instalación radiactiva 3H y 14 C,) será sometido a un proceso de descontaminación mediante lavado, para lo cual, se sumergirá en una solución comercial de detergente-secuestrante de laboratorio, específico para radiactividad. En esta operación y según especificaciones del fabricante, al menos el 90% de la actividad residual debería pasar a formar parte de la fase líquida acuosa y estos líquidos residuales serán gestionados de acuerdo a su actividad específica, como se ha reflejado más arriba. Los sólidos resultantes, con valores de actividad específica inferiores a los referenciados en la tabla anterior, no tendrían consideración de residuos radiactivos gestionables y, una vez realizados los controles pertinentes, estarían en condiciones de desclasificarse como residuos radiactivos, por lo que serían evacuados en forma de basura convencional o según la normativa que les sea de aplicación, pero sin signos externos que hagan referencia a su anterior condición de radiactivos. Si hubiere materiales sólidos contengan o estén no descontaminables que contaminados con radionucleidos en concentraciones o niveles de actividad superiores a los valores expresados en la Orden ECO/1449/2003 y el tiempo necesario para que su actividad decaiga por debajo de los mismos sea superior a tres años, serán envasados en bolsas de plástico (tipo Galga-500), cerradas y etiquetadas con referencia al radionucleido contaminante y actividad en la fecha de recogida. Estas bolsas serán convenientemente almacenadas en recipientes de plástico hasta su evacuación por una entidad autorizada, concretamente ENRESA. En todo momento se seguirán los criterios, recomendaciones y especificaciones dadas por ENRESA para la preparación de los residuos que habrían de ser evacuados por esta entidad. Cada grupo o línea de investigación se hará responsable de los residuos gestionados a través de ENRESA, de manera que deberá notificar su intención al supervisor con antelación y deberá haber resuelto con la dirección del IBGM con cargo a qué presupuesto se aplicará el gasto. 8.2.2. Residuos sólidos o sólidos-húmedos conteniendo radionucleidos de periodo de semidesintegración corto o medio (T1/2 < 100 días) (Fósforo-32, Azufre-35). Los materiales con restos de isótopos de corto periodo de desintegración, (<3 meses), en los que el tiempo necesario para que la actividad específica decaiga por debajo de los valores de referencia sea menor de tres años, se dejarán decaer en las arcas de metacrilato y en los armarios destinados para tal fin en la instalación y serán posteriormente evacuados mediante un proceso previo de desclasificación, con una actividad específica inferior a lo que se considera legalmente un residuo radiactivo. Los residuos serán considerados entonces como basura no radiactiva pero se evacuarán también de forma controlada, siguiendo los criterios generales mencionados anteriormente y eliminando cualquier anotación o símbolo externo de radiactividad. Ejemplo: Habitualmente se pedirán lotes de productos marcados con fósforo-32 de 250 µCi de actividad. Los 250 µCi de cada entrada decaen al cabo de 7 meses hasta una actividad de unos 15 nCi. (7 meses es periodo de tiempo a partir del cual se considerará que se pueden eliminar los lotes de residuos de fósforo-32 de 250 µCi de actividad inicial y más de 100 gr de masa total, como residuos no radiactivos, ya que se puede asegurar que la actividad final no supera los valores de desclasificación). Todo material utilizado en cada lote de fósforo-32 o azufre-35, (material desechable, guantes, puntas, matraces, viales, geles, etc.) o que haya estado en contacto con él, se guardará en su conjunto en un arcón de metacrilato, en una misma bolsa, convenientemente etiquetada en la que figurará el número de lote, la fecha de entrada y la fecha prevista para su evacuación. Estas bolsas se almacenarán, convenientemente protegidas, en la instalación hasta que su actividad esté por debajo de los criterios de exención dados en la Orden ECO/144972003 y alcancen los valores de desclasificación recomendados en este Reglamento. Se prohíbe introducir en estas bolsas cualquier objeto que contenga el pictograma internacional de radiactividad o cualquier anotación que haga referencia a la misma. Se prohíbe introducir en una misma bolsa residuos procedentes de lotes distintos. 8.3 Viales de centelleo El procesado de los viales de centelleo será el siguiente: - Se utilizará un líquido de centelleo miscible o dispersable en agua y biodegradable. - Tras ser contados, después de los experimentos, se evacuará el líquido de los viales a través del desagüe de vertidos, diluyendo convenientemente y de forma controlada. - En los viales húmedos, se calcula que podría conservarse un 10% de la actividad inicial. - Se sumergen estos viales en una solución comercial de detergente secuestrante específica para radiactividad, en la que los viales perderían como mínimo el 90% (según especificaciones) de su contenido radiactivo. - A continuación, una vez secos, los viales serán desclasificados, inutilizados y desechados como basura convencional, sin signos externos de radiactividad. 8.4 Normas generales de gestión de residuos - En los protocolos experimentales y de gestión de desechos, siempre se procurará utilizar aquellas técnicas y modos de trabajo que permitan reducir en lo posible las actividades vertidas a la red pública y el volumen de residuos a gestionar por ENRESA. - Los residuos no desclasificables de diferentes isótopos no deberán mezclarse. Para ellos, existirán tantos contenedores como tipos de isótopos se estén manejando y formas físicas tengan, en cuanto a actividad específica y periodo de semidesintegración se refiere. Los contenedores estarán perfectamente identificados y será responsabilidad del usuario hacer el uso correcto de los mismos. - Los recipientes de residuos (en cualquier caso) no deberán llenarse hasta el límite de su capacidad, especialmente en el caso de contenedores de residuos sólidos, en los que no se deben comprimir los residuos para aumentar la capacidad del envase. - Está prohibido introducir envases u otros materiales con el pictograma internacional de radiactividad u otra anotación equivalente en los recipientes o bolsas que contengan los lotes de residuos de vida media baja (32P, 35S) o que vayan a ser desclasificados en un futuro próximo. -Cualquier generación de residuos no rutinaria deberá ser comentada al Supervisor Principal de la Instalación, quien asesorará al usuario sobre la forma de proceder en la segregación de residuos y en su gestión. - Está prohibido evacuar residuos radiactivos líquidos por un desagüe distinto al destinado para tal fin en la instalación radiactiva. - Toda baja de actividad radiactiva deberá reflejarse en las hojas de toma de datos correspondientes, haciendo notar si se trata de un vertido o va a ser gestionada a través de una entidad autorizada. (ENRESA). 9. NORMAS DE DESCONTAMINACIÓN En el momento en que se produzca una contaminación remarcable se procederá a informar al Supervisor u operadores de la Instalación Radiactiva para que asesoren al usuario y se establezcan las pautas de actuación. Hay que recordar que cada persona sabe con qué, cuánto, cómo y dónde ha realizado su trabajo y que, por tanto, es la más adecuada para proceder a su limpieza. Cuando se produzca una contaminación radiactiva se pueden distinguir dos procedimientos de descontaminación en función de si la contaminación es de los objetos y superficies de trabajo (contaminación de superficies y objetos) o del propio usuario (contaminación personal). Si se trata de un objeto, lugar o superficie de cuyo uso se pueda prescindir durante un tiempo y el material contaminante es de vida relativamente corta, será preferible esperar a que desaparezca la contaminación por decaimiento de la actividad. Si ello no fuera posible o si se trata de una contaminación de personas, se deberá proceder a la descontaminación “activa” siguiendo las pautas que se indican más abajo. La decisión acerca de qué posibilidad seguir será tomada por el Supervisor, una vez le sea comunicada la contaminación ocurrida. En general, una vez decididos por la descontaminación, hay que tener en cuenta lo siguiente: 1. Los métodos de descontaminación por vía húmeda son preferibles a los de vía seca. 2. Deben intentarse métodos suaves de descontaminación antes de recurrir a un tratamiento que pueda deteriorar superficies. 3. La contaminación debida a radionucleidos de periodo de semidesintegración corto debe aislarse (para contaminación de materiales) con el fin de que la desintegración siga su curso y evite o facilite la descontaminación. 4. Debe evitarse en todo caso que la contaminación personal externa se convierta en contaminación interna. 5. La descontaminación se realizará con la protección radiológica adecuada: guantes desechables, cubre-batas desechables, patucos, etc... 6. Cualquier material utilizado en la descontaminación debe ser considerado como un residuo radiactivo potencial; sólo una vez comprobada que la actividad específica del mismo es inferior a los límites marcados por la Ley, podrá ser eliminado como basura convencional. 9.1 Descontaminación de superficies y objetos - En primer lugar hay que evitar que continúe avanzando la contaminación, limitando su progresión con papel absorbente, colocando recipientes, etc. - Seguidamente hay que acotar perfectamente la zona contaminada y señalizarla en ese mismo momento (para ello hay rollos de cinta adhesiva con la señal internacional de radiactividad). - A continuación hay que valorar si procede: o la descontaminación ( y estudiar en su caso el método a emplear), o esperar a que la actividad decaiga espontáneamente o tratar el objeto contaminado como un residuo radiactivo y deshacernos de él como tal, siguiendo las especificaciones de este reglamento. Esta última opción se considerará en el caso de ser un objeto de escaso valor económico y fácilmente sustituible. - Si decidimos descontaminar, siempre se debe comenzar por procedimientos menos enérgicos para, comprobando periódicamente la contaminación que va quedando, pasar a procedimientos más enérgicos. Los lavados serán siempre desde la zona periférica de la superficie contaminada hacia el centro para disminuir la posibilidad de extender la contaminación. De manera genérica se usará líquido descontaminante comercial (disponible en la Instalación) diluido a la proporción que aconseje el fabricante. Con dicho líquido se impregnarán papeles con los que se frotará la superficie contaminada monitorizándose con el detector Geiger o mediante frotis, la radiactividad absorbida. Si esto no fuera suficiente se podrán utilizar otro tipo de sustancias limpiadoras más específicas (véase punto siguiente) junto con métodos más abrasivos, como cepillos suaves y, si persistiese la contaminación, estropajos o métodos más enérgicos. Todos los líquidos y sólidos utilizados serán considerados como residuos potencialmente radiactivos. Es de vital importancia evitar la contaminación de nuevas superficies al aplicar estos métodos de descontaminación. - En el supuesto de que no se pueda lograr una descontaminación total, se procederá a cubrir la superficie contaminada con material adhesivo e identificar perfectamente la zona contaminada. Procedimientos de descontaminación y descontaminantes utilizados en distintas superficies Para todo tipo de superficies: - Utilizar solución de detergente comercial recomendada para radiactividad (disponible en la instalación), a 25ºC, frotando. Si no desaparece la contaminación, introducir el material en un tanque con dicha solución, con ácido fosfórico o crómico al 10 %. - Utilizar EDTA 10 % (conviene neutralizar a pH= 7 con NaOH). Para material de laboratorio y equipos: -Superficies pintadas: agua con el detergente comercial. Si no desaparece usar un disolvente como glicerina o acetona. -Superficies barnizadas: disolvente (xileno). Si no desaparece, usar papel de lija (con mascarilla). -Superficies porosas: si la contaminación está incrustada, se usará un aspirador provisto de un filtro adecuado. -Acero inoxidable: ácido fosfórico o sulfúrico del 3 al 5% -Metales: Detergentes comerciales, frotando con un cepillo o si no es suficiente con ácido nítrico al 10%. -Vidrio: Usar mezcla crómica. - Ropa: Solución EDTA 3% templada (25ºC). Considerar la posibilidad de desecharla. - Para 32P: usar solución de EDTA y fosfórico al 10%, solución de EDTA 10% o etanol impregnado en gasa. (Considerar la posiblidad de inmovilizar el objeto hasta el decaimiento de la radiactividad) - Para un objeto grande, en general se usarán gasas o algodones empapados en el disolvente correspondiente, que pasarán a ser residuo sólido. Una vez realizado el proceso de descontaminación se comprobará que la contaminación ha desaparecido. Se reintentará el procedimiento las veces que sean necesarias; si no desaparece la contaminación, bien se dejará decaer la actividad del material hasta niveles aceptables, bien se tratará éste como residuo radiactivo. 9.2 Descontaminación personal: Se distinguen en este caso la contaminación externa (piel) e interna (interior del organismo). En cualquiera de los casos hay que informar al Supervisor inmediatamente. 9.2.1 Descontaminación externa Todas las medidas irán encaminadas a evitar la entrada de contaminación al organismo, poniendo especial cuidado en cavidades externas, piel irritada y heridas. Por tanto no hay que utilizar procedimientos muy abrasivos, que dañen la piel, puesto que favorecerían que la contaminación penetrara en el organismo a través de las erosiones. En general el procedimiento a seguir será el siguiente: 1. Se despojará al accidentado de ropa, bata y otras prendas presumiblemente contaminadas así como relojes, anillos, etc. se controlará el material retirado con el detector o mediante frotis. 2. Se lavará la zona de la piel afectada sucesivas veces con agua tibia abundante y con jabón, poniendo especial atención en pliegues y uñas y cuidando de no extender la contaminación. En caso necesario se usarán procedimientos más enérgicos. Se usará un cepillo suave, comprobando la contaminación. Se tendrá especial cuidado en los orificios naturales para evitar incorporaciones internas. No utilizar agua muy caliente ni disolventes orgánicos que pudieran irritar la piel. Secar con papel absorbente y calor. 3. Si persistiera la contaminación tras los lavados con agua, puede lavarse con hipoclorito sódico al 5%. A continuación cubrir la piel con glicerina. 4. En el caso de contaminación en heridas abiertas, se deberá lavar con chorro de agua abriendo bien la herida hasta que sangre. A continuación lavar con jabón neutro líquido, aplicar un antiséptico y cubrir la herida. Descontaminantes más utilizados en casos de contaminación personal externa - Manos: solución de permanganato potásico al 1% y posteriormente sumergirlas en bisulfito sódico 5%, para eliminar la mancha producida por el permanganato. - Pelo: para el cuero cabelludo se usará un champú, colocando la cabeza hacia atrás con especial cuidado de no contaminar ojos, oídos, nariz y boca. A continuación lavar con soluciones de ácido cítrico 3% o ácido acético 1%. Enjuagar y volver a lavar con champú. Secar preferiblemente con aire caliente. Controlar finalmente la contaminación con un monitor de radiación o con una muestra del mismo. Si persistiera, cortar el cabello. -Ojos: Lavar con agua tibia estéril, suero salino o ácido bórico al 2%, preferiblemente con frasco lavaojos durante 15 minutos como mínimo, comenzando por la parte exterior de los párpados y después, separando bien éstos haciendo correr el líquido desde el ángulo interno al externo para no contaminar el lacrimal. Existe, junto a la puerta de la instalación, un lavabo lavaojos que puede ser usado para este fin. -Mucosas, fosas nasales y boca: se utilizará NaCl (8%) o jabón ácido líquido, procurando no tragar nada. Con un cepillo de dientes se lavarán los dientes y encías. -Garganta: gárgaras con agua oxigenada diluida. (4%) - Oídos: Se utilizará una jeringa. 9.2.2 Descontaminación interna Pueden existir tres vías de contaminación interna: absorción (percutánea y heridas abiertas), inhalación o ingestión. Es muy importante saber con precisión qué vía de contaminación es la ocurrida, en qué momento, qué isótopo es el causante y cuánta actividad estaba manejando la persona afectada. Una vez que el isótopo se incorpora, generalmente en primer lugar se deposita en la entrada (mucosas, tubo digestivo, pulmón...), luego pasa a la sangre y finalmente se incorpora al posible órgano crítico. La actuación, en cualquier caso guiada por el Supervisor Principal o un miembro responsable del IBGM, dependerá del momento del accidente, tipo de vía de entrada del radioisótopo, radio nucleido incorporado, estado físico y químico y actividad aproximada incorporada: +Si hay heridas: - Se someterá la herida a un chorro de agua a presión hasta que sangre. - Se monitorizará la contaminación. - Se lavará la herida con agua oxigenada o suero fisiológico - Se aplicará un antiséptico y pomada antibacteriana. - Se cubrirá para evitar la infección y posible dispersión de restos de contaminación. +Si se ha producido una contaminación interna: Se intentará reducir la absorción mediante lavado de estómago, bloqueo de la actividad intestinal y aceleración del tránsito intestinal y se favorecerá la eliminación del contaminante aumentando la diuresis o provocando vómitos o expectoración. Se buscará facilitar la eliminación formando complejos, diluyendo con gran cantidad de isótopos no reactivos (siempre que no sea tóxica la cantidad) o modificando el metabolismo del órgano crítico. En cualquier caso se consultará con un servicio médico apropiado lo antes posible para realizar estas prácticas o seguir sus consejos. 9.3 NOTAS IMPORTANTES Dadas las características de esta instalación radiactiva, es prácticamente imposible sobrepasar las dosis anuales equivalentes legalmente establecidas, sin embargo conviene reflejar en el presente reglamento lo siguiente: La Guía de Seguridad nº 7.5 del CSN (Consejo de Seguridad Nuclear) recopila las actuaciones a seguir en el caso en que se produzca una situación de accidente en la cual una persona haya podido recibir real o potencialmente una dosis por irradiación externa y/o contaminación interna que, en principio, pudiera sobrepasar en una exposición única, los límites de dosis establecidos en la legislación española (50 mSv/año para la dosis equivalente efectiva, 150 mSv/año para el cristalino y 500 mSv/año para cualquier otro órgano aislado). En dicha guía se especifica que es de obligado cumplimiento la notificación inmediata por parte del Supervisor Principal al CSN del accidente (en un plazo máximo de 24 horas). También relaciona las actuaciones a seguir en el lugar del suceso, los datos a recopilar sobre la persona afectada y la forma de proceder para su traslado. Existen 9 centros médicos autorizados de tratamiento de irradiados y contaminados. Ocho de ellos están en las 8 Centrales Nucleares españolas. El noveno es el Centro de Radioprotección del Hospital Gregorio Marañón c/ Ibiza nº 45 –Madrid-.Tfno 91-586 80 00 ext 8180. Éste es el Centro al que se acudirá en última instancia para el tratamiento de las personas irradiadas/contaminadas en el caso en que se sospeche que pueden sobrepasar los límites de dosis establecidos en la legislación española. 10. PROGRAMA DE INSPECCIONES, CALIBRACIONES Y VERIFICACIONES PERIÓDICAS 10.1 Inspecciones Periódicas De conformidad con el artículo 43 del Real Decreto 1836/1999 por el que se aprueba el Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas el personal facultativo que designe el Ministerio de Industria y Energía (actualmente competencia transferida a la Consejería de Economía y Empleo de la Junta de Castilla y León) y el Consejo de Seguridad Nuclear, junto con los expertos que consideren necesarios, podrán efectuar sin previo aviso una inspección a las instalaciones radiactivas. Es obligación del Titular de la Instalación (es decir, de la Universidad de Valladolid y del Instituto de Biología y Genética Molecular y, por tanto de todos los usuarios de la Instalación Radiactiva, en especial del Supervisor principal): - Permitir y facilitar el acceso de los inspectores al Centro y a las dependencias de la Instalación Radiactiva (Instalación Principal y Laboratorios Autorizados). - Poner a disposición de los inspectores toda la información, documentación de personas y equipos y todos los elementos precisos para el cumplimiento de sus funciones. - Facilitar la colocación del equipo de instrumentación necesario para realizar las comprobaciones y pruebas oportunas. - Permitir la toma de muestras para realizar los análisis y comprobaciones pertinentes. El Titular de la Instalación representado por el Supervisor Principal será invitado a presenciar la inspección y a firmar el acta de la cual se le entregará una copia. 10.2 Verificaciones y calibraciones de los equipos de medida 10.2.1 Calibración del contador de centelleo: El Contador de Centelleo situado en la Instalación será calibrado periódicamente por el Supervisor de la Instalación, utilizando las fuentes radiactivas de referencia (3H y 14 C) suministradas por el fabricante y de acuerdo a los protocolos de calibración reflejados en los manuales del aparato. La Instalación Radiactiva mantendrá un registro de las calibraciones efectuadas. 10.2.2 Verificación y calibración de los detectores de contaminación y radiación: De acuerdo con lo establecido en la circular CSN/SRO/CIRC-13 del Consejo de Seguridad Nuclear, se realizará el siguiente Programa de Calibración y Verificación: - Equipo : monitor de contaminación tipo Geiger-Müller portátil con sonda estándar y sonda de alta sensibilidad. Marca: IMPO Modelo: RM3 Nº de serie: 0001 - Equipo de sustitución : monitor de contaminación tipo Geiger-Muller portátil con sonda estándar. Marca: minimonitor Modelo: series900 minimonitor Nº serie: 0508765 10.3 Plan de verificaciones Cada día que se utilice el monitor de contaminación: a) Inspección visual: comprobación del buen estado de conservación del equipo (ausencia de golpes, roturas o deformaciones) b) Verificación del estado de carga de las baterías: encendido del aparato y comprobación de que la escala señala el estado de carga correcto, procediendo a sustituir las baterías en el caso de bajo nivel de carga de las mismas. c) Verificación de componentes e indicaciones electrónicas: encender el equipo y ver las indicaciones de la pantalla, comprobar la medida con radiación ambiental (cercana a cero) y la ausencia de oscilaciones injustificadas en la misma. d) Verificación de las partes fácilmente accesibles y/o visibles: -accionamiento preciso de los conmutadores de encendido y selectores de escala. -contactos y aislamientos en buen estado. -ausencia de sulfatación ni rotura de las baterías. Trimestralmente: e) Comprobación de la normal lectura del monitor aproximando la sonda a un vial conteniendo 32 P abierto. Dicha operación deberá ser realizada por el Supervisor de la Instalación Radiactiva. Bianualmente: Las operaciones de calibración serán realizada en un Laboratorio Oficialmente reconocido y acreditado (normalmente el CIEMAT), al menos una vez cada dos años. Los monitores serán enviados al Laboratorio de calibración consecutivamente para asegurar la permanencia de un monitor en la Instalación Radiactiva. En cualquier caso se cuenta con el monitor de sustitución de la Instalación Radiactiva de la Facultad de Medicina, de la cual se ha escindido la presente instalación. 10.4. Registro Las verificaciones periódicas serán anotadas en libro de operaciones. Los certificados de Calibración de Laboratorios externos serán, así mismo, conservados en la Instalación junto con el resto de la documentación de cada equipo. El Supervisor Principal evaluará la validez del aparato para su uso según indicaciones del certificado. 11. PLAN DE EMERGENCIA 11.1 Identificación de accidentes previsibles: 1) Contaminaciones externas: - De superficies de trabajo y pavimento. - De material de Laboratorio. - Ropa de Trabajo. - Personas. 2) Contaminaciones personales internas. - Inhalación. - Penetración por heridas o mucosas. - Ingestión. 3) Incendio. 11.2 Línea de autoridad: Cualquier incidencia que ocurra en la instalación y que afecte a la seguridad de la misma y a las normas de protección radiológica será comunicada inmediatamente al Supervisor responsable de la Instalación, para que determine las acciones a seguir a fin de recuperar los niveles radiológicos de seguridad exigidos en la instalación, así como mitigar sus consecuencias. De encontrarse solos, los Operadores (o en su defecto los usuarios habituales) quedan autorizados para detener el funcionamiento de la instalación si, a su juicio, por alguna anomalía en su funcionamiento, quedan reducidas las condiciones de seguridad de la misma, debiendo localizar en el menor tiempo posible al Supervisor para que adopte las medidas definitivas. 11.3 Planes establecidos para hacer frente a los accidentes Contaminaciones externas: Se procederá según lo reflejado en el apartado 9.2.1 de este Reglamento. Contaminaciones internas: Se procederá según lo reflejado en el apartado 9.2.2 de este Reglamento. Incendio: En caso de incendio, con el fin de disminuir riesgos, se procederá de forma inmediata a evacuar la zona afectada y la circundante, tomando las medidas adecuadas para que sea mínima la dispersión de material radiactivo. Así mismo, se intentará conseguir su extinción con los propios medios de la instalación, dándose aviso simultáneamente al servicio público contra incendios. La actuación del mismo será asesorada en todo momento por los responsables de la Instalación. La ocurrencia de un accidente de esta magnitud será puesta en conocimiento de las autoridades competentes y del Consejo de Seguridad Nuclear en el plazo más breve posible. Finalizada la extinción, se procederá a un control de la posible contaminación de las personas que en ella hayan intervenido y se dispondrá, en su caso, de forma urgente, su descontaminación o el tratamiento adecuado. Se procederá, así mismo, a descontaminar la zona. Simultáneamente se recogerán los datos relevantes necesarios para la redacción del preceptivo informe al Consejo de Seguridad Nuclear, en el que figurará una estimación del riesgo recibido por los afectados. Para la extinción de incendios, la Instalación dispone de un extintor de polvo situado en el pasillo de la tercera planta, junto a la puerta del laboratorio E-1. La evacuación de la Instalación se realizaría bien a través del pasillo de la tercera planta, bien por la escalera principal o la de servicio. 11.4 Datos fundamentales que se recogerán durante una emergencia. Superada la situación de emergencia, se procederá a recoger los siguientes datos para su transmisión a los organismos competentes: - Descripción del tipo de accidente. - Fecha y hora en que se ha producido. - Identificación del motivo probable del incidente o accidente. - Personas que han intervenido en la emergencia. - Personas ajenas a la instalación y presentes durante la misma. - Informe médico sobre reconocimientos clínicos, análisis efectuados y posibles lesiones. - Niveles de radiación y contaminación originados. - Duración estimada de la exposición. -Dosis equivalentes individualizadas estimadas o medidas. - Enumeración de las medidas adoptadas. - Relación de la instrumentación y material utilizado en la solución de la emergencia. - Identificación y forma de control de los residuos radiactivos. - Tratamiento de los residuos radiactivos producidos. -Medidas adoptadas en cuanto al funcionamiento futuro de la instalación. El envío del informe se registrará en el Diario de Operación y se reseñará, igualmente, en el Informe Anual de la misma. En Valladolid a 15 de enero de 2007 VºBº José Ramón López Jesús Fernández Gutiérrez Director del IBGM Supervisor Principal NOTA.- Los responsables de la Instalación (Supervisor Principal con el visto bueno del Director del IBGM), serán los encargados de revisar y actualizar el presente Reglamento, modificando o introduciendo los cambios que se estimen necesarios de acuerdo a la legislación vigente y a las necesidades futuras del Servicio. C/ Sanz y Forés s/n 47003 Valladolid (Spain) Telf: 983-184800 Fax: 983-184801 http://www.ibgm.med.uva.es SOLICITUD PARA USUARIO DE LA INSTALACIÓN RADIACTIVA DEL IBGM D/Dña.: ____________________________________________________________ e-mail: ____________________________________Tfn______________________ Grupo de Investigación: _______________________________________________ Cargo que ocupa: ____________________________________________________ SOLICITA que D/Dña: _________________________________________________________ NIF:________________________ e-mail___________________________________ Tlf.______________________ Sea admitido/a como usuario/a de la Instalación Radiactiva al estar adscrito a dicho Grupo en calidad de: _________________________________________________ El Solicitante y el Candidato a usuario poseen copia (o acceso a copia) del Reglamento y normativa de Funcionamiento y del Plan de Emergencia de la Instalación Radiactiva del IBGM, han leído íntegramente estos documentos y se comprometen a cumplir la normativa de dicho reglamento. El SOLICITANTE EL CANDIDATO A USUARIO Fdo.: ________________ Fdo.: ____________________ D/Dª__________________________________________Supervisor/a Instalación Radiactiva del IBGM (IRA 2832), de AUTORIZA la a ________________________________como Usuario/a de la Instalación Radiactiva. En Valladolid a El Supervisor Fdo:____________________ de de 20____ VºBº El Director del IBGM Fdo.:_____________________ GESTION DE RESIDUOS FECHA ACTIVIDAD QUE CAUSA BAJA (en µCi) RADIONUCLEIDO y PRODUCTO LOTE (Imprescindible) USUARIO LABORATORIO VERTIDO (indicar la actividad específica) ACONDICIONADO PARA SU RETIRADA (Sólo mixtos o alta actividad) FECHA ACTIVIDAD EXTRAIDA (en µCi) RADIONUCLEIDO y PRODUCTO LOTE (Imprescindible) USUARIO LABORA TORIO SE EMPLEARÁ PARA: (Breve descripción del uso) Instituto de Biología y Genética Molecular UNIVERSIDAD DE VALLADOLID Instituto de Biología y Genética Molecular C/ Sanz y Forés, s/n 47011 Valladolid (Spain) Telf: 983-184801 Fax: 983-184800 CONSEJO SUPERIOR DE INVESTIGACIONES UNIVERSIDAD DE VALLADOLID INSTALACIONES RADIACTIVAS DEL IBGM SOLICITUD DE RESERVA DE ENTRADA DE MATERIAL RADIACTIVO (Pedidos) IRA: 2832 (Nueva) GRUPO DE INVESTIGACIÓN: PRODUCTO QUE SE QUIERE PEDIR: ISÓTOPO CON QUE ESTA MARCADO: ACTIVIDAD: (en microcurios) FECHA: NOTAS.La solicitud de reserva de entrada caduca a los 15 días si no se ha realizado el pedido. - INSTALACIONES RADIACTIVAS DEL IBGM SOLICITUD DE RESERVA DE ENTRADA DE MATERIAL RADIACTIVO (Pedidos) IRA 1340 (Medicina) NOMBRE DE USUARIO: La dirección de entrega de los pedidos de radiactividad deberá especificarse claramente y será el supervisor quien los reciba y dé de alta. C/ Sanz y Forés, s/n 47011 Valladolid (Spain) Telf: 983-184801 Fax: 983-184800 CONSEJO SUPERIOR DE INVESTIGACIONES IRA: 2832 (Nueva) IRA 1340 (Medicina) NOMBRE DE USUARIO: GRUPO DE INVESTIGACIÓN: PRODUCTO QUE SE QUIERE PEDIR: ISÓTOPO CON QUE ESTA MARCADO: ACTIVIDAD: (en microcurios) FECHA: NOTAS.La solicitud de reserva de entrada caduca a los 15 días si no se ha realizado el pedido. - La dirección de entrega de los pedidos de radiactividad deberá especificarse claramente y será el supervisor quien los reciba y dé de alta.