plan de manejo para el laboratorio de espectrometrÍa

PLAN DE MANEJO PARA EL LABORATORIO DE ESPECTROMETRÍA

GAMMA, LAS INSTALACIONES PARA ALMACENAMIENTO TEMPORAL

DE DESECHOS Y FUENTES RADIOACTIVAS EN DESUSO Y EL

LABORATORIO SECUNDARIO DE CALIBRACIÓN; UBICADO EN

INGEOMINAS SEDE CAN

DAVID ALEXANDER BOBADILLA REY

COD. 64995027

JOHN JAIME PEÑA ANDRADE

COD. 64990015

UNIVERSIDAD LIBRE

FACULTAD DE INGENIERÍA

BOGOTÁ

2005

PLAN DE MANEJO PARA EL LABORATORIO DE ESPECTROMETRÍA

GAMMA, LAS INSTALACIONES PARA ALMACENAMIENTO TEMPORAL

DE DESECHOS Y FUENTES RADIOACTIVAS EN DESUSO Y EL

LABORATORIO SECUNDARIO DE CALIBRACIÓN DOSIMÉTRICA;

UBICADO EN INGEOMINAS SEDE CAN

PROYECTO No.

343-464

DAVID ALEXANDER BOBADILLA REY

COD. 64995027

JOHN JAIME PEÑA ANDRADE

COD. 64990015

PROYECTO DE GRADO PRESENTADO COMO PRERREQUISITO PARA

OBTENER EL TITULO DE INGENIERO AMBIENTAL

DIRECTOR:

SONIA LUCIA GUERRA LEMOINE

UNIVERSIDAD LIBRE

FACULTAD DE INGENIERÍA

BOGOTÁ - 2005

TABLA DE CONTENIDO

INTRODUCCIÓN 1 1. OBJETIVOS 2 1.1 OBJETIVO GENERAL 2 1.2 OBJETIVOS ESPECIFICOS 2 2. ALCANCE 4 3. ORGANIZACIÓN Y RESPONSABILIDAD 5 3.1 ENTIDAD 5 3.1.1 Política institucional del Instituto Colombiano de Geología y Minería (INGEOMINAS)

5

3.1.2 Política Ambiental Corporativa. 5 3.1.3 Misión y Visión de la institución. 9 3.2 PERSONAL 9 3.2.1 Laboratorio de Espectrometría Gamma. 9 3.2.2 Instalaciones para Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radioactivas en Desuso.

9

3.2.3 Laboratorio secundario de Calibración Dosimétrica. 10 3.3 RESPONSABILIDADES 10 3.3.1 Laboratorio de Espectrometría Gamma. 10 3.3.2 Instalaciones para Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes en Desuso.

10

3.3.3 Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica. 11 4. LOCALIZACIÓN DE LOS LABORATORIOS 12 4.1 LABORATORIO DE ESPECTROMETRÍA GAMMA 12 4.2 INSTALACIONES PARA ALMACENAMIENTO TEMPORAL DE DESECHOS Y FUENTES RADIOACTIVAS EN DESUSO

12

4.2.1 Imágenes de las zonas controladas. 14 4.3 LABORATORIO SECUNDARIO DE CALIBRACIÓN DOSIMÉTRICA 15 4.3.1 Clasificación de Áreas. 16 4.3.2 Imágenes de las zonas supervisadas. 18 4.3.3 Imágenes de las zonas controladas. 19 5. DESCRIPCIÓN AMBIENTAL DEL ÁREA DE INTERÉS 20 5.1 LOCALIZACIÓN SEDE CAN 20 5.2 AREA DE INFLUENCIA 21 5.2.1 Área de influencia directa. 21 5.2.2 Área de influencia indirecta. 21 5.3 COMPONENTE SUELO 22 5.3.1 Componente Geoesférico. 22 5.3.2 Geología. 23 5.3.3 Sismología. 24 5.3.4 Geomorfología. 25 5.4 COMPONENTE ATMOSFERICO 26 5.4.1 Aspectos climáticos y metereológicos. 26 5.4.2 Vientos. 26 5.4.3 Temperatura del aire. 27 5.4.4 Precipitación. 28 5.4.5 Nubosidad. 28 5.4.6 Brillo Solar 29

5.4.7 Humedad Relativa. 29 5.4.8 Evapotranspiración Potencial y Real. 29 5.5 COMPONENTE HIDRICO 30 5.5.1 Hidrología superficial. 30 5.5.2 Hidrología Subterránea. 30 5.5.3 Vertimientos. 30 5.6 COMPONENTE BIOTICO 30 5.7 COMPONENTE SOCIAL 31 6. DESCRIPCIÓN Y CARACTERÍSTICAS TÉCNICAS DE LOS LABORATORIOS

33

6.1 LABORATORIO DE ESPECTROMETRÍA GAMMA 33 6.1.2 Características Técnicas. 33 6.1.3 Equipos e Instrumentación de Medida Utilizados. 36 6.1.4 Procedimiento para el Análisis de Muestras por Espectrometría Gamma.

39

6.1.5 Precauciones de Seguridad. 45 6.1.6 Diagrama de Flujo del Laboratorio de Espectrometría Gamma. 45 6.2 INSTALACIONES PARA ALMACENAMIENTO TEMPORAL DE DESECHOS Y FUENTES RADIOACTIVAS EN DESUSO

47

6.2.1 Equipos. 47 6.2.2 Descripción de Actividades de las Instalaciones para Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes en Desuso.

49

6.2.3 Diagramas de Flujo. 67 6.3 LABORATORIO SECUNDARIO DE CALIBRACIÓN DOSIMETRICA 70 6.3.1 Objetivo. 70 6.3.2 Propósito de la Calibración. 70 6.3.3 Técnicas. 70 6.3.4 Equipos. 71 6.3.5 Sustancias Radioactivas Usadas como Patrón. 76 6.3.6 Procedimientos Desarrollados. 77 6.3.7 Diagramas de Flujo del Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica.

93

7. IDENTIFICACIÓN Y EVALUACIÓN DE LOS IMPACTOS AMBIENTALES PROVISTOS

98

7.1 METODOLOGIA UTILIZADA 98 7.1.1 Actividades Preparatorias. 98 7.1.2 Identificación de los aspectos/peligros e impactas/riesgos. 98 7.1.3 Registro de los aspectos/peligros e impactos/riesgos identificados. 99 7.1.4 Evaluación del Grado de Importancia. 99 7.1.5 Grado de Importancia. 100 7.1.6 Formatos. 102 7.2 LABORATORIO DE ESPECTROMETRÍA GAMMA 103 7.3 INSTALACIONES PARA ALMACENAMIENTO TEMPORAL DE DESECHOS Y FUENTES RADIOACTIVAS EN DESUSO

114

7.4 LABORATORIO SECUNDARIO DE CALIBRACIÓN DOSIMÉTRICA 130 8. PLAN DE MANEJO 143 8.1 MEDIDAS DE MANEJO 144 8.2 RESUMEN DE COSTOS 177 9. PLAN DE MONITOREO Y SEGUIMIENTO 178 9.1 OBJETIVOS 179 9.1.1 Generales. 179 9.1.2 Específicos. 179

9.2 CONTENIDO 180 9.3 OTRAS ACTIVIDADES DE MONITOREO Y SEGUIMIENTO 191 9.4 RESUMEN DE COSTOS 191 10. PLAN DE CONTINGENCIAS 192 10.1 GENERALIDADES. 192 10.1.1 Aspectos a considerar. 192 10.1.2 Análisis de Riesgos. 192 10.1.3 Área de influencia. 193 10.1.4 Evaluación de riesgo. 194 10.1.5 Contenido. 194 10.2 GUIA PREVENCION DE INCENDIOS 195 10.2.1 Aplicación y uso de extintores. 195 10.2.2 Localización de los equipos de extinción de incendios. 195 10.2.3 Como prevenir incendios. 196 10.2.4 Como actuar en caso de incendio. 197 10.2.5 Brigadas contra incendio. 198 10.3 ACONDICIONAMIENTO DE FUENTES DE RADIACIÓN SELLADAS EN DESUSO

199

10.3.1 Objetivo. 199 10.3.2 Planificación del acondicionamiento. 199 10.3.3 Procedimiento operacional. 200 10.3.4 Descontaminación de superficies y equipos. 202 10.4 PROCEDIMIENTO DE NEUTRALIZACIÓN PARA DERRAMES DE ACIDOS

204

10.4.1 Recomendaciones. 204 10.4.2 Tratamiento opcional. 204 11. DESMANTELAMIENTO Y ABANDONO 205 11.1 TECNICAS DE TROCEADO 206 11.1.1 Técnicas para el Hormigón. 206 11.1.2 Técnicas para los Metales. 206 11.2 TECNICAS DE DESCONTAMINACIÓN SUPERFICIAL 207 11.2.1 Selección y Clasificación de las Técnicas. 207 11.2.2 Decapado. 208 11.2.3 Chorreado. 208 11.2.4 Escarificación. 208 11.2.5 Frotación. 209 11.2.6 Cepillado. 209 11.2.7 Abrasión. 209 12. NORMATIVIDAD AMBIENTAL RELACIONADA 210 13. GLOSARIO 216 14. CONCLUSIONES Y RECOMENDACIONES 224 BIBLIOGRAFÍA 227 INFOGRAFÍA 231 ANEXOS ……

LISTA DE FICHAS

PMA-MMA-01 PROCEDIMIENTOS Y ELEMENTOS DE PROTECCIÓN RADIOLOGICA PERSONAL

145

PMA-MMA-02 SEGURIDAD FÍSICA DE LAS FUENTES 149 PMA-MMA-03 GESTIÓN DE RESIDUOS LIQUIDOS GENERADOS POR LA PREPARACIÓN DE MUESTRAS LIQUIDAS Y QUIMICOS RESIDUALES

153

PMA-MMA-04 ELEMENTOS DE SEGURIDAD INDUSTRIAL PARA EL AREA Y LOS EQUIPOS

156

PMA-MMA-05 MEDIDAS ESTRUCTURALES CON EL FIN DE SERVIR COMO BLINDAJE CONTRA LA IRRADIACIÓN EXTERNA

159

PMA-MMA-06 GESTIÓN DE RESIDUOS SÓLIDOS PELIGROSOS (MUESTRAS DESECHADAS)

162

PMA-MMA-07 FOMENTO DEL USO DEL SERVICIO 166 PMA-MMA-08 GESTIÓN DE RESIDUOS SÓLIDOS PELIGROSOS 169 PMA-MMA-09 SEÑALIZACIÓN 171 PMA-MMA-010 GESTIÓN DE RESIDUOS SÓLIDOS PELIGROSOS (PILAS)

174

PMA-PMS-01 PROGRAMA DE SEGUIMIENTO PARA LAS PERSONAS EXPUESTAS A RADIACIONES IONIZANTES

181

PMA-PMS-02 PLAN DE MONITOREO AMBIENTAL DE RADIACIONES IONIZANTES

184

PMA-PMS-03 PLAN DE SEGUIMIENTO DEL CUMPLIMIENTO DE NORMATIVIDAD

187

PMA-PMS-04 PLAN DE SEGUIMIENTO DEL CUMPLIMIENTO DEL PLAN DE MANEJO AMBIENTAL

189

LISTA DE FIGURAS

Figura 1. Imagen Laboratorio de Espectrometría Gamma. 12 Figura 2. Plano Almacén temporal de Fuentes en Desuso. 13 Figura 3. Imagen de la sala 1 IATDFRD. 14 Figura 4. Imagen de la sala 2 IATDFRD. 14 Figura 5. Imagen de la sala 3 IATDFRD. 14 Figura 6. Plano del Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica. 16 Figura 7. Esquema planta física del LSCD. 17 Figura 8. Imagen de la zona 4 del LSCD 18 Figura 9. Imagen de la zona 2 del LSCD 18 Figura 10. Imagen de la zona 5 del LSCD 18 Figura 11. Imagen de la zona 3 del LSCD 19 Figura 12. Imagen zona 1 del LSCD 19 Figura 13. Ubicación General Sede CAN 20 Figura 14.Radio de influencia a la calidad del aire. 21 Figura 15. Formaciones Geológicas de Sabana de Bogota. 22 Figura16. Perfil estratigráfico de INGEOMINAS CAN. 24 Figura 17. Rosa de Vientos. Aeropuerto El Dorado. 26 Figura 18. Variación de Temperatura (1984-2003) 28 Figura 19. Variación de la Nubosidad. 29 Figura 20. Organización Jerárquica. 32 Figura 21. Marco de Interferencia con el fondo natural. 35 Figura 22. Almacenamiento de fuentes. 37 Figura 23. Imagen Amplificador. 38 Figura 24. Diagrama de bloques de un analizador multicanal de altura de pulsos.

39

Figura 25. Imagen del Detector de Germanio Hiperpuro usado en el laboratorio.

42

Figura 26. Procedimiento para el Análisis de muestras por Espectrometría Gamma.

46

Figura 27. Dosímetro de alarma de lectura directa. 48 Figura 28. Procedimiento para gestión de desechos radiactivos 68 Figura 29. Clasificación de los residuos radiactivos. 69 Figura 30. Intensimetro Geiger Muller. 71 Figura 31. Tipos de Cámara de Ionización 72 Figura 32. Irradiador Beta. 74 Figura 33. Consola Irradiador Beta. 74 Figura 34. Filtros utilizados en la Calibración de Intensimetros Beta. 75 Figura 35. Manipulador de Fuentes de Referencia. 76 Figura 36. Dosímetro Farmer. Electrómetro de la cámara de ionización FARMER Mod.2570.

80

Figura 37. Disposición Fuente- Detector 81 Figura 38. Tamaño de campo de un colimador cónico 82 Figura 39. Colimadores en una unidad de Cobalto 60. 82 Figura 40. Sistema de posicionamiento del instrumento por medio de laceres 83 Figura 41. Montaje Experimental 85 Figura 42. Procedimiento de Recepción de un Intensimetro 93 Figura 43. Procedimiento de Calibración de Monitores Portátiles de Radiación

94

Figura 44. Procedimiento de Calibración de Intensimetros Beta 95 Figura 45. Procedimiento de Calibración de Dosímetro Clínico 96 Figura 46. Revelado 97 Figura 47. Estructura funcional del Plan de Manejo. 143

Figura 48. Dosímetro Personal 1. 146 Figura 49. Dosímetro Personal 2. 146 Figura 50. Trajes de seguridad. 148 Figura 51. Labores de blindaje. 148 Figura 52. Cámaras de Monitoreo. 152 Figura 53. Filtro de Gas Radón. 152 Figura 54. Riesgos Químicos. 154 Figura 55. Reactivo. 154 Figura 56. Imagen controles mecánicos de ingreso. 157 Figura 57. Imagen sensores de movimiento. 157 Figura 58. Imagen de luces de advertencia. 157 Figura 59. Señales reglamentarias 172 Figura 60. Señales informativas 172 Figura 61. Imagen de los puntos de medición del plan de monitoreo ambiental.

186

Figura 62. Localización y Señalización de extintores. 196

LISTA DE TABLAS

Tabla 1. Conformación del staff. 10 Tabla 2. Dirección y Velocidad de los vientos. 27 Tabla 3. Temperaturas Promedios. 27 Tabla 4. Identificación de especies en la sede CAN-Bogota. 31 Tabla 5. Especificaciones Técnicas de la Fuente de Alto Voltaje. 38 Tabla 6. Especificaciones Técnicas de la Computadora Personal. 38 Tabla 7. Clasificación de Fuentes en Desuso. 52 Tabla 8. Procedimientos operacionales para acondicionamiento de fuentes Tipo l

53

Tabla 9. Valores de contaminación en superficies 55 Tabla 10. Diagrama etiqueta modelo para los paquetes de residuos 55 Tabla 11. Inventario de fuentes. 57 Tabla 12. Actividad de los radionúclidos. 73 Tabla 13. Distancias de Calibración. 86 Tabla 14. Probabilidad de ocurrencia 100 Tabla 15. Gravedad 100 Tabla 16. Grado de importancia (probabilidad x gravedad) 101 Tabla 17. Plan de control basado en riesgos 101 Tabla 18. Formato AMB - 01: EPNR – Evaluación preliminar de niveles de riesgo

102

Tabla 19. Jerarquización de Actividades LEG. 103 Tabla 20. Valoración Preliminar de Posibles Impactos LEG. 105 Tabla 21. Identificación y Evaluación de Impactos y Riesgos Representativos LEG.

106

Tabla 22. Formato AMB - 01: EPNR – EVALUACIÓN PRELIMINAR DE NIVELES DE RIESGO LEG.

111

Tabla 23. Jerarquización de Actividades en el laboratorio IATDFRD. 114 Tabla 24. Valoración de los impactos IATDFRD. 116 Tabla 25. Identificación y Evaluación de Impactos y Riesgos Representativos IATDFRD.

117

Tabla 26. Otros tipos de medidas de la radiactividad. 122 Tabla 27. Sustancias Radiactivas incorporadas vía alimentación. 124 Tabla 28. Formato AMB - 01: EPNR – Evaluación Preliminar de Niveles de Riesgo IATDFRD.

126

Tabla 29. Jerarquización de Actividades LSCD. 130 Tabla 30. Valoración Preliminar de Posibles Impactos LSCD. 132 Tabla 31. Identificación y Evaluación de Impactos y Riesgos Representativos LSCD.

133

Tabla 32. Formato AMB - 01: EPNR – Evaluación Preliminar De Niveles De Riesgo LSCD

139

Tabla 33. Cuadro resumen de costos Plan de Manejo. 177 Tabla 34. Contenido de fichas de seguimiento y monitoreo. 179 Tabla 35. Resumen de costos Plan de Monitoreo y Seguimiento. 191 Tabla 36. Normatividad Ambiental. 210

LISTA DE ANEXOS

ANEXO 1. Matrices de Interacción Causa-Efecto LEG. ANEXO 2. Matrices Interacción Causa-Efecto IATDFRD. ANEXO 3. Matrices de Interacción Causa-Efecto LSCD. ANEXO 4. Estabilización/solidificación. ANEXO 5. Receptáculo para desechos radioactivos. ANEXO 6. Etiqueta sugerida para gestión de residuos radioactivos. ANEXO 7. Flujograma de Programa de Manejo de Residuos Especiales Sugerido a Nivel Institucional ANEXO 8. Preparación de muestras de mortero y su control. ANEXO 9. TABLA DE RADIONUCLIDOS. Constante Gamma y Periodo de Semidesintegración. ANEXO 10. Semiespesor para radiaciones de fuentes filtradas ANEXO 11. Calculo de la dosificación de cemento. ANEXO 12. Calculo del espesor de concreto mínimo necesario para obtener una tasa de dosis en contacto con la superficie del contenedor de 2mSv/h. ANEXO 13. Instructivo para el usuario (Toma de Muestras). ANEXO 14. Plano INGEOMINAS Sede CAN.

LISTA DE SIGLAS Y ABREVIATURAS

A.C. Antes de Cristo. Am-Be Americio-Berilio. ARP Administrador de Riesgos Profesionales. Ba Bario.

BAE Baja Actividad Específica. BI Bulto Industrial. Bi Bismuto.

CAN Centro Administrativo Nacional. Cd Cadmio. Co Cobalto. Cs Cesio.

DAMA Departamento Administrativo del Medio Ambiente. DFC Distancia-Fuente-Cámara. EPS Empresa Prestadora de Salud.

FWHM Ancho a Mitad de Altura. GM Intensimetro Geiger Müller.

GSNPR Grupo de Seguridad Nuclear y Protección Radiológica. GTN Grupo de Tecnologías Nucleares. HCl Acido Clorhídrico

HEPA HP Ge Detector Semiconductor Hiperpuro de Germanio. IAEA International Atomic Energy Agency

IASCOL Ingeniería Ambiental y Sanitaria de Colombia. ICRU International Commission of Radiation Units

IDEAM Instituto de Hidrología, Meteorología y Estudios Ambientales. INGEOMINAS Instituto Colombiano de Geología y Minería.

K Potasio. ka Kerma en Aire.

IATDFRD Instalaciones para el Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radioactivas en Desuso.

LEG Laboratorio de Espectrometría Gamma. LSCD Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica.

m.s.n.m. Metros sobre el nivel del mar. mR Mili Roentgen. mSv Mili Sievert. OCS Objetos Contaminados en su Superficie. OIEA Organización Internacional de Energía Atómica.

Pb Plomo. Ph Potencial de Hidrogeno.

PMA Plan de Manejo Ambiental. PSDL Laboratorios Patrones Primarios de Dosimetría (Traducido)

Pu Plutonio. Ra Radon.

S.O. Salud Ocupacional. SGA Sistema de gestión Ambiental.

SI Sistema Internacional de Unidades. SI Señales Informativas. SP Señales Preventivas. SR Señales Reglamentarias. Sr Estroncio. Ti Titanio.

TLD Detectores Termoluminiscentes. TLE Radiaciones de Baja Transferencia Lineal de Energía.

Nota de Aceptación

Presidente del Jurado Jurado Jurado

Bogotá, 13 de Julio de 2005

AGRADECIMIENTOS

Los autores expresan sus agradecimientos a: INGEOMINAS, por ofrecernos la oportunidad de realizar una investigación tan importante para obtener el titulo de Ingenieros Ambientales. Universidad Libre de Colombia por la formación profesional que nos brindaron. Sonia Lucía Guerra Lemoine, quien dirigió y asesoró de la mejor manera este proyecto de investigación, poniendo a nuestra disposición toda la información necesaria para desarrollar un trabajo acorde a las necesidades de INGOMINAS y propicio un ambiente de trabajo acogedor y lleno de oportunidades de aprender cada día mas profundizando en la temática de nuestro trabajo enviándonos a diversos cursos de actualización y capacitación. Guillermo Parrado junto con Lucila Bobadilla Hernández, quienes colaboron activamente con la logística y pusieron a nuestra disposición tanto equipos como espacios e información apropiados para desarrollar nuestro trabajo de la forma mas cómoda posible y fue de vital importancia en la agilización de procedimientos institucionales. Mary Peña, quien junto con Uriel Chica, Rubén Darío Quintero, Julio Duque y Fernando Mosos, proporcionaron la información necesaria de sus respectivos laboratorios de la forma más oportuna posible y pusieron a nuestra disposición su valiosa experiencia y preparación, en aras de desarrollar un excelente trabajo de investigación.

INSTITUTO COLOMBIANO DE

GEOLOGÍA Y MINERIA. INGEOMINAS

PROPUESTA No.

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UNIVERSIDAD LIBRE

INGENIERIA AMBIENTAL

PLAN DE MANEJO AMBIENTAL PARA EL LABORATORIO DE ESPECTROMETRÍA GAMMA, LAS

INSTALACIONES PARA ALMACENAMIENTO TEMPORAL DE DESECHOS Y FUENTES

RADIOACTIVAS EN DESUSO Y EL LABORATORIO SECUNDARIO DE CALIBRACIÓN DOSIMÉTRICA

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ELABORADO POR: REVISADO POR: APROBADO POR: JOHN JAIME PEÑA ANDRADE

DAVID ALEXANDER BOBADILLAREY SONIA LUCIA GUERRA LEMOINE

INTRODUCCIÓN

Desde 1999 como resultado del compromiso de las directivas y del acompañamiento de la Contraloría General de la Nación, se manifestó como necesario el empezar a compatibilizar el accionar del Instituto Colombiano de Geología y Minería (INGEOMINAS) con los componentes ambientales de su entorno. Entendiendo que éste proceso generaría exigencias que con el tiempo se harían más severas y restrictivas, se hizo indispensable diseñar e implementar el Sistema de Gestión Ambiental, en el cual se han elaborado planes de manejo ambiental por actividad, que busque una definitiva estructuración del componente ambiental en el qué hacer institucional que no solo responda a las crecientes exigencias de los entes de control sino que permita llevar a la entidad a un nuevo status de operación en donde la eficacia, eficiencia, efectividad, optimización, calidad y compatibilización con el medio ambiente serán las características de la actuación institucional y de los productos generados. A partir de este proceso y en colaboración con el Ministerio del Ambiente, Vivienda y Desarrollo Territorial surge el proyecto de elaborar el Plan de manejo Ambiental de las instalaciones nucleares, el cual se divide según la estructura de INGEOMINAS. Por esta razón, se elaboró este documento titulado Plan de manejo Ambiental para el Laboratorio de Espectrometría Gamma, las instalaciones para Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radioactivas en Desuso y el Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica; en el caso de los Laboratorios de Espectrometría Gamma y el Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica sus actividades que se llevan a cabo bajo la jurisdicción del Grupo de Tecnologías Nucleares (GTN), en su departamento de Laboratorios y las instalaciones para Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radioactivas en Desuso el cual pertenece al Grupo de Seguridad Nuclear y Protección Radiológica (GSNPR) ambos entes pertenecientes a INGEOMINAS y ubicados en la sede CAN.



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1. OBJETIVOS

1.1 OBJETIVO GENERAL Desarrollar el Plan de manejo ambiental para el Laboratorio de Espectrometría Gamma, las Instalaciones para Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radioactivas en Desuso y el Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica localizados en la sede CAN, pertenecientes a el Grupo de Tecnologías Nucleares y al Grupo de Seguridad Nuclear y Protección Radiológica del Instituto Colombiano de Geología y Minería -INGEOMINAS-, evaluando los aspectos e impactos ambientales que generan las operaciones desarrolladas dentro del mismo, para realizar el programa con las medidas de protección, prevención, mitigación, control y seguimiento, con el fin de cumplir las exigencias de la normatividad ambiental vigente y satisfacer las necesidades de la empresa contenidas dentro de su Política Ambiental, incluyendo Plan de seguimiento, Cronograma y Costos. 1.2 OBJETIVOS ESPECÍFICOS a. Realizar una descripción general de las instalaciones del Laboratorio de Espectrometría Gamma, las Instalaciones para el Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radioactivas en Desuso y el Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica, localizados en INGEOMINAS sede CAN. b. Describir, analizar y caracterizar el medio ambiente (físico, biótico y social) en el cual se desarrollan las actividades y operaciones para el Laboratorio de Espectrometría Gamma, las Instalaciones para el Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radioactivas en Desuso y el Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica. c. Identificar y evaluar los aspectos e impactos ambientales que se generan por la ejecución de las actividades y operaciones para el Laboratorio de Espectrometría Gamma, las Instalaciones para el Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radioactivas en Desuso y el Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica, estableciendo los más significativos. d. Diseñar y presupuestar los correspondientes programas de manejo ambiental con las medidas de prevención, corrección, compensación y mitigación de los impactos negativos generados por el desarrollo de las actividades y operaciones



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para el Laboratorio de Espectrometría Gamma, las Instalaciones para el Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radioactivas en Desuso y el Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica. e. Presentación de un plan de seguimiento y control ambiental que permita evaluar el desempeño del PMA para el Laboratorio de Espectrometría Gamma, las Instalaciones para el Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radioactivas en Desuso y el Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica, localizados en la Sede CAN, incluyendo cronograma y costos de implementación. f. Elaborar y presupuestar el Plan de Contingencia para las actividades y operaciones para el Laboratorio de Espectrometría Gamma, las Instalaciones para el Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radioactivas en Desuso y el Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica, propias de INGEOMINAS Sede CAN.



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2. ALCANCE

a. El Plan de manejo Ambiental (PMA), se elaboró bajo la lógica de optimizar y racionalizar el uso de los recursos naturales, desarrollando las medidas necesarias para prevenir, mitigar, controlar y eventualmente compensar los impactos negativos o potencializar los impactos positivos que puede generar las actividades desarrolladas en el Laboratorio de Espectrometría Gamma, las Instalaciones para el Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radioactivas en Desuso y el Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica, localizados en la Sede CAN de INGEOMINAS. b. El PMA se inscribe bajo el marco legal de la Constitución Política, la reglamentación ambiental, términos de referencia para la elaboración y presentación del Plan de manejo Ambiental de las instalaciones nucleares y de los Laboratorios de INGEOMINAS sede CAN, ante el Ministerio de Ambiente, Vivienda y Desarrollo Territorial y la Política Ambiental Institucional vigente. c. Establecer los Programas Ambientales y los correspondientes planes de monitoreo y seguimiento. d. El PMA se realizó con base en información primaria y secundaria disponible, además de la ayuda de todas las técnicas y métodos disponibles que contribuyan a hacer del estudio un genuino instrumento para la toma de decisiones.



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3. ORGANIZACIÓN Y RESPONSABILIDAD

3.1 ENTIDAD 3.1.1 Política institucional del Instituto Colombiano de Geología y Minería (INGEOMINAS). En INGEOMINAS se trabaja con enfoque global, partiendo de los requerimientos nacionales para pasar luego a un nivel regional y, por último, al detalle de una visión local. Se ha adoptado el método científico como procedimiento de trabajo, extendiéndolo a todas las áreas de operación institucional, al desarrollo de los sistemas de información y la estandarización de procesos con criterios de calidad y como estrategia para incrementar la competitividad institucional. Las actividades del Instituto se conciben en las Unidades de Negocio, se llevan a cabo en las Subdirecciones correspondientes y están soportadas por líneas de investigación y proyectos a largo plazo; así mismo, se ha implementado una estructura organizacional de tipo matricial que integra los órganos de dirección, las áreas ejecutoras, las unidades de negocio, las líneas de investigación y los productos objetivo, que se desarrollan mediante proyectos en la Sede Central y ocho (8) Centros Operativos Regionales. INGEOMINAS, para cumplir su objetivo, deberá levantar, compilar, integrar, validar y suministrar en forma automatizada y en estándares adecuados, información pertinente a la investigación y conocimiento del subsuelo, lo cual incluye información geológica, geofísica, geoquímica, geomecánica, así como también la relacionada con el inventario de recursos no renovables del subsuelo en el territorio colombiano y aquella relativa al inventario y monitoreo de amenazas y procesos superficiales determinados por las condiciones geológicas del terreno. Adicionalmente, deberá compilar, validar, proteger y mantener toda la información que exista sobre el subsuelo y que posean otras entidades. INGEOMINAS es el directo responsable del licenciamiento y control de las importaciones, del manejo y transporte de material radiactivo, de la formulación y control de la Estrategia Nacional de Prevención y Atención de Riesgos Radiactivos. 3.1.2 Política Ambiental Corporativa. Para INGEOMINAS, el ambiente es el entorno natural y social en el que se insertan las actividades de investigación para suministrar información geocientífica, minero ambiental y nuclear a todo el país.



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Este conjunto abarca los aspectos físico, biológico, cultural, económico y político. Con el propósito de actuar bajo los principios de uso racional de los recursos naturales, de responsabilidad social con la población influenciada y de compromiso con las generaciones futuras, la gestión ambiental la fundamentamos en un enfoque integral y preventivo de trabajo en equipo, en mecanismos de comunicación, concertación y participación con todos los actores involucrados en dicha gestión, y mediante la responsabilidad individual y colectiva de los funcionarios, proveedores y contratistas con el entorno, y la conforman el conjunto de actividades realizadas para identificar, evaluar, prevenir, minimizar, mitigar o, eventualmente, compensar los efectos ambientales y potencializar los impactos positivos derivados de las actividades propias de la Entidad. Dada la multiplicidad de aspectos incluidos en la gestión ambiental, ésta es necesariamente un trabajo interdisciplinario que tendrá como fin último la viabilidad ecológica y social de las actividades de INGEOMINAS y el desarrollo sostenible. La política ambiental de INGEOMINAS, para el suministro de información geocientífica, minero – ambiental y nuclear a nuestros clientes, se basa en los siguientes aspectos:

• El compromiso de cumplir con toda la legislación ambiental aplicable a sus procesos, proyectos, actividades y operaciones en el marco de su misión institucional

• El compromiso de minimizar los impactos ambientales por medio de un programa de mejora continúa y una adecuada planificación, orientada hacia la obtención de un mejoramiento objetivo de la calidad de vida de la población.

• El diseño, desarrollo y mantenimiento del Sistema de Gestión Ambiental. • La prevención adecuada de los impactos ambientales no deseables y la

potenciación de los impactos positivos causados por los proyectos, las obras o las actividades propias de nuestra misión y en la promoción de la responsabilidad compartida de todos los actores involucrados.

□ Principios de la Política Ambiental Institucional

• Responsabilidad ambiental • Desarrollo humano sostenible • Investigación y desarrollo • Producción limpia • Cumplimiento de la legislación ambiental • Comunicación con las partes interesadas • Monitoreo, documentación y comunicación



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• Integridad y multilateralidad

En particular, INGEOMINAS, se compromete a: • Reducir el nivel de emisiones contaminantes y prevenir o mitigar los

impactos, en el grado en que sea razonablemente posible. • Disponer y mantener planes posibles de emergencia, allí donde existan

riesgos significativos para la salud y el entorno. • Cooperar con las organizaciones apropiadas para la protección del medio

ambiente. • Realizar un monitoreo periódico de los resultados de las medidas

atenuantes Por ello, la Dirección del Instituto se responsabiliza de:

• Comunicar esta política ambiental a todos los funcionarios e implantarla y mantenerla en todos los niveles de la organización.

• Desarrollar planes de formación entre los empleados con objeto de incentivar su superación y motivación respecto al medio ambiente.

• Elaborar memorias de información que se publicarán anualmente, en las que se indicará la política, los objetivos ambientales y los avances en la implantación del sistema ambiental.

• Destinar los recursos humanos, físicos y financieros necesarios para cumplir con esta política.

La política ambiental de INGEOMINAS, para el suministro de información geocientífica, minero – ambiental y nuclear a nuestros clientes, se basa fundamentalmente en los siguientes aspectos: PRINCIPIO No.1 Responsabilidad ambiental. Todas las actividades, los procesos y, las opresiones que realiza el INGEOMINAS en el marco de su misión, forman parte integral de nuestra responsabilidad para realizar un adecuado manejo ambiental de los efectos e impactos negativos generados por ellas y cumplir con la normatividad ambiental vigente. Este Principio cobija a los entes estatales y privados que se asocien para el desarrollo de nuestra misión. PRINCIPIO No.2 Desarrollo humano sostenible. En las actividades, los procesos, los proyectos que realiza INGEOMINAS en el ámbito de la misión institucional, se involucra una adecuada planificación de los mismos, orientada hacia la obtención de una mejora objetiva de la calidad de vida



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de la población, sin comprometer el disfrute del patrimonio natural por parte de las futuras generaciones de colombianos. PRINCIPIO No.3 Investigación y desarrollo. El INGEOMINAS desarrolla procedimientos, protocolos, pautas y guías de naturaleza técnica y administrativa tendientes a normalizar la inclusión de la dimensión ambiental en sus actividades, procesos, proyectos y operaciones cotidianas y alcanzar objetivos y metas de calidad ambiental medibles y concretas. PRINCIPIO No.4 Producción limpia. El INGEOMINAS se responsabiliza por la realización de acciones ambientales concretas y necesarias que conduzcan al control y la reducción de la contaminación producida por las actividades, los procesos, los proyectos y las operaciones de la entidad. PRINCIPIO No.5 Cumplimiento de la legislación ambiental. INGEOMINAS adelantará una gestión ambiental que cumpla a cabalidad con las normas, los procedimientos y los estándares que determine la legislación colombiana vigente. PRINCIPIO No.6 Comunicación con las partes interesadas. INGEOMINAS tendrá una comunicación adecuada que se basará en un continuo aporte de información hacia la comunidad representada en la entidad y la incentivará a desarrollar buenas prácticas ambientales. PRINCIPIO No.7 Monitoreo, documentación y comunicación. INGEOMINAS efectuará un monitoreo periódico de los resultados de las medidas atenuantes, documentará los procedimientos y registrará los resultados para estar comunicando a la comunidad interna y externa las acciones tomadas. PRINCIPIO No.8 Integridad y multilateralidad. En INGEOMINAS somos conscientes acerca de la complejidad de las soluciones planteadas a los problemas ambientales generados por nuestras prácticas, operaciones y actividades cotidianas. Nuestro enfoque es proactivo, integral y multilateral, es decir, considera todos aquellos actores y partes interesadas necesarias para acometer las soluciones previstas. El compromiso de cumplir con toda la legislación ambiental aplicable a sus procesos, proyectos, actividades y operaciones en el marco se su misión institucional.



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3.1.3 Misión y Visión de la institución. Misión: “Fomentar e incorporar los últimos avances e innovaciones metodológicas para la investigación y conocimiento del subsuelo y velar por: • El desarrollo y globalización de un sistema de administración centralizado de

laboratorios con operación distribuida y eficiente, • El manejo ambiental integral de nuestras practicas y operaciones, y • La modernización, el adecuado mantenimiento y utilización óptima de la

infraestructura tecnológica para la generación de datos geocientíficos de calidad, orientados a satisfacer las necesidades de los clientes internos y externos, bajo los criterios de rentabilidad científica, económica y social.”

Visión: “Consolidarnos como la unidad líder a nivel nacional en la ejecución de ensayos geocientíficos y en la producción de servicios tecnológicos relacionados, contando con una gestión centralizada del manejo de los recursos, que genere, compile, normalice y ofrezca datos confiables, oportunos y de calidad para la comunidad geocientífica del INGEOMINAS y para sus clientes externos, siguiendo los postulados de aprovechamiento integral de nuestro talento humano, excelencia en el servicio publico y transparencia en la gestión”. 3.2 PERSONAL 3.2.1 Laboratorio de Espectrometría Gamma. Actualmente las actividades y procedimientos desarrollados en el Laboratorio de Espectrometría Gamma son desarrollados por una sola persona; ésta persona es la encargada de las actividades administrativas y de servicio dentro del laboratorio. Cabe resaltar que dicha persona esta calificada para desempeñar esta labor ya que cumple con las 2 principales condiciones como lo son la formación y la experiencia. 3.2.2 Las Instalaciones para Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radioactivas en Desuso. Actualmente las actividades y procedimientos desarrollados en las Instalaciones para Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radiactivas en Desuso son desarrollados por tres personas; estas personas son las encargadas de las actividades administrativas y de servicio dentro del laboratorio. Cabe resaltar que dichas personas están calificadas para desempeñar esta labor, ya que cumplen con las 2 principales condiciones como lo son la formación y la experiencia.



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3.2.3 Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica. Actualmente las actividades y procedimientos desarrollados en el Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica son desarrollados por una sola persona; ésta persona es la encargada de las actividades administrativas y de servicio dentro del laboratorio. Cabe resaltar que dicha persona esta calificada para desempeñar ésta labor ya que cumple con las 2 principales condiciones como lo son la formación y la experiencia. 3.3 RESPONSABILIDADES 3.3.1 Laboratorio de Espectrometría Gamma. El ente encargado del control y dirección del laboratorio es el GTN el cual depende directamente de INGEOMINAS. En cuanto a las actividades desarrolladas dentro del Laboratorio de Espectrometría Gamma, debido a que pertenece sólo una persona a este mismo, será el directo responsable por todas las actividades administrativas y de control así como de los procedimientos desarrollados dentro del mismo. 3.3.2 Las Instalaciones para Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radioactivos en Desuso. En este lugar el encargado del control y dirección es el GSNPR, el cual depende directamente de INGEOMINAS. En cuanto a las actividades desarrolladas dentro del laboratorio para almacenamiento temporal de desechos y fuentes radiactivas en desuso, existen tres personas encargadas de las actividades propias de éste, como lo son la recepción, registro, mediciones, pruebas de contaminación en contenedores, tratamiento previo, tratamiento, acondicionamiento y ubicación de fuentes y desechos. El directo responsable por todas las actividades administrativas y de control es el Coordinador, así como de los procedimientos desarrollados dentro del mismo. La conformación del staff involucrado en las actividades de manejo de desechos es el siguiente:

Tabla 1. Conformación del staff. Cargo Perfil Responsabilidades Coordinador Radiometría Apoyo

Ingeniero Químico, Esp. PRSN P

1P

Ingeniero Químico. Técnico

• Coordinación de actividades y apoyo en operaciones.

• Radiometría AmbientalP

2P.

• Soldadura y apoyo en operaciones.

Fuente: GSNPR. P

1PEspecialista en Protección Radiológica y Seguridad Nuclear.

P

2PMedicion de niveles de radiación, radón en aire, pruebas de contaminación en superficies,

muestras de tierra.



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3.3.3 Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica. El ente encargado del control y dirección del laboratorio es el GTN el cual depende directamente de INGEOMINAS. En cuanto a las actividades desarrolladas dentro del Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica, debido a que pertenece sólo una persona a este mismo, será el directo responsable por todas las actividades administrativas y de control así como de los procedimientos desarrollados dentro del mismo.



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4. LOCALIZACIÓN DE LOS LABORATORIOS

4.1 LABORATORIO DE ESPECTROMETRÍA GAMMA El Laboratorio de Espectrometría Gamma se encuentra ubicado dentro del Bloque F en las instalaciones de INGEOMINAS Sede CAN en el primer piso del mismo en su sector sur-occidental, éste consta de un recinto sin divisiones donde se ubican los equipos y un armario en el cual se almacenan algunas fuentes y otros equipos usados por el laboratorio en el caso de adecuación de muestras, hacia el sector sur y occidental vecina con la zona verde que existe previo al enmallamiento que separa INGEOMINAS Sede CAN de la carrera 50.

Figura 1. Imagen Laboratorio de Espectrometría Gamma.

Fuente: Los Autores.

Las áreas más cercanas con las que limita son:

• Oficina de Licenciamiento Secundario. • Oficina administrativa de Mantenimiento Institucional. • Oficina del Grupo de Tecnologías Nucleares, donde se encuentra a su vez el

Coordinador del Reactor. • Centro de Documentación.

4.2 LAS INSTALACIONES PARA ALMACENAMIENTO TEMPORAL DE DESECHOS Y FUENTES EN DESUSO Las Instalaciones para almacenamiento temporal de desechos y fuentes radiactivas en desuso ocupa una sola planta física y se encuentra ubicado en una construcción aislada al occidente del Instituto, está rodeado por zona verde y en su parte posterior por un pasillo de poco tránsito peatonal. Las áreas más cercanas con las que limita son:



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• Laboratorio de Microscopia electrónica. • Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica. • Oficinas y Laboratorios de la Unidad de Energía Nuclear. • Oficinas administrativas de INGEOMINAS. • Laboratórios de reactivos químicos. • Laboratorio de Ensayos. • Taller de mecánica. • Parqueadero de automotores de INGEOMINAS. • Facilidad de irradiación gamma. INGEOMINAS cuenta con un almacén temporal de fuentes en desuso y desechos radiactivos, es una instalación compuesta por cuatro ambientes; en las salas 1 y 2 se ubican los materiales radiactivos almacenados, en la sala 3 se hace la recepción de los desechos y fuentes que vienen de las instalaciones generadoras y la sala 4 está definida como un lugar donde se pueden realizar tareas de preacondicionamiento antes del almacenamiento, en esta última sala se realizó el acondicionamiento de fuentes de Ra-226 en mayo de 2002. Las letras A-G representan estantes de varios niveles donde se ubican los desechos que no pesan mucho, las letras H-J son lugares donde se ubican las fuentes con gran peso sobre el piso y ESTIBAS es la zona donde se ubican las fuentes de Ra-226 acondicionadas, algunos cabezales de Co-60 y contenedores con peso considerable.

Figura 2. Plano Almacén Temporal de Fuentes en Desuso.

Fuente: Manual de procedimientos para la gestión de fuentes en desuso en el almacén temporal. GSNPR -INGEOMINAS



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4.2.1 Imágenes de las zonas controladas: Figura 3. Imagen de la sala 1 IATDFRD.

Imagen de la sala 1 de las Instalaciones para almacenamiento temporal de desechos y fuentes radiactivas en desuso. En esta sala se ubican los materiales radiactivos almacenados, la mayoría en estantes.

Fuente: GSNPR. Figura 4. Imagen de la sala 2 IATDFRD.

Imagen de la sala 2 de las Instalaciones para almacenamiento temporal de desechos y fuentes radiactivas en desuso. En esta sala se ubican los materiales radiactivos almacenados, son lugares donde se ubican las fuentes con gran peso sobre el piso y ESTIBAS.

Fuente: GSNPR. Figura 5. Imagen de la sala 3 IATDFRD.

Imagen de la sala 3 de las Instalaciones para almacenamiento temporal de desechos y fuentes radiactivas en desuso. En la sala 3 se hace la recepción de los desechos y fuentes que vienen de las instalaciones generadoras y los análisis correspondientes.

Fuente: GSNPR.



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4.3 LABORATORIO SECUNDARIO DE CALIBRACIÓN DOSIMÉTRICA El Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica ocupa una sola planta física y se encuentra ubicado en una construcción aislada al occidente del Instituto, está rodeado por zona verde y en su parte posterior por un pasillo de poco tránsito peatonal. Las áreas más cercanas con las que limita son:

• Laboratorio de Microscopia electrónica • Almacén temporal de fuentes radiactivas en desuso • Oficinas y Laboratorios la Unidad de Energía Nuclear • Oficinas administrativas de INGEOMINAS • Laboratorios de reactivos químicos • Laboratorio de Ensayos • Taller de mecánica • Parqueadero de automotores de INGEOMINAS • Facilidad de irradiación gamma

El diseño de blindajes del Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica se realizó con base en los equipos emisores de radiaciones ionizantes que están instalados dentro de él, considerando condiciones máximas de operación, es decir, considerando los niveles más altos de radiación que se puedan tener en un momento determinado. En la siguiente página el lector puede encontrar un plano de las instalaciones del Laboratorio.



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Figura 6. Plano del Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica. Fuente: Manual de protección radiológica del laboratorio secundario de calibración dosimétrica (LSCD) – INGEOMINAS 4.3.1 Clasificación de Áreas. En este laboratorio se pueden encontrar básicamente 2 tipos de áreas: Zona controlada: es toda la zona en las que son o pudieran ser necesarias medidas de protección y disposiciones de seguridad específicas para: controlar las exposiciones normales o prevenir la dispersión de contaminación en las condiciones normales de trabajo y prevenir las exposiciones potenciales, o limitar su magnitud.

Cs 137

RAYOS

control

Co60

control

Sala de conferencia

TLD

BUCHLER OB

1

Baño Baño

Oficina Sala de calibración

Recepción



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Zona supervisada: toda zona no definida como zona controlada, pero en la que se mantienen bajo vigilancia, las condiciones de exposición ocupacional no son considerables por lo tanto no son necesarias medidas protectoras ni disposiciones de seguridad concretas.

Figura 7. Esquema planta física del LSCD.

Fuente: Manual de protección radiológica del laboratorio secundario de calibración dosimétrica (LSCD) – INGEOMINAS

El LSCD cuenta con dos salas de irradiación, la zona 1 en la cual se encuentran las fuentes emisoras de radiación γ (Cs-137 y Co-60) y la zona 3 en la cual se ubican tres equipos emisores de rayos X, un irradiador panorámico que cuenta con cuatro fuentes de Cs-137 y tres fuentes de Co-60 y una fuente de Am-Be.



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4.3.2 Imágenes de las zonas supervisadas: Figura 8. Imagen de la zona 4 del LSCD

Esta zona es usada en el proceso de recepción de los clientes.

Fuente: Los autores. Figura 9. Imagen de la zona 2 del LSCD

Esta zona es usada como área administrativa del laboratorio en el se encuentra la oficina de la persona encargada del laboratorio y algunos equipos usados dentro de los diferentes procedimientos desarrollados por el mismo.

Fuente: Los autores. Figura 10. Imagen de la zona 5 del LSCD

Imagen de la Sala de Conferencias o zona 5 supervisada, usada para actividades del Grupo de Seguridad Nuclear Protección Radiológica y Gestión Ambiental (GSNPR) de INGEOMINAS, tales como cursos o por la institución en labores de capacitación, durante el uso de esta zona, el laboratorio permanecerá cerrado como prevención de ingreso de terceros.




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4.3.3 Imágenes de las zonas controladas: Figura 11: Imagen de la zona 3 del LSCD

Imagen de la zona 3 de especial atención ya que en ella se realizan actividades de calibración usando equipos emisores de rayos X y de la presencia de un irradiador panorámico que cuenta con 4 fuentes de Cs137, 3 fuentes de Co-60 y una de Am-Be.

Fuente: Los Autores. Figura 12: Imagen zona 1 del LSCD

Aquí se observa la zona 1 la cual esta especialmente controlada y cuidada ya que en ella se encuentran las fuentes emisoras de radiación (Cs137 – Co-60)




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5. DESCRIPCIÓN AMBIENTAL DEL ÁREA DE INTERÉS

El levantamiento de la línea base ambiental o estado ambiental de referencia; se refiere a la caracterización precisa de las áreas objeto del estudio, desde el punto de vista de los diferentes componentes ambientales como son el geoesférico, hídrico, atmosférico, biótico y socioeconómico. En el presente capítulo se describen las condiciones existentes en el área de influencia de INGEOMINAS Bogotá, sede CAN, además se estudian los componentes del medio ambiente natural y social, haciendo una descripción sobre cada uno de los elementos que la conforman. 5.1 LOCALIZACIÓN SEDE CAN Figura 13. Ubicación General Sede CAN. Las instalaciones del instituto nacional de geología y minería (INGEOMINAS) sede CAN se encuentran localizadas en la Carrera 50 (Av. Batallón Caldas) con Calle 26 (Av. El Dorado), en los terrenos del antiguo Instituto Nacional de Estudios Nucleares (INEA), en la Localidad 13 (Teusaquillo) en la ciudad de Bogotá. El Instituto limita por el costado Norte y Nororiente con edificaciones que hacen parte de La Universidad Nacional de Colombia (Antiguas Residencias Universitarias) y del Ministerio de trasporte; Sobre el costado Oriental se encuentra el Instituto Nacional de Radio y Televisión INRAVISION; en el Sur se localiza la Avenida el Dorado que separa a INGEOMINAS de la Embajada de los Estados Unidos. En el costado occidental se sitúa la avenida Batallón Caldas ó carrera 50 que divide las instalaciones con las del Instituto Nacional de Salud (INS) y el Instituto Colombiano de Bienestar Familiar (ICBF), en el área contigua esta el Centro Administrativo Nacional (CAN) que abarca las instalaciones del instituto y en donde además se encuentran distintos ministerios como el de Defensa,

Fuente: IASCOL



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Transporte, el Departamento Administrativo Nacional de Estadística (DANE), la Dirección Marítima Nacional (DIMAR), la Dirección de La Policía Nacional (DIPON) y su centro hospitalario, la caja nacional de previsión, entre otras entidades gubernamentales que hacen ó hicieron parte del centro de información, servicios y administración del país. 5.2 ÁREA DE INFLUENCIA 5.2.1 Área de influencia directa. El área de influencia directa es cada uno de los espacios donde se desarrollan actividades administrativas y/o se lleven a cabo la prestación de los diferentes servicios ofrecidos por el instituto. 5.2.2 Área de influencia indirecta. Son las zonas aledañas al área de influencia directa, su alcance se determina según el grado de interacción presente el instituto con los diferentes componentes ambientales (Atmosférico, hídrico, geoesférico, paisajístico y socio económico y cultural). De forma preliminar se puede decir que los impactos que puede generar pueden darse sobre los componentes atmosférico, hídrico y geoesférico principalmente. Figura 14. Radio de Influencia a la Calidad del Aire. En cuanto a la calidad del aire esta se vera alterada en el entorno próximo a las instalaciones de INGEOMINAS y abarca un radio de influencia aproximada de 300 metros (FIGURA 14); la afectación real se puede determinar mediante una modelación de contaminantes. Los vertimientos que se generen, impactan al sistema de alcantarillado público de la ciudad y finalmente presentan aporte a la contaminación del río Bogotá. Fuente: IASCOL Ltda. El manejo adecuado de los residuos sólidos será de vital importancia para que no se generen impactos en el componente geoesférico y social en un principio, tanto



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en el área de influencia directa como e la indirecta y posteriormente en componentes como el hídrico o el paisajístico. 5.3 COMPONENTE SUELO

5.3.1 Componente geoesférico. Estratigráficamente se ubica sobre depósitos de la Formación Sabana, perteneciente al cuaternario, compuestos por sedimentos de origen fluvio-lacustre.

Figura 15. Formaciones Geológicas de Sabana de Bogota.

Fuente: INGEOMINAS. De acuerdo con (Van Der Hammen) TP

1PT, las formaciones geológicas de la Sabana de

Bogotá tuvieron sus orígenes a partir de sedimentos marinos depositados a finales del Cretaceo, entre unos 70 y 65 millones de años A.C., sedimentos que actualmente se conocen como las areniscas de la formación Guadalupe, las que junto con otras rocas, forman en la actualidad los cerros circundantes a la Sabana, TP

1PT Científico Holandés que trabajó en Bogotá en el Servicio Geológico Nacional (después llamado

INGEOMINAS), como jefe del departamento de Palinología Paleobotánica, en donde comenzó a desarrollar un estudio de palinología tropical del Cretáceo, Terciario y Cuaternario.

FALL

A GUACAMAYAS

RIO F

UCHA

Qta

Qs

TprTpb Tpc

Tkgu

KsgltKsgpl

Ksgd

KschKsch

Ksgd

Ksgpl

Ksglt

Tkgu

Tpb

Tpc

Qs

KsgplKsgpl

Ksgd

Ksgd

KschKsch

FALL

A DE B

OGOTA

FALL

A ALT

O DEL

CABO

FORMACIONES GEOLOGICAS

Qta

Qs

Depositos de Terrazas

Formación Sabana

CUATERNARIO TERCIARIO

Tpb Formación Bogotá No Diferenciado

Formación Cacho

Formación Arenisca La Regadera

Formación Guaduas Media

Tpr

Tpc

Tkgu Formación Plaeners

Formación Labor Tierna

Formación Chipaque

Formación Arenisca DuraKsgd

Ksglt

Ksch

CRETACIO

Ksgpl



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por su parte, la formación Guaduas tuvo sus orígenes en la acumulación de restos de plantas de pantano, con depósitos de arcillas y arenas arrastradas por los ríos, que posteriormente se convertirían en mantos de carbón. En el terciario el área de la Sabana se encontraba ya no bajo la influencia marina sino de los ríos, desaparecen las turberas y los ríos depositan arena, arcillas y gravillas. Por movimientos tectónicos esporádicos de compresión se plegan los sedimentos formándose cerros bajos, estos depósitos los conocemos actualmente con el nombre de Formación Bogotá. 5.3.2 Geología. Las instalaciones de INGEOMINAS – CAN se encuentran ubicadas sobre la Sabana de Bogotá, planicie caracterizada por presentar suelos arcillosos y pendiente topográfica baja. Sobre el área del instituto se posee un conocimiento detallado de la geología del subsuelo ya que se realizó un estudio detallado previo a la construcción de un pozo de 110 metros de profundidad dentro de sus instalaciones. La descripción de la litología del subsuelo partiendo desde el nivel 0, es la siguiente: Los 15 metros superiores, están constituidos por arcillas ligeramente arenosas de granos finos. Entre los 15 y los 30 metros siguientes, se presentan arenas de granos muy finos, arcillas y algunos niveles delgados de turba. En el intervalo comprendido entre los 30 y los 43 metros, se presenta un paquete de arenas muy finas con niveles de turba. Entre los 80 y 84 metros se presenta un paquete de arcillas. Entre los 84 y 99 metros tenemos un paquete de arenas de grano medio. El intervalo final estudiado entre los 99 y los 110 metros está constituido predominantemente por arcillas. Con relación a la Geología estructural y específicamente el sector donde se localiza INGEOMINAS, no esta afectado por fracturas, fallas o estructuras mayores que puedan desestabilizar el suelo. Las arcillas y rocas que predominan en la parte superior (30 metros), le dan al subsuelo un carácter de impermeabilidad, lo cual retardaría la velocidad de flujo de cualquier líquido a través del subsuelo. Sin embargo no se debe descartar que la desprotección de la capa vegetal o la eliminación de la misma dejaría en contacto directo las arcillas con la atmósfera, el material arcilloso así expuesto, puede ser afectado por agrietamientos, factor que variaría altamente las condiciones de impermeabilidad anteriormente enunciadas.



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Figura 16. Perfil estratigráfico de INGEOMINAS CAN.

SIMBOLO CARACTERISTICAS ALAGF. Arcillas ligeramente arenosas de granos muy finos. AGFAT Arenas de grano muy fino, arcillas y algunos niveles muy delgados

de turba. AFT Arenas muy finas con niveles de turba. A Arcillas AA Arenas arcillosas y arcillas arenosas AM Arenas de grano medio

Fuente: INGEOMINAS 5.3.3 Sismología. La Sabana Bogotá es una zona sísmica de mediana intensidad como se puede comprobar de los registros históricos. Aunque no se tiene un seguimiento en cuanto a la actividad sísmica, se puede mencionar que los movimientos telúricos presentados han sido de baja a mediana intensidad y hasta el momento no han afectado ninguna de las estructuras existentes. Teniendo en cuenta que la Sabana se encuentra rodeada de cadenas montañosas su estructura tectónica es compleja, donde se pueden diferenciar tres estilos

15 mts

15 mts

13 mts

5 mts

32 mts

4 mts

15 mts

11 mts

15

30

4348

8084

110

99

ALAGF

AGFAT

AFTA

AA

AAM

A 110



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estructurales superpuestos: el primero asociado a una tectónica de thick skin TP

2PT de

bloques con un sistema principal de fallamiento normal, el segundo también es asociado a una tectónica de thin skin y el patrón de fallamiento principal es de fallas inversas o de cabalgamiento (thrust)TP

3PT, que cortan las fallas normales en unos

casos, mientras que en otros utilizan su mismo plano de fallas para reactivarse como inversas (inversión tectónica). El tercer estilo afecta a los dos anteriores y corresponde a los últimos movimientos tectónicos del levantamiento de la cordillera oriental que han dado origen a un sistema de fallamiento de tipo transversal que cortan las estructuras preexistentes. (DAMA 2000). Según lo que reposa dentro del Reporte de Seguridad del Reactor Nuclear IAN-R1, [Castiblanco, Sarta], 1994. La ciudad de Bogotá, donde se encuentran ubicadas las instalaciones de INGEOMINAS – CAN, esta localizada sobre la cordillera Oriental. Un análisis de los datos tomados desde 1958, para un circulo de 200 Km. de radio alrededor de Bogotá, indican una concentración de actividad sísmica en la región de Boyacá, Nor-Occidente de Bogotá y Occidente de la ciudad, en la región del antiguo Caldas, los temblores que se dan en un circulo de 100 Km. de radio con centro en Bogotá tienden a ser de baja magnitud o iguales a 5.2 en la escala Richter TP

4PT. En una franja anular con radios entre 100 y 200

kilómetros, muestran sismisidad con magnitud desde 6.7. En Colombia, actualmente rige un código de construcción sismo-resistente, Decreto 1400 de 1984, según el cual el nivel de la sismisidad en Bogotá es intermedio [Código Colombiano de Construcciones de Sismo Resistencia, Legis P.23]. Posteriormente y a raíz de un nuevo estudio de microsismisidad, que esta realizando INGEOMINAS en diferentes sectores de la ciudad, la región en que están ubicadas las instalaciones de INGEOMINAS – CAN son catalogadas de nivel medio. 5.3.4 Geomorfología. La Sabana Bogotá está constituida por valles de origen flubio-lacustre; particularmente la zona estudio corresponde a una topografía plana con ondulaciones poco pronunciadas con una altitud promedio de 2550 m.s.n.m. Los sedimentos se depositaron sobre un palio-relieve muy irregular que condicionó su morfología actual, la cual presenta una zona semiplana principalmente, flanqueada por seis ramales montañosos conocidos de oriente a occidente como: TP

2PT comprende un grupo de conceptos acerca de las complejidades de la corteza terrestre a través

de las interacciones de placas litosféricas más o menos rígidas. TP

3PT Si el ángulo de inclinación de la falla es bajo, entonces a una falla inversa se le conoce como una

falla de "thrust". Palabra en ingles que significa inversa. TP

4PT Escala de medida de la magnitud de los terremotos, propuesta en 1935 por Charles Richter y

Beno Gutemberg.



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Cerros Orientales de Bogotá con dirección noreste, Cerros de Suba, Cota y Tenjo ubicados en la parte norcentral también con dirección noreste, Cerros occidentales con dirección norte-sur a noreste y los Cerros de Quiba situados en la parte meridional con dirección predominante al noroccidente. (DAMA 2000) 5.4 COMPONENTE ATMOSFERICO 5.4.1 Aspectos climatológicos y metereológicos. La información climatológica y metereológica se tomo del estudio realizado por IASCOL en enero del año 2005 el cual establece los parámetros específicos de este tipo para las instalaciones de INGEOMINAS incluyendo su sede CAN en el se usa la estación del IDEAM localizada en el Aeropuerto El Dorado, código 2120579 de tipo (sinóptica) ubicada a una altura de 2547 m.s.n.m, que aunque no es la más cercana a INGEOMINAS sede CAN, cuenta con el tipo de registros necesarios para su posible caracterización. 5.4.2 Vientos. El rango de velocidad dominante es de 1.6 - 3.3 m/seg. La velocidad media del viento tomada es de 2 m/sg, la dirección predominante es del Noreste al Suroeste.

Figura 17. Rosa de Vientos. Aeropuerto El Dorado.

Fuente: IDEAM

Los vientos en la zona son bastante leves, se espera un valor máximo cercano a 5 m/s de velocidad de viento, que ocurría alrededor de las 2 de la tarde del día medio, con una baja velocidad de viento durante las primeras horas del día y en la noche. A nivel anual, se pueden esperar los vientos más fuertes alrededor del



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lapso entre junio y agosto, sin embargo en promedio estos vientos son bastantes bajos para causar algún daño a edificaciones, la velocidad media del año representativo esta alrededor de 2.2 m/s. En cuanto a dirección del viento, para la rosa de vientos del año 1990, se puede apreciar lo siguiente: Hay un gran porcentaje de tiempo en que el viento esta en calma (C), también se puede apreciar que la dirección predominante, desde donde sopla el viento, es el noreste (NE) y el este (E). En estudios previos de la Aerocivil, de los años 1976 a 1980 se puede apreciar la misma tendencia. En cuanto a velocidades de ráfaga, se puede señalar lo siguiente, con respecto a la información disponible de los años 1984 a 1988 y 1990 a 10 metros de altura:

Tabla 2. Dirección y Velocidad de los vientos. Dirección Velocidades máximas de ráfaga [m/s]

N NE E

SE S

SW W

NW

18.0 15.4 14.2 16.1 13.4 11.0 14.8 12.9

Fuente primaria IDEAM [Instituto de Hidrología, Meteorología y Estudios Ambientales]. Teniendo en cuenta estos valores de ráfaga en todas las direcciones, aunque son fuertes, los daños que pueden causar no son considerables. 5.4.3 Temperatura del aire. La información procesada para esta sección proviene de la estación metereológica del IDEAM ubicada en el Aeropuerto El Dorado, el cual se encuentra a 9 kilómetros al oeste de INGEOMINAS – CAN, en dicha estación se tiene como promedio lo siguiente:

Tabla 3. Temperaturas Promedios. P

0PC Ene Feb Mar Abr May Jun Jul Ago Sep Oct Nov Dic

Media 13.0 13.4 13.7 13.9 14.0 13.7 13.2 13.2 13.3 13.3 13.4 13.1 Máx. 24.9 24.8 24.9 23.2 23.5 23.0 21.6 23.6 23.3 23.6 23.0 23.4 Min. -3.0 -6.4 -3.2 0.0 0.7 1.0 0.4 -1.5 -0.2 0.5 -3.0 -6.0

Fuente IDEAM. Como se puede apreciar la temperatura media es de 13.4 P

0PC aunque se pueden

esperar temperaturas mínimas bajo cero, lo cual se podría apreciar físicamente con el fenómeno de las heladas. En la madrugada y por un par de horas diarias



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de estos meses, se generaría escarcha sobre las superficies expuestas, sin tener mayores consecuencias. Para efectos de una mejor visualización del comportamiento de la temperatura se presentan la variación mensual de 19 años (1984-2003) en la estación Aeropuerto El Dorado. El valor medio anual multianual de la temperatura es de 13.7 P

0PC. De

acuerdo a la Tabla 3, se elaboró la gráfica de variación de la temperatura media mensual multianual integrada con los valores mínimos y máximos.

Figura 18. Variación de Temperatura (1984-2003)

Fuente: IASCOL Ltda.

5.4.4 Precipitación. La distribución de las lluvias se caracteriza por presentar 2 periodos típicos de lluvias en el año, uno más lluvioso en el segundo semestre (septiembre a diciembre) y uno menos lluvioso (diciembre a marzo), siendo enero y febrero los meses más secos; encontrándose una media de precipitación anual de 754.36 mm., un máximo de 218 milímetros mensuales y un mínimo de 2.5 milímetros mensuales. Del registro multianual entre 1972 y 1995, se presentó el mayor año lluvioso en 1990 con 948.2 mm. y el año más seco en 1992 con 434.7 mm. La mayor precipitación mensual se presentó el mes de octubre de 1986, con 217.5 mm. y la mínima en enero de 1998 con 1.9 mm., la media mensual multianual es de 64. 66 mm. 5.4.5 Nubosidad. La cantidad y clase de nubes que cubre una zona influyen de manera importante en el balance de la radiación en las capas inferiores de la atmósfera y por lo tanto en la estabilidad atmosférica de toda esta. Según los registros de la estación utilizada, la nubosidad predominante es de 6/8. Los mínimos registrados son de 4/8 en enero de 1986 y en febrero, marzo y octubre de 1987 y el máximo en mayo de 1990. Teniendo en cuenta los registros de



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nubosidad se obtuvo la gráfica de variación de la nubosidad media mensual multianual integrada con los valores mínimos y los máximos.

Figura 19. Variación de la Nubosidad.

Fuente: IASCOL Ltda.

5.4.6 Brillo Solar. Este fenómeno se ve afectado por la nubosidad y los contaminantes, puesto que al presentarse altas concentraciones de partículas y nubosidad, disminuye el paso de la luz solar y por lo tanto la cantidad radiación (hrs.) disminuirá, afectando la estabilidad atmosférica. Del análisis de la información reportada para la zona en general se obtuvo:

□ Media Multianual de Horas Luz: 1435.22. □ % de Horas Luz Años: 32.77.

5.4.7 Humedad Relativa. El mes de noviembre registra el mayor porcentaje de contenido de humedad en el aire con 81% mientras que el más bajo está en junio, julio y septiembre con 76%. En cuanto a la evaporación se presenta un valor total anual de 1666.2 mm. y de humedad relativa a un promedio del 80%. 5.4.8 Evapotranspiración potencial y real. La distribución de la evapotranspiración potencial, oscila entre 800 a 1000 mm./año, con valores que tienden a disminuir hacia las áreas montañosas y con altos valores en el costado sur de la ciudad de Santa Fe de Bogotá (zona de Quiba Soacha). La evapotranspiración real oscila entre 500 mm./año, hacia la zona sur de la Sabana, hasta valores de 850 mm. hacia la zona oriental y norte (DAMA 2000).



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5.5 COMPONENTE HIDRICO 5.5.1 Hidrología superficial. No se reporta ningún cuerpo de agua natural superficial considerable dentro de la zona de influencia del Instituto. En la zona de proyecto, la evacuación de los residuos líquidos, se realiza por los drenajes internos de INGEOMINAS, los cuales inicialmente son conducidos a tanques de almacenamiento, donde son retenidos por un periodo corto de tiempo y luego son enviados al alcantarillado de Bogotá y por medio de este al río Bogotá. No se esperan inundaciones, dado que en los años de funcionamiento del Instituto, el adecuado sistema de drenaje existente, ha cumplido a cabalidad.

5.5.2 Hidrología Subterránea. El agua subterránea en la zona se encuentra en acuíferos localizados entre 74 y 100 metros de profundidad. Como ya se explicó en la sección de geología, existe una gran cantidad de arcillas desde 0 a 74 metros de profundidad que sirve como capa impermeable. El nivel estático de las aguas subterráneas varía entre 21 y 22 metros, de acuerdo a mediciones realizadas con periodo mensual como parte del estudio previo a la construcción del pozo. De lo anterior se puede concluir que no hay interacción entre el agua superficial y el agua subterránea de la zona. Estos acuíferos son alimentados por zonas de recarga ubicadas en las montañas cercanas. 5.5.3 Vertimientos. Los vertimientos que se presentan en las dos sedes de INGEOMINAS Bogotá son en su mayoría de carácter doméstico y se descargan al alcantarillado de la ciudad, los vertimientos industriales tienen seguimiento por parte la Autoridad Ambiental mediante expediente 1624/01 y resolución No. 0051 del 20 enero del 2003 que corresponde al Permiso de Vertimientos de los laboratorios de INGEOMINAS. 5.6 COMPONENTE BIOTICO Dentro del área de influencia (Sede CAN) se cuenta con un cerramiento perimetral en malla metálica, dentro del lindero y paralelo a ésta se encuentran varios tipos de arbustos y árboles sembrados como cerca viva, resultado de una adaptación de las zonas duras con el diseño paisajístico del instituto.



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En la institución existe un inventario forestal ya que el conocimiento de las diversas especies es de gran importancia ecológica para el caso, debido a que las plantas suelen contener las sustancias radioactivas o los radionúclidos en suspensión que se depositan directamente sobre su superficie o pueden penetrar en ellas por sus raíces. Otras veces, casi toda la radioactividad procede del suelo de donde la pueden tomar por absorción radicular. La distribución vertical de los radionúclidos en el suelo son factores importantes en la determinación de la absorción de radioactividad, la cual hasta el momento no ha superado el umbral ambiental por lo tanto no se han realizado actividades complementarias. La tabla siguiente relaciona las distintas especies presentes en la sede CAN del INGEOMINAS.

Tabla 4. Identificación de especies sede CAN – Bogota NOMBRE COMUN NUMERO DE INDIVIDUOS

Pino Romerón 19 Acacia Japonesa 20

Saúco 98 Cerezo 28

Eucalipto 7 Acacia Sabanera 25

Flor Amarillo 4 Holli 16

Urapán 31 Sauce 22

Alcaparro 1 Pino Patula 1 Carbonero 1

Pera 3 Papayuelo 1 Durazno 1 TOTAL 278

Fuente: IASCOL Ltda. Dentro de la vegetación también encontramos especies florísticas tales como: Novios, Diente de León, Agapanto Azul, entre otros. 5.7 COMPONENTE SOCIAL La población residente de esta zona esta compuesta por funcionarios y empleados que laboran en el CAN y el CAD (Centro Administrativo Distrital), desarrollando actividades laborales. La población flotante es en su mayoría compuesta por



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estudiantes universitarios, profesionales y particulares de diversos orígenes que hace uso de los diversos servicios que se ofrecen en el área. En cuanto a la estratificación socioeconómica, el sector concentra en su mayoría población de clase media y media –alta, perteneciente al estrato 4. El entorno geográfico para esta sede, presenta características de terreno plano, el uso del suelo en los terrenos aledaños es de tipo institucional alternado por otros usos como las zonas residenciales, principalmente. Cuenta con alta accesibilidad debido a que se ubica sobre vías arterias que comunican todos lo puntos cardinales de la ciudad. En la actualidad INGEOMINAS en sus 2 sedes cuenta con trabajadores de diversos niveles educativos entre los cuales se cuentan profesionales, técnicos, tecnólogos y personas con nivel de educación básica. A continuación se muestra un organigrama de la distribución jerárquica de la Institución.

Figura 20. Organización Jerárquica.




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6. DESCRIPCIÓN Y CARACTERÍSTICAS TÉCNICAS DE LOS LABORATORIOS

6.1 LABORATORIO DE ESPECTROMETRÍA GAMMA 6.1.1 Campo de Aplicación. El servicio de análisis por espectrometría gamma se realiza a muestras de alimentos, minerales, agua, tierra, a frotis de contenedores de fuentes radioactivas y desechos radioactivos en general. 6.1.2 Características Técnicas. El método de análisis por espectrometría gamma consiste en la obtención de la distribución energética (espectro de energía) de las radiaciones gamma emitidas por una muestra. Para ello se debe contar con un dispositivo detector que transforma la energía de un campo de radiación, que sobre él incide, en una señal eléctrica o pulso al corriente. Dado que la carga contenida por el pulso es proporcional a la energía depositada por la partícula ionizante (rayos gamma) en el medio detector, se debe disponer de un analizador Multicanal que procese los pulsos eléctricos a fin de obtener el espectro de energía de la muestra. En el Laboratorio de Espectrometría Gamma cuenta con un detector de Germanio hiperpuro de alta resolución. Este detector tiene como principio el uso de un semiconductor de germanio como medio ionizable y su funcionamiento se asemeja a una cámara de ionización en donde se establece un campo eléctrico para hacer migrar las partículas cargadas a los electrodos y producir así los pulsos eléctricos que van a ser procesados electrónicamente. Una vez se han detectado fotones gamma, los pulsos de carga producidos en el dispositivo detector son recibidos en un preamplificador cuyo objetivo es entregar una señal de tensión de crecimiento y decrecimiento exponencial al amplificador; este último adecuar la forma de los pulsos y elevar el nivel de la señal recibida de modo que los pulsos de tensión quedan listos para ser procesados por el sistema analizador. El sistema analizador de pulsos es del tipo Multicanal, su objetivo es obtener el espectro de energía procesando los pulsos de tensión entregados por el amplificador. La distribución de amplitud de los pulsos permite la discriminación energética de las radiaciones incidentes. Fijando un tiempo de contaje puede obtenerse el número pulsos cuya amplitud corresponda a determinado nivel enérgico.



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Mediante la calibración del equipo con un patrón de referencia adecuado y usando tasas de contagia TP

5PT adecuadas pueda analizarse cuantitativamente la actividad

radioactiva de la muestra.

Espectro de energías, concepto y factores que intervienen en su formación. En aplicaciones radioquímica, radiofísicas o de física nuclear es necesario conocer la distribución energética (espectro de energías) de las radiaciones electromagnéticas emitidas por una muestra. Para determinar el espectro de energía de un dado emisor, se debe contar con un dispositivo detector y analizador, que entregue una respuesta proporcional a la energía de la radiación incidente. La utilización de detectores permite determinar la energía y la intensidad de la radiación incidente valiéndose de una calibración adecuada. Uno de los detectores más empleado para la identificación de radiación gamma es el detector semiconductor HP Ge.

Calculo de eficiencia. La eficiencia de un sistema para una dada

geometría de medición se define como:

fuenteladeActividadtiempodeunidadpornetascuentasEficiencia =

Límite de detección. Es la actividad mínima significativa medida y representa la menor medición digna de reportarse como mayor que cero. Para calcularla se establecen las siguientes hipótesis:

Se supone una distribución de Poisson. TP

6PT

Existe un tiempo fijo de contaje para las observaciones individuales (esto permite trabajar directamente con el número de cuentas).

El tiempo de contaje es lo suficientemente largo como para permitir una distribución del número de cuentas que pueda aproximarse por una distribución normal de valor medio y varianza igual al número de cuentas estimado. Al conocer con exactitud el fondo (se entiende por fondo, el contaje para la banda de integración en ausencia de la fuente). TP

5PT Rango en magnitudes de onda que aportan al Detector HP Ge las diferentes fuentes del

laboratorio. TP

6PT Distribución de probabilidad en la cual a los procesos con variable aleatoria se pasan a una

discreta con el fin de determinar el número o valor de los sucesos dentro de un periodo de tiempo.



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Interferencia del fondo natural. Cuando se mide radiación gamma poco intensa, la presencia del fondo natural de radiación puede dificultar su detección. En estos casos, es indispensable conocer bien el espectro de fondo para determinar que picos lo componen. Los elementos naturales que en general interfieren pertenecen a las cadenas naturales de torio y uranio, PbP

212P, PbP

214P, BiP

214P, etc. Además podemos observar otros

interferentes naturales como el K P

40P, y en algunos casos elementos

artificiales como el Cs P

137P y Co-60 que se encuentran en los materiales

estructurales del blindaje o del propio detector.

Figura 21. Marco de Interferencia con el fondo natural.

c / t

E (MeV)

0 1 2.05 1.5

Pb 212

Pb 214

ANIQU ILA CION

Bi 214

Bi 214

K 40

FONDO NATURAL

Fuente: Proceso técnico espectrometría gamma. LEG.

Espectros compuestos por más de una radiación. Es muy común registrar espectros de radiación electromagnética compuesto por varios picos. Cuando se trata de picos bien distanciados resulta fácil asociar a su posición una energía usando una relación funcional (lineal o cuadrática) establecida experimentalmente sobre la medición de fuentes conocidas y luego calcular la actividad a través del área bajo el pico.

Cuando los picos están parcialmente superpuestos ésta tarea resulta más difícil dado que deben desarmarse los picos compuestos en individuales. Actualmente existen códigos computacionales que facilitan mucho ésta tarea.



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6.1.3 Equipos e Instrumentación de Medida Utilizados.

Sustancias usadas como patrón de medida.

• Cesio 137: El cesio es un elemento natural que se encuentra combinado con otros elementos en rocas, en el suelo y en polvo en pequeñas cantidades. El cesio que ocurre en forma natural no es radioactivo y se conoce como cesio estable. Hay sólo una forma natural de cesio estable en el ambiente, el P

133PCs (léase cesio ciento treinta y tres). Las explosiones

nucleares o la degradación del uranio en barras de combustible pueden producir dos formas radioactivas de cesio, el P

134PCs y el P

137PCs. Ambos

isótopos decaen a elementos no radioactivos. El P

134PCs y el P

137PCs generan

partículas beta a medida que decaen. Se tarda cerca de 2 años para que la mitad del P

134PCs emita su radioactividad y cerca de 30 años para el P

137PCs;

este período se llama vida-media. El isótopo radiactivo cesio 137, que se produce por fisión nuclear, es un derivado útil de las plantas de energía atómica. El cesio 137 emite más energía que el radio y se usa en investigaciones medicinales e industriales, por ejemplo como isótopo trazador.

• Cobalto 60: El Cobalto 60 es un metal que se caracteriza por emitir energía

en forma de rayos llamados gamma al decaer radiactivamente. Se lo obtiene a partir del Cobalto en su estado natural, llamado Cobalto 59, exponiéndolo a un flujo de neutrones. Estos neutrones se pueden producir en gran cantidad en los reactores nucleares. Aquellos átomos de Co-59 que absorben uno de los neutrones se transforma en Cobalto-60 (Co-60) que es un átomo radioactivo y se desintegra emitiendo una partícula beta (electrón) y dos rayos gamma, obteniendo de esa manera la energía ionizante necesaria para realizar procesos industriales importantes con el uso de tecnología nuclear. De los distintos isótopos de cobalto conocidos, el cobalto 60 radioactivo es el más importante, tiene una vida media de 5,7 años y produce una intensa radiación gamma. El cobalto 60 se utiliza ampliamente en la industria y en la terapia radioisotópica.

• Americio 247: Americio, de símbolo Am, es un elemento metálico,

radiactivo, maleable, creado artificialmente, y similar al plomo en ciertos aspectos. El número atómico del americio es 95; es uno de los elementos transuránicos del grupo de los actínidos del sistema periódico. El americio fue el cuarto elemento transuránico en ser sintetizado, fue descubierto en 1944 y 1945 por el físico estadounidense Glenn Seaborg y sus asociados



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de la Universidad de Chicago, sintetizaron el isótopo del americio de número másico 241 bombardeando el plutonio 239 con neutrones. Se han obtenido isótopos del americio con números másicos de 237 a 247; todos son radiactivos, con vidas medias desde 0,9 minutos (americio 232) hasta 7.400 años (americio 243). El americio 243 se usa como blanco en reactores nucleares o aceleradores de partículas para la producción de elementos sintéticos más pesados. El americio funde a unos 994 °C y tiene una densidad relativa aproximada de 14.

Figura 22. Almacenamiento de fuentes.


Materiales y equipos. • Preamplificador: dispositivo que amplía los pulsos entregados por el

detector y los envía al amplificador. • Amplificador: dispositivo que modifica los pulsos de tensión entregados por

el preamplificador y elevar el nivel de señal al nivel adecuado para el sistema analizador.



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Figura 23. Imagen Amplificador.


• Fuente de alto voltaje: Especificaciones técnicas de la fuente de alto voltaje

en TC 952 A

Tabla 5. Especificaciones Técnicas de la Fuente de Alto Voltaje Especificación Valor

Voltaje de Salida Corriente de Salida Polaridad de salida Regulación Rizo Indicadores Entrada

U+U 1 a U+ U 6000 V 0 a 0.3 mA Positiva o negativa U< U0.001% U<U 3 mV pico a pico HV, polarity, inhibit, overload Power, inhibit

Fuente: Proceso técnico espectrometría gamma. LEG. • Computadora personal: Especificaciones técnicas de la computadora

personal.

Tabla 6. Especificaciones Técnicas de la Computadora Personal Especificación Valor

Memoria Procesador Disco Duro Monitor Software Impresora Sistema Operativo

8Mb 486 Dx2 66 MHz 500 Mb SVGA PCAII especifico para la tarjeta Panasonic 3696 de matriz punto D.O.S.

Fuente: Proceso técnico espectrometría gamma. LEG. • Analizador multicanal: Descripción general, el principio del funcionamiento

de un analizador multicanal (denominación abreviada MCA del inglés Multi-



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Channel Analyzer) consiste en clasificar pulsos de entrada según su amplitud en diferentes categorías, llamadas canales, y acumular separadamente el número de pulsos generados en cada canal. La figura 20 muestra un diagrama de bloques elemental de un analizador multicanal de altura de pulsos.

Tres son los bloques constitutivos a saber:

Selector: permite el pasaje de las señales que satisfacen algún criterio de aceptación, para su posterior análisis.

Convertidor Analógico-Digital (denominación abreviada ADC del inglés Analog to Digital Converter): clasifica las señales de entrada, emitiendo un número proporcional a su altura. Acumulador multicanal: acumula los eventos detectados, clasificados por su altura. Esto constituye la salida del sistema y puede visualizarse en forma de espectro o mediante el trazado gráfico vía algún otro equipamiento externo. Generalmente el selector no es un instrumento separado sino que se encuentra integrado al convertidor analógico digital y muy a menudo las tres funciones se encuentran formando parte de un único instrumento.

Figura 20. Diagrama de bloques de un analizador multicanal de altura de pulsos

SEÑAL AANALIZAR

SELECTORCONVERTIDOR

ANALOGICODIGITAL

ACUMULADORMULTICANAL

Fuente: www.monografias.com

Selectores: El Selector está formado al menos por un conjunto analizador monocanal de altura de pulsos de entrada y una compuerta lineal, cuya función es la de permitir el pasaje de solo los pulsos de entrada cuya amplitud se encuentre dentro del rango de entrada del analizador. La importancia de esta selección reside en que los convertidores analógico-digitales suelen tener un tiempo muerto considerable, y resulta deseable



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que, para reducir el tiempo muerto total de una medición, no se analicen señales que no son de interés como el ruido de baja amplitud.

• Unidad de Visualización: La representación gráfica de los datos

acumulados, es decir el espectro es normalmente exhibido en una pantalla de rayos catódicos. Son tres los tipos básicos de visualización, a saber:

Visualización estática: Es aquella que, cuando el multicanal no esta en el modo adquisición, lee la información contenida en la memoria, canal por canal y la exhibe.

Visualización viva: Es aquella que cuando el multicanal esta en el modo adquisición, exhibe el último canal en el que se ha hecho acumulación y su contenido. Si la tasa de conteo es muy reducida, la pantalla muestra solamente y en cada momento un punto, si la tasa de conteo es lo suficientemente elevada, los canales reciben una cuenta a intervalos menores que el tiempo de persistencia de una imagen en la retina, de modo que se visualiza el espectro completo en la pantalla. Visualización permanente: Es aquella que, este o no el multicanal en el modo adquisición, lee la información contenida en la memoria, canal por canal y la exhibe. Si se halla en el modo adquisición, esta lectura es suspendida, cuando es necesario acumular un pulso de entrada y reasumida luego de la acumulación. La visualización permanente es la más confortable desde el punto de vista del usuario a bajas tasa de conteo. La viva ofrece un menor tiempo muerto dado que la acumulación en ningún caso debe esperar a la finalización de la exhibición de un canal. La visualización en un determinado acumulador multicanal ofrece además las siguientes posibilidades:

- Escala vertical lineal o logarítmica: Es donde se representa el contenido de los distintos canales. Cuando es lineal es de rango seleccionable no así en la logarítmica utilizada a los fines de comparar partes del espectro que no serían visibles en escala lineal. - Escala horizontal línea: Es donde se representan los sucesivos canales. Su rango es seleccionable de forma de expandir el espectro y proveer mejor observación.



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- Regiones de interés: Definidas para grupos de canales adyacentes, pudiendo ser seleccionadas e intensificadas a los fines de resaltar su visualización. - Comparación: Definida sobre los contenidos de dos sectores de memoria a los fines de ser visualizados simultáneamente.

• Unidad de control: La unidad de control regula el funcionamiento de todo el

conjunto de acuerdo al modo seleccionado por el usuario y a la fase de operación en que se encuentre ya sea adquisición, salida o visualización. El acceso a esta unidad lo constituyen una serie de llaves y teclas distribuidas sobre un tablero en el frente de la misma. La unidad de control suele, muchas veces, incluir automatismos que permiten al analizador pasar por las distintas fases operativas en forma secuencial o cíclica. En este caso los tiempos asignados a cada fase como los de rotación son fijados por el usuario. Los analizadores suelen incluir en la unidad de control, un reloj para limitar la duración de una medición a un tiempo predeterminado. Estas mediciones se denominan en tiempo reloj y de no mediar una adecuada corrección por tiempo muerto, las cuentas acumuladas en el analizador adolecerán de diferencias por defecto. Estas perdidas pueden ser compensadas de dos formas distintas dependiendo de la constancia de la tasa de conteo a lo largo de la medición. Si la tasa de conteo permanece constante a lo largo de la medición se utiliza el método denominado corrección por tiempo vivo, caso contrario se utiliza un instrumento auxiliar al analizador denominado módulo para conteo sin pérdidas que permite corregir los tiempos muertos aun en el caso de tasa de conteo variable. Su funcionamiento y principios se especifican más adelante.

• Unidad de Análisis: A los fines de facilitar el procesamiento de los datos

acumulados los multicanales incorporan funciones como :

Alisado de espectros: A los fines de suavizar los espectros que presentan dispersiones estadísticas importantes en el número de cuentas de cada canal, se realiza un promedio ponderado del contenido de cada canal con el de los canales próximos. Localización de picos: Se realiza el barrido del espectro con el fin de localizar e identificar picos.



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Análisis de picos: Se determina la ubicación del centro del pico, su energía, dispersión, FWHM (ancho a mitad de altura) y su área neta. Calibración de energía: Se calibra el eje de abscisas en energías suponiendo una buena linealidad integral del sistema, asignando la energía correspondiente a dos canales en los que se encuentren sendos picos conocidos del espectro. Por interpolación lineal el usuario determina la energía correspondiente a cualquier otro canal. Existen algunos analizadores que toman en cuenta la presencia de linealidades, en cuyo caso la determinación anterior se realiza por interpolación polinómica lo que exige la asignación de energía a más de dos canales. Identificación de radionúclidos: Se identifica un radionúclido emisor de un pico determinado, consultando una tabla interna con los valores de energía de los picos de los espectros de los radionúclidos posibles. Stripping: Se sustrae de un espectro determinado otro de referencia. Generalmente esta facilidad es utilizada para descontar el espectro debido al fondo como así también para descomponer el espectro.

Figura 21. Imagen del Detector de Germanio Hiperpuro usado en el laboratorio.


• Contenedor: estructura física permanentemente cerrada y rígida que

contienen fuentes radioactivas que impiden su dispersión. • Detector: es un instrumento que sirve para detectar la radiación de una

muestra, esto gracias al fenómeno de ionización que se produce por la interacción de partículas alfa, beta y radiaciones gamma con el detector y permite cuantificarla gracias a electrónica asociada a este.



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• Detector semiconductor: instrumento construido con elementos semiconductores puros (germanio o silicio) a los cuales la radiación ionizante produce un efecto excitación a los electrones menos ligados al átomo llevándolos a un nivel mayor de energía donde pueden desplazarse libremente entre el cristal.

• Discriminador: dispositivo que recibe los pulsos del detector y realiza una

comparación con un nivel predeterminado, su función es tal que genera un pulso rectangular digital toda vez que el pulso nuclear de entrada es de amplitud mayor al nivel de comparación.

6.1.4 Procedimiento para el Análisis de Muestras por Espectrometría Gamma.

Preparación de la muestra. El analista clasifica la muestra de acuerdo a su estado físico, sólido o líquido, para prepararla de acuerdo a la geometría del patrón. Si es sólida con partículas de diferentes tamaños se debe someter la muestra a trituración hasta obtener un tamaño adecuado y uniforme de partícula para empacarla en frascos de polietileno con la geometría del patrón. Si la muestra es líquida se impacta en su respectivo frasco y se acidifica HCl o HNO3 hasta pH < 2 para preservarla, la acidificación se hace inmediatamente se recibe la muestra y el análisis se realiza 16 horas después. Seguir cada frasco que se somete a análisis debe estar perfectamente rotulado con la información del usuario, de la muestra y la fecha de toma y recepción.

Operación equipo de Germanio.

Encender equipo de germanio: • Verificar que el cable de señal a la tarjeta se encuentra conectado

a la salida del amplificador del sistema. • Ajustar el instrumental del RAC. • Asegurar el potenciómetro de ganancia fina para evitar un

movimiento accidental. • Encender el RAC. • Encender la fuente. • Encender el alto voltaje. • Incrementar el voltaje por medio el potenciómetro de voltaje fino a

un ritmo de 50V cada dos minutos hasta obtener la lectura de 200V. Luego hacer incrementos de 100V cada dos minutos hasta



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lograr un voltaje de 800V. Seguir con incrementos de 200V por minuto hasta 3100V.

• Una vez logrado el voltaje operación, el panel frontal del RAC debe indicar 3100V.

Encender el computador: • Encender las CPU y el monitor. • Ingresar al programa. • Realizar los ajustes en el programa.

Calibración por energía: el analista de calibrar el equipo con el patrón

adecuado, dependiendo del tipo demuestra. Los pasos a seguir son: • Abrir la compuerta del castillo del detector y verificar que no haya

cuerpos extraños en el. • Colocar centralmente el patrón sobre el detector y tapar muy bien

el blindaje. • Borrar pantalla. • Escribir tiempo de calibración. • Inicial conteo. • Una vez se tiene el espectro característico del patrón se señalan

las regiones de interés: ubicar el cursor al inicio del pico, luego desplazar el cursor hacia el final del pico. Automáticamente se sombrea las áreas bajo los pico señalados.

• Seleccionar unidad de calibración. • Seleccionar cada uno de los picos y asignarle un valor a partir del

tipo de patrón que se haya usado. • Guardar archivo de calibración.

Lectura de la muestra.

♦ Colocar la muestra directamente sobre el detector teniendo en cuenta

que quede ubicada en iguales condiciones del patrón. ♦ Cerrar el castillo de blindaje del detector. ♦ Operar software. ♦ Colocar el tiempo de lectura en el programa. Al cabo de una hora de

conteo se pueden empezar a definir picos que no son característicos del fondo natural, pero en muestras con concentraciones radioactivas bajas es necesario emplear tiempos de contaje elevados, generalmente 36.000 segundos.



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♦ Una vez terminada la lectura se guardar archivo con un hombre alusivo al número del certificado.

Análisis del espectro. Cuando el equipo termina la lectura de la muestra

es necesario analizar el espectro. El analista es el encargado identificar los radionúclidos presentes, cuantificar los compararon los resultados con los límites de exención. Este paso se soporta con la impresión de los resultados del espectro y los cálculos respectivos.

Registro de resultados. El analista registra los resultados obtenidos en el

cuaderno de laboratorio y en el formato de certificados de análisis de muestras por espectrometría gamma. La información que se consigna es: radionúclidos presentes, concentración si es cuantificable y el límite de detección.

Almacenamiento la muestra. Si la muestra está contaminada con

material radiactivo se realiza el procedimiento técnico de gestión de fuentes en desuso. Si la muestra presenta un resultado no detectable se rotula y se almacena por un periodo de un año.

6.1.5 Precauciones de Seguridad.

El criostato debe estar siempre cargado con nitrógeno para garantizar la

estabilidad cristal detector. Los componentes electrónicos del equipo de germanio no se deben apagar

a menos que sea motivo de fuerza mayor. El lugar para la preparación de muestras de estar perfectamente limpio,

debe estar cubierto con un plástico por si ocurre algún derrame de muestra y no tener material fuera del necesario para el procedimiento preparación.

El analista debe estar con bata y con guantes para evitar contacto directo con muestras posiblemente contaminadas.

Todas las muestras preparadas deben estar perfectamente rotuladas y selladas de modo que no se disperse en el castillo del detector y lo contamine.

6.1.6 Diagrama de Flujo del Laboratorio de Espectrometría Gamma. En la siguiente página.



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6.2 INSTALACIONES PARA ALMACENAMIENTO TEMPORAL DE DESECHOS Y FUENTES RADIOACTIVAS EN DESUSO 6.2.1 Equipos.

Dosímetro Personal (TLD). Los servicios de dosimetría personal que

realizan el control dosimétrico de los trabajadores profesionalmente expuestos a radiaciones ionizantes utilizan generalmente dosímetros pasivos incorporando, o bien película fotográfica radiosensible, o bien detectores termoluminiscentes (TLD). En los últimos años, y de forma paralela, se ha ido integrando el uso de dosímetros electrónicos para realizar principalmente funciones de alarma. En general estos dosímetros incorporan un detector Geiger en miniatura o uno (o varios) detectores de semiconductor. Entre las ventajas de los dosímetros electrónicos se encuentra la lectura en tiempo real de la dosis y/o tasa de dosis, la no necesidad de un lector externo, la incorporación de alarmas programables y la conexión directa a un ordenador.

Fuente de chequeo (Cs-137 [1∼5µCi]). Algunos fabricantes entregan con el

instrumento una pequeña fuente radiactiva (fuente de chequeo); es de anotar, que no siempre estas fuentes emiten el tipo de radiación para el cual se utiliza el equipo, esta es la razón por la cual a esta fuente se les da el carácter de “fuentes de comprobación de estabilidad” muy lejos del que algunos usuarios erróneamente le atribuyen al designarlas como “fuentes de calibración”; de ahí que la calibración sea periódica en un laboratorio de metrología acreditado oficialmente y sea un paso necesario.

Dosímetro de alarma lectura directa (MINI 6100 o semejante). Se basa en

las células de memoria de semiconductor llamadas EEPROMs (Electrically Eraseably Programable Read Only Memmory). En estos dispositivos la información se guarda en forma de carga atrapada en la puerta flotante de un transistor MOSFET (Metal-Oxide-Silicon Field Effect Transistor). Según la cantidad de carga atrapada sea alta o baja, se tiene representado el dígito binario 0 ó 1. Recientemente se han desarrollado nuevos tipos de memoria no-volátil en los que la información no se restringe a la de tipo binario, sino que es posible almacenar información analógica. El principio DISTP

7PT se basa en permitir que la superficie de la puerta flotante esté en

contacto con el aire circundante. Rodeando la memoria de una pared

TP

7PT Disfunción en Integración Sensorial.



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conductora e inyectando una carga inicial en la puerta flotante que cree un campo eléctrico a su alrededor, se obtiene una cámara de ionización entre la puerta flotante y la pared conductora. Para la radiación fotónica, las interacciones tienen lugar preferentemente en la pared y los electrones secundarios ionizan el aire que se halla entre la pared y la puerta flotante. En el caso de la radiación de partículas cargadas, si la ventana es lo suficientemente fina, la transferencia de energía se produce directamente en la zona de aire. Dado la alta movilidad de los pares electrón-ión que se crean y al campo eléctrico circundante, estos portadores de carga pueden ser recogidos y transferidos a la puerta flotante antes de que se produzca la recombinación.

Figura 27. Dosímetro de alarma de lectura directa.

Fuente: http://seninte.upc.es/Personal/fernandez/elecdosi.htm

Equipo para adquisición de espectros gamma (EXPLORANIUM GR-130

o semejante). Los fotones son emitidos en las transiciones nucleares desde un estado excitado a otro de menor energía. En las fuentes del laboratorio los rayos gamma se emiten tras los procesos de desintegración nuclear. Una vez calibrado nuestro sistema de detección, se puede determinar la energía de los fotópicos de una fuente radiactiva de naturaleza desconocida y con ello poder identificarla. Además, se puede estudiar la no linealidad del sistema de detección.



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6.2.2 Descripción de Actividades desarrolladas en las instalaciones de Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radiactivas en Desuso.

Objetivo. Describir los procedimientos técnicos para la gestión de fuentes radiactivas en desuso en el almacén temporal de INGEOMINAS de acuerdo a la normativa nacional y recomendaciones internacionales.

Descripción de actividades.

Tratamiento Previo. Esta etapa consiste en todas y cada una de las

tareas que se realizan con anterioridad al tratamiento de desechos, que en este caso son:

- Recepción - Segregación - Descontaminación - Almacenamiento transitorio

• Recepción de las Fuentes. Son las tareas realizadas en el momento

en que la(s) fuente(s) ingresan al almacén temporal. Estas incluyen: Verificación del inventario de material radiactivo que se espera recibir, descarga de las fuentes del medio de transporte, medidas de tasa de dosis en contacto y a un metro, prueba de contaminación removible, marcado de contenedores, ubicación transitoria, levantamiento de acta de recepción e ingreso a la base de datos. El procedimiento para recepción de fuentes en desuso se inicia cuando es notificada su llegada por parte de las personas de seguridad en portería, es el siguiente:

Una vez lleguen las fuentes en desuso, dar instrucciones a las personas de seguridad en portería para que permitan el acceso hasta el bloque E (Almacén de fuentes).

Dar instrucciones a los integrantes del staff para que estén presentes en la recepción: Operador y apoyo.

Prepararlos equipos y materiales necesarios para la recepción. Dar instrucciones al conductor para que ubique en reversa el vehículo

de transporte justo en frente del portón de la sala 3 (sala de recepción).

Realizar monitoreo de niveles de radiación en las superficies externas del vehículo y a dos metros. No deben superar 2 mSv/h y 0.1 mSv/h respectivamente. Informar inmediatamente al coordinador sobre la situación de normalidad o anormalidad.

Ordenar la apertura de las puertas del vehículo.



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Verificar el inventario de material radiactivo que se espera recibir. Realizar monitoreo de niveles de radiación en las superficies externas

del bulto y a un metro. No deben superar 2 mSv/h y 0.1 mSv/h respectivamente. Informar inmediatamente al coordinador sobre la situación de normalidad o anormalidad.

Ordenar el inicio de la descarga de los bultos. Descargar los bultos; de acuerdo a las características propias de peso

y forma de los bultos, puede intervenir el staff y usarse los equipos para manejo de cargas del almacén (pórtico, diferencial, cadenas, etc.). los bultos a recibir deben descargarse sobre estiba, justo en frente del portón, el cual ya debe estar abierto.

De acuerdo a las condiciones particulares de cada remesa, evaluar la conveniencia de sacar los contenedores de las fuentes del embalaje de transporte con la finalidad de manejar menores volúmenes en el resto del proceso. Los materiales descargados deben ser monitoreados en busca de contaminación superficial.

Diligenciar acta de recepción de fuentes en desuso, consignando la información completa para cada fuente.

Según procedimiento especifico, realizar prueba de fugas a cada fuente y hacer evaluación inicial con monitor de contaminación en un lugar de bajo fondo (normalmente a 10 metros al norte del portón). Informar resultados al coordinador. Almacenar la prueba para ser enviada al Laboratorio de Radiometría Ambiental posteriormente.

Marcar los contenedores: si las fuentes van a seguir en el mismo embalaje de transporte, colocar el código de contenedor al bulto y si han sido separadas, colocar el código de contenedor en cada fuente. Tener en cuenta lo siguiente:

UAsignación del códigoU: El código es un número entero que identifica unívocamente a cada contenedor, el contenedor puede almacenar una o varias fuentes en desuso o recipientes con desechos. El número se asigna consecutivamente teniendo en cuenta el último valor usado. Por ningún motivo debe repetirse.

Usando la estibadora, colocar los contenedores marcados en almacenamiento transitorio en sala 3.

Cerrar el portón del almacén. Ingresar a la base de datos del almacén de fuentes y desechos, la

información sobre la recepción. Sellar el acta de recepción de fuentes en desuso con el sello OK

BASE y archivar.



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• Segregación. Para el caso de fuentes en desuso, esta labor consiste en la separación de componentes del contenedor de la fuente que no hagan parte del blindaje como por ejemplo, piezas estructurales para el montaje en el sitio donde fue usada, detectores, electrónica asociada, piezas mecánicas que no sean parte de los mecanismos de seguridad, etc. Al final de esta etapa, se puede presentar el contenedor con el mínimo volumen posible que mantenga intactas las características de blindaje y seguridad. Cada elemento retirado debe ser sometido a prueba de contaminación removible. La segregación no es un paso obligatorio, se realiza a conveniencia en cada caso y por decisión final del coordinador.

La segregación debe ser realizada por los siguientes miembros del staff:TP

8PT

Coordinador, Operador y Técnico de apoyo de acuerdo a las características particulares de las fuentes en desuso, se debe hacer un plan de operaciones después de la recepción y antes de iniciar estas tareas, este debe ser discutido y aprobado por el staff.

En los casos que sea factible, debe realizarse la segregación en la sala 4 del almacén de fuentes, para esto, los contenedores que has sido recibidos en la sala 3 se deben llevar por medio de la estibadora a la sala 4. En la medida de lo posible, los contenedores no deben estar en contacto con el piso, es decir, deben estar o bien sobre estibas o sobre la mesa metálica de trabajo en la sala 4. El trabajo de segregación para cada contenedor debe quedar registrado en el formato correspondiente el cual lo diligencia y firma el coordinador.

• Descontaminación. Cualquier elemento que resultare contaminado durante

la recepción o segregación, incluyendo partes del embalaje, piezas retiradas, herramientas, muebles o equipos usados y el mismo contenedor de blindaje de la fuente, debe ser sometido a una evaluación, acerca de la conveniencia de realizar la descontaminación. En caso de hacerse, debe estar bajo procedimientos establecidos y si después de esta, la contaminación prevalece, deben tomarse los elementos contaminados como un desecho a ser gestionado, las superficies contaminadas se lavan con una solución de Decontamin en agua al 3%.

• Almacenamiento Transitorio. Una vez se concluya la segregación y/o

descontaminación (en caso de haber sido necesario), los contenedores están

TP

8PT Equipo de trabajo



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listos para ser almacenados transitoriamente en sala 1 o sala 2 del almacén, allí, quedaran a la espera del acondicionamiento.

El coordinador debe asignar la ubicación conveniente para cada contenedor y las coordenadas deben ser modificadas en la base de datos, cuando se hace la recepción los contenedores quedan transitoriamente en sala 3 y se ha ingresado de esta forma a la base de datos en ese momento. Según las características de peso y forma de cada contenedor debe hacerse la ubicación en las salas 1 y 2 de manera concertada antes del ingreso. Participan en esta tarea el coordinador, operador y apoyo o cualquier combinación adecuada para cada paso.

El ingreso a sala 1 o 2 esta restringido a miembros del staff y debe quedar registro del ingreso cada vez que se haga una operación de ubicación, reubicación o Radiometría según formato establecido. Miembros del publico tendrán acceso solo en condiciones especiales y cuando este justificado por razones de fuerza mayor, en estos casos, debe entregarse dosímetro de lectura directa a cada persona y se llevara el registro de estas situaciones.

• Tratamiento. Para el caso de gestión de fuentes radiactivas selladas en

desuso, no aplica este ítem, debido a que la reducción de volumen en el contexto de este tipo de desecho, se ha realizado en la segregación. Para fines de acondicionamiento se adopta la siguiente clasificación de fuentes en desuso:

Tabla 7. Clasificación de Fuentes en Desuso.

Tipo Características Ejemplo l ll

lll

lV

Cápsulas sin blindaje, sueltas dentro de contenedores Cápsulas fijas y blindadas por diseño a contenedor, pequeñas dimensiones Cápsulas fijas y blindadas por diseño a contenedor, grandes dimensiones Laminas donde las fugas de radiactividad es usual

Ra-226para branquiterapiaMedidores nucleares fijos Cabezales de Co-60 Pararrayos

Fuente: Manual de procedimientos para la gestión de fuentes en desuso en el almacén temporal. GSNPR -INGEOMINAS

Consideraciones para el acondicionamiento de fuentes. Tipo 1. En el proceso de acondicionamiento, las fuentes son inmovilizadas en cápsulas de acero inoxidable que se sellan con soldadura tipo TIG, luego, colocadas las cápsulas en contenedores de plomo que a su vez se colocan en canecas de 200 L, que previamente se han dispuesto con paredes de concreto de algunos centímetros de espesor. Los procedimientos



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operacionales para acondicionamiento de fuentes Tipo I se encuentran en los anexos de acuerdo a la siguiente tabla:

Tabla 8. Procedimientos operacionales para acondicionamiento de fuentes Tipo l

# Anexo Nombre del procedimiento 5 6 7 8 9

Preparación de los embalajes para el acondicionamiento, fuentes Tipo l Acondicionamiento de las cápsulas, fuentes Tipo l Soldadura de las cápsulas de contención Prueba de fugas de las cápsulas de contención Plan de protección radiológica para el acondicionamiento de fuentes Tipo l

Fuente: GSNPR.

El acondicionamiento de fuentes Tipo l se realiza en las salas 3 y 4, los siguientes requisitos deben ser cumplidos por la instalación antes de iniciar las operaciones:

• Permitir acceso de vehículos de carga como camiones y montacargas • Disponibilidad de alimentación eléctrica de 110 V y 220 V • Disponibilidad de servicio de agua y alcantarillado • Ventilación y filtración (HEPA) • Condiciones de acabado y limpieza adecuados en paredes y pisos • Protección ante factores climáticos

Para la realización de fuentes Tipo l, deben ser tenidos en cuenta los siguientes lineamientos:

• El área operacional se compone de zona controlada y zona supervisada y cubre la instalación y sus alrededores.

• El área controlada se compone de las salas 1 y 4 así como las áreas externas adyacentes. En estas, la exposición a las radiaciones pueden conllevar dosis superiores al límite primarioTP

9PT anual para público y este

es precisamente el criterio para la delimitación. • El área supervisada está más allá del acordonamiento y en ella las

dosis debido a la exposición a las radiaciones esta por debajo del limite anual para público, es de libre transito y no tiene reglas especiales respecto a la protección radiológica.

• Prácticamente todas las superficies en zona controlada deben estar cubiertas de polietileno transparente y grueso fijado con cinta de enmascarar.

TP

9PT 20 mSv/año



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Consideraciones para el acondicionamiento de fuentes Tipo ll, Tipo lll y Tipo lV. Este ítem se encuentran en etapa de desarrollo.

Almacenamiento. La colección de residuos sólidos generados en este tipo

de centros se debe llevar a cabo distribuyendo contenedores apropiados en toda el área de trabajo, con el fin de hacer la recolección de los residuos y garantizar el trabajo se debe tener en cuenta:

• El número de recipientes debe ser tal que permita hacer la segregación al

tiempo que se realiza la colección. • Los residuos sólidos que no representan más que un peligro radiológico,

deberán almacenarse en bolsa de plástico resistente, las cuales deben ir identificadas como residuos radiactivos; es conveniente que sean transparentes con el fin de observar fácilmente lo que hay dentro; estas bolsas deben ubicarse dentro de recipientes con tapa los cuales a su vez deben estar identificados con el símbolo de material radiactivo.

• Los residuos sólidos tales como agujas o recipientes de vidrio rotos no deben ser colectados en recipientes de plástico, ya que representan un peligro para los trabajadores que los manipulan; en estos casos se recomiendan contenedores de metal.

• Los residuos líquidos deben ser recogidos en recipientes de plástico con el fin de evitar que en el caso de caerse no se rompa.

En situaciones en las que una misma instalación manipule mas de un radionúclido, los residuos asociados a cada uno de estos se colectarán separadamente, debido a que el tiempo necesario de almacenamiento es diferente para cada uno.

• Contenedores de Residuos. Respecto a los paquetes, bolsas o

recipientes que contienen los residuos es necesario tener en cuenta lo siguiente:

El recipiente deberá estar contenido en recipientes adecuados

según sus características tal como se describió anteriormente, y la contaminación en su superficie no debe exceder los valores prescritos en las regulaciones de transporte, a continuación se presenta una tabla que le indicara cuales son los valores permisibles en cada caso.



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Tabla 9. Valores de contaminación en superficies CONTAMINANTE MÁX. NIVEL PERMISIBLE MÁX. NIVEL PERMISIBLE

Bq / cmP

2P MCi / cmP

2P

EMISORES β Y γ 4.0 10P

-4P

EMISORES α 0.4 10P

-5P

Fuente: GSNPR.

El residuo debe ser empaquetado de forma tal que se conserve su integridad durante su manipuleo.

El residuo líquido siempre debe almacenarse en recipientes de plástico cuya capacidad debe estar acorde con los volúmenes generados, y deben estar rodeados con un material capaz de absorber el doble del líquido depositado en su interior.

• Información sobre cada contenedor o paquete de residuos. Una vez

empaquetados los residuos en los diferentes contenedores estos deben ser etiquetados, indicando que se trata de material radiactivo, y adjuntando la siguiente información:

Tabla 10. Diagrama etiqueta modelo para los paquetes de residuos

Tipo de residuo Sólido Liquido Gaseoso Radionúclido asociado I-131 Actividad total 10 KBq Actividad especifica 1 KBq /Kg Fecha Enero 10 / 2005 Fecha de Expedición Abril 10 / 2005 Origen Fuente gamma Encargado Pedro Pérez


• Almacenamiento para decaimiento. El objetivo de almacenar el residuo para su decaimiento es mantener el material bajo control hasta que alcance los niveles de exención es decir niveles por debajo de los cuales pueden ser liberados; estos niveles deberán ser alcanzados en menos de un año para considerar posible el almacenamiento para decaimiento sin necesidad de un tratamiento previo del residuo.

• Requerimientos básicos en el almacenamiento de residuos. Los

residuos radiactivos para decaimiento deberán separarse de material radiactivo en uso, y de residuos radiactivos que no son adecuados para almacenamiento.



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Los residuos radiactivos deberán separarse de los no radiactivos, especialmente si son explosivos, inflamables o tóxicos.

El lugar de almacenamiento deberá ser localizado lejos del lugar de trabajo y de otras áreas que son regularmente ocupadas por personal de INGEOMINAS.

El lugar de almacenamiento deberá localizarse en un lugar donde la transferencia de material de o hacia ese lugar sea fácil.

Se debe dotar de un blindaje, con el fin de asegurar que las tasas de dosis en cualquier lugar accesible exterior no exceda los valores recomendados 3/10 de 1.0 mR/h

El lugar de decaimiento deberá ser lo suficientemente grande como para permitir el almacenamiento de manera adecuada; deberá ser posible identificar de manera visual los grupos de contenedores y paquetes con residuos que deben ser exceptuados a diferentes tiempos.

Las superficies (suelos paredes y mesones) del lugar de almacenamiento deberán ser fáciles de descontaminar en caso de ser necesario, es decir su superficie no debe ser absorbente, ni presentar hendiduras.

El lugar de almacenamiento deberá estar perfectamente identificado (con el símbolo de material radiactivo como mínimo) y deberá prohibirse el acceso a personal no autorizado.

En caso de almacenar cantidades significantes de H-3, I-125, I-131, C-14, el lugar deberá poseer un sistema de ventilación adecuado.

De ser necesario se debe proveer de un blindaje adicional a residuos que tienen en su superficie una alta tasa de dosis.

En los casos en que el almacenamiento requiere un tiempo mayor de un año, es conveniente pensar en la necesidad de un almacenamiento, que puede ser en el mismo lugar que residuos que requieren un tiempo menor, pero mejorando algunos aspectos de diseño y control administrativo de los mismos como los siguientes:

Organización del almacenamiento (es decir gabinetes y estantes). Diseño que permita mantener una separación física entre los diferentes

tipos de residuos. Mantener un estricto inventario de los residuos almacenados.

En el caso de que el almacenamiento sea por un tiempo mayor a un año, es necesario hacer énfasis en que la integridad de los recipientes se debe mantener, y en algunos casos es necesario realizar la inmovilización del



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residuo, o la transferencia del residuo liquido, de botellas plásticas a contenedores de acero. Es necesario además un monitoreo regular del lugar.

• Tiempo de decaimiento. El tiempo de almacenamiento para decaimiento

dependerá de lo siguiente:

Niveles de exención fijados por INGEOMINAS. Actividad inicial. Período del radionúclido, en caso de ser varios se toma el mayor

período.

Debido a que la actividad inicial de un radionúclido puede conocerse, es sencillo calcular cuando se alcanzara el nivel de exención; sí éste es tomado como la actividad inicial reducida en un factor de 1000, lo que es equivalente a decir que el tiempo transcurrido es de 10 periodos.

• Resumen Fuentes Almacenadas.

Tabla 11. Inventario de fuentes. Radionuclido No. De Fuentes

Cs-137 78 Am-241 43 Sr-90 33 Desc 31

Ra-226 17 Resina Reactor 16

Kr-85 14 Co-60 13 Am-Be 10 Ir-192 9 U-238 4 U emp 3

Ra – Be 3 Pm-147 3

H-3 2 Pu-238 1 Th-nat 1 Cl-36 1

Ce-144 1



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Cd-109 1 C-14 1

Ba-133 1 AmBe Cs-137 1

Ti-201 1 Eu-152 1

Fuente: GSNPR.

• TRANSPORTE

Condiciones a tener en cuenta en el transporte.

□ Contención de los materiales objeto del transporte. Con esta condición se pretende evitar la dispersión e incorporación de materiales radiactivos, mediante el diseño y resistencia de los materiales del embalaje o controlando la forma y la actividad de su contenido.

□ Control de la radiación externa emitida por los bultos. Los riesgos de radiación externa, se controlan ya sea: limitando el nivel máximo de exposición en superficie y a un metro de la misma, mediante etiquetas de advertencia sobre presencia de radiaciones o a través de documentos que indiquen las condiciones a tener en cuenta en el manejo, estiba y transporte del material radiactivo.

□ Prevención de daños causados por el calor emitido por los bultos. El calor en la superficie de los bultos, consecuencia de las interacciones de la radiación con los materiales del embalaje, se puede controlar limitando la temperatura superficial de los bultos mediante dispositivos de disipación de calor o por procedimientos de estiba y almacenamiento.

□ Prevención de la criticidad nuclear. Se aplica al caso de transporte de materiales fisionables, que son capaces de iniciar una reacción neutrónica en cadena automantenida por acumulación de masa suficiente, sin que sea necesario ninguna otra acción, mecanismo o condición especial. Su control se consigue teniendo en cuenta la geometría y limitando la cantidad de material fisionable a transportar.



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• Principios sobre los cuales se fundamentan las normas de transporte. Todas las normas de transporte hacen énfasis en la "seguridad incorporada al diseño" de los bultos, no al control de las operaciones. Por tanto, la responsabilidad sobre la seguridad durante el transporte recae directamente sobre el remitente, es decir, el que prepara bultos para su expedición ha de cuidar el cumplimiento estricto de las disposiciones reglamentarias, a fin de reducir al mínimo los riesgos y operaciones de manipulación de la remesa por parte del transportista. Todo transporte de material radiactivo debe tener en cuenta los principios de protección radiológica: Justificación, Optimización y Limitación de dosis.

• Objetivo del transporte de materiales radiactivos. El objetivo de toda

norma de transporte es garantizar que:

En circunstancias normales de transporte, las dosis recibidas por los transportistas y miembros del público sean inferiores a los valores permitidos por la autoridad competente.

La dosis equivalente efectiva colectiva durante el transporte en condiciones normales sea mínima.

Las consecuencias en caso de incidentes o accidentes sean "aceptables". por aceptables, se entiende que la probabilidad de ocurrencia del suceso sea inferior a un valor establecido independientemente de las consecuencias o que las dosis individuales y colectivas resultantes del accidente, por radiación externa o interna o por ambas razones, sean inferiores a un valor aceptado, prefijado o considerado razonable por la autoridad competente.

• Criterios de análisis de seguridad en el transporte de material

radiactivo. El siguiente método coincide en sus principios con la metodología aplicada al análisis de seguridad de cualquier instalación o equipo que utilice materiales radiactivos.

Etapa I: Análisis de riesgos inherentes al transporte

□ Riesgos de Irradiación. El análisis debe enfocarse al

reconocimiento de las posibles fuentes de irradiación de personas o cosas, a consecuencia de:

La radiación emergente de un bulto en condiciones



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normales. Aunque se límite la cantidad de material radiactivo a transportar en un tipo de embalaje, es imposible reducir el nivel de exposición más allá de los límites exigidos para la categoría del bulto.

Incremento del nivel de radiación emergente del bulto como consecuencia de un incidente por:

Desplazamiento del blindaje; Destrucción total o parcial del embalaje; Liberación del contenido radiactivo por destrucción del sistema de contención.

□ Riesgos de Contaminación: Prever las circunstancias en las

cuales objetos comunes se contaminen o aquellas en que personas incorporen material radiactivo durante el transporte.

En circunstancias normales, este hecho sólo puede ocurrir como consecuencia de la existencia de contaminación radiactiva transitoria en la superficie del bulto.

En un incidente del transporte puede ser consecuencia de la liberación parcial del contenido radiactivo por falla o muy baja resistencia del sistema de contención.

Durante un accidente, la liberación del contenido radiactivo y el consecuente riesgo de contaminación puede derivarse de una falla de diseño o construcción del sistema de contención o por no haberse tenido en cuenta en el diseño dicho riesgo.

Etapa II: Análisis de incidentes y accidentes previsibles durante

el transporte. Esta etapa comprende la identificación de los diferentes incidentes y/o accidentes que pueden esperarse durante el transporte, la evaluación de cada evento (altura de caídas, potencia de impacto, temperatura de incendio, etc.) y el cálculo de la probabilidad de ocurrencia de cada suceso posible.

□ Incidentes previsibles. Los incidentes más frecuentes

durante el transporte son los siguientes:

Caída del bulto desde pequeñas alturas sobre superficies lisas o punzantes, caída de objetos relativamente pesados o



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punzantes sobre el bulto, compresión del mismo por aceleraciones o desaceleraciones bruscas, hurto y manejo inadecuado del bulto por no reconocimiento del riesgo, debido a:

Identificación del bulto en idioma extranjero; Cuándo carece de placas de identificación; La identificación es ilegible por suciedad o manejo

inadecuado del bulto. Del análisis detallado de la forma de carga, transporte, descarga, estiba, etc. pueden surgir eventos distintos a los indicados, como también la exclusión de otros.

□ Accidentes previsibles. Dependiendo del tipo de transporte,

lugares de tránsito, etc. existen diferentes posibilidades, a saber:

Transporte por vía pública: Se considera el accidente más grave, como una secuencia equivalente a choque del vehículo, vuelco e incendio, lo cual implica que el mismo bulto sufre dos impactos y luego los efectos del fuego.

Transporte en el interior de un establecimiento: Los accidentes más probables son: Incendio, caída desde alturas considerables o de elementos pesados sobre el bulto. En conclusión, en ésta fase se listan todos los incidentes y/o accidentes posibles, considerando la combinación de eventos que puedan agravar la situación. Se evalúan la magnitud del riesgo de cada evento y se efectúa el cálculo de la probabilidad de cada suceso posible.

Etapa III: Análisis de consecuencias de incidentes y accidentes:

Se evalúan las dosis individuales y colectivas que puedan surgir como consecuencia de un incidente o accidente de transporte, teniendo en cuenta por separado las resultantes de la irradiación externa e incorporación de material radiactivo.

Etapa IV: Desarrollo del sistema de transporte: Conforme a los

objetivos y de acuerdo a la información obtenida en las tres etapas anteriores, se elige, entre las soluciones que proporcionan el mismo



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grado de seguridad global, las más prácticas y económicas, las que se apoyan en la seguridad intrínseca de diseño y entre estas las que limitan la seguridad de operación a un mínimo de medidas de sencilla aplicación.

• Transporte de materiales radiactivos en el interior de

establecimientos. Todo establecimiento debe tener un reglamento que establezca las formas y procedimientos a que debe ajustarse el movimiento interno de materiales radiactivos. Para su desarrollo puede aplicarse un procedimiento análogo al método de análisis indicado. Con el fin de evitar confusiones, se recomienda utilizar la palabra "transferencia" en lugar de "transporte", cuando se refiere al movimiento de material radiactivo en el interior de un establecimiento.

• Requisitos Administrativos. El riesgo que supone su transporte es

sumamente bajo y los controles administrativos exigidos son mínimos, no requieren etiquetas de advertencia visibles en su exterior. Muchos reglamentos postales permiten su expedición por correo.

• Requisitos de Diseño. Su diseño debe garantizar la manipulación y estiba

correcta y segura, soportar sin pérdida de su integridad choques, vibraciones, degradación química o radiolítica de los materiales del embalaje por captación y/o retención de agua, además, garantizar que el riesgo de su contenido sea identificado cuando se abra el embalaje.

• Tipos de bultos. El grado de seguridad exigido a un bulto determinado es

proporcional a los riesgos que puede originar el contenido que transporta, éstas exigencias se expresan en forma de normas de comportamiento y no de especificaciones de diseño tales como, espesor de paredes o detalles de juntas y cierres. El reglamento de transporte indica los requisitos que debe cumplir un bulto, pero no la forma de conseguirlos. Dependiendo de la actividad y la forma física del contenido radiactivo, los bultos se clasifican en:

Bultos exceptuados. Están destinados al transporte de pequeñas

cantidades de material radiactivo.

Bultos industriales. Se diseñan para el transporte de materiales de baja actividad específica (B.A.E) u objetos contaminados en su superficie (O.C.S). Los materiales B.A.E y O.C.S con bajos niveles



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de contaminación superficial, presentan un bajo riesgo de irradiación debido a que su actividad por unidad de masa es muy baja y por encontrarse en una forma no dispersable, dependiendo del riesgo de su contenido se clasifican en:

□ Bultos Industriales del Tipo 1 (BI-I): en su diseño se tienen en

cuenta los requisitos exigidos a los bultos exceptuados y además ciertas condiciones de temperatura y presión cuando se han de transportar por vía aérea.

□ Bultos Industriales del Tipo 2 (B1-2): debe cumplir con los requisitos del bulto BI-l y soportar ensayos de caída libre y de aplastamiento.

□ Bultos Industriales del Tipo 3 (BI-3): además de los requisitos anteriores, deben satisfacer ensayos de penetración y aspersión con agua.

Bultos tipo A. Sirven de medio seguro y económico para el

transporte de cantidades relativamente pequeñas de materiales radiactivos, resisten caídas desde vehículos o desde alturas similares, golpes por objetos agudos que puedan degradar su superficie, exposición a la lluvia y apilamiento de cargas sobre ellos.

Bultos tipo B. Se utilizan para el transporte de grandes cantidades

de material radiactivo y deben soportar además de las condiciones normales de transporte, condiciones accidentales graves, como: impactos, penetración, fuego, inmersión en agua. Su diseño debe ser aprobado por la autoridad competente del país y en algunos casos por la autoridad de cada país de tránsito o destino.

• Ensayos para soportar condiciones normales de transporte. Para

demostrar su capacidad de resistencia a incidentes normales durante el transporte, varios bultos pertenecientes a la misma serie de fabricación, se exponen a riego, que simula lluvia con una intensidad de 50 mm de agua durante una hora. Después se someten a los siguientes ensayos:

Caída libre desde 1.2 metros de altura sobre un blanco rígido de

superficie plana; sí el contenido son gases o líquidos, la altura de la caída es de 9 metros.

Compresión entre dos superficies planas durante 24 horas, con una carga no inferior a cinco veces el peso del bulto o 1300 kg/m P

2P sobre



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la cara superior del bulto. Penetración de una barra de 3.2 cm. de diámetro y 6 Kg. de peso,

con punta hemiesférica, dejando caer la barra sobre el bulto desde una altura de 1 metro.

• Ensayos para soportar condiciones accidentales de transporte

Ensayo mecánico. Cada bulto se somete a dos caídas sobre un

blanco rígido.

□ Caída 1: El bulto se deja caer sobre un blanco rígido de superficie plana y horizontal desde una altura de 9 metros.

□ Caída 2: El bulto cae sobre una barra de acero de 15 cm. de diámetro y 20 de altura, la altura de caída es de 1 metro. La secuencia y posiciones de impacto deben ser las que suponen mayor daño del bulto.

Ensayo térmico. Se expone el bulto a fuego durante 30 minutos a

una temperatura de 800 °C.

Ensayo de inmersión en agua. El bulto se sumerge a una presión equivalente a 15 metros de profundidad, durante no menos de 8 horas.

• Señalización, rotulado y notificaciones. Es importante que los

transportistas, destinatarios, servicios de emergencia y demás personas, conozcan la presencia de materiales radiactivos en el curso de las expediciones. La información necesaria depende del tipo y cantidad de material radiactivo presente, del embalaje utilizado para el transporte y está destinada a notificar la presencia y describir los materiales radiactivos objeto del transporte. Esta información figura en documentos de expedición, etiquetas, marcas en los bultos, rótulos en los medios de transporte y notificaciones especiales.

Documentos de Expedición. Son documentos que han de

acompañar cada expedición y contienen la siguiente información:

□ Nombre de expedición: describe los materiales en una forma



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general. Ej.: materiales radiactivos, en forma especial N.E TP

10PT;

materiales radiactivos, fisionables N.E. □ Número de Clase: Corresponde a la clasificación dada por la

Organización de Naciones Unidas para las mercancías peligrosas.

□ Nombre de Clase: Sino forman parte del nombre de expedición, deben figurar las palabras "MATERIALES RADIACTIVOS" que corresponde a la clase 7.

□ Número de Identificación: Número de las Naciones Unidas asignado al material, según se especifica en uno de los apéndices del reglamento de transporte seguro.

□ Descripción del material, describir la forma física y química de los materiales o una indicación de que los materiales son radiactivos. Para la forma química se acepta una descripción química genérica (Talio, Cesio etc.).

□ Actividad: la actividad máxima del contenido radiactivo durante el transporte expresada en becquerelios (Bq) (o en curios CiTP

11PT), con el prefijo apropiado del SI TP

12PT.

□ Categoría del bulto: si es I BLANCA, 11 AMARILLA o In AMARILLA. Índice de Transporte (IT): solamente en el caso de las categorías 11 AMARILLA Y 1Il AMARILLA.

□ Dimensiones del bulto: sus dimensiones de alto, ancho y largo del bulto. Ninguna de las dimensiones de un bulto que contenga materiales radiactivos en forma especial puede ser inferior a 5 cm.

Etiquetas de transporte. Se utilizan para clasificar los bultos

dependiendo del nivel de radiación en superficie y a un metro de cualquiera del bulto (T1), además para tomar decisiones sobre como manipular y almacenar los bultos para evitar exposiciones a los trabajadores, emergencistas y personal relacionado con el transporte.

Rotulado en los bultos. Se utilizan marcas que indican que en el

diseño del embalaje se ha procedido de conformidad con los criterios funcionales del reglamento y que los autores del diseño y los

TP

10PT Nombre de Expedición.

TP

11PT unidad de medida de la actividad radiactiva.

TP

12PT Sistema Internacional de Unidades.



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remitentes han verificado que las características del bulto son adecuadas. Estas marcas ayudan en las actividades de inspección y coerción de las autoridades competentes; demás proporcionan, al observador versado y en caso de accidente, valiosa información ya que establecen un vínculo entre el bulto y la aprobación del diseño (marca de identificación). Estas marcas son las siguientes:

□ Tipo de bulto (A ó B). □ El trébol que indica presencia de Material Radiactivo. □ Peso del bulto si es mayor de 50 Kg. □ Marca de la autoridad competente que aprobó el diseño del

bulto; □ Número de serie del bulto. Si el bulto es de Tipo B, las marcas, incluyendo el trébol deben ser resistentes al fuego y al agua.

Rótulos en los medios de transporte. Indican la presencia de

material radiactivo en un contenedor, cisterna, vagón o vehículo, se colocan en los cuatro lados del vehículo, contenedor o cisterna.

Notificaciones especiales. Son documentos destinados a notificar

a la autoridad competente de los países en transito o de destino, sobre el transporte de materiales radiactivos, solamente se utilizan en el caso de bultos Tipo B (M).

• Aspectos a seguir en el transporte de material radiactivo

Sobre los niveles de radiación en los bultos.

□ La tasa de dosis equivalente en cualquier superficie del bulto

debe ser inferior a: 2 mSv/h (200 mrem/h ). □ El índice de transporte no debe ser superior a: 100 mSv/hTP

13PT

(10 mrem/h).

Sobre los rótulos en los bultos. Todo bulto que sea categoría A ó B debe llevar las marcas siguientes:

TP

13PT es la unidad utilizada para medir las dosis de radiación por hora



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□ Tipo de bulto ( A ó B ); □ El trébol que indica presencia de Material Radiactivo. □ Peso del bulto si es mayor de 50 Kg. □ Marca de la autoridad competente que aprobó el diseño del

bulto □ Número de serie del bulto. Si el bulto es de Tipo B, las marcas, incluyendo el trébol deben ser resistentes al fuego y al agua.

Sobre el transporte en vehículos por carretera. Es responsabilidad del conductor y su acompañante verificar que se cumplen los siguientes requerimientos:

□ Vehículos y/o furgonetas lleven las etiquetas adecuadas en

las caras laterales y en la parte trasera del vehículo. □ Contenedores y bultos lleven las marcas y etiquetas

adecuadas y que se dispongan en el vehículo en un embalaje debidamente anclado que impida desplazamientos durante el transporte.

□ El blindaje garantice que ni el conductor, ni su acompañante reciban una dosis superior a 20 mSv/h (2 mrem/h).

□ La tasa de dosis equivalente en cualquier superficie externa del vehículo no sea superior a 2 mSv/h (200 mrem/h).

□ Llevar el respectivo certificado de transporte, el certificado de aprobación del bulto si es de Tipo B y del material que se transporta si es material radiactivo en forma especial.

□ Disponer de instrumentos y herramientas necesarios para situaciones de emergencia.

6.2.3 Diagramas de Flujo. A continuación se encuentran los diagramas de flujo de las actividades desarrolladas en las instalaciones para almacenamiento temporal de desechos y fuentes radiactivas en desuso expuestas en este documento.



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Figura 24. Procedimiento para gestión de desechos radiactivos

INICIO

TRATAMIENTO PREVIO

RECEPCIÓN

SEGREGACIÓN

DESCONTAMINACIÓN

ALMACENAMIENTO TRANSITORIO

FORMATO DE RECEPCIÓN

BASE DE DATOS

TRATAMIENTOReducción de Volumen

ACONDICIONAMIENTO

ALMACENAMIENTO

MATERIALES EXCENTOS

MATERIALES RADIOACTIVOS

(Reutilizar)

FIN

FUENTE: Manual de procedimientos para la gestión de fuentes en desuso en el almacén temporal. GSNPR -INGEOMINAS

Clasificación de los residuos radiactivos. Las alternativas de manejo se

basan esencialmente en las características de los residuos: naturaleza y cantidad del núcleo contenido, volumen generado y aspectos físicos y químicos, es conveniente hacer una clasificación rigurosa de éstos, según su estado físico, su actividad y su período de semidesintegración, con el fin de llevar a cabo una buena gestión. A continuación se resume la clasificación de los residuos teniendo en cuenta los tres aspectos antes mencionados.



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Figura 25. Clasificación de los residuos radiactivos.

Fuente: GSNPR.

Según periodo de semi-

desintegración

Según su Actividad

Según el Estado físico

Líquidos

Sólidos

Gaseoso

Tipo lll

Tipo ll

Nivel alto

Intermedio

Bajo Nivel

Tipo l

Compactables

No Compactables

De periodo largo o corto

Usualmente de periodo largo

Combustibles

De periodo largo o corto

Periodo inferior a 6 días

No combustibles

Periodo entre 6 71 días

De periodo superior a 71 días



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6.3 LABORATORIO SECUNDARIO DE CALIBRACIÓN DOSIMÉTRICA

6.3.1 Objetivo. En la actualidad, los problemas referentes a la calibración de instrumentos que miden radiaciones ionizantes ha sido de interés internacional y abarcado por el ICRU (International Commission of Radiation Units) y la IAEA (International Atomic Energy Agency) mediante publicaciones como Technical Reports Series. La importancia de tener un instrumento bien calibrado esta en tener una buena reproducibilidad y trazabilidad para medir niveles de radiación de acuerdo a las normas establecidas para protección radiológica y también para radioterapia. La calibración inadecuada causa porcentajes de error grandes para algunas dosis estimadas. Existe la tendencia en los usuarios principiantes de creer que todo instrumento viene calibrado de fábrica, para medir la dosis correspondiente a radiaciones en todos los rangos de energías, esto es erróneo porque cada instrumento está diseñado para recibir diferentes tipos de radiaciones ionizantes y para diversos rangos de energía, por tal motivo, cada instrumento tiene su propio procedimiento de calibración. Este procedimiento se realiza según normas del Technical Reports Series No.133 publicado por el IAEA.

6.3.2 Propósito de la Calibración. De acuerdo al ICRU publicación 60, el límite básico de dosis que puede recibir un individuo es de 20 mSv anual. En este caso las incertidumbres aceptables no deben exceder el 50%. Las incertidumbres se deben en gran parte a variaciones de sensibilidad del dosímetro con respecto a la energía, la dirección del haz incidente, cambios ambientales y a los errores sistemáticos de la calibración del mismo instrumento. Aun así en el caso de la radiación electromagnética, si un instrumento mide acertadamente la exposición, el factor de dosis equivalente puede variar de acuerdo a la energía del fotón y a la dirección de incidencia sobre el cuerpo del individuo. Por lo tanto, el propósito de la calibración es el de disminuir lo máximo posible la incertidumbre en la medición de las dosis. 6.3.3 Técnicas. Hay básicamente dos técnicas para calibrar instrumentos que miden radiación. Esta primero el uso de campos de radiación cuyas propiedades son bien conocidas y de otra parte el uso de campos de radiación no bien definidos donde la calibración es realizada por sustitución usando un instrumento calibrado de mayor precisión y confiabilidad.

Técnica de Campos de Radiación bien definidos. El campo de radiación se define por ciertos parámetros de una fuente estándar de una clase,



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actividad y blindajes específicos o por las medidas hechas por un patrón secundario.

Técnica de Sustitución. Se coloca un instrumento del mismo tipo (detector

Geiger Muller, cámara de ionización, contador proporcional o un contador de centelleo), que ha sido calibrado previamente en contra de patrones de calibración primarios y se toman luego las lecturas del campo de radiación, posteriormente el instrumento es sustituido por el que se va a calibrar y se calibra de acuerdo a la intercomparación de las dos lecturas tomadas. Es importante que todas las medidas de calibración sean trazables con los estándares primarios y sean constatados mediante certificado de calibración.

6.3.4 Equipos.

Monitores Portátiles de Radiación (Survey Meters). Instrumentos que detectan radiación ionizante, son de uso portátil y sirven para medir niveles de radiación con fines de Protección Radiológica, comúnmente vienen fabricados con detectores Geiger Muller (GM), cámaras de ionización abierta o presurizada y de cristal de centelleo.

Intensimetro Geiger-Müller. Un tubo Geiger-Müller (GM) consiste en una

envoltura con dos electrodos y un gas de llenado. Los GM son de forma generalmente cilíndrica. El electrodo central, el ánodo, es generalmente fabricado con un fino hilo de tungsteno.

Figura 30. Intensimetro Geiger Muller.

El otro electrodo; el cátodo dentro del tubo se llena de un gas que normalmente es helio, argón o neón, con un pequeño porcentaje de gas

Fuente: Manual de Procedimientos de Calibración. LSCD.



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halógeno agregado con propósitos de gas de apagado, el cual reduce el efecto de apilamiento de electrones en el cátodo. El GM detecta esencialmente partículas individuales o interacciones. Los electrones producidos por ionización son acelerados mediante un potencial eléctrico entre los electrodos. Los electrones adquieren suficiente energía para producir ionizaciones adicionales antes de alcanzar el ánodo; el proceso continua hasta que el contador este saturado con iones y se crea una avalancha de electrones que producen directamente una corriente eléctrica en un circuito.

Cámara de Ionización. La cámara de ionización utiliza un depósito de aire

herméticamente sellado, en algunos casos dicho depósito es abierto para permitir la entrada del aire del medio ambiente. Una cámara típica en radioprotección tiene un volumen aproximado de 300 CC.

Figura 31. Tipos de Cámara de Ionización


Consta de un electrodo central, un ánodo y la pared externa del cilindro la cual sirve como cátodo. Un voltaje es suministrado a través de los electrodos, los iones producidos por la interacción con la radiación son atraídos al ánodo y al cátodo. Este flujo de iones positivos y negativos da como resultado una corriente eléctrica, la cual es amplificada y mostrada en un medidor común. La corriente medida es proporcional al número de iones producidos, por consiguiente es proporcional a la radiación incidente en la cámara. La mayoría de estos monitores vienen con una escala para medir en unidades de tasa de exposición mR/h (miliRoentgen/hora), en cuentas por minuto o vienen dispuestas para medir tasas de dosis absorbida mrad/h (milirad/hora) o tasas de dosis equivalente mSv/h (mSv/hora) en los instrumentos más modernos.



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Algunos de los GM vienen con el detector aparte del electrómetro para medir niveles de radiación apreciablemente altos. Los rangos de medición de las tasas de exposición pueden ir de 0 a 1000 mR/h para instrumentos pequeños y de 0 a 20 R/h para los GM más grandes que tienen aplicaciones para fuentes intensas de radiación.

Fuentes Certificadas de Radiación Beta para Calibración. El Laboratorio

Secundario de Calibración Dosimétrica del GTN dispone de la serie 1 de radiaciones beta de referencia cuyas actividades iniciales se resumen en la siguiente tabla:

Tabla 12. Actividad de los radionúclidos.

Nucleido AB0B (Bq) Fecha AB0B

T(a)

EBBB

P

147PPm 518

MBq 01/07/92 2.62 0.22Me

v

P

204PTl 18.5

MBq 01/10/92 3.8 0.76

Mev

P

90PSr+P

90PY 1.85

GBq 13/08/92 28.1 0.54

Mev

P

90PSr+P

90PY 74

MBq 08/09/92 28.1 0.54

Mev Fuente: Manual de Procedimientos de Calibración. LSCD.

Irradiador Beta. El irradiador beta es un dispositivo que permite colocar las

distintas fuentes de referencia y los filtros correspondientes para realizar las distintas pruebas de calibración. Este dispositivo posee además un shutterTP

14PT,

el cual puede ser controlado desde la consola y un soporte en forma de cruz para la colocación de los filtros colimadores de las fuentes de referencia.

TP

14PT Obturador



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Figura 32. Irradiador Beta.


El irradiador beta tiene una luz roja de alerta que se enciende cuando el shutter está abierto. El posicionamiento de la fuente se realiza en la parte trasera del mismo y se efectúa con el manipulador enroscando la fuente dentro del irradiador.

Consola del Irradiador Beta. La consola de control del irradiador beta permite controlar el cierre y apertura del shutter y tiene además la posibilidad de programar tiempos de irradiación determinados, pues, posee un reloj digital para tal fin. Ver figura 33.

Figura 33. Consola Irradiador Beta.


En esta figura se pueden observar los displaysTP

15PT que indican el tiempo de

irradiación transcurrido y el tiempo de irradiación fijado en la consola con el teclado numérico. Se pueden observar también los mandos de apertura y cerrado del shutter, el switch principal, los controles de inicio y finalización de los ciclos de irradiación y la llave de mando de la consola.

TP

15PT Desplegar, Representación visual



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Filtros Usados para las Fuentes Emisoras Beta. Como se mencionó anteriormente los filtros que se utilizan con las fuentes tienen la función de proporcionar ratas de dosis uniformes sobre un área grande a una distancia dada. Cada fuente utiliza un filtro distinto. A continuación se hace una descripción de cada uno de ellos:

Filtro del P

147PPm: Este filtro es un disco de polietileno tereftalato con un radio

de 5 cm. y una densidad de 14 mg/cmP

2P. Tiene además un agujero

concéntrico de radio 0.975 cm. y cuatro sujetadores para ser posicionado en el soporte de irradiación. Filtro del P

204PTl: Este filtro está constituido por dos discos concéntricos, uno de

ellos está fabricado de polietileno tereftalato tiene 4 cm de radio y una densidad de 7 mg/cmP

2P. El otro disco es también de polietileno tereftalato con

un radio de 2,75 cm y una densidad de 25 mg/cmP

2P.

Filtro del P

90PSr+P

90PY: Este filtro está conformado por tres discos de polietileno

tereftalato de radios 2, 3 y 5 cm. cada uno. La densidad de cada uno de los tres discos es de 25 mg. /cmP

2P.

En la figura 34 podemos observar cada uno de estos filtros:

Figura 34. Filtros utilizados en la Calibración de Intensimetros Beta.

Cinta Métrica. Es necesaria para el posicionamiento de las fuentes, los filtros y el detector a las distancias adecuadas.

Manipuladores de las Fuentes Beta. Para el transporte de las fuentes del

contenedor al irradiador es necesaria la utilización de un manipulador especial, este manipulador es un blindaje grueso de acrílico con un sistema especial de sujeción para las fuentes que se manejan en cada práctica de calibración. Debido al poco alcance de la radiación beta el blindaje de acrílico

Pm 147 Sr 90+ Y90 Tl 204




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del manipulador es suficiente para la protección de la misma, es necesario de todas maneras mantener lo más alejado posible del cuerpo el manipulador con la fuente.

Figura 35. Manipulador de Fuentes de Referencia.

Fijadores de Distancias. Son elementos metálicos utilizados para posicionar las fuentes, el irradiador beta y los filtros de las fuentes a las distancias más frecuentemente utilizadas en cada práctica de calibración. Cada uno de estos elementos encaja en el irradiador para tener una mayor certeza en la exactitud de las distancias fijadas.

6.3.5 Sustancias Radioactivas Usadas como Patrón.

Cesio 137. El cesio es un elemento natural que se encuentra combinado con otros elementos en rocas, en el suelo y en polvo en pequeñas cantidades. El cesio que ocurre en forma natural no es radioactivo y se conoce como cesio estable. Hay sólo una forma natural de cesio estable en el ambiente, el P

133PCs (léase cesio ciento treinta y tres). Las explosiones

nucleares o la degradación del uranio en barras de combustible pueden producir dos formas radioactivas de cesio, el P

134PCs y el P

137PCs. Ambos

isótopos decaen a elementos no radioactivos. El P

134PCs y el P

137PCs generan

partículas beta a medida que decaen. Se tarda cerca de 2 años para que la mitad del P

134PCs emita su radioactividad y cerca de 30 años para el P

137PCs;

este período se llama vida-media. El isótopo radiactivo cesio 137, que se produce por fisión nuclear, es un derivado útil de las plantas de energía atómica. El cesio 137 emite más energía que el radio y se usa en


Blindaje en acrílicoDiámetro= 15 cm.

Sujetador de roscapara la fuente.

Manipulador

30 cm



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investigaciones medicinales e industriales, por ejemplo como isótopo trazador.

Cobalto 60. El Cobalto 60 es un metal que se caracteriza por emitir energía en forma de rayos llamados gamma al decaer radiactivamente. Se obtiene a partir del Cobalto en su estado natural, llamado Cobalto 59, exponiéndolo a un flujo de neutrones. Estos neutrones se pueden producir en gran cantidad en los reactores nucleares. Aquellos átomos de Co-59 que absorben uno de los neutrones se transforma en Cobalto-60 (Co-60) que es un átomo radioactivo y se desintegra emitiendo una partícula beta (electrón) y dos rayos gamma, obteniendo de esa manera la energía ionizante necesaria para realizar procesos industriales importantes con el uso de tecnología nuclear. De los distintos isótopos de cobalto conocidos, el cobalto 60 radioactivo es el más importante. Tiene una vida media de 5,7 años y produce una intensa radiación gamma. El cobalto 60 se utiliza ampliamente en la industria y en la terapia radioisotópica.

6.3.6 Procedimientos Desarrollados. La presente información se extrae directamente del manual de procedimientos del Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica (LSCD).

Recepción de un Intensimetro.

• Realizar un test de baterías. La mayoría de los intensímetros tienen una franja en el electrómetro que muestra el estado de las baterías. Si el instrumento no responde a dicho test devolverlo inmediatamente al usuario.

• Asegurarse que el instrumento sea sensible a un nivel de radiación por encima del fondo natural. Este procedimiento se puede realizar por medio de una fuente de chequeo que emita un tipo de radiación que pueda ser detectado por el instrumento y que no represente peligro alguno para la persona que lo realiza. También se puede utilizar un campo de radiación de baja intensidad y de fácil acceso, proveniente de un castillo que mantiene una fuente radiactiva.

• Verificar el estado físico del instrumento para determinar si es aceptado o no el aparato para su respectiva calibración. Procedimiento para la verificación del estado físico del instrumento:

La aguja del tablero análogo no debe estar suelta y debe

permanecer en su posición normal (0 si la escala es métrica).



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Sí el tablero de lectura es digital, verificar que todos los indicadores (señal de escala, señal de unidades de medición, test de batería) se muestren al activar el instrumento.

Sí viene con un detector externo, verificar su estado físico (el cuerpo y la ventana de detección deben estar en buen estado).

Verificar el estado del cable de conexión.

• Solicitar al usuario la fuente de chequeo y el manual de operación del instrumento.

• Diligenciar el formulario de recepción de monitores de radiación; anotando completamente los datos solicitados en él, teniendo en cuenta lo siguiente:

¿Cuál es el uso que se le da al aparato?. Para tener en cuenta qué

tipo de procedimiento es el más adecuado para la calibración. Si se va a calibrar un Intensimetro GM es mejor hacerlo con una

fuente de radiación monoenergética como lo son las fuentes de Co-60 y de Cs-137, porque la respuesta de estos instrumentos es lineal y más sensible para las energías de estos radionúclidos.

• Para asuntos de control interno, relacionar el instrumento en el

cuaderno respectivo.

NOTA: Tanto la fuente de chequeo como el formato de recepción, deben permanecer en la oficina donde llega el usuario a entregar el instrumento.

Procedimiento de Calibración con fuente de Cesio 137. Teniendo un

patrón secundario de calibración, tal como sucede en el Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica (LSCD) de el Grupo de Tecnologías Nucleares. (GTN) de INGEOMINAS, se puede realizar una calibración que garantice un margen del 10% de reproducibilidad en la lectura de un instrumento después de haber sido calibrado, para este fin se cuenta con un patrón para nivel terapia y rayos X que es un dosímetro NPL-SA, con él se han definido muy bien los haces de radiación de las fuentes de Cs-137 y de Co-60.

También se tiene otro patrón que es el dosímetro FARMER que viene con una cámara de ionización de 600 CC, especial para campos de radiación a nivel de radioprotección, además ha sido calibrada frente a un patrón primario



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con diferentes calidades de rayos X. Dichas calidades abarcan energías desde los 60 kVp hasta 250 kVp. Los instrumentos que normalmente se calibran con los equipos emisores de rayos X, son las cámaras de ionización ya que son los detectores gaseosos que tienen más independencia por energía. Para que la calibración sea lo más precisa posible se deben tener en cuenta los siguientes parámetros: - Rendimiento teórico de la fuente de irradiación a una distancia determinada; en la mayoría de los casos se escogen distancias entre 0,6 m y 1 m, según el documento TRS133. La constante gamma (Γ) es característica para cada radionúclido por ejemplo,

para el Cs-137 es de: Γ = 0.325 Rm²/hCi ó también Γ = 0.088 mSv m²/hGBq y para el Co-60 es de: Γ = 1.33 Rm²/hCi ó también Γ = 0.3595 mSv m²/hGBq; A es la actividad actual y d es la distancia de la fuente al punto en el espacio donde se mide el rendimiento; esta ecuación es válida para fuentes puntuales o que pueden considerarse puntuales debido a la relación tamaño fuente y la distancia d. El rendimiento debe verificarse con el patrón respectivo según la frecuencia preestablecida para cada fuente utilizada. El cálculo que se realiza es para hallar la actividad en un determinado momento, se puede llevar a cabo también con la exposición, cuando este se conoce en el mismo punto, pero hecho en cualquier instante de tiempo.

Medición del rendimiento con una cámara de ionización abierta. Esta

cámara debe ser un patrón confiable con una incertidumbre de ± 2% cuando la cámara alcanza un equilibrio térmico, y debe poseer excelente trazabilidad en las mediciones, en el LSCD se emplea la cámara de ionización FARMER,

X = Ad2

Γ



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la cual viene con tres ventanas, cada una de ellas diseñadas para diferentes rangos de energía de rayos X y rayos gamma:

Ventana A ------> Rayos X (25 a 300 KeV) Rayos gamma (20 a 250 KeV) Ventana B ------> Rayos gamma (0.25 a 1.5 MeV) Rayos X (0.3 a 2 MeV) Ventana C ------> Medición de dosis profunda Al dosímetro FARMER se le deben introducir los parámetros: temperatura ambiente de la sala de irradiación, presión en milibares y el factor de corrección por energía.

Figura 36. Dosímetro Farmer. Electrómetro de la cámara de ionización FARMER Mod.2570.


Se instala el instrumento a una distancia determinada y se fija en el Farmer el tiempo en que va a integrar la dosis recibida por la cámara de ionización, por ejemplo, si se le fijan 60 segundos y al cabo de este tiempo da una lectura de 900 mR se puede determinar un rendimiento a esa distancia de 15 mR/se-gundo. Cuando ya se conoce la intensidad del campo de radiación se procede a colocar el instrumento que se va a calibrar, dejando el potenciómetro de calibración listo para manipular, algunas veces éste se encuentra en la parte interna del aparato, por lo tanto habrá que destaparlo; algunos monitores poseen más de un potenciómetro: el de calibración y el de control de alto voltaje, varios potenciómetros de calibración para cada una de las escalas del monitor; si el instrumento posee más de una escala y un solo potenciómetro



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de calibración, se deberá calibrar para la escala intermedia o de mayor uso por parte del usuario del instrumento. El instrumento debe colocarse de tal forma que la distancia medida sea de la fuente al detector; en la mayoría de los intensímetros el detector GM es de forma cilíndrica de tal suerte que al acomodar el monitor éste queda antiparalelo al haz de radiación donde se puede ubicar al centro del cilindro. Ver figura 15.

Cuando el cilindro queda paralelo al haz de radiación la distancia medida viene hasta el extremo del detector. En las cámaras de ionización como la geometría del detector es bastante apreciable, algunos de estos instrumentos presentan unas marcas que muestran el punto de referencia (centro efectivo) para tomar la distancia para calibrar el instrumento. Hay que examinar el comportamiento del movimiento de la aguja del tablero con respecto a la influencia que ejerce la gravedad sobre ella (geotropismo), con base en lo anterior se determinará cual es la posición más conveniente para calibrar el instrumento. Sí en cualquier posición lateral la influencia es grande será mejor calibrar el instrumento con el tablero dirigido arriba, por lo tanto, se adecuará un sistema para la cámara de televisión. La fuente de calibración puede estar totalmente blindada; cuando se quiere irradiar se abre un SHUTTER que deja salir el haz de radiación, de igual forma cuando se abre un ob-turador en una cámara fotográfica. Cuando se abre el shutter existe un colimador que le da la forma cónica al haz de radiación. Ver figura 1.5. Existen también irradiadores que permiten que la fuente salga de su blindaje para irradiar iso-trópicamente.

FUENTE

DETECTOR

FUENTE DETECTOR

Figura 37. Disposición Fuente- Detector Fuente: Manual de Procedimientos de Calibración. LSCD.



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Figura 38. Tamaño de campo de un colimador cónico

A una distancia cualquiera al frente del haz de radiación existe un tamaño de campo que es de forma circular para el irradiador Buchler de Cs-137 cuyo tamaño de campo esta dado por la sección transversal F donde: F = 250 mm a 1 m de DFCTP

16PT.

El tamaño de campo para el irradiador de Co-60 es de forma rectangular a causa de dos tipos de colimadores que se encuentran en la parte interna del cabezote de la unidad de cobalto. Tal como se ilustra en la figura 16, uno de los estándares en teleterapia es el de un campo 10x10 a 80cm.

Cuando se va calibrar un instrumento hay que tener en cuenta que el instrumento se encuentre dentro del área que ocupa el campo a la distancia a la cual se va a calibrar. Para medir la distancia a la cual se va a irradiar y para colocar el instrumento en forma correcta se debe contar con un sistema de emisores de rayos

d

Fuente

Detector


Figura 39. Colimadores en una unidad de Cobalto 60. Fuente: Manual de Procedimientos de Calibración. LSCD.



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láser u otro sistema que permita precisión y facilidad de manejo. Figura 40. Sistema de posicionamiento del instrumento por medio de laceres


Procedimiento de Preparación y Posicionamiento del Instrumento. El

instrumento se debe ubicar de tal forma que el electrómetro este enfocado con una cámara de video que va conectada a su vez con un monitor de televisión (circuito cerrado de televisión), el cual estará ubicado fuera de la sala de irradiación, preferiblemente al lado de la consola de control de la fuente de irradiación. El monitor de radiación debe destaparse para dejar a la vista el potenciómetro ó potenciómetros de calibración, sí posee varios, se calibran para las escalas correspondientes; sí posee un solo potenciómetro se debe calibrar para la escala intermedia.

Ejemplo. Escalas X1 X10 y X100, se calibra para X10 y se verifica para las otras dos escalas. Otros monitores no poseen ningún potenciómetro de calibración y en este caso hay que reportar al usuario un factor de corrección. Si la cámara esta al lado del detector (posición lateral), el monitor de radiación debe colocarse de forma tal que el potenciómetro este a la mano de la persona que realiza la calibración. Si la calibración se realiza por el método de sustitución, se coloca el patrón en la misma posición y DFC (Distancia Fuente - Cámara) con que se va a colocar el instrumento que se va a calibrar. Antes de realizar la irradiación se debe saber en aproximación el rendimiento que va a detectar el patrón, además si está dentro de la escala. Se deja todo listo en la sala de irradiación (ubicación geométrica del instrumento, posicionamiento de escala, enfoque de la cámara de video y activación del instrumento), se cierra la puerta de la sala de irradiación y se abre el shutter del irradiador desde la consola, enseguida se



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observa en la pantalla de televisión la exposición registrada por el patrón y se anota después de que se ha estabilizado, luego se cierra el shutter, se entra a la sala y se reemplaza por el instrumento a calibrar. Luego se vuelve a colocar en posición de irradiación y se registra la lectura medida desde la pantalla de televisión, sí está por debajo o por encima la aguja del valor esperado (el mismo que se midió para el patrón), es necesario girar el potenciómetro de calibración, el sentido del giro varía de un instrumento a otro. En el caso de que la aguja fluctúe y no quede en un solo sitio (el caso típico de niveles de radiación bajos), se toma la lectura en el punto medio de la región en la cual la aguja se desplaza. Como método de comprobar la calibración del instrumento se realiza el mismo procedimiento para otro nivel de radiación que este dentro de la escala del instrumento.

Procedimiento para la Calibración de un Dosímetro. Algunos monitores

de radiación tienen la función de dosímetro adicionalmente a la de intensimetro, su calibración se desarrolla también por medio del método de sustitución; en este procedimiento se escogen por lo menos tres lecturas de dosis cuando se trata de un instrumento que no posee potenciómetro de calibración y luego se halla el factor de corrección por medio de una regresión lineal, este factor es un dato numérico que el usuario multiplica por la lectura que tenga su instrumento, para obtener la dosis real recibida o medida.

Sabiendo el rendimiento a una distancia dada se calcula el tiempo que se necesita para suministrar la dosis que se va a medir. Ejemplo. Se tiene un rendimiento de 500 mR/h a 1 m de distancia, si se desea que llegue hasta una dosis de 50 mR se necesitan 6 minutos de tiempo de ir-radiación, para 100 mR será el doble de tiempo 12 minutos y para 200 mR será de 24 minutos. El cálculo del tiempo (en minutos) esta dado por la siguiente ecuación.

Tiempo = Dosisrequerida(mr)X60Rendimiento(mr / h)

Procedimiento de Calibración de Intensímetros Beta.

• Generalidades: Los detectores beta tienen habitualmente un Geiger Müller

de ventana, la cual, al estar cerrada puede servir como detector de radiación



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gama, en tanto que si se desea detectar radiación beta es necesaria la apertura de la misma.

Las fuentes de radiación de referencia que se utilizan son clasificadas en dos series: la serie 1 de radiaciones de referencia son producidas por radionúclidos fuente utilizados con filtros colimadores de haces diseñados para dar ratas de dosis uniformes sobre un área grande a una distancia dada. La serie 2 de radiaciones de referencia son producidas sin el uso de filtros lo cual permite disponer de un rango amplio de distancias fuente-plano de calibración. Dentro de la serie 1 de radiaciones de referencia el laboratorio secundario de calibración dosimétrica de la GSNPR dispone de una fuente de P

147PPm, una de P

204PTl y dos de P

90PSr, de la serie 2 de radiaciones de referencia la

GSNPR no posee los radionúclidos que las producen podemos mencionar sin embargo al P

14PC, el P

106PRu y el P

106PRh.

• Procedimiento: Para la calibración se realiza el siguiente montaje

experimental. Ver figura 37.

• Posicionamiento de la Fuente de Referencia

Figura 41. Montaje Experimental

Se elije una de las fuentes beta de referencia con la que se quiera realizar la primera medida y con el manipulador de acrílico es colocada en el irradiador para realizar la práctica.

Fuente beta dereferencia

Irradiador beta

filtro

detector de ventana

escalímetro




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Se coloca el filtro y la fuente de referencia a las distancias adecuadas para la calibración. En la tabla 4 se resumen las distancias utilizadas en las prácticas de calibración con cada una de las fuentes de referencia. Se especifican también los materiales, densidades y tamaños de los diferentes filtros.

Tabla 13. Distancias de Calibración.

Nucleido Distancia calibración (cm.)

Distancia fuente filtro (cm.)

Material y dimensión del filtro

P

147PPm

20

10

Disco de polietileno tereftalato de 5cm de radio densidad de 14 mg/cmB2Bcon un agujero concéntrico de 0.975 cm.

P

204PTl

30

10

2 discos concéntricos de polietileno tereftalato uno de ellos de densidad 7 mg/cmP

2P y

radio de 4 cm, el otro de 2.75 cm. de radio y densidad 25 mg/cmP

2P.

P

90PSr+P

90PY

30

10

3 discos concéntricos de polietileno tereftalato de radios 2,3 y 5 cm. con densidad de 25 mg/cmP

2P.


Procedimiento para la Calibración de un Dosímetro Clínico. Los siguientes procedimientos están basados según las Normas del Manual de Instrucciones de la "NPL Secondary Standard, Therapy Level X Ray Exposure Meter" y el Manual de Instrucciones de la "Farmer Dosimeter".

• Generalidades: La calibración de un instrumento que se utiliza para medir

radiación ionizante, requiere de un conjunto de mediciones que se realizan bajo condiciones específicas que permiten establecer una correspondencia entre los valores que indica el instrumento y la magnitud a medir.

Estas magnitudes (exposición, kermaTP

17PT en aire o dosis absorbida), se

obtienen en los "Laboratorios Patrones Primarios de Dosimetría" (PSDL), TP

17PT Estimación del riesgo de radiación en algunos procedimientos específicos



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con instrumentos de la más alta calidad, exactitud y precisión para cada uno de los diferentes campos. Estos patrones son utilizados para calibrar dosímetros en los "Laboratorios Secundarios de Calibración Dosimétrica"(LSCD). El objetivo del LSCD es transferir la calibración del PSDL al usuario. Otro de los objetivos de los LSCD es calcular los factores de las cámaras de ionización utilizadas en la determinación de la dosis absorbida del haz de radiación y la calibración de equipos productores de radiación como son Co-60 o los aceleradores lineales de electrones.

• Proceso de Recepción: El laboratorio de calibración LSCD, utiliza un

dosímetro patrón calibrado en unidades de kerma en aire (ka), o exposición (X), relacionadas por la siguiente expresión:

X =ka e/w (1-gBaB)

siendo, e, la carga del electrón, w, la energía media necesaria para producir en aire seco un par de iones y gBaB la fracción de energía perdida por los electrones en forma de frenado en aire, sus valores son:

w/e = 33.97 J/C gBaB= 0.0032 (P

60PCo)

Además del patrón secundario, el laboratorio deberá tener una o varias cámaras de ionización calibradas de modo que puedan constituir el patrón de referencia en un rango de energías determinado. La calibración de un dosímetro que será utilizado en un departamento de radioterapia se lleva a cabo en un haz de radiación con un sistema de colimación similar y de la misma calidad del que se utiliza en dicho departamento.

• Procedimiento de Aceptación: Cuando un dosímetro clínico llega al

LSCD para ser calibrado se debe llenar el formato de recepción de equipos llenando los datos referentes al equipo y al usuario:

♦ Datos del usuario. ♦ Características del instrumento. ♦ Si ha sido calibrado con anterioridad.



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♦ Observaciones generales (si tiene baterías, en que estado se encuentran, sí detecta radiación o no, para lo cual se debe usar la fuente de prueba de la cámara).

• Conocimiento Previo del Instrumento: Deben realizarse en

presencia del responsable del aparato unas pruebas previas al instrumento que se desea calibrar, asegurando que puede ser calibrado sin problemas de funcionamiento. Para tal fin deberá existir información mínima con respecto al aparato que se va a calibrar, la cual puede obtenerse de los manuales de operación y que de no tenerse en archivo tendrá que ser solicitada al propietario del equipo.

• Aceptación del Instrumento para su Calibración: Si el instrumento

se encuentra en condiciones optimas de funcionamiento, se deberá entregar una copia del formato de recepción diligenciado al responsable del aparato para que la presente con sello de la empresa o firma del dueño al encargado del laboratorio el día que lo vaya a recoger, las dos copias restantes se deben archivar en el fólder de formatos de recepción de aparatos en proceso de calibración. Se debe ubicar el aparato con los demás equipos en proceso de calibración.

• Procedimiento de Calibración: Previo a la calibración de un

instrumento se deben verificar algunos aspectos importantes como son:

♦ Estado de la unidad generadora de radiación. ♦ Sistema de posicionamiento y la instrumentación auxiliar. ♦ Pruebas de control de calidad del haz de radiación. ♦ Pruebas al dosímetro patrón secundario.

También se deben conocer una serie de parámetros que son necesarios en el proceso de calibración los cuales son: a) Espesor de la pared de la cámara de ionización, la cual deberá ser de 450

mg/cmP

2P para radiación gamma de P

60PCo.

b) Punto de referencia para la calibración. c) Orientación de la cámara de ionización con respecto al haz de radiación. d) Unidades en que están y alcance de las escalas del electrómetro. e) Conocer las funciones del electrómetro. f) Periodo de "calentamiento previo del electrómetro"



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g) Irradiación preliminar a la cámara de ionización. h) Como afecta la longitud del cable la sensibilidad del electrómetro. i) Tensión de polarización de la cámara de ionización. j) Corriente de fuga del conjunto cámara-electrómetro.

• Recomendaciones Prácticas en una Calibración.

♦ Evitar tensiones o compresiones en los cables de señal. ♦ Fuente de referencia, para verificar la estabilidad del dosímetro. ♦ Condiciones extremas de temperatura y humedad relativa en el proceso

de verificación y calibración. ♦ Evitar un daño físico a la cámara de ionización y al vástago de la misma.

• Parámetros que se deben comprobar con la Cámara de Ionización

Colocada en el Punto de Calibración

- Estabilidad del cero. - Selección de la escala a calibrar en el electrómetro. - Irradiar la cámara para obtener una lectura en el último tercio de la escala. A

partir de esto la medida debe permanecer estable y la variación de la lectura debe ser inferior al 0.05% por minuto de la lectura tomada al final de la irradiación.

El análisis de varianza, el cual se utiliza para establecer la incertidumbre del factor de calibración, requiere que las medidas se fraccionen, esto quiere decir que cada medida se componga de cinco lecturas, volviendo a cero el electrómetro después de cada irradiación. Antes de realizar las medidas se deben verificar los siguientes parámetros: ∗ Situación del punto de referencia de calibración y el de la cámara. ∗ Orientación de la cámara con respecto al haz de radiación. ∗ Conexión correcta de la cámara de ionización y el electrómetro. ∗ Irradiación preliminar a la cámara. ∗ Escala del electrómetro que se va a calibrar y modo de operación. ∗ Potencial de polarización de la cámara. ∗ Polaridad de la tensión de la cámara. ∗ Caperuza de equilibrio electrónico si se quiere. ∗ Ningún medio dispersor en la vecindad, del punto de calibración.



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• Localización del Punto de Calibración: El punto de calibración deberá situarse a 85 cm. de la fuente si es una unidad de P

60PCo y a 100 cm. de la

fuente en el eje central del haz de radiación si es un acelerador lineal de electrones con una desviación no mayor a 2 cm. de este. El campo de radiación debe ser de 10 x 10 cmP

2P.

• Secuencia de las Medidas: La secuencia de las medidas que hacen parte de la calibración es:

♦ Medidas con la cámara patrón. ♦ Sustitución por la cámara que se calibra. ♦ Irradiación previa. ♦ Medidas de por lo menos cinco lecturas cada una. El laboratorio acordará con el propietario en que "unidades", se expresaran los resultados. Si no se especifica la unidad se podrá usar el término de "Divisiones de Escala".

• Devolución del Aparato a su Propietario: Después de calibrado el aparato,

se elaborarán los memorandos en original y copia, los cuales se llevarán a la oficina de Operación Comercial quien se encargará de elaborar la cuenta de cobro correspondiente y se llamará al responsable para que pase a retirar el instrumento previa cancelación de la respectiva cuenta de cobro correspondiente y con la copia del formato de recepción con sello de la empresa o firma del dueño usuario del equipo. El original y copia de los formatos de recepción archivados deberán hacerse firmar por el Jefe de la División de Radioprotección y Seguridad Nuclear, aprobando la orden de salida. En dicha orden de salida se deberán adjuntar los siguientes datos:

♣ Fecha. ♣ Si se tramitó cuenta de cobro. ♣ Si el servicio fue cancelado y número de recibo. ♣ Número del memorando. ♣ Firma de Jefe de la DPRSN.

Se deberá ir a almacén con original y copia del formato de recepción, para obtener el permiso de retirar los equipos del GTN. Finalmente se le entregará una copia diligenciada de este formato al usuario para que la muestre en portería.



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Deben ser archivadas una copia del formato de recepción, una copia del memorando y una copia del recibo de pago. Al retirar el instrumento se le entrega al usuario el respectivo certificado de calibración y una estampilla pegada al instrumento donde aparecen la razón social del INGEOMINAS, el nombre del laboratorio, el número consecutivo del certificado, el nombre de la persona que realizó la calibración, la fecha de calibración y la fecha de vencimiento de la misma.

Revelado. Ocasionalmente dentro del laboratorio se hace necesario

verificar la correcta condición de los equipos existentes y de algunos equipos que por requerimiento exigen realizársele una prueba como son los equipos radiológicos originando otros procesos como lo son el revelado y el positivado. Cabe resaltar que debido a la baja frecuencia no es considerable ni muy relevante para la operación del laboratorio pero para este documento esta actividad cobra especial interés por el manejo de reactivos.

La imagen latente de la película se hace visible a través del proceso llamado revelado, que supone la aplicación de ciertas soluciones químicas para transformar la película en un negativo. El proceso por el que un negativo se convierte en una imagen positiva se denomina positivado. La imagen se denomina copia o fotografía en papel. La película se revela al tratarla con un revelador o solución reveladora, un producto químico alcalino reductor. Esta solución reactiva el proceso iniciado por la acción de la luz al exponer la película. Con ello se reducen más los cristales de haluros de plata en los que se ha formado plata, de modo que se produzcan granos gruesos de este metal alrededor de las diminutas partículas que componen la imagen latente. Mientras las partículas de plata se empiezan a formar, la imagen visible se hace aparente en la película. El grosor y la densidad de la plata depositada en cada zona dependen de la cantidad de luz recibida en esa área durante la exposición. Para interrumpir la acción del revelador, la película se sumerge en una solución ligeramente ácida que neutraliza el revelador alcalino. Después del lavado, la imagen negativa queda fijada: los residuos de cristales de haluros de plata son eliminados y las partículas de plata metálicas que quedan se fijan. El compuesto químico que se utiliza para el fijado, normalmente denominado fijador o hipo, suele ser tiosulfato sódico, potásico o amónico. El eliminador del fijador o agente limpiador se utiliza



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entonces para eliminar cualquier resto de fijador que haya quedado en la película. Ésta debe lavarse muy bien con agua corriente, ya que los residuos del fijador suelen estropear los negativos con el tiempo. Por último, al lavar la película procesada se favorece un secado uniforme y se impide la formación de manchas de agua.



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6.3.7 Diagramas de Flujo Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica



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Fuente beta dereferencia

Irradiador beta

filtro

detector de ventana

escalímetro



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PLAN DE MANEJO AMBIENTAL PARA EL LABORATORIO DE ESPECTROMETRÍA GAMMA, LAS INSTALACIONES PARA

ALMACENAMIENTO TEMPORAL DE DESECHOS Y FUENTES RADIOACTIVAS EN DESUSO Y EL LABORATORIO SECUNDARIO DE CALIBRACIÓN DOSIMETRICA

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7. IDENTIFICACIÓN Y EVALUACIÓN DE LOS IMPACTOS AMBIENTALES

PREVISTOS En esta sección del documento se analiza y realiza la valoración y presentación de los impactos y riesgos que puedan estar presentes en las actividades inherentes al Laboratorio de Espectrometría Gamma, las Instalaciones para Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radioactivas en Desuso y el Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica. Para este fin se usa la metodología establecida por INGEOMINAS en la Guía para la evaluación de aspectos e impactos ambientales. INGEOMINAS. Versión 2 – OCT /03. 7.1 METODOLOGIA UTILIZADA 7.1.1 Actividades preparatorias. Cada área facilita a los estudiantes encargados de realizar el proyecto la documentación existente pertinente al área necesaria para la Udelimitación de los procesos del área, U con el fin de ilustrar al grupo las actividades, procedimientos, equipos, instalaciones, insumos y desechos ocasionados por la labor de la misma; para la identificación y evaluación de los aspectos, peligros, impactos y riesgos identificadas a partir de las entradas y salidas de cada proceso o servicio en cada actividad. 7.1.2 Identificación de los aspectos/peligros e impactos/riesgos. Los estudiantes encargados de realizar el proyecto documentan UtodosU sus aspectos/peligros potenciales, y evalúan UtodosU sus impactos/riesgos sobre el ambiente y sobre la seguridad y salud en el trabajo. Los encargados usan las técnicas/documentos y metodología relacionadas para identificar y evaluar aspectos/peligros e impactos/riesgos, considerando la complejidad del proceso en evaluación, tiempo de duración, consecuencias potenciales de un accidente (ambiente y seguridad) y su histórico operacional. Esta identificación tiene en consideración: a) Los efectos sobre los funcionarios, ambiente, comunidad e instalaciones. b) Los efectos en términos de atención a los dispositivos legales y reglamentarios

relacionados al medio ambiente y seguridad. c) Los efectos en términos de cumplimento de las políticas de seguridad, salud y

ambiente. d) Significación de un impacto/riesgo causado por falla o parada del proceso.



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Para este fin se desarrollan matrices de interacción causa efecto en las cuales se confrontan algunos elementos que a criterio se consideran que podrían verse afectados, contra las diversas actividades o procedimientos desarrollados en el respectivo laboratorio. Posteriormente se procede a revisar los resultados y determinar a partir del numero de interacciones y la gravedad de las mismas las actividades o procedimientos más significativos o de mayor relevancia y a jerarquizarlos para posteriormente realizar una valoración preliminar de los impactos al confrontar el valor de relevancia con el valor de afectación de cada interacción con el fin de identificar algunos elementos a considerar como lo son los impactos más significativos y las actividades más relevantes. Posteriormente a este proceso se procede a realizar la valoración con los parámetros establecidos por INGEOMINAS. 7.1.3 Registros de los Aspectos/Peligros e Impactos/Riesgos identificados. En el diligenciamiento del Formato AMB - 02 EPNR – Evaluación Preliminar de Niveles de Riesgos son enunciados y discriminados los aspectos/peligros y los debidos impactos/riesgos (existentes o potenciales), para cada actividad identificada. En estos mismos formatos el grado de importancia del aspecto/peligro son registrados, utilizando los criterios definidos. 7.1.4 Evaluación del Grado de Importancia. Los campos llenos en el Formato AMB - 01 para la evaluación del grado de importancia se llevan a la “tabla de análisis del Nivel de Importancia” donde se les da el valor de la significancía y se considera si se realiza o no el plan de acción al aspecto evaluado. Esta tabla es consultada para cada impacto. Para las actividades que poseen legislaciones aplicables, el valor de importancia de sus impactos se considera significativo. Las actividades afines pueden ser agrupadas en una misma ficha y llevan en consideración:

Recursos físicos: sistema de combate a incendios, medios de recolección y disposición de materiales derramados, sistemas automáticos de control, alarma y acción de seguridad, sistemas de captación/toma, recolección y/o tratamiento de gases, vapores, líquidos, polvo o articulado, etc.

Sugerencia de mejoría: las mejorías son identificadas para las actividades en análisis, sirviendo de base para los objetivos y metas ambientales, seguridad y salud del trabajador, para los programas de Gestión Ambiental, de Seguridad y Salud en el Trabajo.



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7.1.5 Grado de importancia. La determinación del grado de importancia del impacto/riesgo depende de su probabilidad de ocurrencia del aspecto/peligro y de la gravedad impacto/riesgo.

Criterios para la Evaluación del Grado de Importancia. Análisis de ocurrencia de los aspectos/peligros. Se debe evaluar esta probabilidad de ocurrencia conforme a la siguiente tabla:

Tabla 14. PROBABILIDAD DE OCURRENCIA

Descripción Peso Definición

BAJA

1 Posibilidad de ocurrencia del accidente o incidente una vez en intervalos de tiempo mayores que 5 (cinco) años.

MÉDIA

2

Posibilidad de ocurrencia del accidente o incidente una vez en intervalos mayores de 1 (un) año y menores de 5 (cinco) años.

ALTA

3

Ocurrencia del accidente o incidente ambiental de manera permanente o una vez al año. Ocurrencia del incidente o accidente de Salud y Seguridad en el Trabajo al menos una vez por año en procesos no razonables.

Fuente: Guía para la evaluación de aspectos e impactos ambientales. INGEOMINAS. Versión 2 – OCT /03. • En cuanto a la Gravedad del impacto/riesgo en la área se debe evaluar

conforme a la siguiente tabla:

Tabla 15. GRAVEDAD Descripción Peso Definición

BAJA

1

En cuanto a la severidad: ausencia de lesiones, sin daños o daños insignificantes a los equipos y al medio ambiente. En cuanto a la reversibilidad: impacto ambiental que puede ser revertido por acciones simples y rápidas. Imagen de la Empresa: no es comprometida, tanto interna cuanto externamente.

MEDIA

2

En cuanto a la severidad: lesiones moderadas; daños moderados a los equipos que lleven hasta 24 horas para ser restablecidos; perjuicios en la estructura leves; daños leves al ambiente. En cuanto a la reversibilidad: evento, causas y acciones correctivas pueden ser tomadas sin mayores problemas, pues existe conscientización de los involucrados. Imagen de la Empresa: hecho que puede generar descontento o desmotivación en los funcionarios internos a la empresa.



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ALTA

3

En cuanto a la severidad: muerte o lesión, incapacidad permanente o temporal; daños al ambiente con eventos sin control o a la misma estructura con posibilidad de control; pérdida total o, por lo menos, 24 horas de parada del equipo/instalaciones. En cuanto a la reversibilidad: eventos cuyas acciones correctivas son complejas o demoradas o difíciles de ser ejecutadas, colaborando, así, para el peso del impacto. Imagen de la Empresa: hecho que puede llegar hasta el medio externo, comprometiendo la imagen de la empresa.

Fuente: Guía para la evaluación de aspectos e impactos ambientales. INGEOMINAS. Versión 2 – OCT /03.

• Para establecer, entonces el Grado de Importancia (función de la

Probabilidad y de la Gravedad) se debe utilizar la siguiente tabla:

Tabla 16. GRADO DE IMPORTANCIA (PROBABILIDAD X GRAVEDAD)

PROBABILIDAD DE OCURRENCIA

GRAVEDAD 3-ALTA 2-MÉDIA 1-BAJA

3 9 6 3

2 6 4 2

1 3 2 1 Fuente: Guía para la evaluación de aspectos e impactos ambientales. INGEOMINAS. Versión 2 – OCT /03.

Son considerados significativos los aspectos o peligros que alcancen un grado de importancia igual o superior a 4 (cuatro), y que sean considerados catastróficos (peso 3) cuanto a la gravedad. Tales peligros/aspectos significativos serán priorizados de manera que puedan ser tratados primero. En la definición de los objetivos/metas, los aspectos/peligros que alcancen un grado de importancia igual o superior a 4 (cuatro) serán considerados más significativos.

• También se deben considerar como significantes todos los aspectos e impactos que tienen una legislación aplicable, pues se tienen que controlar obligatoriamente para que el SGAI esté siempre en conformidad legal.

Tabla 17. PLAN DE CONTROL BASADO EN RIESGOS

NÍVEL DE RIESGOS ACCIÓN Y CRONOGRAMA I

LEVE

No es requerida ninguna acción, y no es necesario conservar registros documentados.



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II

TOLERABLE

No son requeridos controles adicionales. Deben ser hechas consideraciones sobre una solución de costos más eficaz o mejorías que no impongan una carga de costos adicionales. Es requerido monitoreo, para asegurar que los controles son mantenidos.

III

MODERADO

Deben ser hechos esfuerzos para reducir el riesgo, mas los costos de prevención deben ser cuidadosamente medidos y limitados. Las medidas para la reducción del riesgo deben ser implementadas dentro de un período de tiempo definido. Cuando el riesgo moderado está asociado a consecuencias altamente perjudiciales, puede ser necesaria una evaluación adicional para establecer precisamente la probabilidad de daño, como base para determinar la necesidad de mejores medidas de control.

IV

SUBSTANCIAL

El trabajo no debe ser iniciado hasta que el riesgo haya sido reducido. Recursos considerables poden tener que ser asignados para reducir el riesgo. Si el riesgo involucra trabajo en desarrollo, debe ser tomada una acción urgente.

V

INTOLERABLE

El trabajo no debe ser iniciado o continuado hasta que el riesgo haya sido reducido. Si no es posible reducir el riesgo mismo con recursos ilimitados, el trabajo tiene que permanecer prohibido.


NOTA: “Tolerable” en estos casos significa que el riesgo fue reducido al nivel mas bajo razonablemente practicable. Plan de Acción para Mejorías Los aspectos e impactos considerados significantes deben ser detallados. Esto es la garantía para un análisis a fondo de como se debe planificar el SGAI y el control de los aspectos e impactos considerados significantes. 7.1.6 Formatos.

Tabla 18. Formato AMB - 01: EPNR – EVALUACIÓN PRELIMINAR DE NIVELES DE RIESGO

Proceso Actividad

Servicio Producto

Descripción: U____________________________________________________________ U

Evento Aspecto o

Peligro

Causa

Impacto

Emergencia

Ocurrencia

(AI/I/P)

Gravedad

(LP/P/EP)

Nivel

(I a V)

Acción



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AI= Altamente probable LP = Levemente Perjudicial

I = Improbable P= Perjudicial

P = Probable EP = Extremamente Perjudicial Fuente: Guía para la evaluación de aspectos e impactos ambientales. INGEOMINAS. Versión 2 – OCT /03.

Evento = Origen del aspecto/ impacto Causa del aspecto/impacto Ocurrencia = probabilidad de 1 a 3 conforme la tabla 13 Gravedad = de 1 a 3 conforme la tabla 14 Nivel = nivel de gravedad (gravedad X probabilidad) con el total de la ficha 01 (marcar lo

significante que esta en rojo) Acción = destaque para los significantes y que tipo de acción (tipo de acción, monitoreo,

emergencia, contingencia, etc.) utilizando las informaciones de la tabla 16 7.2 LABORATORIO DE ESPECTROMETRÍA GAMMA Para iniciar tras observar las instalaciones y analizar las actividades que se desarrollan en el laboratorio. Se diligencian los formatos de identificación de impactos mediante la metodología de matrices de causa – efecto las cuales se anexan al documento al final del mismo (Anexo 1). En estas matrices se determino cuales actividades poseen mayor grado de interacción con el medio, a partir de esta identificación y tras la revisión y análisis de la información inherente a los procedimientos desarrollados dentro del laboratorio se realizó una jerarquización de las actividades desarrolladas dentro del laboratorio añadiendo a estas las labores de mantenimiento y limpieza del mismo con el fin de abarcar completamente las actividades. Para esta jerarquización se le darán valores de 1 a 5 para cada una de las actividades desarrolladas siendo 1 el nivel más bajo o actividad de menor relevancia para el estudio:

Tabla 19. Jerarquización de Actividades LEG. VALOR DE

IMPORTANCIA ACTIVIDAD EXPLICACIÓN

1

Lectura de la muestra, Análisis del Espectro y Registro

de Resultados.

A estas actividades se les valora con el valor mínimo ya que su interacción con el ambiente es mínima, de estas actividades se podría analizar las condiciones de iluminación del laboratorio.

2

Operación del equipo de Germanio.

Esta actividad se ubica aquí debido al consumo de energía y la radiación emitida por la pantalla del computador y por el patrón de calibración.

3

Preparación de la muestra.

Se ubica en esta posición ya que se podrían generar pequeños residuos sólidos en el proceso de adecuación o residuos líquidos de muestras dañadas o de los ácidos usados. (HCl o HNO3).

Para terminar se ubica esta actividad debido a la



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4 Almacenamiento y Desecho de la

muestra.

posible acumulación de residuos u elementos con concentraciones de radiaciones ionizantes que podrían llegar a ser considerables.


De esta jerarquización de actividades se puede concluir que los residuos generados por este laboratorio cobran especial interés para este estudio ya que encontramos 2 tipos de residuos especiales como lo son los residuos radioactivos y los residuos químicos. Por otra parte, cabe mencionar que este laboratorio ejerce una labor de colaboración a los exportadores ya que en su mayoría el servicio es contratado por los mismos ya que muchos de los compradores exigen el análisis por Espectrometría Gamma a los lotes de exportación, además muchos empresarios han adaptado los resultados de este estudio como indicador de la calidad o de las condiciones del producto, también se debe mencionar que este estudio se usa como indicador del estado de las maquinas que se usan en cualquier industria que utilicen fuentes que emitan radiación o emitan la misma mediante la toma de muestra por frotis de las superficies expuestas. Por lo tanto se considera importante la difusión del servicio que presta el laboratorio hacia las empresas. Es importante además recordar que el factor seguridad del laboratorio debe ser un factor a considerar ya que en el se usan sustancias de interés nacional como lo son las sustancias de tipo radioactivo, por lo tanto su cuidado es factor relevante para este estudio. Se prosigue realizando una valoración preliminar de los posibles impactos, confrontando el valor de importancia a de cada actividad, con el valor de la afectación el cual se da ha criterio tomando en cuenta los parámetros expuestos en el numeral 7.1.2 otorgando valores de 1 a 10, siendo 1 el más bajo y el 10 el valor más alto. De esta forma encontraremos los porcentajes de importancia de cada uno de los impactos los cuales determinaran cuales serán los más significantes:



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Tabla 20. Valoración Preliminar de Posibles Impactos LEG. ACTIVIDADES

Prep

arac

ión

de la

mue

stra

Ope

raci

ón d

el e

quip

o de

Ger

man

io

Lect

ura

de la

Mue

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s.

∑ D

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del

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pone

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Mag

nitu

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las

Act

. X v

alor

del

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men

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/Com

pone

nte

Mag

nitu

d de

las

Act

. X v

alor

del

ele

men

to d

e C

/Com

pone

nte

Valor de Importancia

3 2 1 1 4 4 ∑ ∑ ∑%

SUELO Absorción de sustancias por riego de las mismas. 5 0 0 0 0 0 5 15 2,51

AGUA Alteración de las

condiciones Fisicoquímicas del agua 2 0 0 0 0 0 2 6 1

SOCIAL Posibles efectos en la salud de la comunidad 0 0 0 0 6 6 12 48 8,03

Generación de Residuos Sólidos Especiales 6 0 0 0 0 0 6 18 3,01 RESIDUOS

Generación de Residuos Radioactivos 0 0 0 0 4 8 12 48 8,03

ENERGÍA Aumento en el consumo de

energía 0 8 0 0 0 0 8 16 2,68 Radiaciones Ionizantes 0 6 0 0 6 8 20 68 11,4 Accidentes de Trabajo 5 0 0 0 5 8 18 67 11,2

Posibles enfermedades a los empleados 6 0 0 0 8 8 22 82 13,7

RIESGOS Y S.O.

Aumento de riesgos de incendios 0 10 0 0 0 0 10 20 3,34

Permisos de la autoridad 6 5 0 5 8 10 34 105 17,6

CO

MPO

NEN

TE A

MB

IEN

TAL

AUTORIDAD Seguimiento de la autoridad 6 5 0 5 8 10 34 105 17,6

∑ 36 34 0 10 45 58 183 598 598

∑% 19,7 18,6 0 5,46 24,6 31,7 100% 100% 100%Fuente: Plan de Manejo Ambiental del Reactor Nuclear IAN-R1, Gonzáles Roxana. Octubre 2001.



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A continuación se encuentra la identificación y evaluación de impactos y riesgos potenciales más representativos.

Tabla 21. Identificación y Evaluación de Impactos y Riesgos Representativos LEG. No. Actividad Impacto Aspectos que lo producen Probabilidad de ocurrencia Promedio Gravedad Promedio Nivel de Importancia Promedio

Baja(1) Media(2) Alta(3) x Impacto Baja(1) Media(2) Alta(3) x Impacto Probabilidad x Gravedad x Impacto

Operación del equipo de Germanio

a) Amplio tiempo de exposición a este tipo de radiaciones. 3 3 9

Almacenamiento

de la Muestra Radiaciones Ionizantes

b) Contacto directo con este tipo de fuentes. 2 2 4

Disposición de Muestras

Residuales.

Afectación de la salud de los

empleados.

c) Procedimientos inapropiados a las normas y medidas de

protección radiológica. 1 3 3 4,5

d) Inadecuados lugares y elementos de almacenamiento

o disposición. 2 1 2

Preparación de la muestra

Cambio de las condiciones

fisicoquímicas de los

elementos suelo o agua.

a) Vertido o riego de sustancias químicas, como para el caso son los ácidos usados en la

adecuación de muestras liquidas.

2 2 4 4

Almacenamiento de la Muestra a) Manejo Inadecuado de

Residuos Radioactivos 3 3 9

Disposición de

Muestras Residuales.

Contaminación por mal

manejo de Residuos

Peligrosos.

b) Manejo Inadecuado de Químicos residuales. 2 2 4 6,5

Preparación de la muestra




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Se concluye que las radiaciones ionizantes son el principal impacto potencial debido a la naturaleza de la actividad y de la presencia inminente de fuentes de radiación de diferentes tipos, debido a la presencia de los patrones para calibración del Detector de Germanio Hiperpuro, de los desechos que se encuentran esperando recolección, y los elementos que se encuentran almacenados que poseen bajas lecturas pero se acumulan en un solo lugar dentro del laboratorio. Este hecho manifiesta la inminente e inmediata presencia de medidas de manejo del tipo de prevención, mitigación y control; ya que la salud del laboratorista podría estar seriamente afectada.

A continuación se muestra un pequeño esbozo de las posibles consecuencias que los patrones de calibración, muestras desechadas o almacenadas podrían acarrear a la salud humana y a otros seres vivos:

Efectos del Cobalto sobre la salud: El Cobalto en su forma natural está ampliamente dispersado en el ambiente de los humanos por lo que estos pueden ser expuestos a él por respirar el aire, beber agua y comer comida que contengan Cobalto. El Contacto cutáneo con suelo o agua que contenga Cobalto puede también aumentar la exposición. El Cobalto no está a menudo libremente disponible en el ambiente, pero cuando las partículas del Cobalto no se unen a las partículas del suelo o sedimento la toma por las plantas y animales es mayor y la acumulación en plantas y animales puede ocurrir. El Cobalto en su forma natural es beneficioso para los humanos porque forma parte de la vitamina B12, la cual es esencial para la salud humana. El cobalto es usado para tratar la anemia en mujeres embarazadas, porque este estimula la producción de glóbulos rojos. De cualquier manera, muy alta concentración de Cobalto puede dañar la salud humana. Cuando respiramos elevadas concentraciones de Cobalto a través del aire experimentamos efectos en los pulmones, como asma y neumonía. Esto ocurre principalmente en gente que trabaja con Cobalto. Cuando las plantas crecen sobre suelos contaminados estas acumularán muy pequeñas partículas de Cobalto, especialmente en las partes de la planta que nosotros comemos, como son los frutos y las semillas. Los suelos cercanos a minas y fundiciones pueden contener una alta cantidad de Cobalto, así que la toma por los humanos a través de comer las plantas puede causar efectos sobre la salud. Los efectos sobre la salud que son el resultado de la toma de altas concentraciones de Cobalto son:



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• Vómitos y náuseas • Problemas de Visión • Problemas de Corazón • Daño del Tiroides

Efectos sobre la salud pueden también ser causado por radiación de los Isótopos radiactivos del Cobalto. Este causa esterilidad, pérdida de pelo, vómitos, sangrado, diarreas, coma e incluso la muerte. Esta radiación es algunas veces usada en pacientes con cáncer para destruir tumores. Estos pacientes también sufren pérdida de pelo, diarreas y vómitos. Efectos ambientales del Cobalto: El Cobalto es un elemento que ocurre de forma natural en el medio ambiente en el aire, agua, suelo, rocas, plantas y animales. Este puede también entrar en el aire y el agua y depositarse sobre la tierra a través del viento y el polvo y entrar en la superficie del agua a través de la escorrentía cuando el agua de lluvia corre a través del suelo y rocas que contienen Cobalto. Los humanos añaden Cobalto por liberación de pequeñas cantidades en la atmósfera por la combustión de carbón y la minería, el procesado de minerales que contienen Cobalto y la producción y uso de compuesto químicos con Cobalto. Los isótopos radiactivos del Cobalto no están presentes de forma natural en el medioambiente, pero estos son liberados a través de las operaciones de plantas de energía nuclear y accidentes nucleares. Porque esto tiene relativamente una vida de desintegración media corta estos no son particularmente peligrosos. El Cobalto no puede ser destruido una vez que este ha entrado en el medioambiente. Puede reaccionar con otras partículas o ser absorbido por las partículas del suelo o el agua. El Cobalto se mueve sólo bajo condiciones ácidas, pero al final la mayoría del Cobalto terminará en el suelo y sedimentos. El suelo que contienen muy bajas cantidades de Cobalto puede que las plantas que crecen en ellos tengan una deficiencia de Cobalto. Cuando los animales pastorean sobre estos suelos ellos sufren una carencia de Cobalto, el cual es esencial para ellos. Por otra parte, los suelo cercanos a las minas y las fundiciones pueden contener muy altas cantidades de Cobalto, así que la toma por los animales a través de comer las plantas puede causar efectos sobre la salud. El Cobalto se acumulará en plantas y en cuerpos de animales que comen esas plantas, pero no es conocido que el Cobalto sufra biomagnificación en la cadena alimentaría. Debido a que las frutas, vegetales, peces y otros animales que nosotros comemos usualmente no contienen altas cantidades de Cobalto.



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Efectos del Cesio sobre la salud: Los humanos pueden estar expuestos al Cesio por respiración, por beberlo, o por comerlo. En el aire los niveles de Cesio son generalmente bajos, pero el Cesio radiactivo ha sido detectado en algunos niveles en aguas superficiales y en muchos tipos de comida. La cantidad de cesio en comidas y aguas depende de la emisión de Cesio radiactivo de plantas de energía nuclear, mayoritariamente a través de accidentes. Estos accidentes no han ocurrido desde el desastre de Chernobyl en 1986. La gente que trabaja en industria de energía nuclear pueden estar expuestos a altos niveles de Cesio, pero muchas medidas de precaución pueden ser tomadas para prevenir esto. No es muy probable que la gente con experiencia en efecto sobre la salud que pueden ser relacionado con el mismo Cesio. Cuando hay un contacto con Cesio radiactivo, lo cual es altamente improbable, la persona puede experimentar daño en la célula debido a la radiación de las partículas del Cesio. Debido a esto, efectos como náuseas, vómitos, diarreas, y hemorragias pueden ocurrir. Cuando la exposición es larga la gente puede incluso perder el conocimiento. Entrar en coma o incluso la muerte puede ocurrir. Como de serios son los efectos depende de la resistencia de cada persona y de la duración de la exposición y de la concentración a la que es expuesta la persona. Efectos ambientales del Cesio: El cesio ocurre de forma natural en la naturaleza mayormente por erosión y desgastado de rocas y minerales. Es también liberado al aire, al agua y al suelo a través de la minería y fábricas de minerales. Los isótopos radiactivos del Cesio pueden sólo ser disminuidos en su concentración a través de la desintegración radiactiva. El Cesio no radiactivo puede también ser destruido cuando entra en el ambiente o reacciona con otros compuestos en moléculas muy específicas. Tanto el Cesio radiactivo como el estable actúan de la misma manera química en los cuerpos de los humanos y los animales. El Cesio en el aire puede viajar largas distancias antes de precipitar en la tierra. En el agua y en el suelo la mayoría de los compuestos del Cesio son muy solubles en agua. En suelos, de cualquier manera, el Cesio no puede ser eliminado del agua subterránea. Permanece en las capas superiores del suelo y es fuertemente unido a las partículas del suelo y como resultado no queda disponible para ser tomado por las raíces de las plantas. El Cesio radiactivo tiene la opción de entrar en las plantas por caer sobre las hojas. Animales que son expuestos a muy altas dosis de Cesio muestran cambios en el comportamiento, como es el incremento o el no incremento de la actividad.



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El segundo impacto significativo, es el impacto de la generación de residuos peligrosos como lo son los químicos usados para la adecuación de muestras por esta razón su gestión será de especial interés para el presente estudio; dicha gestión deberá involucrar a su ves el caso de contingencias como lo son derrames y la gestión de superficies o elementos contaminados.

El tercer impacto significativo identificado como se ha mencionado al

comienzo de este capitulo es el beneficio del estudio realizado para las empresas en cuanto a los parámetros de calidad de producto. Por esta razón se sugerirán algunas acciones que podrían desarrollarse con el fin de divulgar dicho servicio como beneficio de la institución y de las empresas que requieran del servicio.

A continuación se encuentran diligenciados el formato en el cual se encuentran evaluados los diferentes niveles de riesgo mostrando su situación actual y contextualizándolos en el alcance del presente documento.



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Tabla 22. Formato AMB - 01: EPNR – EVALUACIÓN PRELIMINAR DE NIVELES DE RIESGO LEG.

Proceso Actividad

X Servicio Producto

Descripción: UProcedimientos desarrollados dentro del Laboratorio de Espectrometría Gamma. U

Evento Aspecto o

Peligro

Causa

Impacto

Emergencia

Ocurrencia

(AI/I/P)

Gravedad

(LP/P/EP)

Nivel

(I a V)

Acción

Acumulación o presencia de uno o varios elementos que ocasionaran el llegar a generar concentraciones superiores al umbral ambiental que podrían ser dañinas al corto, mediano o largo plazo.

a) Amplio tiempo de exposición a este tipo de radiaciones.

El procedimiento por el Laboratorio implica la manipulación de fuentes, muestras que podrían estar contaminadas a las cuales se les deberá manipular en ocasiones por sesiones de varias horas. A su vez en el Laboratorio se almacenan muestras de mediciones mínimas y desechos con concentraciones en ocasiones considerables esperando a ser recogidos.

Radiaciones Ionizantes

Posibles daños en la salud de los empleados

o en el ambiente.

AI

EP

IV

Es necesario alejar, proteger y racionalizar el tiempo en el cual el laboratorista use o este en contacto con la fuente, muestra o equipo que emita este tipo de radiaciones.

Todas las actividades o procedimientos realizados en el laboratorio en las cuales se manipulen patrones o elementos que generen radiaciones.

b) Contacto directo con este tipo de

fuentes.

La presencia activa de radiaciones en las fuentes, muestras y equipos usadas para este fin.


Posibles daños en la salud de los empleados

o en el ambiente.

AI

EP

V

Con el objetivo de controlar este ítem es necesario implementar mecanismos que protejan el lugar de trabajo, que garanticen el no o el menor contacto directo posible de esos elementos con los miembros del Laboratorio.



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Acumulación de emisiones de magnitudes altas producto de la contaminación por muestras o por superficies que implicarían efectos dentro y fuera del Laboratorio.

c) Dispersión Radioactiva

Todos los equipos usados, muestras manipuladas y los patrones generan radiación durante su operación, dichas ondas viajan por el aire.


Al tos niveles de radiación en el entorno del laboratorio, el cual generaría afectación por exposición a la comunidad y al medio aledaño.

P

P

IV

Mantener elementos de control de las concentraciones con el fin de realizar el seguimiento de las concentraciones ambientales dentro del laboratorio y complementarlo con un monitoreo ambiental en la zona.

Accidente o incidente ocasionado por desconocimiento de las normas de Protección y Prevención en el momento de realizar los procedimientos propios del laboratorio.

d) Procedimientos inapropiados a las normas y medidas

de protección radiológica.

Posibles excesos de confianza o inexperiencia en la aplicación de las normas.


Posibles daños en la salud de los empleados o al ambiente.

P

P

III

Generación de herramientas de gestión que garanticen el conocimiento del trabajador de dichas normas como pueden ser capacitaciones y la generación de procedimientos y guías para las labores que generen riesgos considerables.

Falta de elementos que posean características que garanticen que en el caso de acumularse una concentración considerable esta no acarreara consecuencias antes de ser detectada.

e) Inadecuados lugares y elementos de almacenamiento

o disposición.

Falta de recursos para la adquisición o adecuación de dichos elementos.


Acumular altos niveles de

radiación que puedan causar afectación en la

salud de los trabajadores y la comunidad o

al ambiente.

P

P

III

Adecuar o adquirir los elementos que garanticen las características de blindaje necesarias para este fin o en su defecto adecuación de los elementos existentes que incluirá adecuación de recipientes, su identificación y señalización.

Riego de sustancias acidas usadas en la preparación de muestras liquidas.

a) Vertido o riego de sustancias

químicas, como para el caso son los ácidos usados en la

adecuación de muestras liquidas.

Accidente o Incidente en el cual se presente el riego de las sustancias acidas (HCl HNO3), presentes en el laboratorio.

Cambio en las condiciones

fisicoquímicas de los

elementos suelo o agua.

Elevación del pH en la zona

afectada o presencia de

elementos que afectarían las condiciones y

elementos de la misma por filtración o arrastre.

P

P

II

Sugerir y documentar el procedimiento de contingencia para conocimiento y guía para los funcionarios cuando se presente este evento.



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Inadecuada disposición de químicos residuales del procedimiento de preparación de muestras.

a) Manejo Inadecuado de

Químicos residuales.

Generación de químicos residuales una vez terminado el procedimiento.

Generación de Residuos

Peligrosos.

Mala disposición del mismo la cual

pueda ocasionar daños al

ambiente.

P

P

III

Establecer el procedimiento o incluir estos residuos dentro de un programa mayor de gestión de residuos peligrosos.

Inadecuada disposición de residuo, muestras o elementos que presenten altas emisiones de radiación.

b) Manejo Inadecuado de

Residuos Radioactivos

Cuando alguna sustancia patrón cumpla su vida útil, desecho de alguna muestra la cual presente concentraciones altas y deba gestionarse con especial atención.

Generación de Residuos

radioactivos.



ambiente o a los empleados.

P

EP

IV

Establecer el procedimiento para la gestión interna de residuos radioactivos el cual incluya identificación, selección, almacenamiento y disposición.

AI= Altamente probable LP = Levemente Perjudicial

I = Improbable P= Perjudicial

P = Probable EP = Extremamente PerjudicialFuente: Guía para la evaluación de aspectos e impactos ambientales. INGEOMINAS. Versión 2 – OCT /03.

Evento = Origen del aspecto/ impacto Causa del aspecto/impacto Ocurrencia = probabilidad de 1 a 3 conforme la tabla 14 Gravedad = de 1 a 3 conforme la tabla 15 Nivel = nivel de gravedad (gravedad X probabilidad) con el total de la Tabla 21 (marcar lo significante que esta en rojo) Acción = destaque para los significantes y que tipo de acción (tipo de acción, monitoreo, emergencia, contingencia, etc.) utilizando las

informaciones de la tabla 17



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7.3 INSTALACIONES PARA ALMACENAMIENTO TEMPORAL DE DESECHOS Y FUENTES RADIOACTIVAS EN DESUSO Para iniciar, tras observar las instalaciones y analizar las actividades que se desarrollan en el laboratorio, se diligenciaron los formatos de identificación de impactos mediante la metodología de matrices de causa – efecto las cuales se anexan al documento al final del mismo (Anexo 2). En estas matrices se determinó cuales actividades poseen mayor grado de interacción con el medio, a partir de esta identificación y tras la revisión y análisis de la información inherente a los procedimientos desarrollados dentro del laboratorio se realizó una jerarquización de las actividades desarrolladas dentro de las instalaciones añadiendo a estas las labores de mantenimiento y limpieza del mismo con el fin de abarcar completamente las actividades del mismo. Para esta jerarquización se le darán valores de 1 a 5 para cada una de las actividades desarrolladas siendo 1 el nivel más bajo o actividad de menor relevancia para el estudio:

Tabla 23. Jerarquización de Actividades en el laboratorio IATDFRD. VALOR DE


2

Actividades de Limpieza y de

Mantenimiento.

A esta actividad se le da esta valoración ya que las radiaciones ionizantes son considerables y puede generar algún impacto perjudicial ya que los implementos pueden ser contaminados por sustancias peligrosas y presenta peligro para las personas que lo realizan, y además se identifica la generación de aguas residuales producto de las labores de limpieza.

3

Tratamiento previo.

Esta actividad es muy importante por que enmarca una serie de procedimientos que consisten en cada una de las tareas que se realizan con anterioridad al tratamiento de los desechos como lo son la recepción, segregación, descontaminación y almacenamiento transitorio, los cuales presentan un gran riesgo para los operarios y el ambiente que los rodea. Cabe recordar que la presencia de isótopos radiactivos implica normas de seguridad muy estrictas.

2

Tratamiento.

Esta actividad la ubicamos dentro de este orden de prioridades ya que nos permite reducir el volumen del contenedor retirándole los componentes de la fuente que no hagan parte del blindaje, pero cada elemento retirado debe ser sometido a prueba de contaminación removible.

3

Acondicionamiento.

Esta actividad es bastante importante ya que en ella encontramos presencia de radiaciones ionizantes en el momento de inmovilización en cápsulas de acero inoxidable las cuales se sellan con soldadura, esto implica riesgos a la salud humana y riesgos de irradiación interna y externa.

3

Almacenamiento.

Esta actividad es una de las más representativas ya que por la duración prolongada de las fuentes es un aspecto importante a manejar por las características que debe presentar el lugar donde se dispongan y la capacidad de



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almacenamiento, sin olvidar las características estructurales y el área de influencia directa.

3

Transporte.

Esta actividad es muy importante por que todas las normas hacen énfasis en la seguridad incorporada al diseño de los bultos, no al control de las operaciones. Por tanto, la responsabilidad sobre la seguridad durante el transporte recae directamente sobre el remitente. Existe un riesgo de contaminación por malos procedimientos en la preparación de los bultos y adicionalmente liberación parcial del contenido radiactivo por falla o muy baja resistencia del sistema de contención en un eventual accidente.

Fuente: Los Autores. Una vez desarrollado este proceso se puede concluir que el componente atmosférico se involucra irremediablemente con el socioeconómico debido a la inminente presencia de radiaciones ionizantes, además se identifica que para éste estudio cobra especial importancia los residuos especiales generados por el decaimiento de la radiación de las fuentes que utilizan en equipos hospitalarios o los utilizados en la desinfección de alimentos entre otros; para finalizar, es importante velar por el cuidado y seguridad de las fuentes ya que son consideradas sustancias de interés nacional por los diversos tratados y veedurías realizadas sobre esta por parte de las autoridades. Se prosigue realizando una valoración preliminar de los posibles impactos, confrontando el valor de importancia a de cada actividad, con el valor de la afectación el cual se da ha criterio tomando en cuenta los parámetros expuestos en el numeral 7.1.2 otorgando valores de 1 a 10, siendo 1 el más bajo y el 10 el valor más alto. De esta forma encontraremos los porcentajes de importancia de cada uno de los impactos los cuales determinaran cuales serán los más significantes:



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Tabla 24. Valoración de los impactos IATDFRD.

ACTIVIDADES

Trat

amie

nto

prev

io

Trat

amie

nto

Aco

ndic

iona

mie

nto

Alm

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amie

nto

Tran

spor

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Man

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nto

∑ D

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ento

del

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pone

nte

Mag

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las

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alor

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men

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pone

nte

Mag

nitu

d de

las

Act

. X v

alor

del

ele

men

to d

e C

/Com

pone

nte

Valor de Importancia

3 2 3 3 3 1 ∑ ∑ ∑%

Aumento en el consumo de Agua 0 0 0 0 0 1 1 1 0,1

Perdida de calidad del agua. 0 0 0 10 0 2 12 32 3,8

Generación de vertimientos 0 0 0 0 0 6 6 6 0,7

AGUA

Alteración de las condiciones

Fisicoquímicas del agua 0 0 0 10 0 2 12 32 3,8

Generación de Residuos Sólidos Especiales 0 0 0 0 0 0 0 0 0

RESIDUOS

Generación de Residuos Radiactivos 10 0 5 0 5 0 20 60 7,1

ENERGÍA Aumento en el consumo

de energía 0 0 5 0 0 0 5 15 1,8

Radiaciones Ionizantes 10 10 10 10 10 10 60 150 17,7

Accidentes de Trabajo 10 10 10 10 10 8 58 148 17,4

RIESGOS Y S.O.



CO

MPO

NEN

TE A

MB

IEN

TAL

AUTORIDAD Seguimiento de la

autoridad 10 10 10 10 10 0 50 140 16,5

∑ 60 50 60 70 55 37 332 848 848 ∑% 18,1 15,1 18,1 21,1 16,5 11,1 100 % 100% 100%

Fuente: Plan de Manejo Ambiental del Reactor Nuclear IAN-R1, Gonzáles Roxana. Octubre 2001.



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Tabla 25. Identificación y Evaluación de Impactos y Riesgos Representativos IATDFRD.

No. Actividad Impacto Aspectos que lo producen

Probabilidad

de ocurrencia Promedio Gravedad Promedio Nivel de Importancia Promedio

Baja(1) Media(2) Alta(3) x Impacto Baja(1) Media(2) Alta(3) x Impacto Probabilidad x Gravedad x Impacto

Tratamiento previo a) Amplio tiempo de exposición a este tipo de radiaciones. 3 3 9

Recepción de las

Fuentes Radiaciones Ionizantes


Segregación c) Dispersión Radiactiva 3 3 9 8.5

Descontaminación

d) Procedimientos inapropiados a las normas y medidas de protección radiológica. 3 3 9

Almacenamiento

Transitorio e) almacenamiento inadecuado de las fuentes. 2 3 6

Tratamiento f) estructura inadecuada para las instalaciones. 3 3 9

Tratamiento

previo a) Ingreso de personas ajenas a la dependencia. 2 2 4

Recepción de las

Fuentes

b) Falta de Monitoreos o Sistemas de control y vigilancia inadecuados. 2 3 6

Segregación

Accidentes o Incidentes de

Trabajo c) Falta de equipos o instrumentos apropiados. 2 3 6 5.3

Descontaminación

d) Falta de implementos de seguridad física. 2 3 6

Almacenamiento

Transitorio

e) Manipulación incorrecta de equipos y procedimientos de seguridad radiológica. 2 3 6

Tratamiento f) Agentes externos. 2 2 4



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Tratamiento

previo a) Ingreso a personas ajenas. 2 3 6

Recepción de las

Fuentes b) Filtración de Información Clasificada. 2 3 6

Segregación

Seguridad de las Sustancias

c) Instalaciones Inadecuadas para enfrentar desastres naturales. 3 3 9 7.5

Descontaminación

d) Protección contra actos terroristas. 3 3 9

Almacenamiento

Transitorio e) Falta de dispositivos de control de acceso. 2 3 6

Tratamiento

f) falta de mantenimiento para el sistema de seguridad o falta de actualizaciones tecnológicas. 3 3 9

Tratamiento

previo a) Cortos eléctricos. 1 2 2

Recepción de las

Fuentes b) Fallas en el Sistema de cableado eléctrico. 2 2 4

Segregación

Incendios c) Fallas en los equipos eléctricos. 1 2 2 3.6

Descontaminación

d) Falta de Mecanismos de control, como extintores y censores. 2 3 6

Almacenamiento

Transitorio e) Agentes externos. 2 2 4

Tratamiento Falta de mantenimiento de los equipos. 2 2 4




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Se concluye que las radiaciones ionizantes son el principal impacto potencial debido a la naturaleza de la actividad y de la presencia inminente de fuentes de radiación de diferentes tipos, debido a la presencia de patrones y de equipos que irradian ondas de diferentes frecuencias y longitudes; éste hecho manifiesta la inminente e inmediata presencia de medidas de manejo del tipo de prevención, mitigación y control; ya que la salud de los laboratoristas podría estar seriamente afectada.

A continuación se mostrará un pequeño esbozo de las posibles consecuencias que las fuentes patrón podrían acarrear a la salud humana y a otros seres vivos:

• Peligros de la radiación. La protección radiológica de las personas y del medio ambiente de los posibles daños de las radiaciones ionizantes se fundamenta en la aplicación de tres principios básicos: justificación, optimización y limitación de dosis.

El principio de justificación implica que cualquier actividad en las que

exista una exposición a radiaciones ionizantes debe estar previamente justificada por las ventajas prácticas que de ella se deriven. Esto quiere decir, por ejemplo, que sí a una persona se le realiza una radiografía de tórax es porque dicha radiografía proporciona un importante beneficio desde el punto de vista del diagnóstico de enfermedades; no estaría permitido que dicha radiografía se realizara porque sí, sin motivo que la justifique.

El principio de optimización implica que las exposiciones a radiaciones ionizantes se deben mantener en el nivel más bajo que razonablemente sea posible. Este principio se traduce en la práctica en que las actividades que implican exposición a radiaciones ionizantes se planifican rigurosamente, analizándose en detalle qué se va a hacer y cómo se va a hacer, y estableciéndose las medidas de protección que sean necesarias para alcanzar el nivel de exposición más bajo posible. Es bastante habitual que éste principio aparezca bajo la denominación de principio ALARA que es un acrónimo de la traducción inglesa del término "tan bajo como razonablemente sea posible alcanzar".

El principio de limitación de dosis implica que las exposiciones a radiaciones no deben superar determinados límites reconocidos internacionalmente, para tener una idea de su magnitud se puede indicar que:



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□ Como consecuencia de la exposición a la radiación natural procedente de los rayos cósmicos una persona puede recibir como media 0,25 mSv /año.

□ Como consecuencia de la exposición a la radiación natural procedente de la corteza terrestre una persona puede recibir como media 0,45 mSv /año.

□ Como consecuencia de la exposición a la radiación natural procedente del gas radón una persona puede recibir como media 1,20 mSv/año.

□ Como consecuencia de la exposición a la radiación natural procedente de alimentos y bebidas una persona puede recibir como media 0,30 mSv /año.

□ Como consecuencia de una exploración radiográfica de aparato digestivo una persona puede recibir como media 3 mSv/año.

□ Como consecuencia de una exploración radiográfica de cabeza mediante tomografía axial computarizada (TAC) una persona puede recibir 3 mSv/año.

Los elementos radiactivos emiten energía en tres formas diferentes: 1) por radiación de gran penetración, semejante a los rayos X; 2) por electrones de movimiento rápido, y 3) por pequeñas porciones del núcleo. Todas ellas tienen la virtud de dañar a los organismos vivos.

• La vida media de los radionúclidos. Aún cuando la sustancia penetra en

la cadena alimenticia, tal como se acaba de describir, sí su vida media es muy breve (de segundos, o minutos) no creará peligro alguno, puesto que la mayor parte del material se habrá desintegrado mucho antes de su entrada, y en forma análoga, sí la vida media se mide en millones de años, se producirá una cantidad insignificante de radiación durante la vida. En el ejemplo anterior, la vida media del Sr-90 es de aproximadamente 28 años; así pues, este isótopo posee la propiedad de ser incorporado al tejido vivo y, sí se absorbe en cantidad suficiente, podrá crear una radiación significativa.

• Efectos de la radiación sobre las células vivas. Los rayos X pueden

expulsar a los electrones de los átomos con los que chocan, este daño puede afectar a ciertas moléculas que son necesarias para una célula. Una de estas moléculas es el ácido desoxirribonucleico (ADN), que contiene toda la información genética que se requiere para el desarrollo y la conservación de la célula. El ADN constituye un blanco sensible a la



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radiación, y cuando una célula recibe radiación, las cadenas del ADN tienden a romperse en fragmentos, sí la velocidad de suministro de la radiación es pequeña, los mecanismos de reparación de la célula podrán sellar las roturas de las cadenas, pero más arriba de determinada velocidad el proceso de reparación no puede mantener el paso, y la fragmentación del ADN se hace irreversible. Los tipos de células difieren considerablemente en su sensibilidad a la radiación. Por regla general, los que se dividen con mayor rapidez son aquellos que la radiación destruye más fácilmente. Dichos tipos comprenden las células de la médula ósea, que elabora los glóbulos, leucocitos, los eritrocitos y las plaquetas de la sangre; las que revisten el tubo gastrointestinal y los folículos pilosos, así como las células productoras de esperma. Por el contrario, las células musculares y nerviosas, que no se dividen en el adulto, son muy resistentes incluso a grandes dosis de radiación, sin embargo, esta regla no es invariable; en efecto, ni los linfocitos, ni los óvulos se dividen en circunstancias normales, pero ambos son sumamente fáciles de destruir por radiación. Desde hace algunos años, se sabe que la radiación constituye una inductora poderosa de mutaciones, las cuales se producen cuando el ADN es alterado en alguna forma. En ocasiones tan notorias que los cromosomas muestran un aspecto anormal al contemplarlos bajo el microscopio, otros cambios son mucho más sutiles y tienen lugar solo durante un trecho diminuto del ADN. La importancia de las mutaciones, cualquiera que sea su tipo, radica en que:

Pueden producir cambios en la función de los genes a los que afectan. Pueden ser transmitidas a las células hijas.

• Efectos sobre el cuerpo entero. Resulta apropiado dividir dichos efectos

en: "somáticos, o sea aquellos que se limitan a la población sometida a la radiación, y los genéticos, o sea los que son heredados por generaciones subsiguientes.

Efectos somáticos tempranos. En diversas ocasiones, durante los

últimos 75 años, grupos de personas han estado expuestos a grandes dosis de radiación ionizante por periodos que han ido desde unos segundos a algunos minutos. Los holocaustos de Hiroshima y Nagasaki, y los accidentes ocurridos en instalaciones nucleares civiles proporcionan mucha información acerca de lo que la radiación puede hacer cuando se administra en grandes cantidades al cuerpo durante un breve periodo. considerando primero el resultado más simple y terrible



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del efecto de la radiación, esto es, la muerte. La relación entre la dosis administrada a una población de animales y el porcentaje de población que sobrevive tres semanas o más a la exposición, hasta una dosis aproximada de 250 rads prácticamente todos sobreviven. Cuando la dosis se eleva por encima de este punto, la supervivencia empieza a disminuir abruptamente, y por encima de 700 rads, todos mueren.

Tabla 26. Otros tipos de medidas de la radiactividad.

Unidad Abreviatura Definición y aplicación

Desintegración por segundo

Dps

Velocidad de radiactividad en la que un núcleo se desintegra cada segundo. La radiación de fondo natural del organismo humano es 2 a 3 Dps, aproximadamente.

Curie Ci Otra medida de la radiactividad. Un Ci = 37,000 millones de dps.

Microcurie MCi Millonésima de Curie, o 37000 Dps

Roentgen R Medida de intensidad de los rayos X o gamma, en términos de la energía de radiación absorbida por un cuerpo. La dosis de la radiactividad natural para el ser humano es de 5 R durante los 30 primeros años de vida. Una simple radiografía dental da aprox. 1 R.

Rad Otra medida de dosis de radiación, equivalente a la absorción de 100 ergios por gramo de tejido biológico.

Rem Medida del efecto que tiene en el hombre la exposición a la radiación; toma en cuenta tanto la dosis de radiación como el potencial del daño biológico de la misma. 100 ergios por gramo (rayos x) = 1 rad x 1 = 1 rem. 100 ergios p/gr. (neutrones) = 1 rad x 10 = 10 rems.


Esto significa que las dosis inferiores a 250 rads no producen efecto

observable alguno, incluso sí los individuos expuestos no mueren pueden enfermar gravemente; a dosis que oscilen entre 100 y 250 rads, la mayoría de las personas sufrirán fatiga, nauseas, vomito, diarrea y pérdida moderada de cabello a los pocos días de la exposición, pero la mayoría se recupera por completo de la enfermedad aguda, en cambio, en el caso de dosis que fluctúen entre 400 y 500 rads, la perspectiva no es tan buena. Durante los primeros días, la enfermedad es similar a la del grupo anterior. Los síntomas podrán desaparecer por algún tiempo,



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pero reaparecerán al cabo de tres semanas de la exposición, además, debido a que la radiación ha afectado la función de la medula ósea, bajará el número de leucocitos y de plaquetas y esto reviste gran importancia, porque sin leucocitos el cuerpo no puede combatir una infección, y sin plaquetas la sangre no coagula. Aproximadamente el 50% de las personas expuestas en este margen de dosis morirán y la mayoría de las muertes será por infección o hemorragia. Sí la dosis administrada es de unos 2000 rads, las primeras semanas de la enfermedad serán iguales que en los grupos precedentes y a la segunda semana estas personas enfermaran de gravedad, con fuerte diarrea, deshidratación; una infección que terminará con la muerte. En efecto, a estos niveles las células del tubo gastrointestinal son dañadas antes que la toxicidad de la médula ósea tenga ocasión de agravarse, y dichos pacientes pueden morir aún antes de que los recuentos de elementos figurados de la sangre hayan bajado a niveles peligrosos. A dosis mayores de 10000 rads, los experimentos con animales han mostrado que la muerte, que puede sobrevenir pocas horas después de administrar la dosis, se debe a lesiones del cerebro y del corazón.

Efectos somáticos diferidos. De los efectos somáticos tardíos de la

radiación (esto es de los que tienen lugar meses o años después de la exposición), ninguno ha sido mejor estudiado ni objeto de mayor preocupación que el aumento de frecuencia de cáncer en los que alguna vez fueron sometidos a radiación. Antes que se conocieran los peligros de la radiación, los trabajadores de los primeros tiempos no adoptaban precaución alguna en la manipulación de materiales radiactivos y sufrieron una frecuencia mucho mayor de cáncer de la piel; cabe mencionar también el celebre caso de las trabajadoras de las esferas de reloj de radio en los años veinte, pintaban las esferas de los relojes con la pintura fosforescente del radio que se utilizaba en la época y acostumbraban meterse el extremo del pincel a la boca antes de aplicar la pintura a la cara de la esfera. En años ulteriores, éste grupo experimento una frecuencia muy alta de tumores óseos. Los sobrevivientes de los ataques atómicos de Hiroshima y Nagasaki presentaron muchos más casos de leucemia, en los 10 años que siguieron a los bombardeos, de lo que habría podido esperarse de un grupo de aquel tamaño y, más tarde, la frecuencia de otros tipos de cáncer parece aumentar también. La terapéutica médica proporciona también enseñanzas, por ejemplo, los niños nacidos de mujeres cuya pelvis fue sometida a rayos X durante el embarazo presentan un riesgo



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mayor de contraer leucemia que aquellos cuyas madres no han experimentado esa exposición. El cáncer no constituye el único efecto somático tardío; presentan también propensión a la formación de cataratas en el cristalino, además, un acortamiento de la vida.

Efectos genéticos. Consideremos ahora esos efectos de la radiación que no se manifiestan en el individuo, sino que producen mutaciones en el material genético de las células reproductoras (los espermatozoides y los óvulos) que se transmiten a las generaciones sucesivas. En todos los sistemas experimentales estudiados en el laboratorio se ha demostrado que la radiación constituye un poderoso elemento causante de mutaciones.

• Las sustancias radiactivas se concentran en el organismo. Sustancias

Radiactivas incorporadas vía alimentación no se distribuyen de forma homogénea por todo el cuerpo. En parte son absorbidas a través de la pared intestinal y vehiculizadas por la sangre a través de todo el cuerpo, según sea su afinidad química, el sistema metabólico las distribuye específicamente.

Tabla 27. Sustancias Radiactivas incorporadas vía alimentación.

Yodo : En la tiroides

Plutonio y otros : Vía inhalación en el sistema respiratorio

Cesio : En los músculos, desde donde se distribuye por todo el cuerpo

Estroncio, bario, plutonio : En los huesos, donde el estroncio sustituye al calcio e irradia la médula

Cesio, molibdeno, telurio, Plutonio : En el hígado

Molibdeno : En los riñones, donde permanece largo tiempo

Rutenio, telurio, estroncio y otros : En el estómago e intestinos

Cesio, bario, itrio : En las células gonodales


Durante su permanencia en el cuerpo, la materia radiactiva se transforma al desintegrarse en otros productos, emitiendo radiaciones. Los productos de desintegración pueden ser también radiactivos o bien químicamente activos, en definitiva, tóxicos para el organismo. Un aspecto especial de la radioactividad en el organismo lo forman las TRANSMUTACIONES INTERNAS que causan la ruptura de las estructuras



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que configuran el ADN: Tricio (3) se transforma en Helio (3) grave error en el ADN, donde el H (3) puede sustituir al H normal, Carbono (14) se transforma en Nitrógeno (14), Fósforo (32) se transforma en Azufre (32).



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Tabla 28. Formato AMB - 01: EPNR – Evaluación Preliminar de Niveles de Riesgo IATDFRD. Proceso X Actividad Servicio Producto

Descripción: UProcedimientos desarrollados dentro del Laboratorio para Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radiactivas en Desuso.

Evento

Aspecto o Peligro Causa

Impacto

Emergencia

Ocurrencia (AI/I/P)

Gravedad (LP/P/EP)

Nivel (I a V)

Acción

Todas las actividades realizadas en el laboratorio en las cuales se manipulen

patrones o se generen radiaciones.

a) Amplio tiempo de exposición a este tipo

de radiaciones.

Todos los equipos

usados y los patrones generan radiación

durante su operación.


Posibles daños

en la salud humana o en el

ambiente.

AI

EP

IV

Es necesario alejar, proteger y racionalizar el tiempo en el cuál el laboratorista use la fuente o equipo que emita este tipo de radiaciones.

Todas las actividades realizadas en el laboratorio en las cuales se manipulen


.


fuentes.

La presencia activa de radiaciones en las fuentes y equipos

usadas para este fin.


Posibles daños en la salud

humana o en el ambiente.

AI

EP

V

Con el objetivo de controlar este ítem es necesario implementar mecanismos que protejan el lugar de trabajo, que minimicen la salida del mismo de este tipo de radiaciones, y que garanticen el no contacto directo de estas con los miembros del Laboratorio.

Todas las actividades

realizadas en el laboratorio en las cuales se manipulen


c) Dispersión Radiactiva

Todos los equipos

usados y los patrones generan radiación

durante su operación, dichas ondas viajan por

el aire.


Altos niveles de radiación en el

entorno del laboratorio, el cuál generaría afectación por exposición a la comunidad y al medio aledaño.

P

EP

IV

Aislar las Instalaciones del laboratorio donde se realicen las actividades de calibración donde sea necesario generar radiaciones o se usen las fuentes de Cobalto 60 y Cesio 137.



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Todas las actividades y

procedimientos realizados en el laboratorio.

d) Procedimientos inapropiados a las

normas y medidas de protección radiológica.

Posibles excesos de

confianza o inexperiencia en la aplicación de las

normas.



humana o al ambienta.

P

EP

III


Ingreso de personas ajenas o no autorizadas.

a) Incidente de Trabajo y seguridad

de las fuentes.

Es requerimiento legal la protección de las

sustancias radiactivas. Además podría generar

distracciones al empleado que podrían generar algún incidente

Accidentes de Trabajo,

sanciones de tipo legal.

Perdida de

alguna de las sustancias, o

daño a la salud de los

empleados.

P

EP

IV

Asegurar adecuados sistemas de seguridad con el fin de controlar el ingreso de las personas ajenas al laboratorio y que aseguren debidamente las sustancias y elementos por proteger.


b) Falta de

monitoreos o Sistemas de control y

vigilancia inadecuados.

Falta de presupuesto, falta de personal

calificado

Accidentes de Trabajo

Acciones de carácter terrorista

P

EP

lll



c) Falta de equipos o instrumentos apropiados.

Falta de presupuesto


Perdida de

equipos sustancias e información clasificada

I

EP

lll


Ingreso de personas ajenas

o no autorizadas.

d) Falta de implementos de seguridad física.

Falta de presupuesto o que los existentes aún

funcionan pero son obsoletos


Perdida de

equipos sustancias e información clasificada

P

P

lll



e) Manipulación incorrecta de equipos y procedimientos de

seguridad radiológica.

Personas ajenas que no

cuentan con la capacitación necesaria o

con fines terroristas.


Perdida de

sustancias que tengan

características radiactivas

P

EP

lll




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f) Agentes externos.

Sabotaje de las instalaciones


Ataques terroristas

P

EP

V


Transporte

a) Procedimientos inapropiados a las

normas y medidas de protección radiológica.

Falta de capacitación o personal no calificado

para desempeñar dicha labor.


Daños en la salud

humana y en el ambiente.

I

EP

V

Capacitaciones periódicas donde se enfatice en actualizaciones tecnológicas y de procedimientos y realizar simulacros.

Transporte

b) Riesgos de irradiación

Liberación del contenido radiactivo por

destrucción del sistema de contención.


Daños en la salud


P

EP

V

Someter los bultos a ensayos mecánicos, térmico y de inmersión en agua

Transporte

c) Riesgo de

contaminación

Liberación parcial del contenido radiactivo por

falla o muy baja resistencia del sistema

de contención.


Daños en la salud


P

EP

V

Someter los bultos a ensayos mecánicos, térmico y de inmersión en agua

Utilización de artefactos de alimentación eléctrica

a) Cortos eléctricos.

Variaciones en el voltaje

Incendios

Perdida de equipos,

instalaciones y posible afectación

de la salud humana

P

P

IV

Instalación de un sistema de alarma por detección de humo y aspersores de agua, complementado con una adecuada inspección periódica de las instalaciones eléctricas.


b) Fallas en el Sistema de cableado

eléctrico.

Desgaste natural por el uso

Incendios

Perdida de equipos,


de la salud humana

P

P

IV

Instalación de un sistema de alarma por detección de humo y aspersores de agua, complementado con una adecuada inspección periódica de las instalaciones eléctricas


c) Fallas en los equipos eléctricos.

Sobrecargas

Incendios

Perdida de equipos,


de la salud humana

P

EP

IV

Instalación de un sistema de alarma por detección de humo y aspersores de agua, complementado con una adecuada inspección periódica de las instalaciones eléctricas



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AI= Altamente probable LP = Levemente Perjudicial I = Improbable P= Perjudicial

P = Probable EP = Extremamente PerjudicialFuente: Guía para la evaluación de aspectos e impactos ambientales. INGEOMINAS. Versión 2 – OCT /03. Evento = Origen del aspecto/ impacto Causa del aspecto/impacto Ocurrencia = probabilidad de 1 a 3 conforme la tabla 14. Gravedad = de 1 a 3 conforme la tabla 15. Nivel = nivel de gravedad (gravedad X probabilidad) con el total de la Tabla 25 (marcar lo significante que esta en rojo) Acción = destaque para los significantes y que tipo de acción (tipo de acción, monitoreo, emergencia, contingencia, etc.) utilizando las informaciones de la tabla 17.



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7.4 LABORATORIO SECUNDARIO DE CALIBRACIÓN DOSIMÉTRICA Para iniciar tras observar las instalaciones y analizar las actividades que se desarrollan en el laboratorio. Se diligenciaron los formatos de identificación de impactos mediante la metodología de matrices de causa – efecto las cuales se anexan al documento al final del mismo (Anexo 3). En estas matrices se determino cuales actividades poseen mayor grado de interacción con el medio, a partir de esta identificación y tras la revisión y análisis de la información inherente a los procedimientos desarrollados dentro del laboratorio se realizo una jerarquización de las actividades desarrolladas dentro del laboratorio añadiendo a estas las labores de mantenimiento y limpieza del mismo con el fin de abarcar completamente las actividades del mismo. Para esta jerarquización se le darán valores de 1 a 5 para cada una de las actividades desarrolladas siendo 1 el nivel más bajo o actividad de menor relevancia para el estudio:

Tabla 29. Jerarquización de Actividades LSCD. VALOR DE


1

Actividades de Limpieza y de

Mantenimiento.

A esta actividad se le da esta valoración ya que no genera ningún impacto perjudicial considerable ya que los implementos no son contaminados por sustancias peligrosas ni presenta peligro para las personas que lo realizan ya que es controlada por el laboratorista con el fin de evitar cualquier riesgo para la persona encargada, sin embargo se identifica la generación de aguas residuales producto de las labores de limpieza.

2

Revelado de Fotografías.

Al revelado de fotografías se le da esta valoración ya que a pesar de generar vertidos químicos con presencia de tiosulfato sódico, cristales de plata entre otras sustancias. Esta es una actividad desarrollada eventualmente dentro del laboratorio, aunque dicho vertido cobra especial importancia para valoraciones posteriores.

3

Recepción de Intensímetros.

Esta actividad la ubicamos dentro de este orden de prioridades ya que es una actividad que genera residuos peligrosos tal como lo son las pilas, además es una actividad de importancia ya que implica el acceso de particulares a las instalaciones, cabe recordar que la presencia de isótopos radioactivos implica normas de seguridad muy estrictas.

4

Calibración de

Esta actividad es bastante importante ya que en ella encontramos presencia de radiaciones ionizantes producida por equipos patrones esto implica



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Dosímetro Clínico. riesgos a la salud humana y riesgos de irradiación externa.

5

Calibración Monitores Portátiles de Radiación.

Para finalizar se valoran con el mismo valor 2 actividades debido a que ambas presentan la misma variable la cual es trascendental dentro del estudio ya que en ellas se manejan sustancias patrón, aunque en esta actividad su manipulación no involucra montajes especiales que puedan involucrar un riesgo de contacto en su elaboración.

5

Calibración de

Intensímetros Beta.

Como mencionamos anteriormente esta actividad se valora así por el uso de sustancias patrón, además de la generación eventual de desechos radioactivos de la misma.

Fuente: Los Autores. Una vez desarrollado este proceso se pueden concluir que el componente atmosférico se involucra irremediablemente con el socioeconómico debido a la inminente presencia de radiaciones ionizantes. Además se identifica que para este estudio cobra especial importancia los residuos especiales generados por el laboratorio como pilas y los residuos de tipo líquido ocasionales del proceso de revelado. Para finalizar es importante velar por el cuidado y seguridad de las fuentes ya que son consideradas sustancias de interés nacional por los diversos tratados y veedurías realizadas sobre esta por parte de las autoridades. Se prosigue realizando una valoración preliminar de los posibles impactos, confrontando el valor de importancia a de cada actividad, con el valor de la afectación el cual se da ha criterio tomando en cuenta los parámetros expuestos en el numeral 7.1.2 otorgando valores de 1 a 10, siendo 1 el más bajo y el 10 el valor más alto. De esta forma encontraremos los porcentajes de importancia de cada uno de los impactos los cuales determinaran cuales serán los más significantes:



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Tabla 30. Valoración Preliminar de Posibles Impactos LSCD. ACTIVIDADES

Rec

epci

ón d

e un

Inte

nsim

etro

Cal

ibra

ción

Mon

itore

s P

ortá

tiles

de

Rad

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Cal

ibra

ción

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Dos

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∑ D

e ca

da e

lem

ento

del

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Mag

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Act

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lem

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Mag

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Act

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val

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lem

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de

C/C

ompo

nent

e

Valor de Importancia 3 5 5 4 2 1

∑ ∑ ∑%

Aumento en el consumo de Agua 0 0 0 0 0 1 1 1 0,1

Perdida de calidad del agua. 0 0 0 0 8 2 10 18 1,78

Generación de vertimientos 0 0 0 0 10 6 16 26 2,57

AGUA

Alteración de las condiciones Fisicoquímicas del agua 0 0 0 0 6 2 8 14 1,38

Generación de Residuos Sólidos Especiales 10 0 0 0 0 0 10 30 2,96

RESIDUOS

Generación de Residuos Radioactivos 0 8 8 0 0 0 16 80 7,91

ENERGÍA Aumento en el consumo de energía 5 8 7 10 2 0 32 134 13,2

Radiaciones Ionizantes 0 8 10 10 0 0 28 130 12,8 Incidentes de Trabajo 5 8 10 8 5 2 38 149 14,7

RIESGOS Y S.O.



CO

MP

ON

EN

TE A

MB

IEN

TAL

AUTORIDAD

Seguimiento de la autoridad 6 10 10 10 4 0 40 166 16,4

∑ 26 62 65 54 35 13 255 1012 1012 ∑% 10,2 24,3 25,5 21,2 13,7 5,1 100% 100% 100%

Fuente: Plan de Manejo Ambiental del Reactor Nuclear IAN-R1, Gonzáles Roxana. Octubre 2001.



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Tabla 31. Identificación y Evaluación de Impactos y Riesgos Representativos LSCD.

o. Actividad Impacto Aspectos que lo producen

Probabilidad de

ocurrencia Promedio Gravedad Promedio Nivel de

Importancia Promedio

Baja(1) Media(2) Alta(3) x Impacto Baja(1) Media(2) Alta(3) x Impacto Probabilidad x Gravedad

x Impacto

Calibración de Monitores

Portátiles.

a) Amplio tiempo de exposición a este tipo de radiaciones. 3 2 6

Calibración de

Intensimetros Beta.



Calibración de

Dosímetros Clínicos. c) Dispersión Radioactiva 2 3 6 5,25

d) Procedimientos inapropiados a las normas y medidas de protección radiológica. 3 1 3

a) Ingreso de personas ajenas a la dependencia. 3 1 3

TODAS

b) Falta de Monitoreos o Sistemas de control y vigilancia inadecuados. 2 2 6

Accidentes o Incidentes de Trabajo

c) Falta de equipos o instrumentos apropiados. 2 2 4 3,6

d) Falta de implementos de seguridad física. 2 2 4

e) Manipulación incorrecta de equipos y procedimientos de seguridad radiológica. 3 1 3



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f) Cortos eléctricos. 3 1 3

h) Fallas en el Sistema de cableado eléctrico. 2 2 4

i) Fallas en los equipos eléctricos. 3 1 3

j) Falta de Mecanismos de control, como extintores y sensores. 2 2 4

k) Agentes externos. 2 2 2

a) Manejo inapropiado de pilas. 2 1 2

Calibración de Monitores

Portátiles.

Generación de Residuos Peligrosos.

b) Manejo Inadecuado de Químicos residuales. 2 2 4 5

c) Manejo Inadecuado de Residuos Radioactivos 3 3 9




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Se concluye que las radiaciones ionizantes son el principal impacto potencial debido a la naturaleza de la actividad y de la presencia inminente de fuentes de radiación de diferentes tipos, debido a la presencia de patrones y de equipos que irradian ondas de diferentes frecuencias y longitudes. Este hecho manifiesta la inminente e inmediata presencia de medidas de manejo del tipo de prevención, mitigación y control; ya que la salud del laboratorista podría estar seriamente afectada.

A continuación se mostrara un pequeño esbozo de las posibles consecuencias que las fuentes patrón podrían acarrear a la salud humana y a otros seres vivos:

• Efectos de la radiación ionizante. La radiación ionizante puede producir cambios a nivel atómico y molecular. En una célula viva, algunos de estos cambios, derivados del daño producido al ADN de su núcleo, pueden tener consecuencias a corto o a largo plazo. Si el daño inducido no es adecuadamente reparado puede afectar a las funciones celulares esenciales o a la división normal de la célula. El resultado será la muerte celular inmediata tras un pequeño número de divisiones, o bien una transformación celular con producción de células hijas modificadas. Estos resultados pueden clasificarse de la siguiente forma:

Para exposiciones agudas y elevadas, los efectos son detectables clínicamente en los individuos expuestos, poco tiempo después de la exposición. Estos efectos se denominan deterministas porque su aparición es segura cuando la dosis sobrepasa un nivel umbral, con la probabilidad ocurrencia nula a dosis bajas. La severidad del daño aumenta con la dosis por encima del umbral, el cual varía para cada tipo de efecto. Para dosis bajas de radiación, también se considera la posibilidad de inducción de efectos, los cuales son detectables sólo estadísticamente y no pueden ser relacionados inequívocamente con la dosis de radiación recibida. Estos efectos se denominan estocásticos o probabilistas debido a su carácter aleatorio, no existiendo umbral demostrado por debajo del cual no pueda producirse; su probabilidad ocurrencia (y no su gravedad) es proporcional a la magnitud de la dosis recibida. Los efectos estocásticos pueden manifestarse tras un periodo de latencia, aunque los mecanismos de reparación y defensa del cuerpo hacen que esta manifestación sea muy poco probable para las dosis pequeñas. Para los fines de la protección radiológica, es preciso determinar un factor de riesgo nominal para la aparición de efectos estocásticos, que se estima en base al conocimiento actual.



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El nivel actual del conocimiento, resultante fundamentalmente los estudios epidemiológicos efectuados en la población japonesa de Hiroshima y Nagasaki y otros grupos expuestos a dosis de radiación alta ha permitido inferir una relación lineal dosis-efecto para las dosis y tasas de dosis altas. Los resultados de muchos estudios epidemiológicos, realizado sobre grupos de trabajadores o poblaciones en el rango de dosis bajas, están afectados por incertidumbres significativas y dificultades prácticas que conducen a un insuficiente nivel de confianza estadística de los resultados. Esta falta de significación estadística no permite confirmar o excluir una relación lineal entre incremento de dosis equivalentes y probabilidad de un determinado efecto estocástico. Casi todos los resultados referidos a cambio celulares in Vitro o en organismos sencillos muestran una relación dosis-efecto curvilínea para radiaciones de baja transferencia lineal de energía (TLE), con una pendiente que aumenta con la dosis. La razón de tal cambio es que con dosis bajas, la probabilidad de que se produzcan dos ionizaciones en una parte crítica de la célula durante el período de tiempo en que permanecen operativos los mecanismos de reparación de la célula es muy baja. Con tasas de dosis altas o alta TLE, puede combinarse más de una ionización, añadiéndose un término cuadrático a la relación dosis-efecto. Con dosis todavía más altas, la pendiente disminuye por muerte celular. Como resumen, la forma más característica de la relación entre dosis en un órgano y probabilidad donde determinado efecto es una curva con una zona lineal seguida de otra cuadrática y una disminución final de la pendiente. Una dificultad importante en los estudios epidemiológicos es estimar el número defectos estocásticos que todavía no han aparecido en el momento están siendo estudiadas las poblaciones. En la mayor parte de los casos el exceso de mortalidad radio inducida, después de un periodo de latencia, parece mostrar el patrón temporal de la misma enfermedad producida naturalmente. Esto permite establecer una sencilla proporción entre la mortalidad natural y el exceso radio inducido para todo el periodo posterior al de la latencia, obteniéndose así un modelo significativo de predicción de riesgo. La aproximación alternativa es suponer que el exceso de mortalidad sea independiente de la mortalidad natural, lo que supone un modelo aditivo de predicción de riesgos. Las predicciones así obtenidas son un 50% más bajas que con el modelo anterior, pero este modelo no parece ser tan consistente con la mayor parte de las observaciones epidemiológicas. Con todas estas dificultades se ha estimado un coeficiente nominal de probabilidad de efectos estocásticos (fatales), para relación a la



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probabilidad de aparición de un determinado cáncer mortal con la unidad de dosis efectiva, con un valor de 5 x 10 P

-5P mSvP

-1P. Su interpretación es la

existencia de una probabilidad de 5 en 100.000 de aparición de un cáncer mortal por cada mSv recibido. Si se pondera este coeficiente teniendo en cuenta la posible aparición adicional de cánceres no mortales, estimada en un 20 por 100 del valor citado, y la probabilidad de inducción de efectos hereditarios, estimada en 1,3 x 10 P

-5P mSvP

-1P, se obtiene un coeficiente

nominal de probabilidad para todo los efectos estocásticos de 7,3 x 10 P

-5P

mSv P

-1P. A título de comparación puede citarse que una actividad que supone

una probabilidad de muerte de 1 en 10.000 es considerada "muy segura", considerándose "aceptables" actividades con probabilidad de muerte de 1 en 1000. Los valores de las dosis agudas de radiación que son capaces de producir efectos deterministas o clínicamente detectables se conocen con un grado razonable de precisión. Como estos efectos se producen con dosis relativamente elevadas, existen suficientes datos fiables de los cambios en ciertos parámetros fisiológicos, que en combinación con ciertas variables físicas hacen incluso posible realizar una dosimetría biológica. No obstante, últimamente, se ha puesto de manifiesto que no hay un conocimiento suficiente sobre los niveles umbrales de producción de estos efectos deterministas.

Efectos biológicos. El avance en el estudio de los efectos biológicos

de las dosis de radiación baja es un reto de investigación reconocido internacionalmente, al seguir existiendo grandes incertidumbres en cuanto al riesgo de cáncer inducido. Como problemática general se plantea determinar la capacidad mutagénica y carcinogénica de la radiación y dilucidar la validez de la relación lineal dosis-efecto en este rango dosis. Con el grado de conocimiento cual, la relación lineal es consistente con la mayor parte de los mecanismos y datos cuantitativos, aunque aparecen respuestas específicas para distintos tipos de efectos y se precisan variaciones estadísticas entre diferentes series de datos. Esto se debe a que la relación lineal engloba múltiples procesos competitivos que todavía no sean podido diferenciar individualmente. Otros problemas específicos asociados a esta área incluyen la resolución de los siguientes aspectos:

□ Identificación de mecanismos de inducción de tumores a nivel

genético. Esto puede conducir a identificar ciertos cánceres como



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radio inducidos, individuos especialmente radio sensibles y la sensibilidad y daños provocados por las dosis bajas en las primeras etapas del desarrollo fetal.

□ Diferenciación del daño al ADN resultante de altas o bajas TLE, proporcionando mejor comprensión de los mecanismos de reparación celular.

□ Determinación de la existencia o no de estimulación de la reparación celular o respuesta adaptiva a muy bajas dosis de radiación.

□ Identificación de efectos combinados de la radiación con otros agentes carcinogénicos o bajo condiciones sanitarias deficientes.

□ Seguimientos epidemiológicos mediante investigación retrospectiva de poblaciones expuestas de forma crónica o aguda a radiaciones, que conduzcan a una mejor cuantificación del riesgo dosis y tasas de dosis bajas.

□ Investigación en epidemiología celular, relacionando los nuevos conocimientos en biología molecular con la epidemiología clásica.

El segundo impacto significativo, es el impacto de la generación de

residuos peligrosos como lo son las pilas y los químicos usados ocasionalmente para el revelado de radiografías por ello es necesario diseñar un adecuado sistema de gestión de residuos aunque para el caso es importante observar la selección, almacenamiento y velar por la adecuada disposición final de dichos residuos y vertidos.

El tercer impacto significativo identificado son los riesgos de incidentes de

trabajo pero no es de inmediata atención ya que la infraestructura existente es bastante apta para las actividades ha realizar dentro de las instalaciones y el personal del laboratorio es cuidadosamente seleccionado y evaluado por sus competencias con el fin de mantener las personas más calificadas según sea posible. Sin embargo es importante sensibilizar frecuentemente a los funcionarios de los riesgos ocupacionales a que están expuestos en su labor. Dentro de este ítem encontramos también el riesgo de incendios, debido a la presencia de muchas herramientas e instrumentos eléctricos que ocasionalmente se encuentran en operación simultáneamente. Por ello es necesario formular medidas de prevención y control en caso de presentarse el incidente y prestarle especial atención dentro del Plan de Contingencias.



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Tabla 32. Formato AMB - 01: EPNR – EVALUACIÓN PRELIMINAR DE NIVELES DE RIESGO LSCD Proceso Actividad X Servicio Producto

Descripción: UProcedimientos desarrollados dentro del Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica.

Evento

Aspecto o Peligro

Causa

Impacto

Emergencia

Ocurrencia(AI/I/P)

Gravedad (LP/P/EP)

Nivel (I a V)

Acción

Todas las actividades o procedimientos realizados en el laboratorio en las cuales se manipulen patrones o se generen radiaciones.

a) Amplio tiempo de exposición a

este tipo de radiaciones.

Todos los equipos usados y los patrones generan radiación durante su operación.


Posibles daños

en la salud humana o en el

ambiente.

AI

EP

IV

Es necesario alejar, proteger y racionalizar el tiempo en el cual el laboratorista use la fuente o equipo que emita este tipo de radiaciones.



fuentes.

La presencia activa de radiaciones en las fuentes y equipos usadas para este fin.



humana o en el ambiente.

AI

EP

V

Con el objetivo de controlar este ítem es necesario implementar mecanismos que protejan el lugar de trabajo, que minimicen la salida del mismo de este tipo de radiaciones, y que garanticen el no contacto directo de estas con los miembros del Laboratorio.


c) Dispersión Radioactiva

Todos los equipos usados y los patrones generan radiación durante su operación, dichas ondas viajan por el aire.


Al tos niveles de radiación en el entorno del laboratorio, el cual generaría afectación por exposición a la comunidad y al medio aledaño.

P

P

IV

Aislar las Instalaciones del Laboratorio donde se realicen las actividades de Calibración donde sea necesario generar radiaciones o se usen las fuentes de Cobalto 60 y Cesio 137.



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Todas las actividades y

procedimientos realizados en el laboratorio.

d) Procedimientos inapropiados a las normas y medidas

de protección radiológica.

Posibles excesos de confianza o inexperiencia en la aplicación de las normas.



humana o al ambiente.

P

P

III



a) Incidente de Trabajo y seguridad

de las fuentes.

Es requerimiento legal la protección de las sustancias radioactivas. Además podría generar distracciones al empleado que podrían generar algún incidente

Accidentes de Trabajo,

Sanciones de tipo legal.

Perdida de

alguna de las sustancias, o

daño a la salud de los

empleados.

P

EP

IV

Asegurar adecuados sistemas de seguridad con el fin de controlar el ingreso de las personas ajenas al laboratorio y que aseguren debidamente a las sustancias y elementos por proteger.

Todas las operaciones u actividades que se realicen dentro del laboratorio que involucren irradiación en concentraciones que podrían efectos en la salud humana.

b) Falta de Monitoreos o

Sistemas de control y vigilancia

inadecuados.

La manipulación y el uso de los patrones existentes en el laboratorio exigen elementos de seguridad industrial que garanticen el no contacto directo con las mismas durante su uso.

Efectos en la salud humana

ocasionada por el

contacto con radiaciones

ionizantes en magnitudes

mayores a las permisibles.

Exposición de alguna persona a radiaciones ionizantes en magnitudes

elevadas durante el uso

de los patrones.

P

EP

IV

Implementar y mantener un sistema de seguridad que garantice el no ingreso de personas a las instalaciones donde se encuentren los equipos o sustancias patrón en uso, dichos sistemas incluyen luces de advertencia y seguros que imposibiliten el acceso al lugar.

Todas las actividades y operaciones realizadas dentro del laboratorio.

c) Falta de equipos o instrumentos

apropiados.

Es importante para la institución el procurar el correcto funcionamiento de los equipos existentes, con el fin de obtener eficacia y efectividad en sus actividades.

Accidentes de

Trabajo por falta o

defectos en los equipos.

Accidentes o incidentes por parte de los

empleados del laboratorio por falta o defectos en los equipos

en uso.

I

EP

II

Implementar un programa de mantenimiento preventivo dentro del laboratorio con el fin de evitar este tipo de incidentes, garantizar mecanismos de contingencia para los casos en que los equipos no se encuentren en adecuado funcionamiento.



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Todas las actividades u operaciones donde se realice irradiación o se usen cualquiera de los patrones.

d) Falta de implementos de seguridad física.

Elementos que aseguren el no contacto directo de seres humanos con las fuentes patrón.

Efectos en la

salud humana.

Exposición de la persona a

altas magnitudes de radiación por

contacto directo con una fuente

patrón.

P

P

IV

Garantizar elementos de blindaje para los casos en que las distancias a las cuales deba estar un individuo sean demasiado próximas a las sustancias patrón.

Todas las actividades y operaciones realizadas dentro del laboratorio.

e) Desconocimiento

de la manipulación correcta de equipos y procedimientos de

seguridad radiológica.

Las actividades desarrolladas dentro del laboratorio exigen de capacitación para sus empleados.

Accidentes de

Trabajo

Accidente ocasionado por desconocimiento de las normas de seguridad o manipulación

de los equipos.

P

EP

III

Implementar y asegurar un adecuado programa de capacitación para las personas que se encuentran trabajando dentro del laboratorio que sea consecuente con las actividades involucradas dentro del laboratorio.

Posible Ignición

f) Falta de Mecanismos de

control de incendios, como

extintores y sensores.

Cortos circuitos, fallas en el cableado eléctrico, imprudencia de algún individuo.

Daño en la salud humana

o de elementos materiales.

Incendio

P

P

III

Asegurar la presencia y adecuado mantenimiento de los elementos de control de incendios.

Recepción de Intensímetros Beta.

a) Manejo inapropiado de

pilas.

Cambio de pilas del equipo.




ambiente.

P

EP

IV

Establecer procedimiento para la gestión de este tipo de residuos el cual procure el menor impacto posible al ambiente.

Revelado y positivado de

Radiografías.

b) Manejo Inadecuado de

Químicos residuales.

Generación de químicos residuales una vez terminado el procedimiento.




ambiente.

P

P

III

Establecer el procedimiento o incluir este ítem dentro de un programa mayor de gestión de residuos peligrosos.



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Cuando alguna sustancia patrón cumpla su vida útil.

c) Manejo Inadecuado de

Residuos Radioactivos

Reemplazo de alguna sustancia patrón.

Generación de Residuos radioactivos.



ambiente o a seres humanos.

P

EP

IV

Establecer el procedimiento para la gestión interna de residuos radioactivos el cual incluya selección, disposición y almacenamiento.

AI= Altamente probable LP = Levemente Perjudicial I = Improbable P= Perjudicial

P = Probable EP = Extremamente Perjudicial Fuente: Guía para la evaluación de aspectos e impactos ambientales. INGEOMINAS. Versión 2 – OCT /03.

Evento = Origen del aspecto/ impacto Causa del aspecto/impacto Ocurrencia = probabilidad de 1 a 3 conforme la tabla 14 Gravedad = de 1 a 3 conforme la tabla 15 Nivel = nivel de gravedad (gravedad X probabilidad) con el total de la Tabla 31 (marcar lo significante que esta en rojo) Acción = destaque para los significantes y que tipo de acción (tipo de acción, monitoreo, emergencia, contingencia, etc. ) utilizando las

informaciones de la tabla 17



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8. PLAN DE MANEJO

Con el fin de exponer y ubicar al lector dentro del contexto en el cual se enmarca la operabilidad de este Plan de Manejo y sus medidas, se encuentra a continuación la estructura funcional en la cual se enmarca este documento.

Figura 47. Estructura funcional del Plan de Manejo




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8.1 MEDIDAS DE MANEJO A continuación se presentan las fichas de manejo de cada uno de los impactos potenciales significativos identificados previamente de acuerdo a los posibles aspectos que podrían ocasionarlos. Las medidas de manejo han sido tipificadas de acuerdo con los procesos de implementación de cada una de ellas, así:

Medidas de manejo de mecanismos y tecnología. Medidas de Diseño. Medidas de Construcción. Medidas de prevención, seguimiento y control. Medidas de seguridad. Combinación de las anteriores.

Se organizan las fichas según el alcance de la misma según volumen de aplicación, de la siguiente forma: en primer lugar se encuentran las fichas para implementación general, es decir, aquellas que aplican en 2 o en los 3 laboratorios. Y luego se indican las fichas que aplican particularmente a cada uno de los 3 laboratorios aplicando el mismo orden de los capítulos anteriores. Cabe resaltar que esta simplemente es una organización y no debe confundirse como una jerarquización de las mismas.



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PMA-MMA-01 FICHA 1 IMPLEMENTACIÓN GENERAL

PROCEDIMIENTOS Y ELEMENTOS DE PROTECCIÓN RADIOLOGICA PERSONAL

OBJETIVO

El objetivo es determinar los elementos y procedimientos de protección para los trabajadores de los Laboratorios con el fin de que no se vean expuestos a radiaciones que puedan producir efectos a su salud a corto o largo plazo. Definir los límites de dosis de los Laboratorios e Instalaciones con el fin de evitar concentraciones ambiente que superen por gran margen el umbral ambiente.

RESPONSABLES Grupo de Tecnologías Nucleares Grupo de Seguridad Nuclear y Protección Radiológica (GSNPR). Oficina de Recursos Humanos INGEOMINAS.

TIPO DE MEDIDA Medidas de Seguridad. Medidas de Prevención.

IMPACTOS A MANEJAR ELEMENTO AFECTADO DESCRIPCION MAGNITUD TIPO COBERTURA

RIESGOS Y SALUD

OCUPACIONAL RADIACIONES IONIZANTES ALTA DIRECTO PUNTUAL

LUGAR DE APLICACIÓN ACTIVIDAD PARA APLICACIÓN ACTIVIDADES ADMINISTRATIVAS X RECEPCIÓN DE ELEMENTOS X ADECUACIÓN DE ELEMENTOS X DESARROLLO DE PROCEDIMIENTOS

X

LABORATORIO DE ESPECTOMETRÍA GAMMA

LABORATORIO SECUNDARIO DE CALIBRACIÓN DOSIMETRICA

INSTALACIONES PARA ALAMACENAMIENTO TEMPORAL DE DESECHOS Y FUENTES EN DESUSO DISPOSICIÓN DE ELEMENTOS

RESIDUALES X

SEGUIMIENTO Y MONITOREO ACCIONES A DESARROLLAR

ACTIVIDADES

1. Control y veeduría en la

INDICADORES Control del número de elementos de

Durante la jornada laboral el personal de los

laboratorios debe portar el dosímetro personal al igual que el dosímetro electrónico que simultáneamente opera como Intensimetro. Los



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adquisición de los elementos por parte del GSNPR. 2. Programa de Monitoreo Ambiental. 3. Evaluar anualmente las necesidades y el desempeño de los planes de capacitación.

1. Programa de Seguimiento para personas Expuestas a Radiaciones Ionizantes.

Figura 48. Dosímetro Personal 1.


seguridad personal; (#de Dosímetros personales / # de trabajadores del laboratorio) * 100 Registro de excesos en la dosis efectiva anual ( x > 10 mSv/año) Monitoreos Programados de Radiometría Ambiental. (x < 1 µSv/h) Control de Enfermedades profesionales. Variaciones en el sistema hematopoyetico. Conteo de Glóbulos Rojos, Blancos y Plaquetas de cada trabajador.

Figura 49. Dosímetro Personal 2.


intensímetros usados por el personal son calibrados anualmente.

Para iniciar la rutina de trabajo se deben encender

los equipos y accesorios al igual que los sistemas de seguridad. Es responsabilidad del trabajador el velar que en el momento de extraer las fuentes no se encuentre ninguna persona dentro del recinto. Los equipos de seguridad solo podrán ser apagados una vez se termine el procedimiento completamente.

Límites de dosis: el límite de dosis efectiva que el

INGEOMINAS ha adoptado es de 10 mSv/año para sus trabajadores ocupacionalmete expuestos, respecto a la tasa de dosis equivalente ambiental se ha establecido que esta no deben superar el valor correspondiente a 1 µSv/h aún bajo condiciones críticas (menos conservativas) de operación. (Resolución 18 1424 /02 Ministerio de Minas y Energía. Reglamento de Protección y Seguridad Radiológica. Anexo 1).

Capacitación al personal en temas como

Seguridad Radiológica y Radioprotección.

Dentro del LSCD no es posible hacer uso de las fuentes o equipos de rayos X si no hay alimentación eléctrica de los equipos de seguridad o si estos no funcionan adecuadamente.



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CRONOGRAMA

ACTIVIDAD MES 1 MES 2 MES 3 Adquisición de los Dosímetros Personales y Dosímetros Electrónicos.

Creación del programa de Capacitación Creación del programa de Monitoreo Ambiental

PERSONAL ADICIONAL REQUERIDO

PERSONAL PROFESIONAL Oficina de compras INGEOMINAS. Oficina Proveedores INGEOMINAS.

PERSONAL NO PROFESIONAL No Aplica.

COSTOS CANTIDAD ITEM VALOR UNITARIO TOTAL

5 Dosímetro Personal de Lectura Directa. $ 512.000 + IVA $ 2.969.600 Los costos de capacitación se obvian ya que estas serán programadas y dictadas por el GSNPR entidad perteneciente a INGEOMINAS.

RECOMENDACIONES:

Adquirir Dosímetros de repuesto para el caso de daño de alguno de los que se encuentren en uso, o para ser usado en caso de inminente presencia de alguna persona adicional durante algún procedimiento.

Generar el Programa de Capacitación a partir del perfil del trabajador del cargo a desempeñar y de las responsabilidades a desempeñar dentro del mismo.

El programa de Monitoreo Ambiental es aconsejable estructurarlo y programarlo anualmente con el fin de establecerse como una actividad de control fija y así no entrar en conflicto con las actividades rutinarias del laboratorio; realizando las revisiones periódicas en lapsos no superiores a 90 días.

Documentar y asegurar los mecanismos de actualización de todos los procedimientos de seguridad y radioprotección con el fin de mantener dentro de los laboratorios como documento de consulta para los trabajadores.

Los valores de Límites de dosis son Menores a los máximos permisibles establecidos por ley Resolución 18 1424 /02 Ministerio de Minas y Energía. Reglamento de Seguridad Radiológica en su Anexo 1. donde se establecen un valor de dosis efectivas de 20 mSv/año y la tasa de dosis equivalente ambiental máxima de 2 µSv/h.

Dentro de las Instalaciones para Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radioactivas en Desuso cuando el personal del laboratorio este efectuando tareas de blindaje o similares en las cuales se encuentren en peligro radiológico el uso de los elementos o indumentaria de protección se sugiere sea obligatorio.



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Figura 50. Trajes de seguridad.

Fuente: GSNPR

Figura 51. Labores de blindaje.

Fuente: GSNPR



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PMA-MMA-02 FICHA 2 IMPLEMENTACIÓN GENERAL

SEGURIDAD FÍSICA DE LAS FUENTES

OBJETIVO Especificar los elementos necesarios para suministrarle a las fuentes, equipos y empleados del laboratorio la seguridad necesaria que controle el ingreso y prevenga el ingreso no autorizado de personas ajenas al laboratorio o a las instalaciones.

RESPONSABLES Grupo de Seguridad Nuclear y Protección Radiológica. Grupo de Tecnologías Nucleares Personal Administrativo INGEOMINAS.

TIPO DE MEDIDA Medidas de Seguridad. Medidas de Manejo de Mecanismos y Tecnología.

IMPACTOS A MANEJAR

ELEMENTO AFECTADO DESCRIPCION MAGNITUD TIPO COBERTURA

NORMATIVO

SEGURIDAD FISICA DEL LABORATORIO MEDIA DIRECTO PUNTUAL

LUGAR DE APLICACIÓN ACTIVIDAD PARA APLICACIÓN

ACTIVIDADES ADMINISTRATIVAS X RECEPCIÓN DE ELEMENTOS X ADECUACIÓN DE ELEMENTOS X DESARROLLO DE PROCEDIMIENTOS X

LABORATORIO DE ESPECTOMETRÍA GAMMA

LABORATORIO SECUNDARIO DE CALIBRACIÓN DOSIMETRICA

INSTALACIONES PARA ALMACENAMIENTO TEMPORAL DE DESECHOS Y FUENTES EN DESUSO DISPOSICIÓN DE ELEMENTOS

RESIDUALES X




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ACTIVIDADES

1. Realizar una valoración

anual de las condiciones de seguridad interna y determinar necesidades adicionales u opciones de mejoramiento.

INDICADORES Incidentes: # de Incidentes de seguridad / año

Contratar personas calificadas que se encarguen de la

vigilancia y seguridad de las instalaciones y que controlen el ingreso y salida de visitantes.

Instalar un sistema de ingreso magnético con clave, con el fin de que esta solo sea conocida únicamente por los miembros del laboratorio y por el Jefe del GTN o del GSNPR según sea el caso.

Instalar un sistema de alarma en las ventanas y proteger las mismas con rejas con el fin de prevenir incidentes de seguridad en dicha zona.

Recordemos que los laboratorios se encuentra dentro de las instalaciones de INGEOMINAS sede CAN y que existen adicionalmente controles extras o generales que pertenecen a toda la instalación, estos aclararan al final de esta ficha.

CRONOGRAMA

ACTIVIDADES MES 1 MES 2 MES 3 Adquisición e Instalación del sistema de ingreso magnético con clave.

Adquisición e Instalación del sistema de alarma en la ventana.


PERSONAL PROFESIONAL Empresa de Seguridad Contratada. Consultor en Sistemas de Seguridad.

PERSONAL NO PROFESIONAL Personal capacitado para labores de Seguridad y Vigilancia. Personal capacitado para la instalación de los elementos de seguridad y vigilancia


1 Computador Compaq, Monitor 17”, Memoria 160Gigas. Servidor 16 Cámaras. 30 Imágenes/Seg. Instalación.

$ 16.300.000 $ 16.300.000

1 Computador Compaq, Monitor 17”, Memoria 160Gigas. Servidor 4 $ 15.329.000 $ 15.329.000



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Cámaras. 30 Imágenes/Seg. Instalación. 10 Cámaras de Video. Blanco y Negro. 90P

0 P. Digitales. Perifócales.

Instalación. $ 1.120.000 $ 11.200.000

3 Cerradura magnética de clave. Instalación. $ 700.000 $ 2.100.000 $ 44.929.000

Los costos del personal de seguridad no se incluyen ya que estos se encuentran contenidos dentro del contrato firmado por INGEOMINAS con la Empresa de Vigilancia.

RECOMENDACIONES Y ACLARACIONES:

Los laboratorios están ubicados dentro de las instalaciones de la sede CAN de INGEOMINAS, el perímetro de las instalación esta protegido por una cerca alambrada de aproximadamente 2 m. de altura, dentro del perímetro se encuentran las instalaciones de la Fundación Instituto de Inmunología y el Archivo General del Ministerio de Minas y Energía. Para ingresar al laboratorio hay que pasar por la portería principal que cuenta con tres guardias que pertenecen a un servicio integral contratado durante las 24 horas del día para las dos sedes de INGEOMINAS, en esta portería ingresan todos los trabajadores de las tres instituciones y los visitantes que justifiquen su entrada, existe otra portería exclusiva del área nuclear donde se ingresa al laboratorio de calibración dosimétrica, allí permanece un guardia que informa a la dependencia que corresponda el nombre del visitante, la institución a la cual pertenece y el motivo por el cual realiza su ingreso. Los trabajadores solo pueden ingresar durante el horario de 5:30am a 5:45pm y los visitantes únicamente en el horario de 8:00am a 5:00pm. Los días sábado, domingo y feriados únicamente los trabajadores que soliciten previamente un permiso por escrito y justificado de ingreso firmado por el jefe del grupo de seguridad nuclear y protección radiológica.

Los costos del personal de seguridad no se incluyen ya que estos se encuentran contenidos dentro del contrato firmado por INGEOMINAS con la empresa de vigilancia.

El LSCD y el IATDFRD deben adicionalmente instalar un sistema de monitoreo por video con el fin de vigilar en forma interna las instalaciones y observar las personas que se encuentren en la puerta para autorizarles su ingreso, las cámaras para este fin deberán tener cobertura de 180 grados y por consideraciones internas en el LSCD se ubicaran 6 en zonas controladas repartidas en igual proporción dentro de las mismas y una frente a la puerta de entrada al laboratorio con el fin de observar a los visitantes, en el caso del IATDFRD se ubicaran 3 cámaras dentro de las diferentes zonas repartidas en igual proporción y una en la puerta de entrada.

Adicionalmente el IATDFRD podría, si fuera necesario extremar la seguridad en el ingreso adicionando una cerradura de doble llave las cuales estarían en poder del coordinador y del encargado de radiometría ambiental.



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La arquitectura del IATDFRD a exigido para el mismo el no poseer mas que un par de ventanas en la sala 4 y otras muy pequeñas distribuidas en la sala 3, dichas ventanas se encuentran cerradas por tal razón se recomienda la instalación de un sistema de recirculación de aire con el fin de filtrar el gas radón que se encuentre dentro de las instalaciones.

Figura 52. Cámaras de Monitoreo.


Figura 53. Filtro de Gas Radón.




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PMA-MMA-03 FICHA 3 LABORATORIO ESPECTROMETRÍA GAMMA Y LABORATORIO SECUNDARIO DE CALIBRACIÓN DOSIMÉTRICA

GESTIÓN DE RESIDUOS LIQUIDOS GENERADOS POR LA PREPARACIÓN DE MUESTRAS LIQUIDAS Y QUIMICOS RESIDUALES

OBJETIVO Generar un adecuado manejo para los ácidos usados en el proceso de preparación de muestras liquidas y para los aditivos usados en el proceso de revelado y positivado, para este fin se integraran estos químicos al proceso de tratamiento de residuos peligrosos (tratamiento de reactivos).

RESPONSABLES Personal del Laboratorio de Espectrometría Gamma. Grupo de Gestión Ambiental.

TIPOS DE MEDIDA Medida de control. Medida de Mitigación.

IMPACTOS A MANEJAR


GENERACIÓN DE RESIDUOS PELIGROSOS.

MANEJO INADECUADO DE QUÍMICOS RESIDUALES. MEDIA DIRECTO EXTENSIVA


ACTIVIDADES ADMINISTRATIVAS

RECEPCIÓN DE ELEMENTOS X ADECUACIÓN DE ELEMENTOS X DESARROLLO DE PROCEDIMIENTOS

X

LABORATORIO DE ESPECTROMETRÍA GAMMA

LABORATORIO SECUNDARIO DE CALIBRACIÓN DOSIMÉTRICA

DISPOSICIÓN DE ELEMENTOS RESIDUALES

X




PROPUESTA No.

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ACTIVIDADES

1. Integrar los aditivos al procedimiento de gestión de residuos de los laboratorios de INGEOMINAS. 2. Estudiar y actualizar el Plan de manejo Ambiental de Residuos de los laboratorios de INGEOMINAS e integrar la sede CAN al mismo.

INDICADORES

PH de los residuos. ( 6.5 – 7.5) (Volumen de los residuos gestionados / Volumen de residuos inventariados) * 100. Concentración de nitratos de plata.

Figura 54. Riesgos Químicos.


Habilitar contenedores capaces de almacenar el líquido producido y etiquetar el mismo.

Integrarlos al tratamiento de desechos peligrosos de los laboratorios de INGEOMINAS, este tratamiento es de estabilización y solidificación. (Ver anexo 4).

En cuanto al almacenamiento debido a las cantidades tan bajas se podrá almacenar los químicos en un lugar ventilado y adecuadamente cerrados, con un lavamanos o ducha con el fin de poder limpiar áreas afectadas en caso de contingencias.

Figura 55. Reactivo.


CRONOGRAMA ACTIVIDADES MES 1 MES 2 MES 3

Integración al Plan de manejo Ambiental de Residuos Peligrosos. Adquisición o adecuación de los elementos de almacenamiento.



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PERSONAL PROFESIONAL No aplica.


COSTOS

Integrar los costos de Tratamiento de estos residuos al Plan de manejo Ambiental de Residuos Peligrosos (Reactivos). RECOMENDACIONES Y ACLARACIONES:

ESTABILIZACIÓN / SOLIDIFICACIÓN; En términos generales, la estabilización es un proceso donde se mezclan los aditivos con los residuos para minimizar la velocidad de migración de los contaminantes del residuo y reducir la toxicidad de éste. Por tanto, la estabilización puede definirse como el proceso mediante el cual los contaminantes quedan total o parcialmente confinados por la adición de un medio soporte aglomerante u otros modificadores. Igualmente, la solidificación es el proceso que mediante la utilización de aditivos modifica la naturaleza física del residuo (como muestra la medida de las propiedades técnicas de resistencia, compresibilidad y/o permeabilidad). Por tanto, los objetivos de la estabilización y la solidificación abarcan tanto la reducción de la toxicidad y movilidad del residuo como la mejora de las propiedades técnicas del material estabilizado.

No es necesario generar un estudio de costos ya que los gastos se verán integrados a los costos del Plan de manejo Ambiental de Residuos Peligrosos.

Es importante por lo tanto plantear la actualización del Plan de manejo Ambiental de Residuos Peligrosos con el fin de integrar los laboratorios de la sede CAN al mismo como ya se realizo con el Plan de Reciclaje Institucional.

Si debido a la cantidad tan baja de químico (4lts / año) es más económico buscar un tratamiento alternativo se consideraría el contratar o pagar anualmente el servicio de incineración para los mismos.

Actualmente se usan contenedores de 5 galones para almacenar los químicos en desecho, estos son adecuados siempre y cuando se mantengan tapados y no se mezclen las sustancias, como en el caso del LSCD con el revelador industrial con el fijador.



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PMA-MMA-04 FICHA 4 LABORATORIO SECUNDARIO DE CALIBRACIÓN DOSIMÉTRICA Y LAS INSTALACIONES PARA ALMACENAMIENTO TEMPORAL DE DESECHOS

Y FUENTES RADIOACTIVAS EN DESUSO ELEMENTOS DE SEGURIDAD INDUSTRIAL PARA EL AREA Y LOS EQUIPOS

OBJETIVO

Establecer los elementos de seguridad necesarios para controlar los tiempos y las distancias a las cuales deban ser usados los equipos y las fuentes que puedan generar radiación, recordando que las variables para protección radiológica son 3: Distancia, Tiempo de Exposición y Blindaje.

RESPONSABLES Grupo de Tecnologías Nucleares Grupo de seguridad Nuclear y Protección Radiológica.

TIPO DE MEDIDA Medidas de manejo de mecanismos y tecnología. Medidas de Seguridad. Medidas de Control.

IMPACTOS A MANEJAR


RIESGOS Y SALUD OCUPACIONAL RADIACIONES IONIZANTES ALTA DIRECTO PUNTUAL


ACTIVIDADES ADMINISTRATIVAS

RECEPCIÓN DE ELEMENTOS ADECUACIÓN DE ELEMENTOS DESARROLLO DE PROCEDIMIENTOS

X

INSTALACIONES DEL LABORATORIO SECUNDARIO DE CALIBRACIÓN Y DOSÍMETRIA

ESTRICTA APLICACIÓN DENTRO DE LAS ZONAS CONTROLADAS DEL LABORATORIO O ZONA 1 Y 3 DEL MISMO


RADIOACTIVAS EN DESUSO DISPOSICIÓN DE ELEMENTOS RESIDUALES




PROPUESTA No.

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ACTIVIDADES

1. Control y veeduría en la adquisición de los elementos por parte del GSNPR. 2. Programa de mantenimiento preventivo. Figura 51. Imagen controles mecánicos

de ingreso.


INDICADORES Controles y prevenciones de ingreso: (#sensores de Movimiento / #de puertas por controlar) * 100 Control de niveles de radiación: (# monitores de radiación / # de zonas a controlar) * 100 Control de Fuentes: (# de fuentes selladas / # de fuentes existentes en el laboratorio) * 100

Figura 52. Imagen sensores de movimiento.


Adquirir sistemas mecánicos que imposibiliten que las fuentes se encuentren en posición de irradiación mientras la puerta del recinto se encuentre abierta.

Instalar sensores de movimiento con el fin de que imposibilite el posicionamiento de las fuentes en posición de radiación o guarde las mismas una vez ingrese una persona al laboratorio.

Adquirir únicamente fuentes selladas con el fin de imposibilitar el contacto directo de las personas y las fuentes.

Adquirir Monitores ambientales para medir la tasa de dosis equivalente ambiental dentro y fuera de las salas de irradiación, con el fin de determinar el momento en el cual sea seguro el ingreso de personas.

Instalar luces de advertencia que indiquen el momento en el cual se encuentran las fuentes o los equipos en estado de irradiación.

Figura 53. Imagen de luces de advertencia.




PROPUESTA No.

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CRONOGRAMA

ACTIVIDAD MES1 MES 2 MES 3 MES 4 MES 5 MES6 Adquisición de mecanismos de control y prevención de ingreso.

Adquisición de mecanismos de monitoreo ambiental.

Adquisición de fuentes selladas.


PERSONAL PROFESIONAL Oficina de compras INGEOMINAS. Oficina Proveedores INGEOMINAS. ARP. Oficina de Recursos Humanos INGEOMINAS.

PERSONAL NO PROFESIONAL Técnicos y personas contratadas para la instalación de los mecanismos de control y prevención.


1 Alarma sonora conectada a 3 Sensores de movimiento de alcance 90P

0 P.

$ 1.100.000 $ 1.100.000

2 Luces tipo sirena de advertencia. Instalación. $ 240.000 $ 480.000 $ 1.580.000

RECOMENDACIONES:

Las adquisiciones que se plantean dentro de estas fichas se podrían integrar a los temas o prioridades del Sistema de Gestión Ambiental con el fin de acelerar el proceso de adquisición, si se desea se puede integrar estos mismos a la implementación de OSHAS 18000 en la empresa.

Los detectores empleados por el LSCD y el IATDFRD como los monitores ambientales, monitores portátiles, detectores de

contaminación superficial y dosímetros de lectura directa deberán ser calibrados anualmente, la calibración de las fuentes en términos de tasa de kerma en aire y dosis absorbida en agua deberá ser realizado por el personal del GSNPR al igual que el control de calidad de las fuentes que incluye un frotis para evaluar las condiciones de estanqueidad de las fuentes.



PROPUESTA No.

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PMA-MMA-05 FICHA 5 LABORATORIO SECUNDARIO DE CALIBRACIÓN DOSIMÉTRICA Y LAS INSTALACIONES PARA ALMACENAMIENTO TEMPORAL DE DESECHOS

Y FUENTES EN DESUSO MEDIDAS ESTRUCTURALES CON EL FIN DE SERVIR COMO BLINDAJE CONTRA LA IRRADIACIÓN EXTERNA.

OBJETIVO El objetivo es determinar las medidas de protección o parámetros de construcción del laboratorio con el fin de garantizar la protección del exterior del recinto, es decir que este cumpla la labor de blindaje con el fin de evitar casos de irradiación externa.

RESPONSABLES Grupo de Tecnologías Nucleares Grupo de seguridad Nuclear y Protección Radiológica.

TIPO DE MEDIDA Medida de Diseño. Medida de Construcción.

IMPACTOS A MANEJAR


RIESGOS Y SALUD

OCUPACIONAL ATMOSFERICO

RADIACIONES IONIZANTES ALTA DIRECTO EXTENSIVA


ACTIVIDADES ADMINISTRATIVAS X RECEPCIÓN DE ELEMENTOS X ADECUACIÓN DE ELEMENTOS X DESARROLLO DE PROCEDIMIENTOS X

ZONAS CONTROLADAS DEL LSCD: ZONAS 1 Y 3 DEL MISMO.

ZONAS CONTROLADAS DEL IATDFRD: SALAS 1, 2 Y 3. DISPOSICIÓN DE ELEMENTOS RESIDUALES

X




PROPUESTA No.

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ACTIVIDADES

1. La entidad o funcionarios encargados de la interventoria en la construcción del laboratorio deberá velar por el cumplimiento del anterior requisito. 2. El GTN como directo interesado deberá velar por el cumplimiento de las anteriores especificaciones. 3. Se le exigirá al proveedor del concreto los estudios de resistencia del mismo.

INDICADORES Grosor de los muros hacia los cuales se orientan los equipos: 80 CMS. Grosor muros perimetrales: 45 CMS. Densidad del Concreto para construcción de los muros: 2 – 3 gm/cmP

3P.

Construir las paredes de las zonas controladas con Concreto con la densidad determinada en los estudios contratados de blindaje y criterios de la OIEA; dicho blindaje para este tipo de instalaciones debe tener entre 2 – 3 gm/cmP

3P, por información

suministrada por el GSNPR se usara concreto de 2.35 gm/cmP

3P.

La pared posterior de las zonas controladas o la opuesta a la cual contiene la puerta de ingreso la cual se orienta hacia el occidente de la ciudad y es contigua al Repositorio de Fuentes en Desuso deberá poseer un espesor mayor a los demás muros ya que esta zona esta expuesta a mayores niveles de radiación debido a la vecindad del repositorio, a su vez el muro contiguo del repositorio orientado hacia el oriente deberá poseer las mismas especificaciones; además los equipos y las actividades de radiación se direccionarán hacia este muro con el fin de que este difracte las ondas. Según el GSNPR con 80 CMS es un espesor suficiente.

Los muros de las zonas controladas que se encuentren en sentido norte, sur y oriente para el LSCD y para el norte, sur y occidente para el IATDFRD poseerán un espesor mayor al de un muro habitual con el fin de servir como blindaje de las ondas hacia el exterior. Según el GSNPR con 45 CMS de espesor es suficiente.

CRONOGRAMA ACTIVIDADES MES 1 MES 2 MES 3 MES 4 MES 5 MES 6

Control de especificaciones y Materiales. Construcción de zonas controladas del laboratorio.


PERSONAL PROFESIONAL Grupo Interventor. Arquitecto. Ingeniero Civil

PERSONAL NO PROFESIONAL Número de obreros necesarios para la construcción del laboratorio.



PROPUESTA No.

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COSTOS Los costos alusivos a esta ficha de manejo ya fueron contenidos dentro de la licitación hecha para la construcción de las instalaciones de

Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica y para las instalaciones para Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radioactivas en Desuso.


Es importante generar un programa de mantenimiento y revisión de estructuras para estos laboratorios con el fin de evitar grietas que permitan la salida de las ondas. Dentro de este programa se añadirá a su vez la revisión de canales y tejados con el fin de evitar la humedad. Mediante la programación de mantenimientos de instalaciones el cual se aconseja se realice en forma semestral.



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PMA-MMA-06 FICHA 6 LABORATORIO DE ESPECTROMETRÍA GAMMA

GESTIÓN DE RESIDUOS SÓLIDOS PELIGROSOS (MUESTRAS DESECHADAS)

OBJETIVO

Generar el programa de gestión de residuos sólidos peligrosos identificados previamente como lo son las muestras desechadas posterior a su análisis por tener considerables niveles de radiación encontradas en el proceso del Laboratorio y los residuos radioactivos de fuentes desechadas que ocasionalmente podrían llegar a generarse.

RESPONSABLES GSNPR Grupo de Gestión Ambiental. Miembros del Laboratorio de Espectrometría Gamma.

TIPO DE MEDIDA Medida de Control. Medida de Minimización y mitigación.

IMPACTOS A MANEJAR


RESIDUOS PELIGROSOS. GENERACIÓN DE RESIDUOS PELIGROSOS. MEDIA DIRECTO EXTENSIVA


PREPARACIÓN DE MUESTRA X OPERACIÓN DEL EQUIPO DE GERMANIO

X

LECTURA DE LA MUESTRA, ANALISIS DEL ESPECTRO Y REGISTRO DE RESULTADOS

X

ALMACENAMIENTO DE LA MUESTRA X

INSTALACIONES DEL LABORATORIO DE ESPECTROMETRÍA GAMMA

DISPOSICIÓN DE MUESTRAS RESIDUALES

X



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ACTIVIDADES

1. El Grupo de Gestión Ambiental deberá velar por la adecuada disposición de estos desechos, mediante su integración al Plan de Gestión de Residuos Peligrosos de la Institución.

INDICADORES

Control de Residuos Peligrosos Gestionados: (# de residuos gestionados /# de residuos inventariados) * 100.

Realizar la segregación de desechos “in situ”, diferenciando los desechos líquidos de sólidos; a su vez los sólidos diferenciando los desechos compactables de los no compactables y los líquidos se segregaran en orgánicos y acuosos.

Para recibir los desechos sólidos y los desechos de preparación de la muestra, se recomienda un receptáculo como el contenido en el anexo 5. Dentro de él, tiene un balde de plástico en el cual se aloja la bolsa donde se depositan los desechos. El receptáculo es de acero pintado con un color amarillo vistoso, señalizado con el trisector que indica radioactividad.

La recolección deberá realizarse en forma semanal. Al recolectar se cierra la bolsa y se mide su tasa de

exposición en contacto, y/o cuentas por segundo, según tipo de emisión.

Etiquetar bolsa Anexo 6. La bolsa se transporta en un contenedor resistente de

plástico reforzado o metálico y seguro para evitar dispersión, hasta la instalación del Almacén Temporal de Fuentes en Desuso. Donde se ingresara al proceso de gestión de la misma.

Si el desecho es liquido, se usaran bidones para su almacenamiento y control, previo a tratamiento y descarga. Estos también deberán estar etiquetados, y se realizar el mismo proceso posterior que a un residuo sólido.





PROPUESTA No.

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PERSONAL PROFESIONAL No Aplica.



1 Armazón en acero inoxidable opaco, Calibre 18 y Referencia 304. $380.000 $ 380.000 1 Soldado y Armado con control de calidad por láser. $150.000 $150.000 1 Mecanismo de Soporte de inclinación y de retención tapa. $60.000 $ 60.000 1 Pintura al Horno. $80.000 $ 80.000 $ 670.000

Los costos de los materiales y herramientas para el tratamiento, compactación o encapsulamiento de las sustancias si es necesario se podrán obviar ya que los elementos ya existen en el Almacén Temporal de Fuentes en Desuso.

RECOMENDACIONES Y ACLARACIONES: Los siguientes lineamientos facilitaran la gestión de estos residuos y su incorporación al plan existente de gestión de desechos radioactivos:

El usuario debe entregar sus desechos caracterizados, indicando en la etiqueta la siguiente información:

SÓLIDOS LIQUIDOS Radioisótopo Radioisótopo Actividad Actividad Composición Química Composición Química Características Físicas pH Proceso en que se produjo Proceso en que se produjo

Una vez llegue la bolsa al Almacén se determinara su tiempo de decaimiento se aconseja tratar de la siguiente manera:

Vida Media > 100 días: Tratamiento de almacenamiento operativo.



PROPUESTA No.

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Vida Media < 100 días: Las bolsa se ubicaran en las áreas del Almacén, según sea su tasa de exposición, para decaimiento natural. Cada desecho se registrara en una hoja de control la cual deberá ser revisada en forma mensual para decidir la evacuación de aquellos que han decaído a niveles de exención, o, que su tasa de exposición en contacto sea igual o mayor que 2.5 veces el fondo. Si el desecho es liquido y cumple su periodo de decaimiento hasta niveles de exención; luego se evaluara si es necesario un tratamiento posterior o si se proseguirá a ser evacuado al sistema de desagüe, aguas superficiales, o suelos, siempre que se cumpla la Norma de descarte en algunos de estos lugares.

En cuanto al almacenamiento de muestras se recomienda usar este lugar pero ubicándolos de forma organizada dentro de una gaveta que no se abra frecuentemente.



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PMA-MMA-07 FICHA 7 LABORATORIO ESPECTROMETRÍA GAMMA

FOMENTO DEL USO DEL SERVICIO

OBJETIVO Plantear estrategias con el fin de que las empresas conozcan el servicio que presta el laboratorio; sugerir un plan de información por medio de las entidades estatales para que estas proporcionen a los usuarios la información necesaria en caso de solicitar el servicio.

RESPONSABLES Grupo de Tecnologías Nucleares Personal Administrativo INGEOMINAS. Ministerio de Minas y Energía.

TIPO DE MEDIDA Medida de Información y ampliación de impacto positivo.

IMPACTOS A MANEJAR


SOCIAL FOMENTO DEL USO DEL SERVICIO MEDIA DIRECTO EXTENSIVA


PREPARACIÓN DE MUESTRA X OPERACIÓN DEL EQUIPO DE GERMANIO X LECTURA DE LA MUESTRA, ANALISIS DEL ESPECTRO Y REGISTRO DE RESULTADOS

X

ALMACENAMIENTO DE LA MUESTRA X

LABORATORIO DE ESPECTROMETRÍA GAMMA

OFICINAS ADMINISTRATIVAS Y DE RELACIONES PUBLICAS DE INGEOMINAS

DISPOSICIÓN DE MUESTRAS RESIDUALES X




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ACTIVIDADES 1. Diseñar dentro de la institución un mecanismo que actualicen la información dentro de la página Web. 2. Desarrollar encuestas para satisfacción del cliente.

INDICADORES

Comparación de evolución, mediante la comparación por medio de cuadros del número de clientes antes (año anterior), mes anterior y los clientes luego de las actividades de divulgación.

Diseñar y actualizar dentro de la página de

INGEOMINAS la información necesaria para que los usuarios puedan acceder a los servicios que presta INGEOMINAS incluyendo los prestados por el Laboratorio de Espectrometría Gamma.

Realizar un contacto con las entidades estatales exponiéndoles los servicios que se prestan con el fin de que estas le proporcionen a los usuarios la información adecuada o indiquen la forma de comunicarse con el Laboratorio.

Diseñar folletos informativos para entregar dentro de la institución a las personas que soliciten el servicio.

CRONOGRAMA

ACTIVIDAD MES 1 MES 2 MES 3 MES 4 MES 5 MES 6 Gestión de Relaciones Públicas. Actualización de página Web. Diseño e impresión de folletos.


PERSONAL PROFESIONAL Ingeniero de Sistemas.

PERSONAL NO PROFESIONAL Técnico en Sistemas.


2 Ingeniero de Sistemas con experiencia o conocimiento en diseños de páginas Web técnico con conocimiento en el mismo campo.

$ 1.200.000 $2.400.000

2 Equipos de cómputo con Software actualizado en herramientas de diseño Web de Microsoft Office (Licencia).

$ 5.000.000 $ 10.000.000

100 Impresión y adecuación de de folletos. $ 1500 $150.000 $ 12.550.000



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Es importante recordar que el objetivo de esta ficha no es el comercializar los servicios del laboratorio sino realizar una campaña informativa para los usuarios del servicio.

Los equipos de diseño para paginas Web no deberán ser usados únicamente por el laboratorio sino que deberán ser usados por

toda la institución con el fin de que la misma controle debidamente su sistema de información en todas sus dependencias y asegure el acceso rápido, actualizado y fiable de la información para los clientes.

Los folletos solo serán entregados en instituciones estatales y a los clientes o usuarios que deseen información, estos no deberán

ser entregados indiscriminadamente ya que su contenido se enfocaron únicamente para las empresas que usen, comercialicen o deseen adquirir equipos radioactivos para algún proceso o necesiten revisiones de elementos o producto.



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PMA-MMA 08 FICHA 8 INSTALACIONES PARA ALMACENAMIENTO TEMPORAL DE DESECHOS Y FUENTES RADIACTIVAS EN DESUSO

GESTIÓN DE RESIDUOS SÓLIDOS PELIGROSOS

OBJETIVO

Generar el programa de gestión de residuos sólidos peligrosos identificados previamente como los son los desecho encontradas en el proceso de aceptación de las fuentes y los residuos radiactivos que ocasionalmente podrían llegar a generarse por contaminación por contacto o por migración de elementos como polvos u aerosoles.

RESPONSABLES Grupo de Gestión Ambiental. Miembros del Laboratorio para Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radioactivas en Desuso.

TIPO DE MEDIDA Medida de Control. Medida de Minimización y mitigación.

IMPACTOS A MANEJAR




TRATAMIENTO PREVIO X TRATAMIENTO X

ACONDICIONAMIENTO X ALMACENAMIENTO X

INSTALACIONES DEL LABORATORIO PARA ALMACENAMIENTO

TEMPORAL DE DESECHOS Y FUENTES RADIACTIVAS EN DESUSO TRANSPORTE X




PROPUESTA No.

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ACTIVIDADES 1. El Grupo de Gestión Ambiental deberá velar por la adecuada disposición de estos desechos, mediante la integración al Plan de Gestión de Residuos Peligrosos de la Institución.

INDICADORES

# de residuos gestionados: (# de residuos tratados / # de residuos producidos) * 100. Proporción componentes de la mezcla para encapsulamiento: 1:3.

Medir la actividad del elemento contaminado para determinar su gestión.

Encapsular aquellos sólidos de actividad significativa en una mezcla de cemento en una proporción de 1 a 3 con la arena o en otras palabras ingresarlo como un desecho radioactivo.

Para aquellos elementos de actividad apenas superior al umbral ambiente se deberá adecuarse un lugar con el fin almacenar los elementos en forma independiente con el fin de esperar su decaimiento y entrada al umbral ambiente para gestionarlos luego como un desecho convencional.

Disponer en un relleno sanitario, reciclar o destinarlo para usos alternativos.





PERSONAL NO PROFESIONAL No aplica.

COSTOS Los costos de los materiales y herramientas para el encapsulamiento se podrán obviar ya que los elementos ya existen en el Almacén

Temporal de Fuentes en Desuso. Ingresándolo al programa de gestión de residuos radioactivos. RECOMENDACIONES Y ACLARACIONES:

Se aconseja este tratamiento porque es el que aporta mayor seguridad al personal que labora en las instalaciones del INGEOMINAS y para el medio Ambiente que lo rodea. El espacio de almacenamiento puede ser una variable a reemplazar en la práctica ya que el número de residuos contaminados varía según el ritmo de operación del laboratorio, además, muchos de estos no necesariamente necesitan blindaje, simplemente esperar a que decaiga la radiación contenida.



PROPUESTA No.

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PMA-MMA 09 FICHA 9 INSTALACIONES PARA ALMACENAMIENTO TEMPORAL DE DESECHOS Y FUENTES RADIACTIVAS EN DESUSO

SEÑALIZACIÓN

OBJETIVO Informar al personal que trabaja en el laboratorio y a la comunidad en general, sobre aspectos relacionados con la seguridad de las instalaciones y Los riesgos inherentes a las actividades y características del mismo y el control ambiental en el área.

RESPONSABLES Grupo de seguridad Nuclear y Protección Radiológica. ARP. Oficina de Recursos Humanos INGEOMINAS.

TIPO DE MEDIDA Medida de Prevención. Medida de control.

IMPACTOS A MANEJAR


RIESGOS Y SALUD OCUPACIONAL

SEÑALES PREVENTIVAS, INFORMATIVAS Y

REGLAMENTARIAS MEDIA DIRECTO AREA Y PUNTUAL


TRATAMIENTO PREVIO X

TRATAMIENTO X

ACONDICIONAMIENTO X

ALMACENAMIENTO X

INSTALACIONES DEL LABORATORIO PARA ALMACENAMIENTO TEMPORAL DE DESECHOS Y FUENTES RADIACTIVAS EN DESUSO

ESTRICTA APLICACIÓN DENTRO DE LAS ZONAS CONTROLADAS

DEL LABORATORIO (SALA 1, 2,3 y 4) Y EL EXTERIOR DE LAS INSTALACIONES.

TRANSPORTE X




PROPUESTA No.

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ACTIVIDADES 1. El GSNPR determinara el alcance del programa de señalización con base en los antecedentes existentes. 2. La coordinación del GSNPR hará la contratación correspondiente. 3. El GSNPR verificará la correcta señalización de vías y plataformas con énfasis en la entrada y salida del laboratorio y el área de influencia directa.

Figura 59. Señales reglamentarias


INDICADORES

Incidentes: # de Incidentes de seguridad / año

Figura 60. Señales informativas


Señalización Durante La Operación: La señalización durante la operación consiste en:

Señalización Vertical: Tiene como finalidad el diseño e instalación de las señales preventivas (SP), reglamentarias (SR) e informativas (SI), cuya ubicación y cantidad necesaria se hará de acuerdo a los diseños definitivos presentados.

Señales Preventivas: el objetivo de la señal es advertir al usuario del laboratorio la existencia de una condición peligrosa y la naturaleza de ésta. Se identifican por el código general SP.

Señales Reglamentarias: tienen por objeto indicar a los usuarios del laboratorio las limitaciones, prohibiciones o restricciones sobre su uso. Se identifican por el código general SR.

Señales Informativas: tienen como finalidad guiar al usuario de la vía proporcionando la información necesaria acerca de destinos, sitios de interés, distancias, servicios, intersecciones, etc. Se identifican por el código SI.

La señalización tendrá especial énfasis en la entrada, salida del laboratorio así como frente al laboratorio mismo. Es importante tener una adecuada señalización en los lugares de trabajo, en los caminos utilizados y en los Alrededores. Las señales más utilizadas son las preventivas, reglamentarias e informativas.

Preventivas: Estas señales tienen como objetivo primordial advertir a los usuarios de las vías y personal del área de trabajo acerca de la existencia de un peligro y la naturaleza de éste. Tienen forma cuadrada (90 cm de lado).

Reglamentarias: Su objeto es indicar a los usuarios de la vía y personal del área de la locación, sobre las limitaciones, prohibiciones o restricciones sobre su uso y cuya violación constituye una falta. Tienen forma circular (Diámetro 90 cm).

Informativas: Tienen por objeto identificar las vías y guiar al usuario, proporcionándole la información necesaria, así como las direcciones que deben seguir.

CIRCULACION PROHIBIDA (PEATO)



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CRONOGRAMA

ACTIVIDAD MES1 MES 2 MES 3

Adecuación de la señalización existente. Diseño de nuevos puntos de requerimiento de señales.

Ejecución del programa de señalización.


PERSONAL PROFESIONAL Oficina de compras INGEOMINAS. Oficina proveedores INGEOMINAS.

PERSONAL NO PROFESIONAL Técnicos y personas contratadas para la instalación y

adecuada distribución de las señales de control y prevención.

COSTOS Es necesario una valoración por parte de la ARP para que determine las condiciones actuales de la señalización y defina cuales son las

señales que hacen falta de ser necesario RECOMENDACIONES Y ACLARACIONES:

El laboratorio para almacenamiento temporal de desechos y fuentes radiactivas en desuso esta ubicado dentro de las instalaciones de la sede CAN de INGEOMINAS, y se encuentra rodeado por otros edificios en los cuales se desarrollan actividades en las cuales están presentes personas tanto de los laboratorios como ajenas a ellos por lo tanto es de vital importancia adecuar la señalización de tal manera que sea informado el personal que circula por las áreas aledañas a los mismos para proteger su salud y su integridad.

En las zonas exteriores existen falencias de señalización de carácter informativo que comuniquen de la presencia de radiaciones

ionizantes.



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PMA-MMA-10 FICHA 10 LABORATORIO SECUNDARIO DE CALIBRACIÓN DOSIMÉTRICA

GESTIÓN DE RESIDUOS SÓLIDOS PELIGROSOS (PILAS)

OBJETIVO Generar el programa de gestión de residuos sólidos peligrosos identificados previamente como los son las pilas de desecho encontradas en el proceso de aceptación de los Intensimetros y los residuos radioactivos que ocasionalmente podrían llegar a generarse.

RESPONSABLES Grupo de Gestión Ambiental. Miembros del Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica.

TIPO DE MEDIDA Medida de Control. Medida de Minimización.

IMPACTOS A MANEJAR




REVELADO DE RADIOGRAFIAS RECEPCIÓN DE INTENSÍMETROS X CALIBRACIÓN DE INTENSÍMETROS BETA

X

CALIBRACIÓN DE MONITORES PORTATILES DE RADIACIÓN

X

INSTALACIONES DEL LABORATORIO SECUNDARIO DE CALIBRACIÓN Y DOSÍMETRIA

CALIBRACIÓN DE DOSÍMETROS CLINICOS




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ACTIVIDADES

1. El Grupo de Gestión Ambiental deberá velar por la adecuada disposición de estos desechos, mediante u integración al Plan de Gestión de Residuos Peligrosos de la Institución.

INDICADORES

# de Pilas Gestionadas: (# de Pilas gestionadas / # de pilas desechadas) * 100.

Almacenar las pilas durante un tiempo en el cual se acumule una cantidad razonable de las mismas este tiempo puede ser anual, este debe ser previamente programado; este almacenamiento debe ser en un lugar seco y dejando una distancia mínima entre pila y pila puede ser de 1 cm. con el fin de que estas no reaccionen entre ellas.

Organizarlas de tal forma que se logren agrupar en un sólido los elementos estos pueden ser adheridos unos a otros por medio de cinta.

Encapsular el sólido resultante en una mezcla de cemento en una proporción de 1 a 3 con la arena.

Disponer en un relleno sanitario.





PERSONAL NO PROFESIONAL Si es necesaria una persona para que realice la mezcla.

COSTOS Los costos de los materiales y herramientas para el encapsulamiento se podrán obviar ya que los elementos ya existen en el Almacén

Temporal de Fuentes en Desuso. RECOMENDACIONES Y ACLARACIONES:

Se aconseja este tratamiento ya que no infiere mayores costos para la entidad ya que los elementos para el encapsulamiento pueden ser compartidos ocasionalmente con el almacén temporal de fuentes en desuso; lugar donde ya se encuentran los elementos necesarios.



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El tiempo de almacenamiento puede ser una variable a reemplazar en la práctica ya que el número de pilas varía según el número de equipos a calibrar, además muchos de estos no necesariamente necesitan el reemplazo de las mismas en el momento de entrada al laboratorio.

La variable tiempo se reemplazaría si es necesario por la variable número ya que si se almacenan muchos de estos elementos

alguno se podría descomponer acelerando la descomposición de los demás elementos.



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8.2 RESUMEN DE COSTOS.

Tabla 33. Resumen de costos Plan de Manejo. FICHA NOMBRE COSTO

PMA-MMA-01 Procedimientos y elementos de protección radiológica personal.

$ 2.969.600

PMA-MMA-02 Seguridad física de las fuentes. $ 44.929.000 PMA-MMA-03 Gestión de residuos líquidos generados por la

preparación de muestras liquidas y químicos residuales.

-----------------

PMA-MMA-04 Elementos de seguridad industrial para el área y los equipos.

$ 1.580.000

PMA-MMA-05 Medidas estructurales con el fin de servir como blindaje contra la irradiación externa.

----------------

PMA-MMA-06 Gestión de residuos sólidos peligrosos (muestras desechadas).

$ 670.000

PMA-MMA-07 Fomento del uso del servicio. $ 12.550.000 PMA-MMA 08 Gestión de residuos sólidos peligrosos. ---------------- PMA-MMA 09 Señalización. ---------------- PMA-MMA-10 Gestión de residuos sólidos peligrosos (pilas). ----------------

COSTO TOTAL MEDIDAS DE MANEJO $ 62.698.600 Fuente: Los Autores.



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9. PLAN DE MONITOREO Y SEGUIMIENTO

El plan de seguimiento y monitoreo es el conjunto de mecanismos que permiten evaluar la eficacia de las medidas de manejo, por medio del seguimiento de las variables ambientales indicadas dentro de cada medida utilizadas en el diagnóstico del medio ambiente. Teniendo estos parámetros en cuenta, INGEOMINAS debe empezar a buscar el Desempeño Ambiental, como un proceso y herramienta de administración interna que utiliza indicadores ambientales como resultado de su gestión relacionados con los aspectos ambientales del instituto, proporcionando información confiable a la dirección información para determinar si el desempeño ambiental de una organización cumple con los criterios establecidos en la Política Ambiental y en las metas y objetivos del SGA. El plan de seguimiento y monitoreo para los Laboratorios de Espectrometría Gamma, las Instalaciones para Almacenamiento Temporal de Desecho y Fuentes Radiactivas en Desuso y el Laboratorio Secundario de Calibración y Dosimetría incluye aspectos básicos como son: el seguimiento de las condiciones iniciales y el seguimiento de la calidad en actividades cuya afectación lo amerita; asimismo lo referido al cumplimiento de normas ambientales vigentes para la región en donde se llevan a cabo las distintas actividades. La calidad de los distintos recursos que enmarcan los componentes ambientales deben medirse con base en indicadores ambientales; el seguimiento y control se realizará teniendo en cuenta recomendaciones generales mediante el uso de estos. El plan de monitoreo y seguimiento está orientado a llevar el control pleno en la ejecución de todas las actividades relacionadas con la gestión social en aspectos como el manejo de riesgos y salud ocupacional sin olvidar el manejo ambiental inherente a los procesos propios del laboratorio así como todas sus actividades y procesos conexos. Para ello, atendiendo las condiciones físicas, bióticas, sociales del área así como los riesgos implícitos en la actividad desarrollada por el laboratorio, se ha formulado la presente estrategia; la cual, se orienta al seguimiento y control de la gestión socio ambiental solo para aquellos componentes y subcomponentes previamente identificados y en los cuales ya se halla evaluado e identificado la afectación.



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Para facilitar la comprensión y la organización del Plan de Monitoreo y Seguimiento, adecuándolo a las necesidades de cada componente se manejara la organización por fichas las cuales contendrán la siguiente información:

Tabla 34. Contenido de fichas de seguimiento y monitoreo. Componente afectado.

Nombre de la actividad a monitorear. Objetivo: Propósito por el cual se formula ese mecanismo de seguimiento y control. Actividades a Desarrollar:

Actividades planteadas para seguir el desempeño de las medidas.

Responsables: Personas a quienes se sugiere hagan efectivas las actividades planteadas dentro del presente documento.

Recolección y Análisis:

En esta casilla se explica la recolección (método sugerido), Procedimientos o aspectos a tener en cuenta dentro del Análisis e interpretación de datos. Además se anexa la información a contener dentro del informe.

Indicadores: En esta sección se identificaran aquellos indicadores que condicionaran los parámetros a controlar.

Momento de Ejecución:

Este ítem contendrá la frecuencia con la cual se recomienda la ejecución de las actividades planteadas dentro del Plan.

Lugar de Ejecución:

Se identificara la zona, lugar o área donde se llevaran acabo las actividades.

Costos: Valor de la implementación de las actividades planteadas. Fuente: Los Autores. 9.1 OBJETIVOS 9.1.1 Generales. Establecer un programa de seguimiento y monitoreo que permita evidenciar el desempeño de las medidas propuestas que tratan de controlar las alteraciones causadas por las actividades de los laboratorios de Espectrometría Gamma, el Secundario de Calibración y Dosimetría y las instalaciones para Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radioactivas en Desuso. 9.1.2 Específicos. • Establecer los mecanismos de monitoreo necesarios para controlar el

desempeño de las medidas de manejo planteadas anteriormente. • Establecer el punto exacto de monitoreo para cada uno de los componentes

afectados. • Establecer los indicadores que permitan mantener el seguimiento del

desempeño de las medidas de manejo implementadas. • Seleccionar los parámetros de monitoreo que permitan el seguimiento de

las medidas de manejo ambiental implementadas.



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• Establecer procedimiento de recolección y análisis de datos así como la información a presentar en los informes.

• Establecer el lugar y el momento de ejecución para las actividades de control y seguimiento.

• Establecer los costos de implementación de los procedimientos planteados. 9.2 CONTENIDO A continuación se describirán las tareas de seguimiento y monitoreo de las variables e indicadores ambientales que ayudaran a evidenciar el desempeño de las medidas de manejo, y que deberán ser consideradas con el fin de identificar posibles acciones correctivas o anomalías. Es importante recordar a su vez la importancia de estas medidas en el momento de retroalimentar el SGA de la institución. Las medidas planteadas en este plan de monitoreo y seguimiento prestan atención al manejo de las radiaciones ionizantes, priorizando en el cuidado a la salud de los laboratoristas y los empleados de la institución que puedan estar en contacto con dichas emisiones.



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PMA-PMS-01 RIESGOS Y SALUD OCUPACIONAL PROGRAMA DE SEGUIMIENTO PARA LAS PERSONAS EXPUESTAS A RADIACIONES IONIZANTES

Objetivo: Establecer los exámenes necesarios para realizar el adecuado seguimiento de la salud de los trabajadores de: Laboratorio Espectrometría Gamma, el Laboratorio para Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radioactivas en Desuso.

Actividades a Desarrollar:

Gestionar con la EPS que se encuentre laborando en la entidad la toma de muestras de sangre en forma programada para los trabajadores expuestos a radiación ionizante. Gestionar con la ARP el plan de acción en caso de presentarse resultados irregulares en los exámenes realizados. Llevar un registro del tiempo de Exposición al cual se ha visto expuesto durante cierto periodo de tiempo.

Responsables: Grupo de Gestión Ambiental. Grupo de Seguridad Radiológica y Protección Nuclear. Grupo de Tecnologías Nucleares. Recursos Humanos y Bienestar Social. Salud Ocupacional.


Se deberá realizar regularmente una toma de muestra desangre a la cual se le realizaran 2 tipos de análisis en lo posible: 1. Se realizara un conteo de glóbulos rojos y glóbulos blancos con el fin de verificar su correcta producción. 2. Frotis de Sangre Periférica en este análisis se realizara una comparación a partir de patrones ya establecidos y a criterios de profesionales acerca de cambios en la forma de las células sanguíneas. Una vez realizados por los análisis se procederá a determinar si existe o no anormalidades. Posteriormente se expedirá un informe donde se encuentre la siguiente información: - Entidad que realiza los exámenes. - Entidad a quien se dirige el Informe. - Fecha y Hora de realización de la toma de muestras. - Persona a la cual se le realizan los exámenes. - Resultados. - Comparación con patrones preestablecidos. - Análisis de Resultados. - Observaciones y Recomendaciones.



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Estos resultados se le entregaran a la oficina de Salud Ocupacional de INGEOMINAS la cual se encargara de ingresar esta información a la hoja de vida de seguimiento del trabajador, la cual también contendrá el seguimiento de la cantidad de radiación a la cual se ha visto expuesto cada trabajador durante un periodo determinado de tiempo (se aconseja se realice mensual). En caso de anormalidad se debe remitir a un especialista el caso (Hematólogo).

Indicadores: 1. El conteo de los glóbulos blancos y glóbulos rojos dentro de los parámetros que serán evaluados por un especialista hematólogo o en salud ocupacional que tomara en cuenta la historia medica de cada uno de los individuos. 2. Resultado de frotis de análisis periférica que determinara si existen anormalidades en la forma de las células sanguíneas.

Frecuencia de Ejecución:

Estos exámenes deberán realizarse como mínimo en forma anual calculando una época del año en la cual se acumulen cierto grado de exposición regular ya que si a la persona se le realizan los exámenes tras un periodo de receso sus resultados no serán fiables debido al bajo tiempo de exposición. La regularidad del examen será proporcional al tiempo de exposición es decir si existe una persona a la cual el volumen de trabajo aumente de forma anormal o que se vea envuelta en una situación irregular se le deberá realizar con mayor regularidad factor que se dejaría a criterio del GSNPR. A personas que presenten irregularidades se le deberá realizar frecuentemente dicho análisis con el fin de observar la evolución y concluir en el menor tiempo posible; se dejaría a criterio medico la frecuencia.


Oficina de Salud Ocupacional. Instalaciones de la EPS en contrato.

Costos: El Plan de Salud se negociara dentro de las reuniones de renovación de contrato con la EPS y la ARP o en su efecto se añadirá este concepto a la licitación de prestación de servicios de la misma. Aclaremos que actualmente la oficina de salud ocupacional de INGEOMINAS posee una historia medica detallada de cada uno de los empleados de la institución y cuenta con profesionales especializados en salud ocupacional los cuales están capacitados para realizar los análisis expuestos.

CANTIDAD ITEM VALOR UNITARIO

TOTAL

5

Toma de muestra y análisis de frotis de sangre periférica.

$ 11.000

$ 55.000

$ 55.000



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ACLARACIONES:

El examen de sangre se plantea a partir de criterios médicos ya establecidos que demuestran que el Sistema Hematopoyetico es una de los primeros que se verían afectados en caso de daños producto de la exposición a Radiaciones Ionizantes. Esta información se basa en el Panorama de Riesgos de INGEOMINAS.



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PMA-PMS-02 RIESGOS Y SALUD OCUPACIONAL PLAN DE MONITOREO AMBIENTAL DE RADIACIONES IONIZANTES

Objetivo: Controlar los Límites de Dosis de Exposición en el ambiente es decir en las zonas exteriores del Laboratorio Secundario de Calibración y Dosimetría, de las instalaciones para almacenamiento de desechos y fuentes radioactivas en desuso del laboratorio de espectrometría gamma.


Realizar la medición ambiental de radiaciones en el exterior de las instalaciones ubicando puntos que manejen ciertos criterios que se expondrán posteriormente y llevar un archivo que permita analizar y observar los resultados con el fin de determinar zonas de interés o identificar anomalías.

Responsables: Grupo de Gestión Ambiental. Grupo de Seguridad Radiológica, Protección Nuclear y Gestión Ambiental.


Se determinaran los puntos de medida para este fin estos deberán cumplir una dos o más de las siguientes condiciones: + Área Circundante directa a Laboratorio (Costados Perimétricos). + Área circundante cercana a la posición o disposición de fuentes. + Área con Transito frecuente de personas. + Área de con Permanencia de Personas (Áreas de ingreso o espera). + Áreas en las cuales se hubiese presentado movimiento de fuentes en forma reciente. Una vez determinados los puntos se procederá a realizar las mediciones necesarias usando los siguientes equipos: Intensimetro Geiger Muller. Equipo de Centelleo Modelo. Posterior a la medición se procederá a observar las áreas que presenten mayores rangos de medición o mayores lecturas, comparar los valores con los antecedentes existentes con el fin de determinar áreas de interés, si existe anomalía y es fácilmente identificable el origen de la variación se deberá aclarar el mismo si no se deberá comenzar el correspondiente estudio. El informe deberá contener como mínimo: - Fecha de entrega y fecha de toma de muestra. - Responsable. - Identificación de los puntos de toma de muestra (Estos podrán ser fijos o variar a partir del criterio de

movimiento de fuentes). - Identificación de los equipos usados, junto a la fecha de última calibración.



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- Resultados del Muestreo. - Comparación con los antecedentes o el estudio previo. - Análisis de resultados.

Indicadores: Monitoreos Programados de Radiometría Ambiental. (x < 1 µSv/h) Registro de excesos en la dosis efectiva anual ( x > 10 mSv/año)

Momento de Ejecución:

La frecuencia de toma de muestra será mensual la cual contendrá el informe de la misma y en forma anual se deberá realizar una valoración del desempeño anual en las instalaciones.


Todos los puntos necesarios que se encuentren dentro de las instalaciones de INGEOMINAS Sede CAN.

Costos: CANTIDAD ITEM VALOR UNITARIO TOTAL 1 Detector Ambiental TLE. Monitor 4F de

radiación dispersa. $ 1.700.000 + IVA $1.972.000

1 Equipo de Centelleo Digital 1901 $ 4.000.000 + IVA $ 4.640.000 $ 6.612.000

Los costos de contratación de personal capacitado se obvian ya que los equipos podrán ser operados por los miembros del GSNPR, personas capacitadas en el uso de estos elementos.

ACLARACIONES:

El estudio se realizara en la periferia y en las zonas supervisadas ya que dentro de las zonas controladas se tienen ya equipos de monitoreo ya que su control debe ser continuo.

En la siguiente página se encuentran algunos de los puntos de medición de las instalaciones de INGEOMINAS sede CAN.

Se podrá usar también un equipo de centelleo de tipo análogo y su costo será igual o superior dependiendo del tipo de detector que se quiera usar.



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Figura 61. IMAGEN DE LOS PUNTOS DE MEDICIÓN DEL PLAN DE MONITOREO MBIENTAL Fuente: GSNPR.

• En esta figura se identiican las diferentes instalaciones de INGEOMINAS sede CAN, y los números identifican los 28 sectores ya identificados para realizar las mediciones ambientales según los parámetros anteriormente expuestos.



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PMA-PMS-03 NORMATIVIDAD PLAN DE SEGUIMIENTO DEL CUMPLIMIENTO DE NORMATIVIDAD

Objetivo: Dentro del SGA se toma como exigencia el cumplimiento de la Legislación relacionada a la actividad y la normatividad auto impuesta por la institución, Por lo tanto es importante el mantener una adecuada gestión de seguimiento en cuanto al cumplimiento de normatividad. Por este fin se estructurara algunas actividades que buscaran medir el desempeño de dicho indicador.


El primer paso es establecer un listado de normas y legislaciones e identificar dentro del mismo los factores que le interesan o competen al área. Para el caso se aconseja partir del marco normativo que contiene este documento. Y registra dentro de esta misma base de datos los avances en el cumplimiento de los requerimientos o si se cumple plenamente los mismos.

Responsables: Grupo de Seguridad Nuclear y Protección Radiológica. Grupo de Tecnologías Nucleares. Grupo de Gestión Ambiental.


En el momento de realizar las auditorias se despejara un indicador el cual se expondrá posteriormente y ayudara a observar la evolución en este aspecto y facilitara la gestión en este aspecto en el momento de realizar auditorias al SGA o internas. El indicador de cumplimiento de normatividad establece una comparación entre el número de normas y legislación por cumplir con el número de normas o legislaciones aprobadas o abarcadas favorablemente

Indicadores: I BNormativo B= (Normatividad BAprobadaB / Normatividad BPor CumplirB) * 100 I BNormativo B= Indicador de gestión de Cumplimiento de Normatividad. Normatividad BAprobadaB = Número de aspectos normativos cumplidos. Normatividad BPor Cumplir B= Número total de aspectos normativos que debe abarcar el proyecto o actividad.


Se aconseja sea realizada cada vez que se realice una auditoria o en forma interna por lo menos una vez al año con el fin de mantener siempre al día este importante aspecto.


Se aconseja que la labor sea realizada en las diferentes direcciones de los laboratorios y dentro del grupo de Gestión Ambiental.

Costos: Esta actividad no acarrea costos extra ya que INGEOMINAS cuenta con la suscripción a LEGIS factor que le permite estar actualizada de los aspectos legislativos, cuenta a su vez con oficinas jurídicas, grupos especializados los cuales deberán mantener informado a los directores de los grupos sobre los aspectos normativos a cumplir. Cabe recalcar que la institución ya cuenta con un programa de auditoria establecido.



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ACLARACIONES:

Es de aclarar que este documento facilita el cumplimiento del aspecto anterior ya que de acuerdo con lo estipulado en el Decreto 2150 de 1995, INGEOMINAS deberá tramitar licencias ambientales para todas aquellas actividades nuevas que tenga proyectadas, es decir las que iniciaron operaciones después del año 1993, para aquellos proyectos y actividades que entraron en operación antes de Diciembre del año 1993 se exige un PMA.



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PMA-PMS-04 NORMATIVO PLAN DE SEGUIMIENTO DEL CUMPLIMIENTO DEL PLAN DE MANEJO AMBIENTAL

Objetivo: El Plan de Manejo Ambiental es el instrumento operativo en la planeación de SGA en el que se describen las especificaciones de las obras y acciones que se deben realizar para controlar, mitigar o compensar los impactos generados por una actividad. Lo anterior deriva en la necesidad de un mecanismo que permita medir el grado de cumplimiento del PMA y permita determinar las causas que influyen en su desarrollo, para así proceder a tomar medidas preventivas o correctivas y asegurar el logro de objetivos.


1. Llevar una carpeta en la dirección de los grupos en la cual se contenga comprobantes de las evoluciones del cumplimiento del documento. 2. Fijar una vez sea analizado el documento y de acuerdo a la planificación de ejecución un plazo en el cual deba ser evaluado el cumplimiento del mismo; se aconseja sea semestral con el fin de evaluar el cumplimiento de aquellas medidas cuya valoración allá sido de implementación inmediata. 3. Despejar los indicadores. 4. Analizar resultados y determinar acciones adicionales, si es necesario. 5. Determinar plazo o preferiblemente de la siguiente revisión.

Responsables: Grupo de Seguridad Nuclear y Protección Radiológica. Grupo de Tecnologías Nucleares. Grupo de Gestión Ambiental.


Antes de despejar el indicador de de cumplimiento del PMA debemos despejar 2 indicadores más los cuales determinaran la evolución en el cumplimiento del plan de manejo (IBPM B) y del plan de monitoreo y seguimiento (IBPSB) despejando 2 aspectos básicos: Grado de ejecución: Se refiere al nivel de ejecución del plan; es decir compara el número de obras o acciones terminadas o el número de equipos, o sistemas adquiridos hasta el momento de la evaluación (NBOAE B) contra el número total de obras y equipos, o sistemas, contemplados en el PMA (N BTOTB). Grado presupuestal: Compara el dinero invertido hasta el momento (RBGAST B) contra el dinero total presupuestado en el plan (RBPROGB). La evaluación de los aspectos aplicada a cada uno de los componentes del PMA resulta en una expresión como las siguientes:

IBPM B= [(NBOAE B/ NBTOTB) + (RBGAST B / R BPROGB)]/2 IBPS B= [(NBOAE B/ NBTOTB) + (RBGAST B / R BPROGB)]/2



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Los valores de cada uno de los componentes del PMA estarán dentro del rango de 0 y 1. Una vez determinados estos 2 elementos proseguimos a despejar el indicador de cumplimiento del PMA (IBPMAB).

IBPMAB = [(IBPM B + IBPSB)/2] * 100 El valor de este ultimo indicador estar entre 0 y 100.

Indicadores: I BPM B= [(NBOAE B/ NBTOTB) + (RBGAST B / R BPROGB)]/2 IBPS B= [(NBOAE B/ NBTOTB) + (RBGAST B / R BPROGB)]/2

IBPMAB = [(IBPM B + IBPSB)/2] * 100 Momento de Ejecución:

Se aconseja sea realizada cada vez que se realice una auditoria o en forma interna por lo menos una vez al año con el fin de mantener siempre al día este importante aspecto.


La primera ejecución se aconseja sea realizada tras un semestre de el comienzo de la implementación. Para las siguientes ejecuciones, recordemos que este indicador es importante también en el momento de realizar auditorias por lo tanto deberá ser aplicado como mínimo en forma mensual

Costos: Esta actividad no acarrea costos extra ya que INGEOMINAS cuenta con un programa de auditoria establecido.



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9.3 OTRAS ACTIVIDADES DE MONITOREO Y SEGUIMIENTO

• Los elementos de Seguridad Industrial como los elementos de Seguridad Física de las fuentes deberán poseer un Plan de Mantenimiento Preventivo el cual se establecerá de acuerdo a recomendaciones de los fabricantes y a criterio del GSNPR.

• De forma anual se deberá evaluar el funcionamiento de los elementos de seguridad a partir de los registros del Plan de Mantenimiento Preventivo.

• El Plan de auditorias de la Institución deberá encargarse del control de los procedimientos de seguridad como lo son la existencia y conocimiento de los mismos así como de su frecuente actualización.

9.4 RESUMEN DE COSTOS

Tabla 35. Costos Plan de Seguimiento y Monitoreo. FICHA NOMBRE COSTO PMA-MMS-01 Programa de seguimiento para las

personas expuestas a radiaciones ionizantes.

$ 55.000

PMA-MMS-02 Plan de monitoreo ambiental de radiaciones ionizantes.

$ 6.612.000

PMA-MMS-03 Plan de seguimiento del cumplimiento de normatividad.

-----------------

PMA-MMS-04 Plan de seguimiento del cumplimiento del plan de manejo ambiental.

-----------------

COSTO TOTAL PLAN DE MONITOREO Y SEGUIMIENTO

$ 6.667.600




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10. PLAN DE CONTINGENCIAS

10.1 GENERALIDADES. El Plan de Contingencia para el Laboratorio de Espectrometría Gamma, las Instalaciones para Almacenamiento Temporal de Desechos y Fuentes Radioactivas en Desuso y el Laboratorio Secundario de Calibración y Dosimetría debe tener como finalidad, como identificar y describir las acciones y mecanismos necesarios para la atención y el control de fenómenos accidentales tales como:

Generación de incendios. Generación de desechos radiactivos. Derrames de productos químicos.

10.1.1 Aspectos a considerar.

o En la implementación del plan de contingencia se deben tener en cuenta las siguientes prioridades, en su orden:

Protección de la vida y la salud humana. Protección de los recursos de uso humano. Protección de los recursos ambientales. Protección de la infraestructura socioeconómica.

o El plan de contingencias se elaboró utilizando como base la información

sobre la operación del laboratorio, la información ambiental disponible, la contenida en los estudios ambientales de referencia.

o Evaluación de los requerimientos de materiales y equipos necesarios con la logística de ubicación y operación.

o Evaluación y descripción del programa de mantenimiento preventivo y de los sistemas de detección de fallas que puedan generar una contingencia.

o Descripción de las acciones contra incendio. o Aspectos de seguridad industrial y de salud ocupacional durante el control

de una contingencia. 10.1.2 Análisis de Riesgos. Para iniciar mencionemos que los 3 laboratorios posee un alto riesgo de tipo eléctrico el cual eventualmente degeneraría en incendios debido a la cercanía de los equipos, el alto volumen de los mismos y en ocasiones la operación de muchos de ellos simultáneamente, debido a las



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sustancias que allí se almacenan de tipo radioactivo los humos, gases y polvos producto de un incidente de este tipo generarían un grave problema de dispersión de contaminantes aun mayor si consideramos que estas sustancias son de tipo radioactivo. En el caso de los Laboratorios el LSCD Y el LEG poseen algunas fuentes radioactivas selladas para su operación en el caso del primero es mas probable debido a que posee más elementos de este tipo dichas fuentes por su capacidad de energía tan alta posee una vida útil de bastantes años y su desecho es muy poco frecuente, en el caso de IADFRD este será el encargado de acoger y gestionar dichos desechos así que es importante generar una guía para la gestión de eso de desechos y en el cual especifique cual deberá ser el papel de cada uno de los actores del evento. En el LEG se adecuan las muestras liquidas por analizar mediante el uso de ácidos a concentraciones determinadas esto ocasiona el riesgo de derrame de los mismos. Por lo tanto, a pesar de la experiencia y formación del laboratorista es importante mantener una guía de cómo enfrentar este evento por lo delicado que podría ser el mismo. En cuanto a otros riesgos podemos destacar las adecuadas condiciones de las superficies y la adecuada iluminación que posee cada una de las instalaciones, los riesgos ergonómicos por el tipo de actividad y la gran cantidad de herramientas y equipos existentes para manejo de elementos de peso considerable y el adecuado estado de las sillas del mismo no generan al parecer un riesgo considerable, además cabe recalcar que INGEOMINAS implemento un programa de gimnasia laboral con el fin de evitar enfermedades de este tipo. 10.1.3 Área de influencia. El área de influencia para este plan de contingencia es aquella que puede verse afectada ante la ocurrencia de un derrame, explosión o incendio. Éstos, ya sea de carácter accidental o provocado, para esto debe considerarse el rango influencia el cual puede ser directo cuando la contingencia produce efectos inmediatos como cuando produce efectos sobre bienes o elementos de uso o de consumo. Teniendo en cuenta el tipo de operaciones que realizan los laboratorios y la infraestructura existente en los mismos podemos señalar que el área de influencia de éste Plan de Contingencia abarcara en el caso de derrames únicamente al Laboratorio de Espectrometría Gamma; en el caso de los incendios las Instalaciones para Almacenamiento de Desechos y fuentes Radioactivas en Desuso, las instalaciones del Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica y para el caso de Laboratorio de Espectrometría Gamma



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se extenderá para las instalaciones del bloque F. Se incluirán también la gestión de fuentes selladas residuales ya que es un hecho que por la larga vida útil de las mismas ocurre muy esporádicamente pero que es importante considerar ya que requieren de un tratamiento especial el cual es aconsejable que se registre con el fin de guiar su ejecución. 10.1.4 Evaluación de riesgo. El riesgo, dentro del contexto del plan de contingencia, se define como la presencia de uno o varios factores que incrementan la probabilidad de ocurrencia de un accidente, la magnitud o volumen de éste, los aspectos que interfieren en las labores de control y los aspectos que ponen en peligro la vida y la salud de las personas que trabajan en estas operaciones. A su vez se define como la interacción entre la amenaza de ocurrencia de un hecho y la vulnerabilidad o probabilidad de ocurrencia del mismo. Como se observa en la metodología usada en la evaluación de impactos contenida en la Guía de Evaluación de Aspectos e Impactos Ambientales de INGEOMINAS y la cual se aplica en el capitulo 8 de este documento. En esta se realiza una identificación y valoración de la probabilidad de ocurrencia de dichos eventos. Usando como criterio la probabilidad de ocurrencia de un evento es que se estructura los programas de contingencia que se expondrán posteriormente. Ya que si observamos la probabilidad de ocurrencia de desechar una fuente radiactiva usada dentro de algún laboratorio encontramos que es un evento poco frecuente que podría considerarse irregular, por ésta razón se abarca este evento como una contingencia mostrando o sugiriendo un plan de gestión en caso de presencia del mismo. En cuanto al manejo de derrames químicos, tras observar las sustancias, el volumen y su grado de toxicidad se determinó el realizar el procedimiento de contingencia para enfrentar un eventual derrame. 10.1.5 Contenido. El contenido de este Plan de Contingencias se plantea en la forma de guías, con el fin de que si es necesario estas puedan extraerse del documento para tenerse como un documento soporte del diario qué hacer; en estas guías se explica como enfrentar el evento y los elementos necesarios para enfrentar adecuadamente la situación, dentro de ellas se incluyen también consideraciones para la prevención de los mismos o para contrarrestar la posibilidad de que surjan otros efectos como producto de la inadecuada aplicación del procedimiento.



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10.2 GUIA PREVENCION DE INCENDIOS La representación del fuego por intermedio del “Triangulo del fuego” se refiere a su definición, cual es un proceso de combustión lo suficientemente intenso como para producir calor y luz; y para producirse, se requiere de la existencia de las siguientes 3 condiciones:

□ Material combustible. □ O B2 B o agente oxidante. □ Energía activadora.

10.2.1 Aplicación y uso de extintores. El extintor a usar es para el riesgo de incendio tipo “C”, recomendándose el tener uno en lo posible dentro del laboratorio o en su defecto lo más cerca posible, ya que la ubicación de este es en el interior del bloque F, cercano a diferentes oficinas se podría adaptar uno en el sector con el fin de disminuir costos, aunque lo ideal seria el poseer uno dentro con el fin de disminuir el tiempo de reacción y prevenir daños. A continuación se justificara la elección del extintor y se darán algunos parámetros de uso, ubicación, etc. donde haya riesgo de incendio por corto circuito, incendio de equipos eléctricos, motores, interruptores se requiere un extintor que no sea conducto de electricidad. Debe instalarse un extintor de COB2 B o polvo químico seco. Manejo (CO B2 B):

□ El extintor es retirado de su soporte y llevado hasta el lugar del fuego. □ Se retira el pasador de seguridad. □ Se dirige la boquilla hacia la base del fuego. □ El gas se libera dando vuelta a la manija o dando vuelta a la válvula.

Manejo (Polvo químico seco):

□ Debe perforarse el cartucho de CO B2 B o gas nitrógeno. □ Abrir la boquilla; El gas inerte y el COB2 B ahogan el fuego.

10.2.2 Localización de los equipos de extinción de incendios.

Deben colocarse cerca al lugar donde exista el posible riesgo. En numero suficiente para que cubra el área definida. En sitios de fácil acceso. Cerca al lugar donde se realicen trabajos de soldadura.



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Cerca al lugar donde haya instalaciones eléctricas. Fuera y dentro de los lugares de almacenamiento. En lugares con riesgo de ignición espontánea, es decir, donde hay

materiales con un área de oxidación grande, cuando la temperatura es alta y cuando hay cierta humedad. Ejemplo: cal viva, cloruro de sodio, carbón mineral o vegetal.

En los equipos automotores, debe colocarse en la cabina un extintor de CO B2 B o polvo químico seco y a los conductores deberá enseñárseles su manejo.

Figura 62. Localización y Señalización de extintores.

Fuente: Los Autores. 10.2.3 Como prevenir incendios.

Mantenga en orden y aseo el sitio de trabajo. No acumule en ningún sitio de trabajo o cerca de él, basuras y

desperdicios. No haga quemas de basura. No deje en el sitio de trabajo trapos impregnados de aceites o grasas. No fume donde haya aceites, grasas, gasolina, líquidos inflamables,

viruta, paja, pinturas. No arroje cerillas donde haya papel, virutas, grasas, aceites, trapos, etc. No guarde líquidos inflamables en grandes cantidades, cerca al sitio de

trabajo, ya que su evaporación es nociva al organismo y puede ocasionar incendios y explosiones.

No mezcle cera y gasolina. El alcohol es altamente inflamable, no lo utilice en su trabajo.



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Respete los avisos sobre prevención de incendios. Respete los avisos que prohíben fumar. No recargue las instalaciones eléctricas con varios servicios al mismo

tiempo. No fume en las estaciones de servicio de gasolina y mucho menos

mientras suministra combustible a un vehículo. No arroje líquidos inflamables en pisos o alcantarillas. No deje velas, veladoras, bombillos, lámparas, cerca de

elementos de fácil combustión. De a sus subalternos y compañeros de trabajo instrucciones sobre

peligros de incendios y modos de prevenirlos. No utilice para barrer aserrín u otro material combustible tratado con

aceite. No deje malezas secas y grama alrededor de los edificios,

campamentos, a lo largo de carreteras y líneas férreas, pues presentan riesgos de incendio.

No realice trabajos de soldadura en lugares donde haya desperdicios, materiales combustibles, residuos de aceite, Grasas, pinturas o mezclas explosivas de gases. Debe despejar el área de trabajo de estos elementos.

Coloque un aviso visible en el sitio donde esta la alarma de Incendio. 10.2.4 Como actuar en caso de incendio.

• Recurra al sitio donde esta el extintor y llévelo al lugar del incendio. • Vacié el extintor en la base del fuego. • Si existe el peligro o ya se propago, llame al cuerpo de bomberos. • Si esta usted dentro de un lugar lleno de humo, procure salir

arrastrándose para evitar la asfixia. • Si no hay cerca un extintor, trate de apagar el fuego con arena o tierra. • No utilice ascensores en caso de incendio en un edificio, use la

escalera de emergencia. • No corra cuando su ropa este incendiándose, el aire propaga el fuego.

Arrójese al suelo y de vueltas o envuélvase en una frazada. • Trate de no inhalar llama. Para esto, doble los brazos y defiéndase con

ellos, apretándose la cara. • No coloque sobre su cabeza o la de otra persona prendas de ninguna

clase, pues esto haría inhalar gases y aire. • Evacue el lugar del incendio si es posible, dándole prioridad a las

personas y luego siga con los objetos de importancia.



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• En la evacuación retire los recipientes y empaques que contengan materiales explosivos o inflamables, con el fin de evitar la propagación del incendio o una explosión.

• En la evacuación deben utilizarse elementos de protección personal.

10.2.5 Brigadas Contra Incendio. Algunas empresas eligen como estrategia que los empleados se organicen en brigadas para atender emergencias ellos mismos. Este especto debe analizarse con cuidado y solicitando asesoria del Cuerpo de Bomberos ya que las características de algunas propiedades hacen que las brigadas se conviertan en un peligro para los demás empleados. Se consideraría en este caso ya que es importante disminuir en este evento el tiempo de respuesta con el fin de evitar efectos secundarios como dispersión radioactiva por polvo o humo. A continuación se darán algunas recomendaciones para la implementación de la misma:

• Evaluar las condiciones físicas de las personas voluntarias para integrar la brigada ya que existen algunos estados físicos que plantean impedimentos para desempeñarse dentro de esta, algunos de ellos son: enfermedades cardiacas, epilepsia o enfisema. Por ello los miembros de la brigada deberán cumplir con un examen medico previo.

• Como toda labor es necesario mantener en continua capacitación a los miembros de la brigada por ello se deberán contactar entidades como bomberos, cruz roja, defensa civil. Con el fin de solicitar su colaboración en el diseño del plan de capacitación y en el desarrollo del mismo.

• Si la empresa decide implementar las brigadas, esta adquirirá el compromiso de adquirir todos los elementos de protección necesarios para el desarrollo cabal de la actividad. Elementos de seguridad como: Botas protectoras, abrigos resistentes al fuego, guantes, protección para la cabeza, ojos, rostro y elementos independientes de respiración se aconseja los del tipo de presión positiva: demanda sobre presión o flujo continuo.

• Una vez implementadas se deberán abrir espacios en los cuales la brigada realice simulacros en las instalaciones y enseñe a su vez a los otros empleados el procedimiento de acción para enfrentar este evento y programar simulacros regularmente con el fin de mejorar el tiempo de respuesta y la capacidad de reacción de la brigada.



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10.3 ACONDICIONAMIENTO DE FUENTES DE RADIACIÓN SELLADAS EN DESUSO 10.3.1 Objetivo. Conocer y desarrollar los procedimientos necesarios y adecuados para la inmovilización de fuentes de radiación selladas gastadas en cemento. A través de esta práctica se podrá:

• Establecer los aspectos fundamentales que se deben considerar para el desarrollo de un proceso de inmovilización en cemento.

• Establecer las especificaciones de un proceso de inmovilización en cemento.

• Establecer las especificaciones necesarias con el fin de dimensionar los materiales a utilizar.

• Establecer las características físicas y radiológicas determinantes en los procedimientos de control del proceso.

10.3.2 Planificación del acondicionamiento. Con el fin de llevar a cabo las operaciones de acondicionamiento de fuentes selladas agotadas se debe establecer una planificación que permita desarrollar las tareas de una manera sistemática, de modo que se pueda garantizar un trabajo bajo condiciones seguras. La persona encargada de las operaciones debe tener en cuenta los siguientes tópicos:

• Recolección de información relativa a la fuente. • Personal necesario para el acondicionamiento. • Actividad a inmovilizar en un contenedor. • Preparación del contenedor. • Medidas de protección radiológica. • Autorizaciones.

• Recolección de información relativa la fuente. Esta información debe

ser considerada relevante en relación al proceso de acondicionamiento, ya que permitirá asegurar que el método seleccionado es el adecuado para las características y tipo de fuente. De la misma manera se podrá determinar el procedimiento de acondicionamiento que minimice las dosis de radiación del personal implicado en las distintas operaciones. Esta información no sólo permitirá una adecuada planificación del acondicionamiento, sino que formará la base de datos de fuentes selladas acondicionadas.

• Medidas de protección radiológica. Las medidas de protección

radiológica deben estar referidas a la operación de acondicionamiento y al bulto acondicionado resultante.



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En el primer caso, para el control de contaminación se debe contar con instrumentos adecuados durante el trabajo, se debe monitorear los niveles de radiación externa, utilizando equipos de monitoreo ambiental, para determinar niveles de radiación en el lugar de trabajo. Todo el personal participante en la operación debe tener dosímetro personal.

En el segundo caso, se debe monitorear el bulto acondicionado una vez terminada la inmovilización a fin de garantizar el cumplimiento de tasas de exposición y de contaminación superficial de acuerdo a las normas de transporte.

• Autorizaciones. Siendo el acondicionamiento de fuentes de radiación

selladas en desuso una operación del tipo controlar radiológicamente debe llevarse a cabo en un área controlada, bajo condiciones de seguridad y el personal que ópera debe contar con su presencia de operador de material radioactivo, según lo establecido por la autoridad competente. Los bultos de desechos acondicionados deben cumplir con los requerimientos del reglamento de transporte material radioactivo ya que a futuro deberán ser trasladados hasta su lugar de almacenamiento definitivo (repositorio).

10.3.3 Procedimiento operacional.

• Recepción de las fuentes selladas en desuso. Toda la información recogida relativa a la fuente es altamente relevante en el proceso de selección del método de acondicionamiento, ya que este debe ser adecuado a las características y tipo de fuente. Esto permite que el procedimiento de acondicionamiento sea seguro, tanto para el personal implicado en las distintas operaciones, como para el posterior almacenamiento. Esta información debe contar con los siguientes datos:

Radionúclido, actividad y fecha de referencia. Estado físico y forma química del radionúclido. Fabricante de la fuente. Esquema de la fuente y su contenedor, incluidas sus dimensiones. Número de serie. Usuario de la fuente, incluyendo nombre y dirección para datos

detallados de la fuente. Historia de la fuente (particularmente los incidentes con el uso de la

misma). Si la fuente está contenida en un equipo o contenedor blindado se

deben dar datos del equipo tales como material, dimensiones u otros.



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Medidas de dosis de radiación (en superficie y aún metro de distancia). Resultados de las pruebas realizadas. En general los antecedentes básicos para ejecutar la operación y para

considerar las medidas de protección radiológica requeridas durante el proceso de inmovilización.

Esta información es entregada por el usuario de las fuentes o en su defecto, la información se requiere a otros usuarios, o bien, con los mismos fabricantes.

• Ingreso a la planta. Al ingresar las fuentes radiactivas selladas

gastadas a la planta de tratamiento de desechos radiactivos, se deben medir las tasas de dosis a fin de corroborar la información recogida relativa a la fuente. Decidido el procedimiento a seguir, se reúne el equipo y material necesario para realizar el acondicionamiento, éste consiste en:

Tambores de 200 litros normalizados, sin daños de corrosión, ni mecánicos, tanto en el interior como en el exterior.

Hojas de polietileno, para cubrir el tambor. Cemento, arena y agua de acuerdo a la mezcla específica. Mezclador de cemento y equipamiento para el acabado de la

mezcla. Vibrador (mesa vibradora) para compactación del mortero. Barras

de acero de refuerzo (acero 3310 para cemento). Ladrillos de cemento para blindajes locales alrededor del tambor

durante el acondicionamiento, si es necesario. Dosímetros para el personal. Instrumentos para las mediciones de tasas de dosis y

contaminación superficial. Telepinzas para manejo remoto de la fuente. Grúa horquilla.

• Preparación del contenedor. Se abre el tambor de 200 litros,

cuidando de no dañar el burrete de cierre y se inspecciona para detectar manchas de oxido u otros defectos. Se protege la superficie exterior y el borde o pestañas cierre del tambor con una película de polietileno de manera de evitar contaminaciones radiactivas y salpicaduras de cemento. (También se puede recubrir el interior del tambor con polietileno para habitar la corrosión desde el interior). Para aumentar la resistencia mecánica del bulto de desechos inmovilizados se utilizan



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barras de acero 3310 de 1 cm de diámetro, dispuestas a lo largo del tambor sobre un diámetro interno del tambor que delimita el espacio entre el borde exterior y la ubicación de las fuentes (10 cm desde el borde). El mortero a preparar es el que se ha determinado de acuerdo a los volúmenes necesarios a cubrir y cumple con la calidad exigida de homogeneidad y de razón arena/cemento/agua recomendada y revisada previamente (Ver anexo 8).

• Ubicación de la fuente dentro del contenedor. Se ubican las fuentes

gastadas a inmovilizar, de acuerdo a la distribución planificada y las condicionantes del límite de actividad, tasas de exposición y volumen disponible. Una vez completa la capacidad, se llena el contenedor en todo su perímetro con la mezcla de cemento seleccionada procurando alcanzar todos los intersticios. Se somete a vibración (en mesa vibradora) después de cada vaciado de mortero desde la betonera TP

18PT al

contenedor, con lo cual se asegura el correcto asentamiento de la mezcla para el blindaje radiológico y la resistencia física deseada. Se deja sin llenar los últimos 5 cm bajo el borde superior. Permitir el fraguado del concreto y la evaporación del agua por 24 horas en un lugar seguro y de libre tránsito de personal, dentro de la planta.

• Sellado del bulto. Una vez terminado el fraguado, se coloca la tapa del

tambor, asegurándola mediante aro aprisionado por un perno. Enseguida, se procede al registro.

10.3.4 Descontaminación de superficies y equipos. Terminada la operación se procede al monitoreo de todo el material que no sea desecho radioactivo. Se descontamina de acuerdo a lo siguiente:

Verificación de contaminación.

• Medida directa. Encienda el monitor de contaminación y chequee el nivel de

radiactividad de fondo. Coloque el detector lo más cerca posible de la superficie en

revisión, evitando el contacto directo para no contaminar el equipo. Registre la medición y réstele el nivel de fondo.

TP

18PT Recipiente donde se realiza o contiene el mortero.



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Asegúrese que la medición no este afectada por otras fuentes de radiación.

En caso de no ser posible evitar interferencias de otras fuentes, entonces aplique el método frotis.

• Medición indirecta (por frotis).

Corte un papel filtro de cinco centímetros de diámetro. Elija una superficie de 10 X 10 cm. Frote enérgicamente la superficie con el papel, siempre en la misma

dirección. Encienda el monitor de contaminación y chequee el nivel de fondo. Mida el papel de frotis y réstele el fondo. Usar la siguiente relación para obtener el nivel de contaminación:

Nivel de contaminación= valor medido / 0.10.

Descontaminación de superficies.

• Piel. En caso de detectar contaminación personal (piel) en el detector

de control a la salida de la planta proceda de la siguiente manera: Lave enérgicamente la superficie contaminada con agua y jabón. No use sustancias abrasivas, para evitar daños y heridas. Enseguida, vuelva medir.

• Otras superficies.

Los pequeños objetos metálicos, que arroje la contaminación, deben sumergirse en solución de Decontamín TP

19PT en agua al 10%, por un

tiempo entre 4 y 8 horas. Las superficies contaminadas se pueden descontaminar lavando con

solución Decontamín en agua al 3%. Recoja el agua de lavado usada para descontaminar, para su

caracterización.

TP

19PT Sustancia reconocida para limpieza de superficies contaminadas.



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10.4 PROCEDIMIENTO DE NEUTRALIZACIÓN PARA DERRAMES DE ACIDOS

Para estos casos se aconseja en primera instancia el determinar la concentración exacta del acido que se este usando con el fin de cuantificar mejor la cantidad a usar a continuación se procede con el siguiente procedimiento:

• Se determinara la cantidad de sustancia derramada por medio de la observación o comparando con el contenido anterior del recipiente.

• A partir de la cantidad aproximada se tomará una cantidad equivalente de Bicarbonato de sodio o calcio, para este fin servirá también el uso de carbonato de sodio o de calcio.

• Una vez retirada la cantidad se procede a realizar su aplicación cuidadosamente sobre el área del vertido, dejándolo sobre el acido.

• Con esta aplicación se conseguirá una reacción en la cual el acido se transformara en sales y generara una sustancia acuosa que no generara problemas, después de lo cual se diluyen con abundante agua y se vierten neutralizadas en las aguas residuales o por el desagüe.

10.4.1 Recomendaciones.

• El laboratorista en el momento de trabajo deberá usar su bata con el fin de evitar riesgos adicionales.

• Manipular lejos del rostro en todo momento. • En caso de contacto con la piel lavar la zona inmediatamente con

abundante agua. 10.4.2 Tratamiento opcional. Diluir con Agua aproximadamente en una proporción 1:5 y después neutralizar adicionando una solución de sodio hidróxido al 32% o escamas del mismo producto. La solución salina resultante, se diluye en agua en una proporción 1:10 u otra que sea necesaria y luego se elimina en las aguas residuales o por el desagüe.



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11. DESMANTELAMIENTO Y ABANDONO

Es una parte importante de las instalaciones radioactivas, una vez concluya su fase operativa, cuando la instalación ya no es útil, en sus locales pueden permanecer una serie de estructuras, equipos, instrumentos y materiales conteniendo isótopos radiactivos que deben ser controlados mientras representan un riesgo no aceptable. Esta situación es especialmente relevante en el caso de instalaciones industriales. Una forma de evitar la necesidad de un control por largos periodos es gestionar los materiales contaminados como residuos radiactivos, acometiendo, tras un periodo que permita el decaimiento de los isótopos de vida más corta, las operaciones de desmantelamiento de la instalación que, finalmente, permitan su abandono o clausura como instalación radioactiva y consecuentemente, se podrán liberar del proceso de control los locales y terrenos adscritos a la instalación, que podrán ser dedicados a otros usos. Debido al gran tamaño de algunos componentes, para gestionarlos como residuos radiactivos, es necesario recurrir a técnicas de corte, que posibiliten su envasado y acondicionamiento para transporte, almacenamiento temporal o definitivo. Los niveles de radiación existentes en muchos casos obligan al uso de técnicas específicas automatizadas y controladas a distancia para poder proteger adecuadamente los operarios. Además, las técnicas a aplicar deben seleccionarse de forma que se limite en lo máximo posible la generación de materiales contaminados parcialmente dispersables (polvo, gotas, vapores, aerosoles, etc.) y que se dispongan de medios para recoger y confinar los que realmente se generen. En aquellos casos en que el contenido radiactivos no es importante y se encuentra prácticamente en la superficie de elementos sólidos, se puede recurrir a técnicas de descontaminación superficial, apareciendo como residuo secundario a gestionar las disoluciones, agua, arena, materiales abrasivos, etc. empleados en el proceso, y como escombros y chatarras a desclasificar o reciclar el resto de los elementos sólidos descontaminados. En cualquier caso, y una vez separada la fase de operación útil de una instalación radioactiva, es preciso proceder a su descontaminación y desmantelamiento para su clausura administrativa final. El principio que debe regir durante la ejecución de estas operaciones es que el volumen y cantidad de los residuos producidos debe ser el menor posible, ya que la capacidad de almacenamiento es limitada y por ello su costo por unidad de almacenamiento es elevado; por otra parte, es necesario tener en cuenta que todo proceso de descontaminación y



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desmantelamiento de una instalación debe iniciarse con un análisis previo de riesgo (dosis de operarios) frente al beneficio/ahorro obtenido, con el fin de emplear las técnicas que más adelante se describen y que contribuyen a minimizar adecuadamente el riesgo con la menor producción de residuos radioactivos, optimizando la economía. Estos principios básicos obligan al titular de la instalación a presentar al organismo regulador del país un plan u estudio debidamente argumentado, antes de iniciar estas operaciones, para evaluar el riesgo/beneficio de tales operaciones. 11.1 TÉCNICAS DE TROCEADO 11.1.1 Técnicas para el hormigón. El hormigón y algunas de sus variedades, las reforzadas con ferralla TP

20PT, forman parte habitualmente de las estructuras que

conforman los edificios y laboratorios que albergan instalaciones radiactivas. La razón técnica fundamental de acudir a este tipo de material de construcción es porque actúa como un blindaje biológico eficiente frente a las radiaciones ionizantes y además contribuye a evitar derrumbamientos y pérdidas de integridad de los edificios en el caso de sismos de intensidad significativa. Naturalmente, el espesor de muros, suelos, techos y recintos en algunas de estas instalaciones es considerable, desde algunos centímetros a centenas de ellos. Después de la operación útil de estas instalaciones el hormigón debe ser eliminado, bien por qué el lugar quiere ser utilizado para otros fines, o porque la normativa exija que al estar contaminado como consecuencia de la actividad pasada, deba ser descontaminado o gestionado como residuos radioactivo. Las técnicas más empleadas en el proceso de descontaminación son:

• El escariado (Ver 11.2.4) húmedo de la superficie contaminada, con las precauciones debidas para evitar la dispersión de aerosoles.

• La aplicación de máquina percutora controlada para eliminar los espesores necesarios.

11.1.2 Técnicas para los metales. Las estructuras, sistemas y componentes que han formado parte de las instalaciones radiactivas presentan distinto grado de activación radiológica o contaminación, dependiendo de las operaciones en las que hayan estado comprometidos; por ello una vez decidida la descontaminación y el desmantelamiento de la instalación es preciso proceder a tratar estos equipos y estructuras para gestionarlos como residuos o como partes convencionales,

TP

20PT Varilla redonda de hierro usada para formar el esqueleto de una obra en hormigón.



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atendiendo a los principios básicos antes mencionados. Las técnicas más empleadas para la gestión de ellos son las siguientes:

• El troceado o trituración mediante manipulación directa o con métodos robotizados, auxiliándose de sierras, discos abrasivos, cizalladora, chorros de agua a presión, arco eléctrico, antorcha oxiacetilénica u otros.

• La trituración es una forma de troceado a pequeño tamaño. Una vez realizado el troceado o trituración de los elementos metálicos se procede a la compactación de los mismos, con objeto de optimizar el volumen de almacenamiento (bidones estándar de 220 litros), esta compactación se realiza en prensas hidráulicas que alcanzan grandes presiones. 11.2 TÉCNICAS DE DESCONTAMINACIÓN SUPERFICIAL 11.2.1 Selección y clasificación de las técnicas. Se puede considerar como causa final de la contaminación radioactiva superficial de componentes, elementos estructurales y otros equipos, la dispersión de los isótopos radiactivos originados por: Fugas de diversa naturaleza (generación de aerosoles, fallos de estanqueidad, etc.), por el contacto con el propio material radioactivo si se encuentra en una forma que posibilite su dispersión y por el contacto con fluidos o componentes que previamente han resultado contaminados. Tomando como referencia la intensidad de las fuerzas de unión entre un contaminante, el material contaminado se puede distinguir entre tres tipos de descontaminación: transitoria, desprendido y exija otros desprendibles. En la contaminación transitoria las fuerzas de unión son tan débiles que los contaminantes se pueden desprender involuntariamente durante su manipulación. Tiene implicaciones importantes desde el punto de vista de la protección radiológica, ya que puede ser fácilmente la causa de contaminación de bienes materiales y personas. La contaminación desprendible se puede eliminar por métodos no destructivos de descontaminación, mientras que la contaminación fija sólo se puede eliminar con métodos más o menos destructivos eliminando los contaminantes y una capa más o menos gruesa del material base. En todos los casos, dentro de cada tipo de contaminación, se pueden hacer distinciones entre contaminación accesible y no accesible que pueden presentarse en formas diversas:

Óxidos formando costras o películas. Lodos o precipitados químicos adheridos.



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Sales en forma de eflorescencia o partículas depositadas. Películas de grasa sobre las que se absorben cuerpos y se depositan

contaminantes. La decisión de realizar operaciones de descontaminación con fines de la clausura debe estar basada en la posibilidad razonable de obtener un porcentaje importante de material que pueda ser gestionado como residuo convencional o reciclado, con o sin posibles restricciones, y en el costo económico y radiológico asociado, lo que hace que para la selección de la técnica utilizada deba ser tenido en cuenta aspectos tales como el tipo y naturaleza del material contaminado y del contaminante, niveles de radiación y contaminación existentes, experiencia disponible sobre las distintas técnicas y sobre los tiempos requeridos para la preparación y aplicación, simplicidad o complejidad de la operación y de su control, dosis del personal, contaminación ambiental derivada, consumo de productos, otros riesgos asociados, así como el tipo y cantidad de los residuos secundarios generados. A continuación se disponen las técnicas sugeridas para el caso en que los laboratorios necesiten de esta labor. 11.2.2 Decapado. Esta técnica de tipo químico consiste en la eliminación de las capas de óxidos y sales mediante ácidos, tales como el sulfúrico o clorhídrico y, menos frecuentemente, con acido fluorhídrico o nítrico. La acción decapante se debe al hidrógeno producido por el ataque acido hacia el metal, lo que hace saltar la capa de oxido y produce algo de ataque del material base. El ácido sulfúrico se utiliza en baños a concentraciones del 4 al 20% y temperaturas de 45 a 80°C. La agitación acelera el proceso así como la utilización de cloruro o nitrato sódico. 11.2.3 Chorreado. Esta técnica de tipo físico, se basa en la energía mecánica de un fluido que impacta sobre la superficie a descontaminar a gran velocidad, proyectado, mediante sistemas adecuados (boquillas, pistolas, etc.) por un sistema de presión. En algunos sistemas del fluido suele ser aire que se utiliza como impulsor de un material abrasivo (arena, granalla, alumina, carburo de silicio, etc.). Una alternativa a estos sistemas secos son los gases solidificados CO B2 B que subliman una vez producido el impacto. Los sistemas con abrasivos se suelen aplicar en sistemas abiertos, por lo que su principal inconveniente es la generación de polvo y aerosoles lo que dificulta las condiciones de trabajo para los operarios. 11.2.4 Escarificación. Es una técnica cuya principal aplicación se encuentra en grandes superficies planas como lo son los suelos principalmente de hormigón. Los equipos escarificadores actúan rompiendo una capa delgada el hormigón por efecto de una serie de pequeños golpes sucesivos y próximos generados por un



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pistón Neumático. Debido al problema de generación de polvo, normalmente el equipo incorpora un sistema de aspiración con filtros absolutos. 11.2.5 Frotación. Es una técnica no destructiva aplicable a contaminación debidamente adherida. Se realiza con materiales convencionales de limpieza como trapos, cepillos, esponjas, etc. se puede realizar en seco, aunque son más frecuentes las aplicaciones en húmedo con ayuda de detergentes y solventes, pudiendo estar húmedo el componente a descontaminar, el útil usado o ambos. Sus principales ventajas son la sencillez de aplicación en operación manual (Limitaciones debidas a la dosis), alto rendimiento y posibilidad de aplicación in situ. 11.2.6 Cepillado. Se puede realizar con los cepillos dotados de pelos o púas de diversas naturalezas: natural, plástico, acero u otro metal. Dependiendo de esta naturaleza y de la del material a descontaminar la aplicación pretende un carácter más o menos destructivo. En función de la aplicación a realizar los cepillos deben requerir un diseño más o menos específico y que se puedan usar de forma manual, acoplados a herramientas operadas manualmente, automáticamente o a control remoto, tanto en seco como en húmedo, para eliminar óxidos desprendibles, depósitos de sales, grasas, etc. Con frecuencia se aplica en combinación con un chorreado, a baja presión, de agua u agentes químicos disueltos. 11.2.7 Abrasión. Es una técnica destructiva utilizada para eliminar la contaminación mediana y fuertemente adherida. Los útiles abrasivos pueden ser de naturaleza diversa: esponjas sintéticas con abrasivos duros, cepillos de acero, lijas, discos radiales, muelas abrasivas, materiales abrasivos en polvo o grano para aplicación por chorreado o en sistemas vibratorios y en general, cualquier material que sea capaz de erosionar el material a descontaminar. La aplicación se puede realizar en seco o en húmedo, de forma manual, acoplados a herramientas operadas manualmente, automáticamente o a control remoto. Con frecuencia la aplicación se realiza in situ y por su bajo costo y por no requerir operarios especialmente cualificados, se utiliza mucho en operación el desmantelamiento.



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12. NORMATIVIDAD AMBIENTAL RELACIONADA.

En este capitulo se encuentra la legislación que motiva la elaboración del presente documento, ya que esta fija los diferentes parámetros a manejar o contemplar dentro del documento. En el encontraremos la legislación a considerar, las normas internacionales que el SGA ha decidido acoger y algunos de los documentos de tipo interno que normalizan algunas de las actividades presentes en la Institución. Resaltando en la columna resumen aquellos aspectos que se relacionan con la finalidad de este documento.

Tabla 36. Normatividad Ambiental.

CLASE DE NORMA

NÚMERO FECHA ENTIDAD Y OBJETO DE LA NORMA

RESUMEN

CONSTITUCIÓN NACIONAL

-----------

1991

---------------

Incorpora 30 artículos relacionados directa o indirectamente con el Medio Ambiente, entre los mas destacados encontramos los artículos: 8, 49, 48, 63, 67, 79, 80, 82, 95, 313, 332, 334.

LEY

9

24 – ENE /79

Congreso Nacional. “Por la cual se dictan medidas sanitarias”.

Radiofísica Sanitaria. Articulo 150. Para el desarrollo de cualquier actividad que signifique manejo o tenencia de fuentes de radiaciones ionizantes deberán adoptarse por parte de los empleadores, poseedores o usuarios, todas las medidas necesarias para garantizar la protección de la salud y la seguridad de las personas directa o indirectamente expuestas y de la población en general.

LEY

9

24 – ENE /79


Sustancias Peligrosas. Art. 130 al 136. Articulo 130: En la importación, fabricación, almacenamiento, transporte, comercio, manejo o disposición de sustancias peligrosas deberán



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tomarse todas las medidas y precauciones necesarias para prevenir daños a la salud humana, animal o al ambiente, de acuerdo con la reglamentación del Ministerio de Salud.

LEY

9

24 – ENE /79


TITULO IV. Saneamiento de edificaciones. Este titulo de la presente ley establece las normas sanitarias para la prevención y control de los agentes biológicos, físicos o químicos que alteran las características del ambiente exterior de las edificaciones hasta hacerlo peligroso para la salud humana.

LEY

99

22 – DIC /93

Congreso Nacional. “Ley Ambiental”

Articulo 1. Principios Generales Ambientales.

LEY

99

22 – DIC /93

Congreso Nacional. “Ley Ambiental”

Articulo 5. (Reglamentado por la Resolución 215 de 1994). Funciones del Ministerio. Numeral 39: Dictar las regulaciones para impedir la fabricación, importación, posesión y uso de armas químicas, biológicas y nucleares, así como la introducción al territorio nacional de residuos nucleares y desechos tóxicos o subproductos de los mismos.

LEY

99

22 – DIC /93

Congreso Nacional. “Ley Ambiental”.

Articulo 63. Principios Normativos Generales. A fin de asegurar el interés correctivo de un ambiente sano y adecuadamente protegido, y de garantizar el manejo armónico y la integridad del patrimonio natural de la Nación, el ejercicio de las funciones en materia ambiental por parte de las entidades territoriales, se sujetara a los principios de armonía regional, gradación normativa y rigor subsidiario...

LEY

388

1997

Congreso Nacional. “Por la cual se modifica la ley 9ª. De 1989, y la

Articulo 8. ACCIÓN URBANÍSTICA. Localizar y señalar las características de la infraestructura para el transporte, los servicios públicos domiciliarios, la



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ley 3ª de 1991 y se dictan otras disposiciones”.

disposición y tratamiento de los residuos sólidos, líquidos, tóxicos, y peligrosos...

LEY

430

1998

Congreso Nacional.

Por la cual se dictan Normas Prohibitivas en materia ambiental referente a desechos peligrosos y otras disposiciones.

DECRETO

1594

26 – JUN /84

Ministerio de Agricultura. En cuanto a usos del agua y residuos líquidos.

Articulo 192. En todos los casos en que la disposición.......así como la de residuos líquidos radiactivos se lleve a cabo sin someterlos previamente a tratamiento especial, la autoridad competente impondrá las medidas de seguridad a que haya lugar.

DECRETO

605

1996

Designa al productor de desechos radiactivos y a la entidad que el contrate para su manejo, como responsables, por los efectos nocivos a la población y al medio ambiente.

DECRETO

1682

27 – JUN /97

Supresión del INEA, como consecuencia del desarrollo de la Ley 344 de 1996.

DECRETO

1451 - 1452

1998

Por medio de los cuales se distribuyen las funciones del Instituto de Ciencias Nucleares y Energías Alternativas entre el Ministerio de Minas y Energía y el Instituto Colombiano de Investigaciones Geocientíficas, Minería y Química (INGEOMINAS), respectivamente.

DECRETO

567

2000

Por el cual se asignan al Ministerio de Minas y Energía funciones de licenciamiento y control de materiales nucleares y de verificar el empleo pacifico de la tecnología nuclear.

DECRETO

2811

18 – DIC /74

El Presidente de la República. “Código Nacional de los Recursos

“Código Nacional de los Recursos Naturales Renovables y de Protección al Medio Ambiente”



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Naturales Renovables y de Protección al Medio Ambiente”

DECRETO

1140

7 – MAY /03

Ministerio de Ambiente, Vivienda y Desarrollo Territorial. Corrección del articulo 19 del Decreto 1713 /02.

Especificaciones de unidades de almacenamiento para multiusuarios:

1. Los acabados deberán permitir fácil limpieza e impedir la formación de ambientes propicios para el desarrollo de microorganismos en general.

2. Tendrán sistemas que permitan la ventilación como rejillas o ventanas; y de prevención y control de incendios, como extintores y suministro cercano de agua y drenaje.

3. Serán construidas ce manera que se evite el acceso y proliferación de insectos, roedores y otras clases de vectores e impida el ingreso de animales domésticos.......

DECRETO

1180

10 – MAY /03

Ministerio del Ambiente, Vivienda y Desarrollo Territorial. Licencias Ambientales.

Articulo 1 : Definiciones: de algunos elementos como Evaluación de riesgo, Impacto ambiental, Medidas de compensación, Medidas de corrección, Medidas de mitigación, Medidas de prevención, Plan de manejo Ambiental Ambiental.

DECRETO

3172

7 – NOV /03

Ministerio de Hacienda y Crédito Público. Deducciones de impuestos por inversiones de control y mejoramiento del Medio Ambiente.

Estatuto Tributario. Artículo 1: Definiciones: Inversiones en control del Medio Ambiente, Inversiones en Mejoramiento del Medio Ambiente, Beneficios Ambientales Directos. Articulo 2: Requisitos para la procedencia de la deducción por inversiones en control y mejoramiento del Medio Ambiente.

Documento en el cual se le impone a INGEOMINAS



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DECRETO 2150 1995 la obligación de obtener Licencia Ambiental para todas aquellas actividades proyectadas o realizadas que iniciaron operaciones después del año 1993, y para las aquellas actividades que iniciaron actividades antes de Diciembre de 1993 se exige un Plan de Manejo Ambiental.

RESOLUCIÓN

13382

1984

Ministerio de Salud.

Articulo 13. Uso obligatorio de monitoraje individual para el personal expuesto a radiaciones Ionizantes.

RESOLUCIÓN

2309

24 – FEB /86

Ministerio de Salud. Residuos Especiales.

Articulo 9. Se entiende por material radioactivo, aquel que emita radiaciones naturales de fondo.

RESOLUCIÓN

2309

24 – FEB /86


Articulo 29. Se denomina almacenamiento de residuos especiales a la actividad de colocarlos en un sitio y por un periodo determinado, al término del cual pueden ser tratados o dispuestos en forma definitiva.

RESOLUCIÓN

2309

24 – FEB /86


Articulo 34. De los recipientes para residuos especiales.

RESOLUCIÓN

2309

24 – FEB /86


Articulo 37. Ruta interna para manejo de residuos especiales.

RESOLUCIÓN

2309

24 – FEB /86


Articulo 38. Requisitos para sitios de almacenamiento.

RESOLUCIÓN

2309

24 – FEB /86


Articulo 52. Se entiende por tratamiento de residuos especiales, el proceso de transformación física, química o biológica utilizado para modificar sus características, con el propósito de disponerlos.

RESOLUCIÓN

2309

24 – FEB /86


Articulo 61. Para la disposición sanitaria de residuos radiactivos se requiere:

a) Cumplimiento de las disposiciones que para el efecto tenga el Instituto de asuntos Nucleares, o la entidad que haga sus veces.



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b) Aprobación, por parte del Ministerio de Salud para el sitio de disposición, el cual deberá ser de dedicación exclusiva.

RESOLUCION

10 166

1989

Ministerio de Trabajo y Ministerio de Salud.

Por el cual se reglamenta la organización, funcionamiento y forma del programa de Salud Ocupacional que deben desarrollar los patrones o empleados en el país.

RESOLUCION 18 1434

5- DIC /02 Ministerio de Minas y Energía.

REGLAMENTO DE PROTECCIÓN Y SEGURIDAD RADIOLOGICA.

RESOLUCION

18 0632

28- JUN /02

Ministerio de Minas y Energía.

Por el cual se delegan funciones de Vigilancia y control a INGEOMINAS.

NTC-ISO 14001 2000 ICONTEC Sistemas de Administración Ambiental. NTC-OHSAS 18001 2000 ICONTEC Sistema de Gestión en Seguridad y Salud

Ocupacional. ENE /04 Ministerio del Medio

Ambiente, Vivienda y Desarrollo Territorial.

Términos de Referencia para la elaboración y presentación del Plan de Manejo Ambientadle las instalaciones nucleares y de los laboratorios de INGEOMINAS sede CAN, ante el Ministerio del Medio Ambiente, Vivienda y Desarrollo Territorial.

2005 INGEOMINAS Manual de Gestión Ambiental. 2004 INGEOMINAS - GSNPR Manual de protección radiológica del LSCD. OCT /03 INGEOMINAS Guía para la evaluación de aspectos e impactos

ambientales. AGO /01 INGEOMINAS Política Ambiental Corporativa.

Fuente: Los autores.



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13. GLOSARIO

A

Accidente: Todo suceso involuntario, incluidos errores de operación, fallos de equipos u otros contratiempos, cuyas consecuencias reales o potenciales no sean despreciables desde el punto de vista de la protección o seguridad. Acondicionamiento: Es una tarea que tiene por objeto producir un bulto de desechos adecuado para su manipulación, transporte, almacenamiento y/o evacuación. El acondicionamiento puede comprender la conversión de los desechos a una forma sólida, su introducción en contenedores y de ser necesario, dotarlos de un embalaje suplementario. Actividad: Magnitud A correspondiente a una cantidad de radionúcleido en un estado determinado de energía, en un tiempo dado, definida por la expresión A=dN/dt, siendo dN el valor esperado del número de transformaciones nucleares espontáneas a partir de ese estado determinado de energía, en el intervalo de tiempo dt. Almacén temporal: Instalación utilizada para almacenar fuentes radiactivas por tiempo limitado. Almacenamiento: Es una tarea que tiene por objetivo reunir las fuentes en un deposito, construido para proteger su integridad y proteger a las personas de la radiación. El almacenamiento puede comprender etiquetado y/o marcado, traslado al almacén y ubicación. Esto se realiza en repositorios diseñados para este fin. Amplificador: Dispositivo que modifica los pulsos de tensión entregados por el Preamplificador y eleva el nivel de señal al nivel adecuado para el sistema analizador. Análisis Crítico: Evaluación formal del plan de acción considerándose los recursos humanos, tecnológicos y económicos, para la eliminación o minimización de un impacto o riesgo. Análisis por espectrometría gamma: Evaluación de contaminación con material radiactivo en una muestra. Analizador Multicanal: Instrumento que recibe los pulsos de tensión del amplificador para clasificarlos según su amplitud en diferentes categorías llamadas canales y acumula separadamente número de pulsos generados en cada canal. Aspecto ambiental: Elemento de las actividades, productos o servicios de una organización que puede interactuar con el medio ambiente.



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Autoridad reguladora: Autoridad o autoridades nombradas o reconocidas de otra forma por un gobierno con fines de reglamentación en materia de protección y seguridad.

B Bulto: Por bulto se entiende el embalaje junto con su contenido radiactivo. Bulto tipo A: Es aquel capaz de mantener la integridad de su contenido aun cuando sea objeto de los incidentes durante el transporte considerados “normales” es decir, como:

• Caídas desde el vehículo o desde alturas similares. • Golpe con un objeto agudo que pueda perforar la superficie. • Exposición a la lluvia. • Apilamiento de otras cargas encima de ellos.

C

Cámara de ionización: Es una cámara de gas que ópera con el mínimo voltaje que sea suficiente para que se recojan en el ánodo los electrones primarios que produce la radiación al actuar sobre el gas y el voltaje máximo para que ninguno de los iones primarios en su viaje hacia los electrodos vaya a causar ionización del gas. Contaminación: Presencia de substancias radiactivas dentro de una materia o en su superficie, o en el cuerpo humano o en otro lugar en que no sean deseables o pudieran ser nocivas. Contaminación superficial: La presencia de una sustancia radiactiva sobre una superficie en cantidades superiores a: 0.4 Bq/cm P

2P en el caso de emisiones beta y

gamma y alfa de baja toxicidad, o 0.04 Bq/cm P

2P, en el caso de los demás emisores

alfa, esta puede ser fija o removible. Contenedor: estructura física de naturaleza permanentemente cerrada y rígida que contiene fuentes radioactivas e impiden su dispersión.

D Defensa en profundidad: Aplicación de más de una sola medida de protección para conseguir un objetivo de seguridad determinado, de modo que éste se alcance aunque falle una de las medidas de protección.



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Descontaminación: Eliminación o reducción de la contaminación por un procedimiento físico o químico. Desechos exentos: En el contexto de la gestión de desechos radiactivos, desechos que se declaran exentos de control regulatorio nuclear en conformidad con los niveles de dispensa, por considerarse insignificantes los riesgos radiológicos conexos. Es posible identificarlos en función de la concentración de actividad y/o de la actividad total. Desechos radiactivos: Materias, sea cual fuere su forma física, que quedan como residuos de prácticas o intervenciones y para las que no se prevé ningún uso. Desempeño ambiental: Resultados medibles del sistema de gestión ambiental, relacionados con el control de una organización sobre sus aspectos ambientales, basado en su política, objetivos y metas ambientales. Detector: Es un instrumento que sirve para detectar la radiación de una muestra, esto gracias al fenómeno de ionización que se produce por la interacción de partículas alfa, Beta y radiaciones gamma con el detector y que permite cuantificarla gracias a electrónica asociada este. Detector semiconductor: Es un instrumento construido con elementos semiconductores puros (germanio o silicio) a los cuales la radiación ionizante les produce un efecto de excitación a los electrones menos ligados al átomo llevándolos a un nivel mayor de energía donde pueden desplazarse libremente entre el cristal. Discriminador: Dispositivo que recibe los pulsos del detector y realiza una comparación con un nivel predeterminado, su función es tal que genera un pulso rectangular digital toda vez que el pulso nuclear de entrada es de amplitud mayor al nivel de comparación. Dosis: Medida de la radiación recibida o absorbida por un blanco. Se utiliza según el contexto, las magnitudes denominadas dosis absorbida, dosis en un órgano, dosis equivalente, dosis efectiva, dosis equivalente comprometida o dosis efectiva comprometida. Los términos cualificativos se suelen omitir cuando no son necesarios para precisar la magnitud de interés.

E Embalajes: Conjunto de elementos necesarios para garantizar el cumplimiento de las condiciones de seguridad que se expiden para el transporte del contenido radiactivo. Puede constar de uno o varios recipientes, materiales absorbentes, estructura de separación, blindaje, aislamiento térmico, etc.



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Espectrometría: Análisis de la distribución energética de las radiaciones emitidas por una muestra. Exposición: Acto o situación de estar sometido a radiación. La exposición puede ser externa o interna. La exposición puede clasificarse en normal o potencial; ocupacional, médica o del público; así como en situaciones de intervención, en exposición de emergencia o crónica. También se utiliza el término exposición en radiodosimetría para indicar el grado de ionización producido en el aire por la radiación ionizante. Exposición ocupacional: Toda exposición de los trabajadores sufrida durante el trabajo, con excepción de las excluidas del ámbito de las Normas y de las exposiciones causadas por las prácticas o fuentes exentas con arreglo a las Normas. Evaluación del grado de importancia: Proceso de la estimación de la magnitud de los riesgos/impactos ambientales en función de su significancía, que puede llevar o no a la elaboración de un plan de acción para su control, eliminación o minimización.

F Frotis: Frotamiento que se hace a superficies de contenedores de fuentes radiactivas, con algodón impregnado de alcohol, para asegurar la hermeticidad del contenedor. Fuente: Cualquier cosa que pueda causar exposición a la radiación, bien emitiendo radiación ionizante o liberando substancias o materias radiactivas. Fuente Abierta: Fuente que no satisface la definición de fuente sellada. Fuente radiactiva: Cualquier material que presente el fenómeno de la radiactividad. Fuente sellada: Material radiactivo que esta permanentemente encerrado en una cápsula o estrechamente ligado y en forma sólida. La cápsula o material de una fuente sellada deberá ser lo suficientemente resistente para mantener la hermeticidad en condiciones de uso y desgaste. Fuente sellada en desuso: Fuente radiactiva sellada para la cual no esta previsto ningún uso posterior.



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G Generador de radiación: Dispositivo capaz de generar radiación tal como rayos X, neutrones, electrones u otras partículas cargadas, que pueden utilizarse con fines científicos, industriales o médicos. Gestión de desechos radiactivos: Todas las actividades administrativas y técnicas necesarias para la manipulación, el tratamiento previo, el tratamiento, el acondicionamiento, el almacenamiento y la evacuación de los desechos. Gestión de fuentes en desuso: Todas la tareas técnicas y administrativas necesarias para la manipulación, tratamiento, acondicionamiento y almacenamiento de las fuentes.

I Identificación de peligros/aspectos: Proceso de reconocimiento que un peligro/aspecto existe, y de la definición de sus características. Impacto ambiental: Cualquier cambio en el medio ambiente, sea adverso o beneficioso, total o parcialmente resultante de las actividades, productos o servicios de una organización. Inmovilización: Conversión de un desecho en una forma de desecho mediante solidificación, embebido o encapsulamiento. La inmovilización reduce las posibilidades de migración o dispersión de los Radionúclidos durante la manipulación, transporte, almacenamiento y la evacuación. ISO: Organización Internacional de normalización. (Intenational Organisation for Standarization).

L Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica (LSCD): Laboratorio encargado por la autoridad nacional competente de establecer, mantener o mejorar patrones primarios o secundarios con fines de dosimetría de la radiación. Legislación aplicable: Para las evaluaciones del grado de importancia, son consideradas aplicables las legislaciones y reglamentaciones que especifican las condiciones que de no ser atendidas generaran sanciones. Límite: Valor de una magnitud, aplicado en ciertas actividades o circunstancias específicas, que no ha de ser rebasado.



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M Medio Ambiente: El entorno del sitio en que opera una organización, incluyendo el aire, el agua, el suelo, los recursos naturales, la flora, la fauna, los seres humanos y su interrelación. Meta ambiental: Requisito de desempeño detallado, cuantificado cuando sea factible, aplicable a la organización o a partes de ella, que surge de los objetivos ambientales y que es necesario establecer y cumplir para lograr aquellos objetivos.

N Nivel de actuación: Nivel de la tasa de dosis o de la concentración de la actividad por encima del cual deberían adoptarse acciones reparadoras o acciones protectoras en situaciones de exposición crónica o de exposición de emergencia. Nivel de intervención: Nivel de dosis evitable al alcanzarse el cual se realiza una acción protectora o una acción reparadora específica en una situación de exposición de emergencia o en una situación de exposición crónica Nivel de investigación: Valor de una magnitud tal como la dosis efectiva, la incorporación o la contaminación por unidad de área o de volumen, al alcanzarse o rebasarse el cual debería realizarse una investigación.

O Objetivo ambiental: Meta ambiental global, cuantificada cuando sea factible, surgida de la política ambiental, que una organización se propone lograr.

P Peligro: Fuente potencial para provocar daños en términos de lesión, molestia, daño a la propiedad, daño al ambiente, o una combinación de estos. Periodicidad de identificación y evaluación: Siempre que sea necesario, por cambios en los procesos (materias primas, procedimientos, equipos, lugar) o en caso de procesos, proyectos o servicios nuevos. Práctica: Toda actividad humana que introduce fuentes de exposición o vías de exposición adicionales o extiende la exposición a mas personas o modifica el conjunto de vías de exposición debidas a las fuentes existentes, de forma que aumente la exposición o la probabilidad de exposición de personas, o el número de personas expuestas.



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Preamplificador: Dispositivo que ampliar los pulsos entregados por el detector y los envía al amplificador.

R Radiación gamma: Es una onda electromagnética de alta energía, sin masa ni carga, que sale del núcleo del átomo de ciertos radionúclidos cuando ese núcleo pasa a un nivel inferior de energía. Radiaciones ionizantes: Es la radiación caracterizada por su habilidad para excitar y/o ionizar los átomos que constituyen la materia con la cual interactúa, posee una energía cinética o cuantos de energía que exceden los 25 eV, que es la energía necesaria para causar el escape de un electrón de Valencia en un átomo. Radiactividad: La radiactividad es un fenómeno que consiste en la transformación espontánea de los núcleos, esto implica la redistribución de los componentes del núcleo tendiendo a buscar una estructura más estable. Esto es posible mediante la emisión de partículas y/o radiación electromagnética buscando así su estado de menor energía. Radionúclido: Núcleo con propiedades de desintegración espontánea (Radiactividad). Los núcleos se distinguen por su masa y numero atómico. Recepción: Actividad realizada en el momento en que la(s) fuente(s) o desechos ingresan al almacén de fuentes. Estas incluyen: verificación del inventario de material radiactivo que se espera recibir, descarga de desechos y fuentes del vehiculo de transporte, medidas de tasa de dosis en contacto y a un metro, prueba de contaminación removible, marcado de contenedores, ubicación transitoria, levantamiento de acta de recepción e ingreso a la base de datos. Son realizadas por el operador del almacén de fuentes en desuso en presencia del coordinador. Riesgo: Combinación de la probabilidad de ocurrencia y de la consecuencia (daño) de un determinado evento peligroso.

S Segregación: Labor mediante la cual los desechos o material (radiactivo y exento) son separados o mantenidos en forma separada de acuerdo a sus propiedades radiológicas, químicas, físicas y/o biológicas facilitando así su manipulación y procesamiento posterior. Sistema de gestión ambiental (SGA): La parte del sistema de gestión general que incluye la estructura organizativa, las actividades de planificación, las responsabilidades, las prácticas, los procedimientos, los procesos y los recursos



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para desarrollar, implementar, realizar, revisar y mantener la política ambiental corporativa.

T Tratamiento: El tratamiento es una tarea cuya finalidad consiste en mejorar la seguridad y los aspectos económicos del manejo, modificando las características de los desechos. Los dos objetivos básicos del tratamiento son:

o Reducción del volumen. o Extracción de los radionúclidos presentes en los desechos.

Tratamiento previo: Todas y cada una de las tareas que se realizan con anterioridad al tratamiento de desechos, como por ejemplo:

o Recolección y/o recepción. o Segregación o Descontaminación o Almacenamiento transitorio

V

Vigilancia: Medición de parámetros radiológicos o no radiológicos por razones relacionadas con la evaluación o control de la exposición, así como la interpretación de dichas mediciones. Vigilancia radiológica: Medición de la dosis o la contaminación por razones relacionadas con la evaluación o el control de la exposición a la radiación o a sustancias radiactivas, e interpretación de los resultados.

Z Zona controlada: Zona controlada es toda zona en las que son o pudieran ser necesarias medidas de protección y disposiciones de seguridad específicas para: controlar las exposiciones normales o prevenir la dispersión de contaminación en las condiciones normales de trabajo y prevenir las exposiciones potenciales, o limitar su magnitud. Zona supervisada: Toda zona no definida como zona controlada pero en la que se mantienen bajo vigilancia las condiciones de exposición ocupacional aunque normalmente no sean necesarias medidas protectoras ni disposiciones de seguridad concretas.



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14. CONCLUSIONES Y RECOMENDACIONES

A la fecha no se ha iniciado la construcción de un almacén especialmente

diseñado que cumpla con las condiciones de protección requeridas para el almacenamiento de las fuentes desechadas. Por lo tanto es importante comenzar el estudio para la adecuación o construcción de una instalación que cumpla cabalmente con todos los requisitos, los lineamientos para su realización son los siguientes:

• Debe poseer un programa de protección física que incluya aspectos

como vigilancia, sistemas de detección y seguridad, control y registro de acceso, señalización.

• Debe desarrollarse un programa de evaluación de riesgo de ocurrencia de un evento por intrusión, sabotaje (terrorismo) o amenaza interna.

• El lugar de almacenamiento se clasifica como una zona controlada, en la que puede ingresar únicamente personal autorizado a introducir material radiactivo.

• Es necesario establecer un sistema fiable de registro del material radiactivo almacenado, donde se conserve la información relevante por el tiempo que sea necesario.

• Debe verificarse el inventario radiactivo con periodicidad a establecer.

Las radiaciones ionizantes debido a la naturaleza de la actividad es el elemento a controlar por sus implicaciones y repercusiones a la salud humana como al ambiente; por ello todas aquellas medidas en las cuales se maneje este tema serán las primeras en orden de prioridades.

Se le recomienda a INGEOMINAS realizar una actualización de las

sustancias a gestionar dentro del programa de gestión de desechos peligrosos especialmente en cuanto al tema de reactivos e insumos con el fin de agregar sustancias que no se incluyeron en su primera versión como lo son el acido sulfúrico del Laboratorio de Espectrometría Gamma y los reveladores y fijadores del proceso de revelado en el Laboratorio secundario de Calibración Dosimétrica.

La planeación de las actividades de seguimiento y monitoreo deberán

quedar debidamente registradas y programada al comienzo de cada año con el fin de que el desarrollo de estas actividades no se interponga con las actividades del laboratorio.



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Los Planes de manejo Ambiental como podemos observar son una

herramienta importante dentro de la planificación estratégica de un Sistema de Gestión Ambiental ya que permiten identificar los elementos a controlar o aspectos ambientales y desglosar su adecuado manejo, facilitando las labores de gestión y los procesos de mejoramiento.

Es de vital importancia para el Instituto que dentro de las campañas

informativas y charlas desarrolladas dentro del mismo se retome el tema de la sensibilización y se explique el por que y la utilidad de los estudios ambientales con el fin que las personas conozcan el uso, la relevancia y la función que ejerce el documento.

En el proceso de descripción análisis y caracterización del medio ambiente

en el cual se desarrollan las actividades y operaciones para los laboratorios es notable la existencia de una amenaza latente de contaminación por las características de las sustancias y equipos que allí se manejan, por encontrarse ubicado en un sector de alta concurrencia civil y por ende se encuentra en constante peligro de amenaza terrorista a pesar de encontrarse en cercanías de la embajada de los estados Unidos de América la cual cuenta con un sistema de seguridad altamente sofisticado y quienes también se han visto interesados en la seguridad de dichas instalaciones ya que en determinado caso se pueden ver afectados.

Se diseño y presupuesto los correspondientes programas de manejo

ambiental con las medidas de prevención, corrección y mitigación de los impactos negativos generados por el desarrollo de las actividades y operaciones de los laboratorios buscando estándares altos de calidad, confiabilidad y optimizando al máximo los recursos económicos y la infraestructura existente.

Las medidas de manejo ambiental que en este documento se citan serian

inútiles sino existiese un plan de seguimiento y control ambiental que permita evaluar el desempeño de las medidas del PMA para los laboratorios, de acuerdo con esto fue estructurado un plan de monitoreo y seguimiento que enmarca constantes controles y monitoreos, donde se delimitan perfectamente el seguimiento de las condiciones iniciales y el seguimiento de la calidad en actividades cuya afectación lo amerita suministrando elementos esenciales para el seguimiento con es el planteamiento de indicadores de gestión; así mismo lo referido al



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cumplimiento de normas ambientales vigentes para cada región en donde se llevan a cabo las distintas actividades.

La adopción de las medidas del plan de monitoreo y seguimiento, aseguran

la salud y calidad de vida, tanto de los funcionarios de INGEOMINAS como de la comunidad en general, ya que nos permite tener bajo control todos o casi todos los aspectos que pueden tener un grado de importancia alto, dado el riesgo latente de trabajar con radiaciones ionizantes. A su vez propone varios elementos que facilitaran la evaluación del desempeño y la aplicación de las auditorias.

El plan de contingencias o emergencias, constituye el instrumento principal

para dar una respuesta oportuna, adecuada y coordinada a una situación de emergencia causada por fenómenos destructivos de origen natural o humano sin embargo es fundamental contar con la suma de esfuerzos de todos, cuya composición permita fortalecer y cumplir las acciones tendientes a prevenir y mitigar desastres y dar respuesta oportuna a la sociedad dentro de un marco de seguridad de principio a fin, que sustenta y motiva la función que INGEOMINAS tiene encomendada para propender por la protección del medio ambiente.

Es de vital importancia para que este documento tenga un carácter integral

el plantear directrices en caso de Desmantelamiento y Abandono de las instalaciones, por ello dentro del documento se enumeran las diversas técnicas y las que a consideración de los autores serian las más practicas en términos de costos con el fin de gestionar los diferentes elementos que podrían llegar a desecharse. Aunque debido a la importancia y particularidad de la actividad desarrollada seria interesante que en el futuro se considere el destinar toda esa infraestructura a labores de investigación y/o académicas.



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