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Figura 1 Efectos determinísticosCuando se irradia todo el cuerpo se presenta el llamado síndrome o enfermedad por radiació...
Para las dosis encima de 100 mSv o para tasas de dosis altas, el riesgo de muerte por cáncer esbastante bien conocido a pa...
(3) La exposición individual a todas las fuentes susceptibles de control está sujeta a los límites dedosis y a algún contr...
Hay, no obstante, varias situaciones dónde las técnicas formales, como el análisis costo-beneficio,pueden proporcionar una...
Contaminación personal externa e internaCuando la contaminación está en un ambiente no controlado, puede entrar inadvertid...
LEGISLACIÓNEn respuesta al riesgo potencial presentado por los NORM, muchos países han empezado adesarrollar regulaciones ...
Art. 3º.- A efectos de la presente ley se entiende por residuo radiactivo todo material radiactivo,combinado o no con mate...
Para el cálculo de la exposición de los trabajadores se deben conocer, además de esas tasas de dosis,la fracción del tiemp...
Legislación en otros paísesEn la mayoría de los países son aceptados los Estándares Básicos de Seguridad del OrganismoInte...
En su Canadian Guidelines for the Management of Naturally Occurring Radioactive Materials(NORM) del 2000, se establece un ...
Si bien el valor límite de tasa de exposición es uniforme (50 µR/h), los niveles de actividad varíanentre 5 y 30 pCi/g de ...
1990 Recommendations of the Internatinal Commmission on Radiological Protection, ICRPpublication 60, Pergamon Press.Normas...
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  1. 1. MATERIALES RADIACTIVOS DE OCURRENCIA NATURAL (NORM)RIESGO AMBIENTAL Y LEGISLACIONEduardo ScarnichiaCentro Atómico Bariloche, Comisión Nacional de Energía AtómicaSinopsisLos materiales NORM pueden ser perjudiciales para los seres humanos, afectando a los trabajadoresdirectamente y a los miembros del público a través de su dispersión ambiental.En esta presentación se describen los riesgos producidos por las radiaciones ionizantes, se comparala contribución de diferentes industrias extractivas y se enumeran los métodos para reducirlos.Se analiza la normativa nacional aplicable al trabajo con estos materiales, su transporte ydisposición como residuos. Y se hace una breve comparación con la legislación internacional.La industria del petróleo y el gas ha reconocido este riesgo, y aunque no existe una normativaespecífica sobre el tema, ha comenzado a realizar relevamientos en yacimientos y plantas,adelantándose a la legislación y demostrando su compromiso con la preservación del medioambiente y la seguridad del trabajo.IntroducciónLa presencia de materiales radiactivos naturales se verifica en todas las actividades humanas, entreellas las industriales, dentro de las cuales la industria del petróleo y el gas queda incluida como seindicó en el trabajo anterior.Los efectos biológicos de la radiación suelen clasificarse en determinísticos y estocásticos, losprimeros se producen a dosis altas y, por lo tanto no pueden ocurrir en el trabajo con materialesNORM. Los efectos determinísticos sólo son esperables en situaciones accidentales en la industrianuclear, y dentro de la industria en general por accidentes relacionados con fuentes radiactivasutilizadas para perfilaje, gamagrafía, aplicaciones médicas, esterilización, conservación dealimentos, etc. Todas estas fuentes son, por lo general artificiales, es decir, no tienen relación conlos materiales NORM. Debido a esto último y para completitud del tema se da a continuación unabreve descripción de ambos efectos.EFECTOS BIOLOGICOSEfectos determinísticosLos efectos biológicos de la radiación varían, dependiendo grandemente de la cantidad deexposición, la tasa de exposición, el área de cuerpo irradiada, el tipo de radiación y la variabilidadbiológica individual.Se requieren dosis relativamente grandes de radiación para producir los efectos determinísticos. Adosis altas, la magnitud de dosis apropiada es la dosis absorbida (Gy). Los factores de peso de laradiación, wR, y los factores de peso del tejido, wT, sólo son apropiados para dosis bajas.Al ionizar a la materia de que estamos compuestos, la radiación puede destruir moléculas; si estasmoléculas pertenecen a una célula y son importantes para su desempeño, la célula quedará dañada.Si la radiación ionizante daña un número suficiente de células, entonces los síntomas clínicosespecíficos serán evidentes. La mayoría de estos síntomas y efectos pueden ser clasificados comodeterminísticos. Un efecto determinístico es uno en que la severidad del efecto (su gravedad) esfunción de la dosis, y hay un umbral debajo del cual no hay ningún efecto clínicamente notable. Lafigura 2.1 ilustra esta relación. Esta curva muestra que a una cierta dosis el efecto es despreciable.Con los aumentos de dosis, el efecto aumenta hasta cierto punto donde se hace máximo.home principal volver al indice exit
  2. 2. Figura 1 Efectos determinísticosCuando se irradia todo el cuerpo se presenta el llamado síndrome o enfermedad por radiación, quese caracteriza por un grupo de síntomas que incluyen la diarrea y el vomito, náusea, la lasitud,hemorragias, emaciación, la infección y finalmente, muerte.La tabla 1 da una indicación de los niveles de dosis para ciertos efectos Inmediatos después de lairradiación del cuerpo entero en un período corto de tiempo. Si sólo se irradia parte del cuerpo serequerirán dosis más grandes para producir el mismo efecto.TABLA 1 DOSIS PARA EFECTOS BIOLOGICOS AGUDOSEfecto Dosis (Gy)No discernible 0.25Cambios en sangre, sin enfermedad 1.0Enfermedad por radiación, sin muerte 2.0Muerte del 50% de los irradiados 4.5Muerte del 100% de los irradiados 10.0Efectos EstocásticosLos principales efectos biológicos a largo plazo, en el caso de dosis pequeñas recibidas durante unperíodo largo de tiempo, son un incremento en el riesgo de cáncer y efectos hereditarios severos enla descendencia.CáncerLa inducción de cáncer es un efecto estocástico, en que la probabilidad del efecto es una función dela dosis, quizás sin umbral. La forma de la función de dosis-respuesta es incierta. Probablemente esde forma sigmoidea, pero se asume a menudo conservadoramente que es lineal a través del origen.Esto se ilustra en Figura 2.Figura 2 Efectos estocásticosAlgunos órganos son más sensibles a la inducción de cáncer que otros. Las sensibilidades para losdiferentes órganos vienen dadas por los factores de peso del tejido. Todos los cánceres inducidospor radiación tienen algún período latente (2 a 30 años) antes de que aparezcan.home principal volver al indice exit
  3. 3. Para las dosis encima de 100 mSv o para tasas de dosis altas, el riesgo de muerte por cáncer esbastante bien conocido a partir de las observaciones de los sobrevivientes de la bombas atómicas enHiroshima y Nagasaki. Los organismos internacionales como ICRP y UNSCEAR cuantifican esteriesgo aproximadamente como de 10 por 100 Sv-hombre.A dosis más bajas, o a tasas de dosis bajas, la situación está mucho menos clara. Sin embargo,parece que el riesgo es un factor dos más bajo. La mayoría de los grupos recomienda usar un valorde cinco fatalidades de cáncer latentes por cien Sv-hombre a dosis menores de 100 mSv. Estosignifica que si se expusieran 10.000 personas a una dosis total de 10 mSv en un período corto detiempo, cinco de ellas, podrían morir en años siguientes debido a un cáncer inducido por esa dosis.Sin embargo, en esa población de 10.000, podrían esperarse en el futuro que aproximadamente1,900 personas murieran del cáncer inducido por otros mecanismos.Debe reconocerse que está aumentando la opinión que el riesgo a bajas dosis y tasas de dosis essignificativamente más bajo que este 5% por Sv-hombre, y puede ser de hecho cero.Efectos genéticosLa epidemiología no ha detectado efectos hereditarios de radiación en los humanos, con un grado deconfianza estadísticamente significante. No puede haber ninguna duda no obstante, sobre laexistencia de efectos hereditarios en los humanos. La estimación por consiguiente se basa en laexperimentación genética con una amplia gama de organismos y en estudios celulares. Con estaperspectiva, UNSCEAR estima el riesgo de desórdenes clínicamente importantes que aparecen en ladescendencia de la primera generación de padres expuestos en 0.2-0.4 10-2por Sv en el segmentoreproductor de la población.REVISIÓN DE LOS PRINCIPIOS DE PROTECCION RADIOLOGICADos documentos muy importantes respecto a protección de la radiación son las recomendaciones dela Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP), y las Normas de Básicas SeguridadInternacionales para Protección contra la Radiación Ionizante y la seguridad de Fuentes deRadiación. Publicado en 1990 (BSS), las últimas recomendaciones de ICRP se contienen en ICRP60. Las BSS se prepararon conjuntamente por la Organización de Alimentos y Agricultura de lasNaciones Unidas, la IAEA, la Organización Internacional del Trabajo, la Agencia de EnergíaNuclear de la Organización para el Co-funcionamiento Económico y Desarrollo, la OrganizaciónPanamericana de Salud y la Organización Mundial de la Salud. Se publicaron en 1996 por el IAEAcomo la Serie de Seguridad No. 115 (SS-115). El material presentado aquí es consistente con losdos documentos.En el ámbito nacional el organismo competente es la Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN),quedando estos principios reflejados en la Norma Básica de Seguridad Radiológica AR. 10.1.1.Criterios actuales de protección radiológicaEl sistema de protección de la radiación está incluido en las BSS de la IAEA y en la norma 10.1.1de la ARN, que se basan principalmente en las recomendaciones del ICRP.PrincipiosPara prácticas propuestas y continuas, el sistema de protección recomendado por ICRP esta basadoen los principios generales dados debajo:(1) Las prácticas deben producir el beneficio suficiente para compensar el daño por radiación queellas pueden causar (Justificación);(2) Respecto a cualquier fuente particular dentro de una práctica, la magnitud de la dosis individual,el número de las personas expuestas, y la probabilidad de exposiciones potenciales, debenmantenerse tan bajas como sea posible tenido en cuenta factores sociales y económicos (ALARA).Este procedimiento debe ser constreñido por restricciones a la dosis individual, o a restricciones delriesgo en el caso de exposiciones potenciales, para limitar la disparidad que podría resultar de losjuicios económicos y sociales inherentes (Optimización de la protección); yhome principal volver al indice exit
  4. 4. (3) La exposición individual a todas las fuentes susceptibles de control está sujeta a los límites dedosis y a algún control del riesgo a las exposiciones potenciales (Límites de dosis y de riesgo).JustificaciónNinguna práctica o fuente dentro de una práctica deben ser autorizadas a menos que la prácticaproduzca un beneficio suficiente a los individuos expuestos o a la sociedad para compensar el dañoque la radiación podría causar; es decir, a menos que la práctica esté justificada, teniendo en cuentalos factores pertinentes sociales, económicos y otros.Límites de dosisLa exposición normal de individuos estará restringida para que ni la dosis efectiva total ni la dosisequivalente total a determinados órganos o tejidos, causados por la posible combinación deexposiciones de prácticas autorizadas, exceda los límites especificados por la Autoridad.Límites de dosis individualesEstos límites de dosis recomendados por la ICRP. Son fijados de forma tal que cualquier exposicióncontinuada levemente superior a ellos produciría riesgos adicionales que serían vistos como“inaceptables” en circunstancias normales.Básicamente hay dos requisitos para fijar los límites de dosis. El primero es mantener las dosisdebajo del nivel del umbral para efectos determinísticos y el segundo es mantener el riesgo de losefectos estocásticos a un nivel tolerable. Los efectos estocásticos ocurren a dosis considerablementemás bajas y son la base para la limitación de dosis. Los límites de dosis recomendados por ICRP seresumen en tabla 2.Tabla 2 LÍMITES DE DOSISTrabajadores aPúblicodosis efectiva 20 mSv/a promediados en 5años consecutivos1 mSv por añodosis efectiva máxima en un año 50 mSvdosis equivalente anual: Cristalino 150 mSv 15 mSvPiel 500 mSv 50 mSVaRestricciones adicionales se aplican a la exposición profesional de mujeres embarazadas.Exposiciones potenciales y límites de riesgoNo todas las exposiciones ocurren como fueron previstas. Puede haber apartamientos accidentalesde los procedimientos planeados de operación, o los equipos pueden fallar. Tales eventos puedenpreverse y estimarse su probabilidad de ocurrencia, pero no pueden predecirse en detalle. El ICRPrecomienda que el daño individual y colectivo resultante de una exposición potencial (que nodebería ocurrir) tiene que ser incluido en el sistema de protección de la radiación. Los límites dedosis deben ser complementados por límites de riesgo que toman en cuenta la probabilidad deincurrir en una dosis y los efectos dañinos de esa dosis si fuera recibida.OptimizaciónLos términos “optimización de la protección", “exposiciones tan bajas como sea posible, tenido encuenta factores económicos y sociales”, y "ALARA " son conceptos idénticos dentro del sistema deICRP.Claramente, en la práctica, y en el funcionamiento día a día, habrá poca oportunidad de emprenderlos cálculos cuantitativos complejos para determinar lo que es óptimo, y los juicios profesionalespueden necesitar ser hechos cualitativa y, a veces, intuitivamente.home principal volver al indice exit
  5. 5. Hay, no obstante, varias situaciones dónde las técnicas formales, como el análisis costo-beneficio,pueden proporcionar una valiosa ayuda en la toma de decisiones. Su aplicación probablemente estálimitada a circunstancias dónde las decisiones son complejas y el gasto potencialmente grande.Restricciones de dosisSalvo las exposiciones médicas, la optimización de la protección y las medidas de seguridadasociadas con cualquier fuente particular dentro de una práctica deben estar sujetas a restriccionesde dosis que:(a) no excedan los valores apropiados establecidos por la autoridad para tal fuente ni valores quepuedan causar que se excedan los límites de dosis; y(b) aseguren, para cualquier fuente que pueda descargar substancias radiactivas al ambiente, que losefectos acumulativos de las descargas anuales de la fuente se restrinjan para que la dosis efectiva encualquier año a cualquier miembro del público, incluso las personas distantes de la fuente y laspersonas de futuras generaciones, sea improbable exceder cualquier límite de dosis pertinente,teniendo en cuenta las descargas acumulativas y las exposiciones esperadas por otras fuentes yprácticas bajo el control.El concepto de restricción de dosis pone un límite superior en la exposición de un individuo a unasola fuente. La restricción de dosis no reemplaza la optimización; más bien pone un techo a losniveles de dosis individual a ser considerado en la optimización de protección para esa fuente.Su propósito es triple:(1) para asegurar que el límite de dosis no se exceda cuando se suman las exposiciones de todas lasfuentes,(2) para evitar desigualdades individuales cuando los beneficios y los detrimentos están distribuidosirregularmente entre los individuos, y(3) para permitir a las autoridades reguladoras establecer una restricción de dosis para una fuenteparticular basado en el conocimiento de buena práctica.PREVENCION DE RIESGOSManejo del riesgo de irradiaciónUno de los principios importantes de protección de la radiación es la minimización de dosis delpersonal.La dosis recibida es el producto de la tasa de dosis y el tiempo exposición:Dosis = Tasa de Dosis x TiempoPor consiguiente, la radiación externa puede reducirse reduciendo la tasa de dosis, (blindando, omoviéndose a una distancia mayor de la fuente), o reduciendo el tiempo de permanencia cerca de lafuente.Manejo del riesgo de contaminaciónEs importante tener clara la distinción entre la radiación y la contaminación. La radiación es lapartícula o la energía emitida del material radiactivo (o los dispositivos generadores como lasmáquinas de la Radiografía) la contaminación es material radiactivo en un lugar no deseado. Lacontaminación puede presentarse de muchas formas incluso polvo, líquido, o gas.La contenciónNormalmente, el material radiactivo se mantiene en alguna clase de contención. Esta puede ser unfrasco, el revestimiento en un combustible nuclear o una cápsula de acero inoxidable especial.La contaminación generalmente ocurre cuando por alguna razón la contención se daña o se rompe.Una vez que la contaminación esta fuera de un ambiente controlado se puede extender rápida yfácilmente. Por consiguiente, el método básico de control es tener gran cuidado para mantener elmaterial radiactivo en un lugar conocido.home principal volver al indice exit
  6. 6. Contaminación personal externa e internaCuando la contaminación está en un ambiente no controlado, puede entrar inadvertidamente encontacto con las personas. Cuando es externa al cuerpo, es más una molestia que un riesgo, perotodavía exige ser localizada y limpiada. Sin embargo, es, cuando la contaminación ingresa dentrodel cuerpo que el riesgo es mucho mayor. Una vez dentro del cuerpo, los métodos de tiempo,distancia y blindaje no pueden aplicarse a reducir la dosis. Generalmente, el cuerpo se comprometea una cierta dosis hasta que el material sea excretado o hasta que disminuya a través deldecaimiento radiactivo. Por consiguiente, es importante prevenir que material radiactivo seaincorporado en el cuerpo. Las maneras en que pude incorporarse material radiactivo incluyeninhalación de polvos, gases o humos, ingestión vía, fumar, comer o beber con las manoscontaminadas, o incorporación a través de las heridas, rozamientos o cortes.Vestimenta de protecciónEl propósito general de la vestimenta de protección es impedir la contaminación de la personaexternamente o internamente. El nivel de protección requerido variará según el nivel del riesgo decontaminación. La ropa de protección puede variar desde un guardapolvo de laboratorio y guantes,cubiertas de varias capas, con una presión positiva, hasta un traje completo con respiraciónautónoma.Contaminación fija y removibleA menudo se hace una distinción entre la contaminación fija y removible sin definirlascuidadosamente. Se llama contaminación trasladable, removible, o no-fija a la que puede removersede una superficie durante el manejo normal. A la parte de ella que no es posible remover, se lallama contaminación fija. La contaminación fija no presenta riesgo de contaminación, pero si unriesgo de radiación. Por esta razón, se dan límites para la contaminación fija refiriéndose a una tasade dosis (mSv/h), mientras que los límites para la contaminación no-fija se expresan en actividadpor unidad de área (Bq/cm2).Areas controladasEl acceso restringido a una área particular proporciona un método básico de llevar a cabo el controlde irradiación y contaminación. Este método es particularmente útil en situaciones accidentales.Para la radiación, un área controlada mantiene a las personas alejadas de la fuente y controla elriesgo por distancia y tiempo. Para la contaminación, impide que las personas entren en contactocon material radiactivo suelto. Si hay sólo un punto dónde el personal se inspecciona a la entrada ysalida, se impide que el material radiactivo se extienda fuera del área. El personal también puedecontrolarse para asegurar que tienen la ropa de protección al entrar al área restringida.Programas de protección radiológicaEl programa de protección radiológica es un sistema de medidas para garantizar la salud yseguridad de los trabajadores y del público. También incluye las medidas a tomar con el objetivo deminimizar el impacto medioambiental. La naturaleza y magnitud de estas medidas se relaciona conla magnitud y probabilidad de exposiciones a la radiación. El programa de protección radiológicadebe establecerse para todos los aspectos de la actividad.Los componentes básicos del programa de protección involucran la dosimetría personal, el manejode material radiactivo, las mediciones de tasa de dosis y contaminación, las áreas controladas, etc.Además de los problemas rutinarios se deben considerar los problemas no rutinarios y lasemergencias.La confección y conservación de registros es un elemento importante de cualquier programa deprotección de la radiación. Las evidencias documentadas permiten saber si el programa estálogrando sus objetivos y también proporciona las indicaciones de tendencias y áreas dónde senecesitan mejoras. La documentación registrada es esencial para demostrar el cumplimiento con losrequisitos del regulador.home principal volver al indice exit
  7. 7. LEGISLACIÓNEn respuesta al riesgo potencial presentado por los NORM, muchos países han empezado adesarrollar regulaciones específicas, otros poseen legislación general que si bien se aplicaría a losmateriales NORM no es específica, ya que ha sido pensada para la actividad nuclear y aplicacionesmédicas e industriales de isótopos artificiales.Dentro de la legislación se pueden diferenciar dos aspectos: aquellos que se refieren a la disposiciónde los residuos, destinados a la protección del público y los que se refieren al resto de lasoperaciones, destinados a la protección del trabajador.Desde una perspectiva del costo, el cumplimiento con las regulaciones tiene el potencial deimpactar significativamente a la industria de petróleo, y otras industrias, particularmente si serequieren métodos especiales para la disposición y la limpieza de un número grande de sitios.Legislación NacionalTanto la Ley Nº 24.051 de Residuos Peligrosos Sancionada: Diciembre 17 de 1991 como la Ley25.612 de Gestión Integral de Residuos Industriales y de Actividades de Servicios (2002) excluyende su alcance a las sustancias radiactivas.En Argentina la actividad nuclear está regulada por varias leyes de las que seguidamente se dan lasprincipales características y se hacen algunos comentarios pertinentes.1) Ley Nacional de la Actividad Nuclear N° 24.804, Sancionada el 2 abril 1997Establece en su Art. 2º que la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA) ejerce laresponsabilidad de la gestión de los residuos radiactivos cumpliendo las funciones que le asigne lalegislación específica; mientras que el Art. 7º- La Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN) tendrá a sucargo la función de regulación y fiscalización de la actividad nuclear en todo lo referente a lostemas de seguridad radiológica y nuclear, protección física y fiscalización del uso de materialesnucleares.En el Art. 9º- Indica que toda persona física o jurídica para desarrollar una actividad nuclear deberáajustarse a las regulaciones que imparta la Autoridad Regulatoria Nuclear en el ámbito de sucompetencia y solicitar el otorgamiento de la licencia, permiso o autorización que lo habilite para suejercicio.2) El Decreto 1.390, 2 abril 1997, que reglamenta a la anterior, indica en Art. 2º.- que la CNEA, aefectos de asumir la responsabilidad de la gestión de residuos radiactivos que se le asigna,establecerá los requisitos de aceptación de residuos radiactivos de baja, media y alta actividad losque deberán ser aprobados por la ARN.Las tareas derivadas de la responsabilidad antes citada podrán ser efectuadas por la CNEA, poradministración o a través de terceros, quienes actuarán por cuenta y orden de dicho organismo.Toda persona física o jurídica que, como resultado del ejercicio de una actividad licenciada oautorizada por la ARN, genere residuos radiactivos o elementos combustibles irradiados deberáaportar recursos a la CNEA a efectos de que ésta pueda cumplir con la función de gestión deresiduos a su cargo. El generador de residuos será responsable del almacenamiento seguro de dichosmateriales, dentro del ámbito de la instalación a su cargo, debiendo cumplir para ello con lasdisposiciones que, a tales efectos, establezca la ARN. ...La gestión de residuos de baja actividadserá solventada por el generador de residuos radiactivos mediante el pago de la tarifa que a talesefectos determine la CNEA. Dicha tarifa deberá respetar los principios de razonabilidad y deproporcionalidad.3) Régimen de Gestión de Residuos Radiactivos, Ley N° 25.018, Sancionada: 23 septiembre 1998Art. 2º.- A efectos de la presente ley se entiende por Gestión de Residuos Radiactivos, el conjuntode actividades necesarias para aislar los residuos radiactivos de la biosfera derivadosexclusivamente de la actividad nuclear efectuada en el territorio de la Nación Argentina .....home principal volver al indice exit
  8. 8. Art. 3º.- A efectos de la presente ley se entiende por residuo radiactivo todo material radiactivo,combinado o no con material no radiactivo, que haya sido utilizado en procesos productivos oaplicaciones, para los cuales no se prevean usos inmediatos posteriores en la misma instalación, yque, por sus características radiológicas no puedan ser dispersados en el ambiente ...Este artículo quedaría modificado por la Convención Conjunta.Art. 10.- La CNEA a través del Programa Nacional de Gestión de Residuos Radiactivos (PNGRR)que se crea por esta Ley, deberá:a) Diseñar la estrategia de gestión de residuos radiactivos para la República Argentina ylugares sometidos a su jurisdiccióni) Establecer los procedimientos para la colección, segregación, caracterización, tratamiento,acondicionamiento, transporte, almacenamiento y disposición final de los residuos radiactivos.j) Gestionar los residuos provenientes de la actividad nuclear estatal o privada incluyendo losgenerados en la clausura de las instalaciones, los derivados de la minería del uranio, y los queprovengan de yacimientos mineros abandonados o establecimientos fabriles fuera de servicio.4) Convención Conjunta Sobre Seguridad en la Gestión del Combustible Gastado y SobreSeguridad en la Gestión de Desechos Radiactivos Aprobado por Ley Nº 25279, 31 Julio 2000 ...Esta Convención se aplicará también a la seguridad en la gestión de desechos radiactivos cuando losdesechos radiactivos provengan de aplicaciones civiles. Sin embargo, esta Convención no seaplicará a los desechos que contengan solamente materiales radiactivos naturales y que no seoriginen en el ciclo del combustible nuclear, a menos que estén constituidos por fuentes selladasen desuso o que la Parte Contratante los defina como desechos radiactivos a los fines de estaConvención.Por "desechos radiactivos" se entiende los materiales radiactivos en forma gaseosa, líquida o sólidapara los cuales la Parte Contratante o una persona natural o jurídica cuya decisión sea aceptada porla Parte Contratante no prevé ningún uso ulterior y que el órgano regulador controla como desechosradiactivos según el marco legislativo y regulatorio de la Parte Contratante.El texto, resaltado en negrita, de esta Ley debería prevalecer sobre las anteriores, por lo que losresiduos NORM en todas las industrias, excepto la minera del uranio, no estarían regulados. Hastael presente no hay una definición sobre los residuos NORM por la Parte Contratante (la RepúblicaArgentina, a través de la CNEA o la ARN).5) Norma AR 10.1.1. R3, de la ARN, Norma Básica de Protección Radiológica Aprobada porResolución del Directorio de la Autoridad Regulatoria Nuclear Nº 22/01 (Boletín Oficial Nº20/11/01)En el punto 2 (Alcance) indica que:Quedan exentos de esta norma y del control regulatorio, siempre que la Autoridad Regulatoria noentienda lo contrario, los siguientes casos:- Toda práctica en la que se pueda demostrar, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, que no esconceptualmente posible originar, durante un año, una dosis efectiva en los individuos másexpuestos superior a 10 microSv ni una dosis efectiva colectiva mayor que 1 Sv hombre.- Toda utilización de materiales radiactivos naturales a los cuales no se les haya incrementado,tecnológicamente, la actividad por unidad de masa.Si bien en la industria del petróleo y el gas los materiales radiactivos involucrados son naturales, losmismos han sufrido un proceso de concentración (al ser extraídos, cuando precipitan comoincrustaciones o barros o cuando se separa el propano) por lo que sólo quedarían exentos si cumplela primera condición. Demostrar ese cumplimiento no es tarea sencilla y requiere en primer lugar unanálisis general de la situación, que se efectúa a través de mediciones, para luego, si es necesario,evaluar su posible impacto en trabajadores y en el público.La medición se efectúa con equipos adecuados, mencionados en el trabajo precedente, adoptándose,generalmente, como límite para establecer la contaminación NORM una tasa de dosis de 0.5 µSv/hde acuerdo con las recomendaciones del API en su boletín E2 de 1992.home principal volver al indice exit
  9. 9. Para el cálculo de la exposición de los trabajadores se deben conocer, además de esas tasas de dosis,la fracción del tiempo de trabajo en que esos lugares están ocupados (factor de ocupación), elnúmero de trabajadores, procedimientos empleados en mantenimiento y remoción de equipos, etc.Para el cálculo de la exposición del público se deben estimar las liberaciones al ambiente de losmateriales NORM incluyendo masa, concentración y distribución temporal; se deben conocer lascaracterísticas dispersivas del medio, las características de la población, sus hábitos alimentarios, ylas tendencias futuras. Estos datos se procesan usando modelos de dispersión hídrica y atmosférica.Un esquema de lo anterior puede verse en la figura 3. (un código frecuentemente usado en estudiosde este tipo en EE.UU. es el RESRAD)Figura. 3La mayoría de los estudios de este tipo, por ejemplo dosis en trabajadores, disposición de residuospor dispersión en el terreno con concentraciones de hasta 2 Bq/g (una vez dispersos), fundición deequipos contaminados, han llegado a la conclusión de que las dosis producidas son despreciables;sin embargo, estas conclusiones son dependientes del sitio por lo que no se puede generalizar.A modo de ejemplo se indica en las tablas 3 y 4 la producción y las dosis correspondientes paraalgunas industrias extractivas, según el UNSCEAR 2000.TABLA 3 Liberaciones de radionucleidos de instalaciones típicas en el proceso de mineralesLiberaciones a la atmósfera[GBq/a]Liberaciones al agua [GBq/a]IndustriaProducc.[Kt/a] 238U 228Th 226Ra 222Rn 40K 238U 228Th 226Ra 222Rn 40KFósforo elemental 570 0.06 0.001 0.06 563 0.004 0.18 0.002 0.18 0.18 0.013Acido fosforico 700 0.07 0.002 0.09 820 0.008 336 8 737 - 654Generación Electri-ca por carbón (600Mwe)1350 0.16 0.08 0.11 34 0.27Ind. cemento 2000 0.2 0.05 0.2 157 0.4Arenas minerales 183a0.97 0.12 0.73 0.73 0.088 0.011 0.066 0.066Extracción depetróleo3500 540 217 174 174 174Extracción de gas 72000b500 2.7 32 32 32a Zirconio. b 106[m3/ a]TABLA 4 Máxima Dosis Efectiva por liberación de instalaciones típicas en el proceso de mineralesTasa de Dosis Efectiva Máxima [µSv/a]IndustriaIrradiación Externa Dispersión en Aire Dispersión en AguaFósforo elemental 130 2 < 0.4Acido fosforico 8 2000b2Generación Electri-ca porcarbón (600 Mwe)12 < 0.4 4Ind. cemento 5 < 0.4Arenas minerales 60 < 0.4 320Extracción de petróleo y Gas 2a< 0.4ba Dosis por inhalación de radón debido a relleno de terreno en área residencialb Valor inciertohome principal volver al indice exit
  10. 10. Legislación en otros paísesEn la mayoría de los países son aceptados los Estándares Básicos de Seguridad del OrganismoInternacional de Energía Atómica (BSS, IAEA). La AR 10.1.1. no difiere apreciablemente de losBSS, por lo que cabe esperar cierta concordancia en las normas. Sin embargo, existen diferenciasnotables en muchos países, aún entre los de la Comunidad Europea que han adoptado los BSS en elEuratom Council Directive No.96/29 “Basic Safety Standards for the Protection of the Health ofWorkers and the General Public Against the Dangers from Ionising Radiation”, que agrega en elTitulo VII dedicado a NORM “...Significante Incremento en la exposición debido a fuentesradiactivas naturales”. Algunas de esas diferencias se mencionan seguidamente.CanadáLa Canadian Nuclear Safety Commission (CNSC) no tiene ingerencia en los materiales NORM, porlo que los estados o regiones dictan sus propias reglamentaciones las que son homogeneizadas porel Canadian NORM Working Group.Figura 4home principal volver al indice exit
  11. 11. En su Canadian Guidelines for the Management of Naturally Occurring Radioactive Materials(NORM) del 2000, se establece un procedimiento, a juicio del autor, bastante coherente y explicitoque se resume en la figura 4.Las etapas indicadas en el diagrama de flujo, tienen las siguientes características:NORM Management (> 0.3 mSv/a)• Introducción de restricciones de acceso para trabajadores potencialmente expuestos.• Introducción de procedimientos para el manejo y transporte de material.• Cambios en los procedimientos de trabajo.Dose Management (>1 mSv/a )• Notificación al trabajador de la existencia de Fuentes de radiación.• Consideración de los procedimientos de trabajo y uso de indumentaria de protección paralimitar las dosis debidas a NORM.• Aplicación de controles de ingeniería cuando sea apropiado. Entrenamiento para controlar yreducir la dosis en trabajadores.• Introducción de un programa para estimar la dosis en trabajadores. Las dosis pueden serestimadas por la tasa de dosis en cada área de trabajo y el tiempo de ocupación en ellas o pordosimetría personal.• Información de las dosis de los trabajadores al Registro de Dosis Nacional Evaluaciónperiódica del sitio de trabajo para determinar los cambios en las condiciones y facilitar el cálculode dosis.Radiation Protection Management (> 5 mSv/a )• Introducción de un programa de protección radiológica formal• Inclusión de los trabajadores expuestos en un programa de dosimetría personal.• Provisión de equipos y vestimenta de seguridad, para reducir las dosis y la dispersión de lacontaminación.• Uso de controles ingenieriles y equipos de protección diseñados para reducir la dosis como searequerido.• Asegurar que no sea excedido el límite de 20 mSv/a.EE.UU.No existen regulaciones federales. Los estados individuales han promulgado reglas dirigidas a lagestión y disposición de los residuos NORM. En 1999, nueve estados tenían programas reguladorespara NORM, de ellos seis con niveles significantes de producción de petróleo y gas. Mientras elalcance de estas regulaciones está dirigido a cualquier industria productora de NORM, el énfasisprimario se pone en la industria de petróleo.Otras organizaciones han desarrollado guías para la regulación, entre ellas la Conference ofRadiation Control Program Directors (CRCPD), la Health Physics Society y la Interstate Oil andGas Compact Commission.En general las normas establecen(1) los niveles de exención o acción;(2) el licenciamiento de quienes posean, manejen o eliminen materiales NORM;(3) la liberación de equipos o tierra contaminados con NORM(4) la protección del trabajador; y(5) la disposición final de materiales NORM.Los niveles de acción que definen cuando deben manejarse los residuos como NORM varían segúnel estado. Éstos expresan los niveles típicamente por las concentraciones de actividad delradionucleido (en el picoCuries por el gramo, o pCi/g), los niveles exposición (en microrem porhora, o µR/h), los niveles de contaminación de superficies (en desintegraciones por minuto por 100centímetros cuadrados, o dpm/100 cm2), y flujo del radón (en el pico Curies por metro cuadrado porsegundo, o pCi/m 2 /s).home principal volver al indice exit
  12. 12. Si bien el valor límite de tasa de exposición es uniforme (50 µR/h), los niveles de actividad varíanentre 5 y 30 pCi/g de radio. En la mayoría de los estados, el nivel es específico para Ra-226 o Ra-228, y excluye las concentraciones de fondo. Varios estados han establecido dos niveles de accióndependiendo en la tasa de emanación de radón; el nivel de acción es 5 pCi/g de radio total si la tasade emanación de radón excede 20 pCi/m 2 /s, y 30 pCi/g de radio total si la tasa de emanación deradón está por debajo de ese nivel.Alemania• Si la dosis anual de trabajadores o público se mantiene debajo de 1 mSv/a, no es necesario tomarninguna acción.• Si la dosis anual está en el rango de 1 y 6 mSv/a, se considera adecuado aplicar medidasconvencionales de seguridad e higiene. Usualmente se requieren investigaciones y decisionescaso por caso.• Si la dosis anual está arriba de 6 mSv/a, usualmente es necesario introducir un programaapropiado de protección radiológica. Investigaciones caso por caso pueden ayudar a reducir laexposición.Existen tres opciones básicas para transformar los niveles de dosis en un criterio numérico paraNORM.• Requerimientos de niveles de dosis solamente;• Requerimientos de niveles de referencia (actividad específica) para aquellas situaciones donde elnivel de dosis pudiera ser excedido, usando un juego de valores para cada tipo de lugar detrabajo o industria;• Requerimientos de niveles de dosis y un juego de niveles de referencia (actividad específica)que se aplicarían simultáneamente a todos aquellos lugares de trabajo e industrias para loscuales ese nivel de dosis pudiera posiblemente ser excedido.CONCLUSIONESLos materiales NORM pueden ser un riesgo para los trabajadores y el público, la industria delpetróleo y el gas ha reconocido este riesgo, y aunque no existe una normativa específica sobre eltema, ha comenzado a realizar relevamientos en yacimientos y plantas, adelantándose a lalegislación y demostrando su compromiso con la preservación del medio ambiente y la seguridaddel trabajo.Sería deseable, desde el punto de vista de la industria, una legislación específica que permitaestablecer fácilmente los niveles de exención, niveles de acción, acciones de remediación,almacenamiento, transferencia, etc.También se requiere una mayor caracterización del problema, especialmente en lo referente altérmino fuente, sus volúmenes y concentraciones para permitir una estimación adecuada del riesgo.Con ese fin sería deseable que los datos existentes en el ámbito estatal y en las empresas se agrupenpara realizar estimaciones estadísticamente significantes.BIBLIOGRAFÍAAmerican Petroleum Institute, 1992, Bulletin on Management of Naturally Occurring RadioactiveMaterials (NORM) in Oil and Gas Production, API Bulletin E2, Washington, D.C.American Petroleum Institute, 1996, A Naturally Occurring Radioactive Materials (NORM)Disposal Cost Study, API Publication 7100, Washington, D.C.Report of the United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation to theGeneral Assembly, United Nations, 2000.home principal volver al indice exit
  13. 13. 1990 Recommendations of the Internatinal Commmission on Radiological Protection, ICRPpublication 60, Pergamon Press.Normas de Básicas Seguridad Internacionales para Protección contra la Radiación Ionizante y laseguridad de Fuentes de la Radiación, IAEA, Vienna,1996Ley Nacional de la Actividad Nuclear N° 24.804, Sancionada el 2 abril 1997Decreto reglamentario 1.390 de la Ley N°24.804, 2 abril 1997.Régimen de Gestión de Residuos Radiactivos, Ley N° 25.018, Sancionada: 23 septiembre 1998.Convención Conjunta Sobre Seguridad en la Gestión del Combustible Gastado y Sobre Seguridaden la Gestión de Desechos Radiactivos Aprobado por Ley Nº 25279, 31 Julio 2000Johnson R., Smith K., Quinn J., The application of adaptive sampling and analysis program (ASAP)techniques to norm sites, Argonne National Laboratory, October 1999S. Thierfeldt, W. Hake, K.H. Landfermann, C. Sangenstedt, R. Sefzig, G. Weimer, “TheRadiological Situation with Respect to NORM and Its Regulation in Germany”, en: Proceedings ofNORM-II Second International Symposium, November 10-13, 1998, Krefeld, Germany, paper V/4,pp.163-167Canadian Guidelinesfor the Management of Naturally Occurring Radioactive Materials (NORM),Prepared by the Canadian NORM Working Group of the Federal Provincial Territorial RadiationProtection Committee, First Edition, October2000.Evaluation of EPA’s Guidelines for Technologically Enhanced Naturally Occurring RadioactiveMaterials (TENORM), Report to Congress, EPA 402-R-00-01, June 2000.Naturally Occurring Radioactive Materials (NORM), Guidance document and summary of Stateregulations for NORM in Oil and Gas, Interstate Oil and Gas Compact CommissionSmith K., Blunt D., Arnish J., Potential radiological doses associated with the disposal of petroleumindustry NORM via landspreading, Argonne National Laboratory, December 1998.Tsurikov N., TENORM legislation - theory and practice (A REVIEW OF RELEVANT ISSUES),Background information for the presentation at the II International Symposium on TechnologicallyEnhanced Natural Radiation, Rio de Janeiro, Brazil, 12 - 17 September 1999.Norma Básica de Seguridad Radiológica, AR 10.1.1. R3, Autoridad Regulatoria Nuclear.Yu C. et al., A Computer Model for Analysing the Radiological Doses Resulting from theRemediation and Occupancy of Buildings Contaminated with Radioactive Materials, ArgonneNational Laboratory, 1994.home principal volver al indice exit

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