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UNIVERSIDAD DE GUAYAQUIL
FACULTAD DE INGENIERÍA INDUSTRIAL DEPARTAMENTO DE POSGRADO
TRABAJO DE TITULACIÓN ESPECIAL
PREVIO A LA OBTENCIÓN DEL TITULO DE MAGISTER EN SEGURIDAD, HIGIENE INDUSTRIAL
Y SALUD OCUPACIONAL
TEMA PROPUESTA DE MODELO PARA PROTECCIÓN EN TRABAJADORES QUE ESTÁN EXPUESTO A DOSIS
DE RADIACIONES IONIZANTES
AUTOR ING. IND. GUERRERO DÍAZ CHRISTIAN DARWIN
DIRECTOR DEL TRABAJO TITULACIÓN ESPECIAL ING. IND. OVIEDO QUIÑONEZ ROBERTO, MSC.
2016
GUAYAQUIL – ECUADOR
ii
CERTIFICACIÓN DEL TUTOR
En mi calidad de tutor del estudiante Guerrero Díaz Christian Darwin, del
Programa de Maestría/Especialidad Seguridad, Higiene y Salud
Ocupacional, nombrado por el Decano de la Facultad de Ingeniería
Industrial CERTIFICO: que el estudio de caso del trabajo de titulación
titulado PROPUESTA DE MODELO PARA PROTECCIÓN EN
TRABAJADORES QUE ESTÁN EXPUESTO A DOSIS DE RADIACIONES
IONIZANTES, en opción al grado académico de Magíster (Especialista)
en Seguridad, Higiene y Salud Ocupacional, cumple con los requisitos
académicos, científicos y formales que establece el Reglamento
aprobado para tal efecto.
Atentamente
Ing. Ind. Oviedo Quiñonez Roberto, Msc. Tutor
iii
DECLARACIÓN DE AUTORÍA
“La Responsabilidad del contenido de este Trabajo de Titulación Especial,
me corresponde exclusivamente; y patrimonio intelectual del mismo a la
Facultad de Ingeniería Industrial de la Universidad de Guayaquil”.
Ing. Ind. Guerrero Díaz Christian Darwin C.C. 0920057288
iv
DEDICATORIA
Dedicatoria a mis padres, mi esposa y a mis hijos por su
permanente apoyo con espíritu alentador, contribuyendo
incondicionalmente a lograr mis metas y objetivos propuestos.
v
AGRADECIMIENTO
Agradezco a Dios por la vida que me regala todos los días y la
oportunidad de poder compartir con todos mis seres amados.
Agradezco a mis padres, Teresa y Francisco, por sus enseñanzas,
paciencia y amor constante, especialmente a mi madre por ser la mujer
que siempre me ha acompañado en mis alegrías, tristeza, triunfo y
fracasos. Gracias mamita.
Agradezco a mi amor Carla Anabel por su amor, compresión y
constante apoyo en este proyecto.
Agradezco a mis hijos, Josué y Jacobo por su compresión en este
tiempo que estuve realizando este proyecto.
Agradezco a mi hermano, Cesar por su colaboración y compresión
económica para la culminación de esta tesis.
Agradezco a mis compañeros y amigos de maestría por las
inolvidables experiencias vividas.
vi
ÍNDICE GENERAL
N° Descripción Pág.
INTRODUCCIÓN 1
CAPÍTULO I
MARCO TEÓRICO
N° Descripción Pág.
1.1 Teorías Generales 10
1.2 Enfermedad Profesional (artículo 200 código
sustantivo del trabajo) 10
1.3 Medidas de Prevención y Control 10
1.4 Radiaciones Ionizantes 11
1.5 Referencia Empírica 11
CAPÍTULO II
MARCO METODOLÓGICO
N° Descripción Pág.
2.1 Metodología 4
2.2 Métodos 4
2.2.1 Proceso de evaluación de riesgos: método
simplificado del INSHT 15
2.3 Clasificación de las actividades de trabajo 15
2.4 Análisis de riesgos 16
2.4.1 Identificación de peligros 16
2.4.2 Estimación del riesgo 17
2.4.3 Severidad del daño 17
2.4.4 Probabilidad de que ocurra el daño 17
vii
N° Descripción Pág.
2.4.5 Valoración del riesgo 19
2.5 Análisis de seguridad en el trabajo 20
2.6 Fotograma 20
2.7 Hipótesis 20
2.8 Operacionalización de variables 20
2.9 Identificación de riesgos del puesto de trabajo 22
2.9.1 Presupuesto y Planificación 22
2.9.2 Capacitación 22
2.9.3 Dimensiones 22
2.9.4 Instrumentos 23
2.9.5 Método INSHT 23
2.9.6 Auditoría 23
2.9.7 Matriz de riesgos 23
2.9.8 Registro de capacitación 23
2.9.9 Unidad de análisis 24
2.9.10 Gestión de datos 24
2.9.11 Criterios éticos de la investigación 24
CAPÍTULO III
RESULTADOS
N° Descripción Pág.
3.1 Antecedentes de la unidad de análisis o población 25
3.2 Diagnóstico o estudio de campo 25
CAPÍTULO IV
DISCUSIÓN
N° Descripción Pág.
4.1 Contrastación empírica 28
4.2 Resultados 29
viii
CAPÍTULO V
PROPUESTA DE CONTROL
N° Descripción Pág.
5.1 Modelo 32
5.2 Organización 33
5.3 Promoción en Salud 34
5.4 Beneficios 35
5.5 Costos 35
5.6 Inversión 35
5.7 Conclusiones y recomendaciones 37
5.7.1 Conclusiones 37
5.7.2 Recomendaciones 38
ANEXOS 39
BIBLIOGRAFÍA 103
ix
ÍNDICE DE TABLAS
N° Descripción Pág.
1 Matriz probabilidad, vulnerabilidad y consecuencia 18
2 Acción y temporización de riesgos 19
3 Categoría dimensiones instrumentos y unidades
de estudio CDIU 21
4 Resumen de la estimación de riesgos 26
5 Resumen de lo riesgos físico radiación ionizantes 28
6 Costo para implementación de propuesta 36
7 Proyección de las actividades a implantarse 36
8 Especificaciones radiológicas 37
x
ÍNDICE DE DIAGRAMAS
N° Descripción Pág.
1 Árbol de los problemas 3
xi
ÍNDICE DE GRÁFICOS
N° Descripción Pág.
1 Porcentaje del resumen de la estimación de riesgos 26
xii
ÍNDICE DE FIGURAS
N° Descripción Pág.
1 Tipos de fragmentación del ADN mediante
la técnica ensayo o cometa 30
2 Aberraciones cromosómicas 31
3 Modelo 33
xiii
ÍNDICE DE ANEXOS
N° Descripción Pág.
1 A.S.T. del operador del densímetro nuclear 40
2 Fotograma del manejo del decímetro nuclear 41
3 Procedimiento para la utilización y protección
Radiológica 42
xiv
AUTOR: ING. IND. GUERRERO DÍAZ CHRISTIAN DARWIN TEMA: PROPUESTA DE MODELO PARA PROTECCIÓN EN
TRABAJADORES QUE ESTÁN EXPUESTO A DOSIS DE RADIACIONES IONIZANTES
DIRECTOR: ING. IND. OVIEDO QUIÑONEZ ROBERTO, MSC.
RESUMEN
El presente estudio se realizó en la empresa de construcciones de viviendas MEGAOBRA S.A., el objetivo principal es realizar una propuesta de modelo para protección en trabajadores que están expuestos a dosis de radiación ionizantes que sirva a la empresa para la implementación posterior del mismo en caso de así requerirlo y que le permita poder alinear y optimizar la gestión del proceso. El estudio se efectúo de la siguiente manera: se levantó un diagnóstico de la situación inicial de la empresa basada en el cumplimiento de la normativas legales, Código del Trabajo, Decreto Ejecutivo 2393, Ministerio de Electricidad y Energía Renovables (MEER), Subsecretaria de Control y Aplicación Nuclear (SCAN), Reglamento de Seguridad Radiológica , posteriormente y en base a los resultados de este diagnóstico se define el proceso del diseño del sistema de Gestión de Seguridad que permita integrar o interactuar a este sistema en sus requisitos comunes entre ellos que la política integrada, control de documentos y registros, control de acciones correctivas y preventivas, control del proceso, adicionando el proceso y procedimientos necesarios que la empresa debe de adoptar para el cumplimiento de los requisitos del sistema de gestión de seguridad. En base a los resultados obtenidos, se realizó la propuesta de la guía metodológica que permita la implementación del sistema en caso de así requerirlo MEGAOBRA S.A. PALABRAS CLAVES: Código, Trabajo, Electricidad, Energía,
Radiaciones, Nucleares, Seguridad, Higiene, Industrial, Salud, Ocupacional.
Ing. Ind. Guerrero Díaz Christian Ing. Ind. Oviedo Q. Roberto, Msc. C.C. 0920057288 Director del trabajo
xv
AUTHOR: IND. ENG. GUERRERO DÍAZ CHRISTIAN DARWIN SUBJECT: PROPOSED MODEL FOR PROTECTION IN WORKERS
WHO ARE EXPOSED TO IONIZING RADIATION DOSES DIRECTOR: IND. ENG. OVIEDO QUIÑONEZ ROBERTO, MSC.
ABSTRACT
This study was conducted in the company of apartment buildings mega-project SA, the main objective is to make a proposed model for protection workers who are exposed to doses of ionizing radiation that serves the company for the subsequent implementation of it in case thus require it and that allows you to align and optimize process management. The study was performed as follows: a diagnosis of the initial situation of the company based on compliance with legal regulations, Labour Code, Executive Decree 2393, Ministry of Electricity and Renewable Energy (MEER), Undersecretary of Control rose and Nuclear Application (SCAN), Radiological Safety Regulations, subsequently and based on the results of this diagnostic process system design Security Management that allows to integrate or interact with the system in its common requirements defined including the integrated policy, document control and records control, corrective and preventive actions, process control, adding the process and procedures that the company must take to comply with the requirements of safety management system. Based on the results obtained, the proposed methodological guide that allows the implementation of the system in case of mega-project was carried out so require it by S.A. KEY WORDS: Code, Work, Electricity, Energy, Radiation, Nuclear,
Security, Hygiene, Industrial, Health, Occupational.
Ind. Eng. Guerrero Díaz Christian Ind. Eng. Oviedo Q. Roberto, Msc. C.C. 0920057288 Director of work
INTRODUCCIÓN
a. Antecedente
El presente estudio fue realizado en la empresa MEGAOBRA S.A.
(Ver Anexo 1) empresa privada que opera desde 2008, en la ciudad de
Guayaquil, ubicada entre la Avenida de Carlos Luis Plaza Dañin Numero
300 Edificio Centro Comercial Plaza Quil Oficina 12 dedica a la actividad
de construcción de viviendas, ubicada a media cuadra del supermercado
Mi Comisariato.
En la actualidad la empresa en mención cuenta con un total de 52
colaboradores.
El desarrollo de sus actividades se encuentra enmarcada de
acuerdo a la Clasificación Internacional Industrial Unificada (CIIU. 6810)
considerada de alto riesgo, con calificación 9, código F sector
construcción en una escala de riesgos del 03 al 09.
La categorización del riesgo por sectores y actividades productivas
del ministerio de trabajo y empleo del Ecuador.
La metodología que se aplicará en el presente estudio será a
través de la investigación de campo, mediante la observación directa de
las actividades, entrevistas y encuestas las que permitan determinar las
condiciones actuales de trabajo, lo que nos permitirá plantear las posibles
alternativas de solución a los problemas encontrados, cuantificando los
costos de las propuestas planteadas, determinando un plan de inversión y
financiamiento.
Introducción 2
En la primera parte se encuentran los conceptos básicos y los
aspectos teóricos que han sido utilizados en el proyecto, además de
información útil, como las bases legales, técnicas y metodológicas.
El siguiente capítulo ofrece información acerca de la situación
actual, respecto al control y seguridad de la tarea que realiza el operador
del dosímetro nuclear, la cual no posee un sistema activo de control y
seguridad en el trabajo.
En el tercer capítulo se detallan las actividades que la empresa
realiza, analizando las tareas, identificando peligros, y evaluando riesgos
que se encuentran presentes en la ejecución de las mismas.
En base a este análisis se realizó el diseño del Sistema de Gestión
en Control y Seguridad Industrial, considerando aspectos que éste
debería contener de acuerdo a la situación actual de la empresa, y el
diseño de la aplicación de acuerdo al capítulo x del Reglamento de
seguridad radiológica y del Ministerio de Electricidad y Energía Renovable
(subsecretaría de control y aplicación nucleares).
Al final de este trabajo se hallan las conclusiones y
recomendaciones pertinentes que permitirán la implementación adecuada
de la gestión de seguridad industrial de la empresa que ha sido objeto de
análisis.
b. Delimitación del problema
En el siguiente estudio identificaremos los factores de riesgos en el
puesto del operador del Densímetro Nuclear y posteriormente realizar y
diagnosticar con un fotograma y un análisis de seguridad en el trabajo
(AST), cuando el trabajador realiza las tareas de medición, aspectos que
Introducción 3
LEUCEMIA CANCER TIROIDES
ALTERACIONES EN
LA MORFOLOGÍA DE
LOS CROMOSOMAS
INTEGRIDAD DEL ADN INFERTILIDAD
FALTA DE
PROCEDIMIENT
O PARA LA
OPERACIÓN
CON EL EQUIPO
FALTA DE
CALIBRACIONES
DOSIMETRICAS
AUTORIZACIÓN
PARA OFICIALES DE
SEGURIDAD
RADIOLÓGICA
CAPACITACIÓN EN
MATERIA DE
SEGURIDAD
RADIOLÓGICA
EMISIÓN DE
LICENCIA
INSTITUCIONAL EN
MATERIA DE
SEGURIDAD
RADIOLÓGICA
EVALUACIÓN
DOSIMÉTRICA
INSPECCIÓN DE
SEGURIDAD
RADIOLÓGICA
FALTA DEL
REGLAMENTO
RADIOLÓGICA
EXPOSICIÓN A DOSIS DE RADIACIÓN IONIZANTES A COLABORADORES EXPUESTOS POR EL
DENSÍMETRO NUCLEAR.
PR
OB
LEM
AE
FE
CT
OS
SECRETARÍA DE APLICACIONES NUCLEARES.
MINISTERIO DE ELECTRICIDAD Y ENERGÍA RENOVABLES
MALFORMACIONES
CA
US
AS
servirán para determinar efecto en la salud de personal que se dedica a
esta actividad y prevenir los accidentes y enfermedades profesionales.
Con lo descrito anteriormente planteamos nuestro problema
principal, las causas y los efectos aplicando la técnica del árbol de
problema que detallamos a continuación:
DIAGRAMA N° 1
ÁRBOL DE LOS PROBLEMAS
Fuente: Investigación De Campo Elaborado por: Ing. Ind. Guerrero Díaz Christian
c. Problema Central
Se observa persona expuesta a dosis de radiación; lo que induce la
muerte celular provocando la pérdida de funcionalidad de uno o varios
tejidos. Cuando el contacto con la radiación ionizante potencias eventos
de daños ya presentes en el individuo, provocando sinergismo entre las
alteraciones genómicas y los efectos producidos por la radiación.
Introducción 4
d. Causas
En las causas del problema principal observamos que no existe
procedimiento para el manejo del Dosímetro Nuclear y la falta de Gestión
al Ministerio de Electricidad y Energía Renovable, que incluya prepuesto
para cada uno de los requisitos técnicos legal a cumplir, esto dificulta
realizar exámenes médicos de acuerdo a este puesto de trabajo, realizar
identificaciones de riesgos por puesto, evaluar y medir acuerdo a la
estimación de la matriz identificación riesgos, elaborar un procedimiento
de acuerdo a los riesgos expuesto a este puesto de trabajo.
e. Efectos
Los efectos que se genera del problema principal y sus causas es
el incumplimiento de las normas de seguridad radiactivas, exponiéndose a
futuras sanciones por los organismos de control, paralizaciones en el
proceso, ausentismo laboral, aumenta la probabilidad de accidentes y
enfermedades profesionales.
f. Formulación del problema:
¿Existe la necesidad de identificar los riesgos, para determinar la
estimación de los mismos y posteriormente realizar la evaluación física
del puesto del operador del densímetro nuclear para elaborar una
propuesta de modelo para protección que lleven a minimizar los riesgos?
g. Justificativo
En los actuales momentos la empresa desarrolla sus actividades
en un marco laboral, donde se da prioridad la producción y el
cumplimiento del trabajo operativo, dejando de lado la salud y bienestar
de los trabadores, dándole muy poca importancia a la gestión en materia
Introducción 5
de seguridad laboral, en el año 2000 – 2008 en el ecuador se realizó un
Biomonitoreo Genético De Individuos Expuestos A Radiación Ionizante
Relación Con El Desarrollo De Cáncer. Se realizaron las encuestas de los
41 individuos que cumplieron los criterios de inclusión en el estudio, 20
pertenecientes al grupo de expuestos a rayos x y 21 pertenecientes al
grupo de control. Del total de individuos analizados 16 fueron hombres y
25 mujeres, siendo 12 hombres y 8 mujeres de los expuestos y 4 hombres
y 17 mujeres del grupo control.
El promedio de edad del grupo de expuestos es de 37 años,
mientras que la edad del grupo de expuestos es de 37 años, mientras que
la edad promedio de los controles es de 33 años, dentro de los
antecedentes patológicos personales y familiares de los casos y controles
no se encontraron datos de relevancia para el estudio, es decir
antecedentes de cáncer y uso de tratamientos antineoplásticos,
infertilidad, esterilidad, enfermedad genéticas, malformaciones o abortos.
El tiempo que los pacientes estuvieron expuestos a radiación de 1 a 21
años, por lo cual se cree conveniente iniciar un análisis de riesgos que
permita minimizar algunas enfermedades laborales y beneficiar tanto el
entorno de los colaboradores, en pro-desarrollo de sus actividades
desempeñadas.
En función a los antecedentes mencionados, Organismos de
Control y Estatutos Jurídicos del Estado Ecuatoriano como es el Instituto
Ecuatoriano Seguridad Social IESS y el Ministerio de Trabajo,
Reglamento de Seguridad Radiológica, Ministerio de Electricidad y
Energía Renovables, sustentado en su marco legal correspondiente,
Código de trabajo, Decreto Ejecutivo 2393, Reglamento de Seguridad y
Salud en el Trabajo que determina que los empleadores están obligados a
brindar a sus trabajadores condiciones de trabajo que no presenten
peligro para su salud o su vida”. (Código de trabajo Capítulo V De la
prevención de los riesgos, de las medidas de seguridad e higiene, de los
Introducción 6
puestos de auxilio, y de la disminución de la capacidad para el trabajo,
Art. 416.), y otros organismos nacionales e internacionales, como la
Organización Mundial de la Salud (OMS), Organización Internacional del
Trabajo OIT y la Comunidad Andina de Naciones a través del Reglamento
del Instrumento Andino de Seguridad y Salud en el trabajo, se estableció
la necesidad de una propuesta para prevención de riesgos laborales, el
mismo que será empleado para normalizar los diferentes métodos,
procesos y procedimientos que serán aplicados en la tarea a realizar.
El incumplimiento de las normas de prevención de riesgos
laborales puede dar lugar a sanciones por parte de los entes reguladores
y verificadores en prevención de riesgos laborales como son el Instituto
Ecuatoriano de Seguridad Social IESS y el Ministerio de Trabajo, que
pueden llegar hasta la suspensión de las actividades o el cierre de los
lugares o medios colectivos de labor, en los que se atentare o afectare a
la salud y seguridad e higiene de los trabajadores, o se contraviniere a las
medidas de seguridad e higiene dictadas, sin perjuicio de las demás
sanciones legales (Código de trabajo Capítulo V De la prevención de los
riesgos, de las medidas de seguridad e higiene, de los puestos de auxilio,
y de la disminución de la capacidad para el trabajo, Art. 443).
Es necesario e imprescindible cumplir con las normas de
prevención de riesgos laborales para evitar los daños o pérdidas que se
puedan afectar la salud, seguridad de los trabajadores y la producción de
la empresa, con el fin de consolidar un buen desempeño en sus
actividades diarias.
h. Objeto de estudio
Desarrollar e implementar una propuesta de modelo para el puesto
del operador del densímetro nuclear, y lograr un ambiente de trabajo
seguro y saludable para el trabajador.
Introducción 7
i. Objetivos de la investigación
ii. Objetivo General
Desarrollar una propuesta de modelo para protección en
trabajadores expuestos a Dosis de Radiaciones Ionizantes en la industria
de la construcción de obra civil, desarrollando métodos adecuados para la
prevención y protección y así poder reducir enfermedades ocupacionales.
iii. Objetivo Específico
Los objetivos específicos son los siguientes:
Analizar los daños que ocasiona la radiación ionizante en la salud del
operador del densímetro nuclear debido a la exposición.
Aplicar la legislación, normas y recomendaciones Nacionales e
Internacionales sobre la protección de los trabajadores expuestos a
radiaciones ionizantes.
Aplicar medidas para minimizar los efectos nocivos de la radiación
ionizante a nivel genético de las personas expuestas.
Estudiar y medir los niveles de exposición a radiaciones (alfa, beta y
gamma) en los frentes de trabajo.
Proponer medidas de prevención y de protección, tanto colectivas
como individuales y así minimizar el riesgo para la salud de los
trabajadores expuesto a las radiaciones ionizantes.
Identificar los impactos en la salud de los trabajadores en el puesto del
operador del densímetro nuclear que se relacionan con los factores de
riesgo físico (radiación ionizante).
Introducción 8
j. Teoría Sustantiva
jj. La novedad científica
Biomonitoreo genético de individuos expuestos a radiación
ionizante y su relación con el desarrollo de cáncer. Artículos rayos X
revista oncología del 15-03-2010, manifiesta los siguientes:
jjj. Radiación Ionizante
Es considerada un genotóxico por su capacidad de interactuar con
el ADN. Un tipo de radiación ionizante son los rayos X, los cuales desde
sus descubrimientos han sido asociados con el aparecimiento de
patologías radio inducidas.
Durante los primeros años de uso de los rayos X se reportaron
casos de lesiones de piel, alteraciones hematológicas y cáncer. Desde
1950 se implementaron normas de protección como disminuir la dosis
límite de radiación y el uso de medidas de protección personal para
disminuir la presencia de patologías radio –inducidas.
Ron y Yoshinaga, observaron en sus investigación que los
radiólogos que trabajaron antes del año 1950 presentaron enfermedades
como leucemia, cáncer de mama, tiroides y que posteriormente a este
año los casos reportados han sido muchos menores, lo que indicó que era
eficaz la recomendación de protección personal y la disminución de dosis
de radiación en personal de la salud de 1950 y luego de analizar lo
sucedido en las poblaciones afectadas por la caída de la bomba atómica,
los efectos que causan las dosis bajas de radiación son controversiales.
El monitoreo genético permite analizar si las población expuestas a
agentes genotóxicos como los rayos X, presentan alteraciones en la
morfología de los cromosomas y en la integridad del ADN, y que a futuro
Introducción 9
podrían desencadenar enfermedad genética. La utilidad del monitoreo
genético radica en demostrar y determinar la relación entre el daño
genético y la radiación ionizante. Además permite realizar
recomendaciones para prevenir enfermedades.
Existen dos tipos de efectos causados por la exposición a la
radiación sobre la salud: determinístico, se observan en personas
expuestas a altas dosis de radiación; lo que induce la muerte celular
provocando la pérdida de funcionalidad de uno o varios tejidos. Los
estocásticos, cuando el contacto con la radiación ionizante potencia
eventos de daño ya presentes en el individuo, provocando sinergismo
entre las alteraciones genómicas y los efectos producidos por la radiación.
La carcinogénesis radio inducida consiste en el desarrollo de los
eventos de iniciación, promoción y progresión, los cuales se producen
luego de la exposición a la radiación y provocan alteraciones que
predisponen la aparición de cáncer. Los daños que la radiación ionizantes
producen a la macromoléculas y al genoma son el daño directo que
consiste en la alteración de la estructura del ADN, pérdida o cambio de
una base debido a los dímeros de timina, deleciones y/o cambios de
secuencias, rotura de doble y simple cadena. El daño indirecto produce la
formación de radiales libres principalmente de la ionización del agua,
convirtiéndola en radiales superóxidos e hidroxilo.
Otras moléculas sensibles a los rayos X son los lípidos de la
membrana celular, porque se altera su estructura afectando la
permeabilidad de la membrana y las enzimas que pierde su actividad. Se
pueden alterar las mitocondrias, causando muerte celular inmediata por
fallo mitocondrial al desorganizarse las crestas mitocondriales y la cadena
de fosforilación oxidativa.
CAPÍTULO I
MARCO TEÓRICO
1.1 Teorías Generales
A continuación se definirán algunos conceptos básicos de Control y
Seguridad Industrial, necesarios para un mejor entendimiento.
1.2 Enfermedad Profesional (artículo 200 código sustantivo del
trabajo)
Se entiende por enfermedad profesional todo estado patológico
que sobrevenga como consecuencia obligada de la clase de trabajo que
desempeña el trabajador o del medio en que se ha visto obligado a
trabajar, bien sea determinado por agentes físicos, químicos o biológicos.
1.3 Medidas de Prevención y Control
Se refiere a las intervenciones para minimizar o controlar los
riesgos. Las medidas de prevención y control pueden ser: En la fuente,
cuando las medidas de control se establecen en la fuente generadora del
riesgo, ejemplos: mantenimiento preventivo de un motor, rediseño de un
proceso, sustitución de materias primas, etc. En el medio, cuando las
medidas de control se establecen entre la fuente y las personas,
ejemplos: uso de ayudas mecánicas para mover objetos pesados, uso de
mamparas en actividades de soldadura, uso de cabinas extractoras para
gases y vapores, etc. En las personas, cuando las medidas de control se
aplican en las personas, ejemplos: limitación del tiempo de exposición al
riesgo, uso de elementos de protección personal (respiradores, cascos).
Marco teórico 11
Al considerar la implementación de medidas de control se debe
tener en cuenta primero si es viable establecer medidas en la fuente, si no
es posible, considerar controles en el medio y por último en las personas;
también se puede considerar la combinación de estas medidas.
Radiactividad.- Es un fenómeno natural presente en diversos
minerales de la corteza terrestre, en los rayos cósmicos, en el aire que
respiramos e incluso en alimentos. Las radiaciones y las sustancias
radiactivas tienen muchas aplicaciones útiles, que van desde la
generación de electricidad hasta los usos en la medicina, la industria y la
agricultura.
1.4 Radiaciones Ionizantes
Son aquellas radiaciones con energía suficiente para ionizar la
materia, extrayendo los electrones de sus estados ligados al átomo.
1.5 Referencia Empírica
(Robert N. Cherry, Jr.), La radiación ionizante está en todas partes.
Llega desde el espacio exterior en forma de rayos cósmicos. Está en el
aire en forma de emisiones del radón radiactivo y su progenie. Los
isótopos radiactivos que se originan de forma natural entran y
permanecen en todos los seres vivos.
Es inevitable. De hecho, todas las especies de este planeta han
evolucionado en presencia de la radiación ionizante. Aunque los seres
humanos expuestos a dosis pequeñas de radiación pueden no presentar
de inmediato ningún efecto biológico aparente, no hay duda de que la
radiación ionizante, cuando se administra en cantidades suficientes,
puede causar daños. El tipo y el grado de estos efectos son bien
conocidos.
Marco teórico 12
Si bien la radiación ionizante puede ser perjudicial, también tiene
muchas aplicaciones beneficiosas. El uranio radiactivo genera electricidad
en centrales nucleares instaladas en muchos países. En medicina, los
rayos X permiten obtener radiografías para el diagnóstico de lesiones y
enfermedades internas. Los médicos especializados en medicina nuclear
utilizan material radiactivo como trazadores para formar imágenes
detalladas de estructuras internas y estudiar el metabolismo.
En la actualidad se dispone de radiofármacos terapéuticos para
tratar trastornos como el hipertiroidismo y el cáncer. Los médicos utilizan
en radioterapia rayos gamma, haces de piones, haces de electrones,
neutrones y otros tipos de radiación para tratar el cáncer. Los ingenieros
emplean material radiactivo en las operaciones de registro de pozos
petrolíferos y para medir la densidad de la humedad en los suelos.
La radiación ionizante consiste en partículas, incluidos los fotones,
que causan la separación de electrones de átomos y moléculas. Pero
algunos tipos de radiación de energía relativamente baja, como la luz
ultravioleta, sólo puede originar ionización en determinadas
circunstancias. Para distinguir estos tipos de radiación de la radiación que
siempre causa ionización, se establece un límite energético inferior
arbitrario para la radiación ionizante, que se suele situar en torno a 10
kiloelectronvoltios (keV).
La radiación ionizante directa consta de partículas cargadas, que
son los electrones energéticos (llamados a veces negatrones), los
positrones, los protones, las partículas alfa, los mesones cargados, los
muones y los iones pesados (átomos ionizados).
Este tipo de radiación ionizante interactúa con la materia sobre
todo mediante la fuerza de Coulomb, que les hace repeler o atraer
electrones de átomos y moléculas en función de sus cargas.
Marco teórico 13
Los efectos perjudiciales de la radiación ionizante sobre la salud
humana son de una gran diversidad, y abarcan desde lesiones con
resultado fatal rápido a cánceres, defectos de nacimiento y trastornos
hereditarios que aparecen meses, años o decenios después. La
naturaleza, frecuencia y gravedad de los efectos dependen de la radiación
en cuestión, así como de la dosis y las condiciones de exposición. La
mayoría de esos efectos exigen niveles relativamente altos de exposición
y sólo se encuentran, por lo tanto, en víctimas de accidentes, pacientes
sometidos a radioterapia u otras personas que recibieron irradiaciones
intensas.
En cambio, se supone que los efectos genotóxicos y cancerígenos
de la radiación ionizante aumentan en frecuencia como funciones lineales,
sin umbral, de la dosis; por consiguiente, si bien no puede excluirse la
existencia de umbrales para estos efectos, se supone que su frecuencia
aumenta con cualquier nivel de exposición. Para la mayoría de los efectos
de la radiación, la sensibilidad de las células expuestas varía según su
tasa de proliferación y en relación inversa con su grado de diferenciación,
por lo que el embrión y el niño en crecimiento son los más vulnerables.
CAPÍTULO II
MARCO METODOLÓGICO
2.1 Metodología
Para este estudio de caso realizaremos visitas de campo,
observación directa para recopilar información y poder identificar y estimar
los riesgos que está expuesto el operador del Densímetro Nuclear, el otro
objetivo es realizar la evaluación de riesgos, aplicando método
reconocidos como es el de INSHT para identificar los riesgos, un Análisis
de Seguridad en el Trabajo (A.S.T.), un fotograma de la terea realizada, y
así elaborar un plan de acción que permita realizar mejoras y minimizar el
riesgo físico con el peligro identificado de la radiación ionizantes
expuesta que se expone el operador y los colaboradores en su entorno.
2.2 Métodos
La modalidad de presente estudio fue de visitas de campo,
observación directa ya que los datos fueron recopilados en el puesto de
trabajo de operador del Dosímetro Nuclear; además se revisó información
documental de la parte organizativa del puesto para reforzar los
conocimientos del caso estudiado.
Los métodos que utilizaremos para este estudio son método
simplificado del Instituto Nacional de Seguridad e Higiene en el Trabajo de
España (INSHT) para identificar los diferentes factores de riesgos, un
A.S.T. (Análisis de Seguridad en el Trabajo), y un fotograma de la
actividad que nos permitirá evaluar el puesto de trabajo del operador del
densímetro nuclear.
Marco metodológico 15
2.2.1 Proceso de evaluación de riesgos: método simplificado del
INSHT
La evaluación de los riesgos laborales es el proceso dirigido a
estimar la magnitud de aquellos riesgos que no hayan podido evitarse,
obteniendo la información necesaria para que el empresario esté en
condiciones de tomar una decisión apropiada sobre la necesidad de
adoptar medidas preventivas y en tal caso, sobre el tipo de medidas que
se deben adoptarse.
Gran parte de los riesgos que se presenta en el puesto de trabajo
derivan de la operación del dosímetro nuclear para los cuales existe una
legislación nacional de seguridad radiológica.
Un proceso general de evaluación de riesgos se compone de las
siguientes etapas:
2.3 Clasificación de las actividades de trabajo
Un paso preliminar a la evaluación de riesgos es preparar una lista
de actividades de trabajo, agrupándolas en forma racional y manejable.
Una posible forma de clasificar las actividades de trabajo es la siguiente:
a. Áreas externas a las instalaciones de la empresa.
b. Etapas en el proceso de producción o en el suministro de un servicio.
c. Trabajos planificados y de mantenimiento.
d. Tareas definidas, por ejemplo inspección del equipo.
Para cada actividad de trabajo puede ser preciso obtener
información, entre otros, sobre los siguientes aspectos:
a. Tareas a realizar. Su duración y frecuencia.
Marco teórico 16
b. Lugares donde se realiza el trabajo.
c. Quien realiza el trabajo, tanto permanente como ocasional.
d. Otras personas que puedan ser afectadas por las actividades de
trabajo (por ejemplo: visitantes, contratista y subcontratistas).
e. Formación que han recibido los trabajadores sobre la ejecución de sus
tareas.
f. Procedimientos escritos de trabajo, y/o permisos de trabajo.
g. Instalaciones, maquinaria y equipos utilizados.
h. Herramientas manuales y transportación del equipo.
i. Instrucciones de fabricantes y suministradores para el funcionamiento
y mantenimiento del equipo.
j. Tamaño, forma, carácter de la superficie y peso de los materiales a
manejar.
k. Sustancias y productos utilizados y generados en el trabajo.
l. Requisitos de la legislación vigente sobre la forma de hacer el trabajo,
instalaciones, maquinaria y sustancias utilizadas.
m. Medidas de control existentes.
n. Datos reactivos de actuación en prevención de riesgos laborales:
incidentes, accidentes, enfermedades laborales derivadas de la
actividad que se desarrolla, de los equipos y de las sustancias
utilizadas. Debe buscarse información dentro y fuera de la
organización.
o. Datos de evaluaciones de riesgos existentes, relativos a la actividad
desarrollada.
p. Organización del trabajo.
2.4 Análisis de riesgos
2.4.1 Identificación de peligros
Para llevar a cabo la identificación de peligros hay que preguntarse
tres cosas:
Marco teórico 17
a. ¿Existe una fuente de daño?
b. ¿Quién (o qué) puede ser dañado?
c. ¿Cómo puede ocurrir el daño?
2.4.2 Estimación del riesgo
Para cada peligro detectado debe estimarse el riesgo,
determinando la potencial severidad del daño (consecuencias) y la
probabilidad de que ocurra el hecho.
2.4.3 Severidad del daño
Para determinar la potencial severidad del daño, debe
considerarse:
a. Partes del cuerpo que se verán afectadas.
b. Naturaleza del daño, graduándolo desde ligeramente dañino a
extremadamente dañino.
2.4.4 Probabilidad de que ocurra el daño.
La probabilidad de que ocurra el daño se puede graduar, desde
baja hasta alta, con el siguiente criterio:
Probabilidad alta: El daño ocurrirá siempre o casi siempre.
Probabilidad media: El daño ocurrirá en algunas ocasiones.
Probabilidad baja: El daño ocurrirá raras veces.
A la hora de establecer la probabilidad de daño, se debe considerar
si las medidas de control ya implantadas son adecuadas. Los requisitos
legales y los códigos de buena práctica para medidas específicas de
Marco teórico 18
control, también juegan un papel importante. Además de la información
sobre las actividades de trabajo, se debe considerar lo siguiente:
a. Trabajadores especialmente sensibles a determinados riesgos
(características personales o estado biológico).
b. Frecuencia de exposición al peligro.
c. Fallos en el servicio. Por ejemplo: electricidad y agua.
d. Fallos en los componentes del equipo, así como en los dispositivos de
protección.
e. Exposición al equipo.
f. Protección suministrada por los EPI y tiempo de utilización del equipo.
g. Actos inseguros de las personas (errores no intencionados y
violaciones intencionadas de los procedimientos):
El cuadro siguiente da un método simple para estimar los niveles
de riesgo de acuerdo a su probabilidad estimada y a sus consecuencias
esperadas.
TABLA No. 1
MATRIZ PROBABILIDAD, VULNERABILIDAD Y CONSECUENCIA
Fuente: Real Decreto 39/1997 INSHT Elaborado por: Ing. Ind. Guerrero Díaz Christian
Marco teórico 19
2.4.5 Valoración del riesgo
Los niveles de riesgos indicados en el cuadro anterior, forman la
base para decidir si se requiere mejorar los controles existentes o
implementar unos nuevos, así como la temporización de las acciones.
En la tabla siguiente se muestra un criterio sugerido como punto de
partida para la toma de decisión. La tabla también indica que los
esfuerzos precisos para el control de los riesgos y la urgencia con la que
deben adoptarse las medidas de control, deben ser proporcionales al
riesgo.
TABLA N° 2
ACCIÓN Y TEMPORIZACIÓN DE RIESGOS
Fuente: Real Decreto 39/1997 INSHT Elaborado por: Ing. Ind. Guerrero Díaz Christian
Marco teórico 20
2.5 Análisis de seguridad en el trabajo
Es un método para identificar los riesgos de accidentes potenciales
relacionados con cada etapa de un trabajo y el desarrollo de soluciones
que en alguna forma eliminen o controlen estos riesgos. Forma de hacer un
A.S.T. Los cuatros pasos básicos para efectuar un A.S.T. son:
1. Seleccionar el trabajo que se va a analizar.
2. Dividir el trabajo en etapas sucesivas.
3. Identificar los riesgos de accidentes potenciales.
4. Desarrollar maneras de eliminar los riesgos de accidente potenciales.
2.6 Fotograma
Un fotograma es cada una de las imágenes impresionadas
químicamente en la tira de celuloide del cinematógrafo, cuando
una secuencia de fotogramas es visualizada de acuerdo a una
determinada frecuencia de imágenes por segundo se logra generar la
sensación de movimiento en el espectador.
2.7 Hipótesis
La Identificación y la evaluación del riesgo realizado por un A.S.T.,
acompañado de un fotograma, en el puesto del operador del Dosímetro
Nuclear, demostrará que hay una afectación a la salud del colaborador y
de los colaboradores en su entorno, por causa del mal manejo del equipo.
2.8 Operacionalización de variables
La problemática planteada para el estudio del caso está
representada el árbol del problema, como podemos observar en el
diagrama Nº 1, donde determinamos las causas y efectos. El árbol del
Marco teórico 21
problema nos permite diagnosticar la situación actual de enfermedades
laborales en el puesto del Operador del Densímetro Nuclear. Partiendo
del árbol del problema elaboramos la matriz CDIU (Tabla#3), donde
describimos las categorías, las dimensiones instrumentos y la unidad de
análisis.
TABLA Nº 3
CATEGORÍA DIMENSIONES INSTRUMENTOS
Y UNIDADES DE ESTUDIO CDIU
CATEGORIA DIMENSIONES INSTRUMENTOS UNIDADES DE ANALISIS
Factor de Riesgo Mecánico
Factor de Riesgo Físico
Factor de Ríesgo Químico
Factor de Ríesgo Ergonómico
Factor de Ríesgo Psicosocial
AutorizaciónPara oficiales de Seguridad
Radiológica
Ministerio de
Electricidad y
Energia
Renovables.
Secretaria de
Aplicaciones
Nucleares.
Operador del
Densímetro Nuclear.
Materia de Seguridad
Radíologica
Emisión de Licencia
Institucional en materia de
Seguridad Radiológica.
Emisión de Licencia Personal
en materia de Seguridad
Radiológica.
EquipoFalta de Calibracion
Dosímetrica
Dosimetro
personal
Operador del
Densímetro Nuclear
Matriz de Planificación S.S.O. Auditoría
Falta de Técnico de S.S.O. 4to
nivel
Auditoría -
Procedimiento
para la
Operación del
Equipo
Presupuesto
y
Planificación
Operador del
Densímetro Nuclear
Identificación
de Riesgos
A.S.T.
Metodo INSHTOperador del
Densímetro Nuclear.
Capacitación
Ministerio de
Electricidad y
Energia
Renovables.
Secretaria de
Aplicaciones
Nucleares.
Operador del
Densímetro Nuclear.
Fuente: Árbol del Problema del Operador del Densimetro Nuclear Elaborado por: Ing. Ind. Guerrero Díaz Christian
Marco teórico 22
Categorías; están representado en el diagrama Nº 1, árbol del
problema entre las que constan las causas del problema:
2.9 Identificación de riesgos del puesto de trabajo
La falta de identificación de los peligros para cada factor de riesgos
es un aspecto importante para realizar la estimación de los riesgos en el
puesto de trabajo.
2.9.1 Presupuesto y Planificación
Las falta de presupuesto, planificación y técnico competente de 4to
Nivel para el área seguridad y salud son aspectos importantes diseñar e
implementar medidas preventiva en SST.
2.9.2 Capacitación
La ausencia de un plan de capacitación de acuerdo a los riesgos y
falta de recursos económicos, dificulta lograr una cultura en seguridad y
salud en los empleados de la empresa.
2.9.3 Dimensiones
Describimos por cada una de las categorías variables que se
pueden dimensionar y que servirán para la construcción del estudio
cuantitativo – cualitativo del caso de estudio, entre las que podemos citar:
Factores de riesgos (mecánico, físico, Químico, Biológico, Ergonómico.
Psicosocial)
Matriz de planificación del Sistema de Gestión SST
Plan de capacitación de acuerdo a los riesgos
Identificar los peligros por factores de riesgos
Marco teórico 23
2.9.4 Instrumentos
Es medio que nos permite medir evaluar y conseguir información,
así responder las variables dimensionadas, para el presente caso de
estudio, se utilizan básicamente de cuatro tipos de instrumentos:
Método INSHT
Matriz de riesgos
Registro de capacitación
2.9.5 Método INSHT
Este instrumento analizaremos los riesgos y consiste en la
identificar los peligros asociados a cada tarea o etapa del trabajo y
posterior estimación de los riesgos teniendo en cuenta conjuntamente la
probabilidad y la consecuencia en el caso de la materialización del riesgo.
2.9.6 Auditoría
Es una herramienta que nos permite evaluar el nivel de
cumplimientos de cada requisito técnico legal del sistema de gestión.
2.9.7 Matriz de riesgos
Nos permite demostrar la estimación de los riesgos (trivial,
tolerable, moderado, importante, intolerable)
2.9.8 Registro de capacitación
Es una herramienta que permite obtener información sobre las
capacitaciones realizada en SST.
Marco teórico 24
2.9.9 Unidad de análisis
Es la fuentes donde obtendremos la información requerida para la
dimensión de las variables, básicamente los datos los obtendremos del
puestos del operador del Densímetro Nuclear.
2.9.10 Gestión de datos
En la Tabla Nº.3, la utilizaremos como una guía para centrar
nuestra investigación, donde se determinan las causas principales del
problema y de manera principal como fuente que proporciona las
variables (dimensiones). Al tener definidas las variables, esta se utiliza
para identificar los peligros del puestos del densímetro nuclear,
instrumento utilizado para determinar las estimación de riesgos en el
puesto ante mencionado, posteriormente realizaremos la segmentación
datos en la evaluación de riesgo por el método del INSHT que es
necesarios para poder configurar técnicamente el estudio. En el anexo N°
2 describimos las actividades del operador del densímetro nuclear con un
fotograma.
2.9.11 Criterios éticos de la investigación
El estudio se desarrollará realizando levantamiento de información
en el puesto del operador del Densímetro Nuclear, visitas de campo,
levantamiento de actividades con A.S.T., levantamiento de los peligros
con un fotograma, para posterior aplicar los métodos de identificación de
riesgos (INSHT), se realizaran las estimaciones de los riesgos triviales,
tolerables, Moderados, importantes, e intolerables y las acciones que se
recomienda en cada uno de ellos.
CAPÍTULO III
RESULTADOS
3.1 Antecedentes de la unidad de análisis o población
El monitoreo genético permite analizar si las poblaciones expuestas
a agentes genotóxicos como los rayos X, presentan alteraciones en la
morfología de los cromosomas y en la integridad del ADN, y que a futuro
podrían desencadenar enfermedades genéticas.
La utilidad del monitoreo genético radica en demostrar y determinar
la relación entre el daño genético y la radiación ionizante. Además permite
realizar recomendaciones para prevenir enfermedades laborales.
3.2 Diagnóstico o estudio de campo
La tabulación de datos de los métodos aplicados (INSHT), se
resalta los siguientes resultados que se muestran a continuación y son
importantes para realizar la propuesta final de la investigación.
La identificación de riesgos del puestos del operador del
densímetro nuclear determina las estimaciones de los riesgos triviales,
tolerables, moderados, importantes, e intolerables como podemos
observar en tabla Nº 4 donde resumimos la estimación de los riesgos, del
puesto antes mencionado (ver en el anexo Nº 1).
Resultados 26
Trivial
TR
Frecuencia
%
Tolerable
TO
Frecuencia
%
Moderado
MO
Frecuencia
%
Importante
I
Frecuencia
%
Mecanico 7 31.82 1 8.33 1 50.0 0.0 0.00
Fisico 3 13.64 1 8.33 0 0.0 1 100
Quimico 2 9.09 0 0.00 0 0.0 0 0.00
Biologico 3 13.64 0 0.00 0 0.0 0 0.00
Ergonomico 0 0.00 10 83.33 1 50.0 0 0.00
Psicosocial 7 31.82 0 0.00 0 0.0 0 0.00
total 22 100.00 12 100 2 100 1 100
TABLA Nº 4
RESUMEN DE LA ESTIMACIÓN DE RIESGOS
Fuente: Matriz de evaluación de riesgos Anexo N° 1 Elaborado por: Ing. Ind. Guerrero Díaz Christian
GRÁFICO Nº 1
PORCENTAJE DEL RESUMEN DE
LA ESTIMACIÓN DE RIESGOS
Fuente: Investigación de campo (Tabla N° 4) Elaborado por: Ing. Ind. Guerrero Díaz Christian
Marco teórico 27
En los gráficos se puede observar que la estimación del riesgo
trivial TR está presente es 13.64% en el físico, 31.82% en el mecánico,
9.09 % en el químico y 13,64% los riesgos biológicos, 0% ergonómico,
psicosocial con el 31,82 % es decir no se requiera acción específica.
En el riesgo tolerable TO, influye el 8.33 % en el mecánico, 0,0 %
en el psicosocial y los riesgos químico 0,0%, 8,33% físico, 0,0% biológico,
83,33% ergonómico, podemos concluir que no se necesita mejorar la
acción preventiva. Sin embargo se debe considerar soluciones más
rentables o mejoras que no supongan una carga económica importante.
En el riesgo moderado MO está presente con el 50% en el
mecánico, 50% en el ergonómico y los riesgos químico, físico, psicosocial
con el 0%. Se debe hacer esfuerzos para reducir el riesgo, determinando
las inversiones precisas, las medidas para reducir el riesgo deben
implementarse en un período determinado.
En la estimación de riesgo importante está presente con el 100% el
físico, el mecánico, químico, biológico, psicosocial con el 0%. No se debe
comenzar el trabajo hasta que se haya reducido el riesgo, se debe
remediar el problema en un tiempo inferior al riesgo moderado.
CAPÍTULO IV
DISCUSIÓN
4.1 Contrastación empírica
En el analice cualitativo con la matriz de identificación de riesgos
en el puesto del operador del densímetro nuclear, obtenemos los datos
referentes al riesgo físico, y de esta manera determinar la estimación de
los riesgos por exposición a radiación ionizantes, obteniéndose los
siguientes resultados en la matriz de riesgos.
TABLA Nº 5
RESUMEN DE LO RIESGOS FISÍCO
RADIACIÓN IONIZANTES
Fuente: Matriz de evaluación de riesgo A.S.T.del operador del densímetro nuclear Anexo 1 Elaborado por: Ing. Ind. Guerrero Díaz Christian
Discusión 29
Datos que son importante para realizar la evaluación de riesgo
físico, ya que en la tabla Nº 5 la estimación del riesgos de radiación
ionizante esta como importante, con la evaluación de riesgos físico nos
permitirá afirmar o descártalas la estimación del riesgo identificado y nos
ayudará a tomar las medidas que sean necesarias para minimizar este
riesgo.
Resumen evaluación de los riesgos ionizantes, realizado por el
instituto biomédicas. Facultad de ciencias de la salud de la Universidad de
las Américas. Quito- Ecuador.
Laboratorio de Genética Molecular y Citogenética Humana.
Facultad de Ciencias Exactas y Naturales. Pontificas Universidad Católica
del Ecuador, Quito – Ecuador.
Se escogió una población incluida en este estudio de 28 individuos
que acudieron voluntariamente al Laboratorio de Genética Molecular y
Citogenética Humana durante el año 2008 para la realización de
monitoreo genético. A este grupo pertenecen médicos radiólogos,
tecnólogos radiólogos que estuvieron expuestos a rayos X por su
actividad laboral. Se excluyó a los sujetos con antecedentes familiares o
personales de cáncer, expuestos a otros genotóxicos como tabaco y
alcohol, ya que podrían existir alteraciones genéticas heredadas, las que
pueden ser potenciadas o activadas por efectos de la radiación ionizantes
y a su vez, influir en los resultados aumentado el número de aberraciones
cromosómicas y la fragilidad del ADN.
4.2 Resultados
Al analizar la presencia de las aberraciones cromosómicas en 764
metafes se encontraron alteraciones estructurales, dentro de estas se
observaron gaps, roturas, cromosomas dicéntricos, anillos y dobles
Discusión 30
minutes (figura N° 1). Al separar las metafase en grupos de expuestos y
controles se encontró que la metafase que presentó la rotura perteneció a
un individuo del grupo control. En el grupo de expuestos se encontraron
13 metafases que presentaron alteraciones tipo gaps. Otro tipo de
alteraciones que se encontró fue una metafase con unos cromosomas
dicéntrico en un sujeto expuesto a rayos X. Además se encontró una
metafase con una alteración de un cromosoma en forma de anillo.
Adicionalmente una metafase de los individuos expuestos a rayos X
también presento un doble minute.
FIGURA N° 1
TIPOS DE FRAGMENTACIÓN DEL ADN MEDIANTE
LA TÉCNICA ENSAYO O COMETA
Fuente: Investigación de campo Elaborado por: Ing. Ind. Guerrero Díaz Christian
Al realizar el análisis de la presencia de aberraciones
cromosómicas, se encontró que no hay una diferencia significativa al
comparar entre los expuestos y los controles (X2 ˃ 0,05).
Al aplicar la prueba de ensayo cometa se analizaron 8262
nucleoides, se encontró una media de longitud de migración en el grupo
control de 25, 92 um y de 29,09 um en el grupo de expuestos (figura 2).
Discusión 31
FIGURA N° 2
ABERRACIONES CROMOSÓMICAS
Fuente: Investigación de campo Elaborado por: Ing. Ind. Guerrero Díaz Christian
Existe un efecto nocivo de la radiación ionizante a nivel genético en
las personas que están expuestas ocupacionalmente a bajas dosis de
rayos X. En este estudio de aberraciones cromosómicas no se encontró
diferencia significativa entre grupos expuestos y control, a pesar que
presentaron mayor número de alteraciones estructurales los individuos
expuestos a radiación ionizante.
El ensayo cometa demostró que existe diferencia significativa entre
los niveles de fragmentación del ADN entre sanos y expuestos a rayos X.
Es por ello que las personas expuestas a dosis de radiación ionizantes
permisibles presentan fragmentación leve en su ADN y alteraciones
cromosómicas estructurales dentro de los rangos normales.
CAPÍTULO V
PROPUESTA DE CONTROL
Una vez que se ha evaluado y analizado los resultados, se propone
una propuesta de modelo para protección en trabajadores que están
expuestos a dosis de radiación ionizantes que van ayudar a la mitigación
de los riesgos identificados, prevenir que el ausentismo laboral,
alteraciones del ADN y enfermedades laborales por el tiempo de
exposición. Cuando hablamos de control tenemos que ir a fuente, medio
de transmisión y receptor; entendiéndose que fuente, es aquel elemento
que genera un riesgo; medio transmisión, es por donde se propaga el
riesgo; y receptor es el que se ve afectado por el riesgo.
En el análisis realizado del puesto del operador del Densímetro
Nuclear, se pudo observar que el individuo realiza sus actividades sin
tener un procedimiento escrito, sin autorización por MEER y la SCAN, la
falta de conocimiento hace que personal interno y externo estén expuesto
a los riesgos durante la realización de la tarea.
5.1 Modelo
Es necesario mejorar el actual sistemas de realizar la tarea de
medición con el dosímetro nuclear del puesto del operador y de todos los
colaboradores internos y externos, cambiar para evitar que éste tenga
proceso tenga consecuencia lamentable de enfermedades laborables,
situación que a decir del trabajador del puesto analizado le puede estar
causando problema a la salud. Las faltas de señalización y el
desconocimiento para la realización de la tarea pueden mejorarse
Propuesta de control 33
disponiendo de instalaciones y equipos certificados, por ejemplo la
autorización en materia de seguridad radiológica, la emisión de licencia
institucional en materia de seguridad radiológica y la emisión de licencia
personal en materia de seguridad radiológica.
FIGURA N° 3
MODELO
Fuente: Bodega de Proyectos Urbanístico Elaborado por: Ing. Ind. Guerrero Díaz Christian
5.2 Organización
Para reducir las futuras enfermedades laborables por exposición a
las radiaciones ionizantes, se aconseja reducir los tiempos de
permanencia, realizar un procedimiento para el personal que maneja el
dosímetro nuclear realizado por el técnico de seguridad laboral y
aprobada por la máxima autoridad de la empresa.
Para evitar este tipo de procesos crónicos de tareas repetitivas es
conveniente rotar a los trabajadores siempre y cuando de acuerdo a su
ficha medica ocupacional, siempre que primero sean analizados y
realizado las mejoras convenientes al puesto de trabajo del operador del
Propuesta de control 34
dosímetro nuclear para no añadir alguna patología que dé inicio a una
enfermedad laboral.
Establecer un plan de inducción para el personal, con lineamientos
claros que contribuyan de la realización de tareas programadas, junto a
pausas activas, sus beneficios y comentarios, para que el personal se
adapte de mejor manera desde el inicio sus actividades laborales.
5.3 Promoción en Salud
Capacitar a los trabajadores al operador y al ayudante del
dosímetro nuclear de los riesgos al estar expuesto a las radiaciones
ionizantes, para evitar enfermedad laboral por el tiempo de exposición.
Formar e informar a los trabajadores sobre la forma de actuación segura
para prevenir enfermedad laboral.
Un factor muy importante en la realización de la tarea es al
respecto de su E.P.P., la misma que debe protegerlo también de todos las
radiaciones a los que se encuentra expuesto, se recomienda buscar
opciones en cuanto al material del cual se fabricaren y que la misma deba
cubrir todos sus brazos, usando camisetas mangas largas y guantes.
Capacitaciones periódicas en temas de Seguridad y Salud Laboral,
enfocados no solo hacia la radiación también a la ergonomía como
ciencia sino también lo que es una pausa activa, como prevenir las
lesiones osteomusculares los efectos positivos y negativos en la salud por
levantamientos de carga, movimiento repetitivo y postura forzada.
Realizar exámenes semestrales, como espermograma, el análisis
de hormonas o un hemograma completo de manera periódica, para
detectar oportunamente las alteraciones que se puedan manifestar en los
Propuesta de control 35
trabajadores y así aplicar los protocolos médicos y de rehabilitación para
evitar algún cuadro clínico anormal.
5.4 Beneficios
Ahorros en demanda laboral, materiales, tiempo perdido, aumento
de la productividad por el trabajador, en las intervenciones que se
consigue aumentar la eficiencia en trabajador, este concepto representa
el principal beneficio del estudio. Esta mayor producción por trabajador se
puede lograr mediante mejoras en el diseño del puesto de trabajo, y
también por mejoras en el diseño del sistema de trabajo.
5.5 Costos
Los costos por entrenamiento, equipamiento, materiales, y tiempos
extras, es una de los ítem para cuantificar este beneficio es la reducción
del tiempo perdido por enfermedades profesionales.
Si se multiplica la reducción del tiempo perdido por el coste de
mano de obra por unidad de tiempo, queda determinado el beneficio
económico.
5.6 Inversión
El costo para la implementación de las propuestas, es para del
puesto de operador del densímetro nuclear conformado por 2
trabajadores.
En la tabla Nº 6 observamos una inversión total de $6.668,00
dólares esto permitirá mejorar el ambiente de trabajo en el puesto
mencionado.
Propuesta de control 36
TABLA Nº 6
COSTO PARA IMPLEMETACIÓN DE PROPUESTA
Propuesta Cant.Costo
Unitario $
Costo Total
$
Diseño de sistema de gestión SST 18,000.00$ 18,000.00$
Autorización para oficiales de
seguridad radiológica.3 150.00$ 450.00$
Capacitación en materia de seguridad
radiológica3 60.00$ 180.00$
Dosimetría personal 2 50.00$ 100.00$
Emisión de licencia institucional en
materia de seguridad radiológica.3 2.00$ 6.00$
Emisión de licencia personal en
materia de seguridad radiológica.3 4.00$ 12.00$
Equipos de protección laboral y
señaleticas.2 500.00$ 1,000.00$
Elaborar los perfiles de los puestos2 200.00$ 400.00$
Examenes periódicos 4 60.00$ 240.00$
Exámenes especificos 4 200.00$ 800.00$
21,188.00$ Total
Fuente: Investigación de campo Elaborado por: Ing. Ind. Guerrero Díaz Christian
TABLA N° 7
PROYECCIÓN DE LAS ACTIVIDADES A IMPLANTARSE
Responsable Propuesta Enero Febrero Marzo Abril Mayo Junio Julio Agosto Septiembre Octubre Noviembre Diciembre
Identificación de factores de riesgos
Medición de los factores de Riesgos
Evaluación de factores de riesgos
Control operativo integral
Vigilancia Ambiental y de la Salud
Planes de Emergencia
Planes de Contingencias
Auditorias Internas
Inspecciones de Seguridad y Salud
Equipos de protección individual
Mantenimiento Predictivo, Preventivo y
correctivo
Autorización para Oficial de seguridad
radiológica.
Capacitación en Materia de seguridad radiológica
Dosimetría personal
Emisión de licencia personal en materia de
seguridad radiológica.
Señaletica de peligro de radiación ionizantes
Me
dic
o L
ab
ora
l,
Te
cnic
o d
e
seg
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da
d,
Ta
len
to
hu
ma
no
.
Pro
fesi
og
ram
a
Elaborar perfiles de los puestos.
Examenes periódicos
Exámenes especificos
Sa
lud
Ocu
pa
cio
na
l
Me
dic
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ab
ora
l y
Dir
ect
or
de
Pro
ye
cto
Meses del Año 2017
Dis
eñ
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ma
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Ge
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Té
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ora
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cto
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ect
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Fuente: Investigación de campo Elaborado por: Ing. Ind. Guerrero Díaz Christian
Propuesta de control 37
TERMINO DESCRIPCIÓN
FUENTE GAMMA CESIO - 137 (8+/- 10% MCI)(0,3 +/- 10 %GBq)
FUENTE DE NEUTRONES AMERICO - 241:BERILLO (40 +/- 10%MCI)(1,48 +/-10%GBq)
TIPOS DE FUENTES SELLADA-FORMA ESPECIAL
ENCAPSULACIÓN DE LA FUENTE ACERO INOXIDABLE
BLINDAJE TUNGSTENO, PLOMO CADMIO
RELACIÓN TASA DE DOSIS EN SUPERFICIE
34 MREM/HORA (MODELO 3430-M)
27.4 MREM/HORA (MODELO 3430)
20 MREM/HORA (MODELO 3440)
RELACIÓN TASA DE DOSIS EN SUPERFICIE ACERO INOXIDABLE
CAJA DE TRANSPORTE DOT 7 A, TIPO A, AMARILLO II TI 0.3
CONSECUENCIA RADIOLÓGICA EXPOSICIÓN EXTERNA
ACCIDENTES RADIOLÓGICO CONSECUENCIA SE LIMITAN AL CUARTO O LABORATORIO
EVALUACIÓN DEL RIESGO GRADO MENOR
5.7 Conclusiones y recomendaciones
5.7.1 Conclusiones
En la tabla Nº 5 se resume y se muestra los riesgos físicos como
importante y en especial el de radiaciones ionizantes, en cual es donde
está enfocado nuestro estudio, con una probabilidad alta y una
consecuencia dañina. En la tabla Nº 2 de acción y temporización nos dice
lo siguiente cuando identificamos un riesgo como importante:
“No deben comenzarse el trabajo hasta que se haya reducido el
riesgo. Puede que se precisen recursos considerables para controlar el
riesgo. Cuando el riesgo corresponda a un trabajo que se está realizando,
debe remediarse el problema en un tiempo inferior al de los riesgos
moderados”.
En tabla Nº 8 se muestran las especificaciones radiológicas del
densímetro nuclear, donde es la determinación de la densidad y humedad
en materiales de construcción mediante dos métodos: Retro – transmisión
o el modo de transmisión directa, dependiendo del tipo del material y del
espesor de la capa correspondiente. A continuación se presenta las
especificaciones radiológicas correspondientes a los densímetros
nucleares.
TABLA Nº 8
ESPECIFICACIONES RADIOLÓGICAS
Propuesta de control 38
TERMINO DESCRIPCIÓN
FUENTE GAMMA CESIO - 137 (8+/- 10% MCI)(0,3 +/- 10 %GBq)
FUENTE DE NEUTRONES AMERICO - 241:BERILLO (40 +/- 10%MCI)(1,48 +/-10%GBq)
TIPOS DE FUENTES SELLADA-FORMA ESPECIAL
ENCAPSULACIÓN DE LA FUENTE ACERO INOXIDABLE
BLINDAJE TUNGSTENO, PLOMO CADMIO
RELACIÓN TASA DE DOSIS EN SUPERFICIE
34 MREM/HORA (MODELO 3430-M)
27.4 MREM/HORA (MODELO 3430)
20 MREM/HORA (MODELO 3440)
RELACIÓN TASA DE DOSIS EN SUPERFICIE ACERO INOXIDABLE
CAJA DE TRANSPORTE DOT 7 A, TIPO A, AMARILLO II TI 0.3
CONSECUENCIA RADIOLÓGICA EXPOSICIÓN EXTERNA
ACCIDENTES RADIOLÓGICO CONSECUENCIA SE LIMITAN AL CUARTO O LABORATORIO
EVALUACIÓN DEL RIESGO GRADO MENOR
Fuente: Hoja de Seguridad del Equipo Elaborado por: Ing. Ind. Guerrero Díaz Christian
5.7.2 Recomendaciones
Con el propósito de minimizar los riesgos físicos por la exposición
a las radiaciones ionizantes de la cual hemos estudiado y evaluado, se
sugiere realizar las siguientes recomendaciones:
Realizar un procedimiento para el operador del densímetro nuclear
y el ayudante minimizando el efecto de posible enfermedad laboral.
Realizar gestión para la capacitación del operador y el ayudante del
dosímetro nuclear a través del MEER y la SCAN. Realizar la dotación y
capacitación del E.P.P., para el operador y el ayudante del densímetro
nuclear.
Se recomienda Identificar, evaluar y medir todos los demás
puestos de trabajo con el método utilizado en este trabajo con el fin de
encontrar más oportunidades de mejora para todo el sistema de
producción.
Se recomienda exámenes espermograma, el análisis de hormonas
y una hemograma completo para poder así dar tratamiento y las terapias
correspondientes, además es fundamental realizar un cambio de puesto
de trabajo para no empeorar su patología. Plan de capacitación de
acuerdo a los riesgos de cada puesto de trabajo.
ANEXOS
Anexos 40
PROYECTO URBANISTICO
# A M B LD D ED T TO M I IN
1 Caída de personas a distinto nivel x x x
2 Caída de personas al mismo nivel X X X
3 Caída de objetos por desplome o derrumbamiento
4 Caída de objetos en manipulación X x X
5 Caída de objetos desprendidos X X X
6 Pisada sobre objetos X X X
7 Choque contra objetos inmóviles X X X
8 Choque contra objetos móviles X X X
9 Golpes/cortes por objetos herramientas
10 Proyección de fragmentos o partículas X X X
11 Atrapamiento por o entre objetos
12 Atrapamiento por vuelco de máquinas o vehículos
13 Atropello o golpes por vehículos X X X
15 Incendios
16 Explosiones
17 Exposición a temperaturas altas X X X
18 Exposición a temperaturas bajas
19 Contactos térmicos
20 Contactos eléctricos directos
21 Contactos eléctricos indirectos
22 Exposición a radiaciones ionizantes X X X
23 Exposición a radiaciones no ionizantes X X X
24 Ruido X X X
25 Vibraciones
26 Exposición a presiones/altas X X X
27 Iluminación
28 Exposición a humedad X X X
29 Exposición a gases y vapores
30 Exposición a aerosoles sólido ( polvos particulas ) X X X
31 Exposición a aerosoles líquidos
32 Exposición a sustancias nocivas o tóxicas
33 Contactos con sustancias cáusticas y/o corrosivas
34 exposición a virus X X X
35 Exposición a bacterias
36 Parásitos
37 Exposición a hongos
38 Exposición a derivados orgánicos
39 Exposición a insectos X X X
40 Peces (agresivos)
41 Exposición animales selváticos: tarántulas, serpientes. X X X
42 Diseño del puesto de trabajo X X X
43 Sobre-esfuerzo físico / sobre tensión X X X
44 Sobrecarga X X X
45 Manejo manual de cargas X X X
46 Posturas forzadas X X X
47 Movimientos repetitivos X X X
48 Utilización de herramientas inadecuadas
49 Confort acústico X X X
50 Confort térmico X X X
51 Confort lumínico X X X
52 Calidad de aire X X X
53 Organización del trabajo X X X
54 Distribución del trabajo
55 Operadores de PVD
56 Carga Mental X X X
57 Contenido del Trabajo X X X
58 Definición del Rol X X X
59 Supervisión y Participación X X X
60 Autonomía X X X
61 Interés por el Trabajo X X X
62 Relaciones Personales X X X
Evaluación realizada por:ING. CHRISTIAN GUERRERO
DIAZFirma: Fecha:26-09-2016
Observación: La Falta de un procedimiento y el desconocimiento cuando realizan la tarea con el densímetro nuclear, ponen en riesgo al operador y a los
colaboradores a su entorno, se requiere gestión inmediata el la tarea de medición con el equipo.
PS
ICO
SO
CIA
LE
S
Fecha última evaluación:
Peligro IdentificativoProbabilidad Consecuencias Estimación del Riesgo
ME
CA
NIC
OS
FIS
ICO
SQ
UIM
ICO
sB
IOL
OG
ICO
SE
RG
ON
OM
ICO
S
Puestos de trabajo: Operador del Densímetro Nuclear
Tiempo de exposición (h/diario): 8 horas
Nº de trabajadores: 2
Tarea(Actividades):Realiazar mediciones de humedad, dureza, en terreno para construcciones de vivienda.
Fecha Evaluación:26 -09-2016
Elaborado por: ING. CHRISTIAN GUERRERO DIAZ
Localizació
Proceso: CONSTRUCCIÓN EN OBRA CIVIL
REGISTRO DE IDENTIFICACIÓN Y EVALUACIÓN INICIAL DE
RIESGOS
Código:004
Fecha de Elaboración: 26 -09-2016
COLABORADOR: CONTRATISTA
FIRMA:
ANEXO N° 1
A.S.T. DEL OPERADOR DEL DENSÍMETRO NUCLEAR
Fuente: Investigación de campo Elaborado por: Ing. Ind. Guerrero Díaz Christian
Anexos 41
ANEXO N° 2
FOTOGRAMA DEL MANEJO DEL DECÍMETRO NUCLEAR
Fuente: Investigación de campo
Elaborado por: Ing. Ind. Guerrero Díaz Christian
COLOCAR LA PLACA
PARA RASPADO
COLOCAR LA VARILLA
DE PERFORACIÓN.
GOLPEAR CON UN
MARTILLO EL EXTREMO
DE LA VARILLA DE
PERFORACIÓN.
Anexos 42
ANEXO N° 3
PROCEDIMIENTO PARA LA UTILIZACIÓN
Y PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
PROCEDIMIENTO PARA LA
UTILIZACION Y PROTECCIÓN
RADIOLÓGICA.
PRIMERA EDICIÓN
GUAYAQUIL – ECUADOR
2016
FIRMA: FIRMA:
ENCARGADO DE PROTECCIÓN
RADIOLÓGICA
GERENTE
Anexos 43
CAPÍTULO I
ASPECTOS GENERALES
1.1. Objetivo
El objeto principal de este manual es asegurar un nivel apropiado y
controlado de protección al hombre y al medio ambiente. Tiene como
alcance, generar e implementar procedimientos para la operación
adecuada del densímetro nuclear en su almacenamiento, transporte, uso
y un plan de emergencia en caso de accidente radiactivo.
1.2. Alcance
El presente manual será de obligatorio cumplimiento para todo el
personal que utilice el equipo emisor de radiación, o que esté involucrado
en su Transporte y Almacenaje.
1.3. Descripción de la fuente
El tipo de práctica realizada con los densímetros nucleares es la
determinación de la densidad y humedad en materiales de construcción
mediante dos métodos: Retro – transmisión o el modo de transmisión
directa, dependiendo del tipo del material y del espesor de la capa
correspondiente. A continuación se presentan las especificaciones
radiológicas correspondientes a los densímetros nucleares.
Tabla 1. Especificaciones radiológicas del densímetro nuclear.
Término Descripción
Fuente Gamma Cesio – 137 (8+/- 10% mCi)(0.3 +/- 10%
GBq)
Fuente de neutrones Americio – 241: Berilio (40 +/- 10%
mci)(1,48 +/- 10% GBq)
Anexos 44
Tipo de fuente Sellada – forma especial
Encapsulación de la fuente Acero inoxidable
Blindaje Tungsteno, Plomo Cadmio
Relación tasa de dosis en
superficie
34 mrem/hora (Modelo 3430 – M)
27.4 mrem/hora (Modelo 3430)
20 mrem/hora (modelo 3440)
Relación tasa de dosis en
superficie Acero inoxidable
Caja de transporte
DOT 7 A, tipo A, Amarillo II
TI. 0.3
Consecuencia radiológica Exposición externa
Accidente radiológico
Consecuencia se limitan al cuarto o
laboratorio
Evaluación del riesgo Grado menor
Tabla 2. Perfil de Radiación (mrem/hora) Densímetro Nuclear modelo 3430
Nota: Todos los valores indicados en mrem/h, son tomados del manual de operaciones
Troxler entregado por el fabricante.
Anexos 45
1.4. Definiciones
Accidente: Todo suceso involuntario, incluido un error de
operación, fallo de equipo u otros contratiempos, cuyas consecuencias
reales o potenciales no puedan desconocerse desde el punto de vista de
la protección o seguridad.
Acción protectora: Intervención con el fin de evitar o reducir las
dosis a los miembros del público en situaciones de exposición crónica o
de emergencia.
Acción reparadora: Acción que se realiza cuando se rebasa un
nivel de actuación determinado para reducir las dosis de radiación que, de
lo contrario, pudieran recibirse en una situación de intervención que
implique exposición crónica.
Activación: proceso por el cual un material se vuelve radiactivo
mediante bombardeo con neutrones, protones u otras partículas
nucleares.
Actividad: Corresponde a una cantidad de radio nucleido en un
estado determinado de energía, en un tiempo dado. La actividad, A, está
definida por la expresión:
A= dN
dt
Dónde: dN es el valor esperado del número de transformaciones
nucleares espontáneas desde ese estado de energía en el intervalo de
tiempo dt. La unidad de actividad en el Sistema Internacional (SI) es el
Becquerel (Bq), donde 1Bq = 1 desintegración/s.
Anexos 46
Autoridad reguladora: Entidad a la que de conformidad con la
legislación vigente le compete la reglamentación en materia de protección
y seguridad radiológica.
Autorizado: Que ha obtenido inscripción en registro o licencia de la
autoridad reguladora para realizar una práctica o cualquiera otra acción
enumerada en las “Obligaciones Generales”, prescritas en la Comisión
Ecuatoriana de Energía Atómica la subsecretaria de control y Aplicación
Nucleares (SCAN).
Contaminación: Presencia de sustancias radiactivas dentro de
una material o en su superficie, o en el cuerpo humano o en otro lugar en
que no sean deseables o puedan ser nocivas.
Densímetro: Equipo de medición que permite obtener en sitio
densidad y humedad de los suelos, bases, agregados, hormigón y asfalto.
Accesorios del densímetro: Bloque de referencia, placa
enrazadora, varilla de perforación, almádana, extractor, candados,
cargadores, manual de operación.
Anexos 47
Dosímetro: Mide la exposición o dosis absorbida o equivalente por
el personal ocupacionalmente expuesto, durante un tiempo determinado.
Dosis: Medida de la radiación recibida o absorbida por un blanco.
Dosis absorbida (D): Es la magnitud dosimétrica fundamental y se
define como:
D = dε
dm
De donde D es la energía promedio impartida por la radiación
ionizante a la materia en un volumen dado y dm es la masa de materia
existente en ese volumen. La energía puede promediarse con respecto a
cualquier volumen definido, siendo la dosis promedio igual a la energía
total impartida en el volumen dividido por la masa del volumen. La unidad
de dosis absorbida en el Sistema Internacional es el gray (Gy), donde 1Gy
= 1 J.Kg -1
Anexos 48
Dosis equivalente, HT, R se define como:
HT,R = DT,R * WR
Expresión en la que DT,R es la dosis absorbida debida a la
radiación tipo R promediada sobre un órgano o tejido T y WR es el factor
de ponderación de la radiación correspondiente a la radiación tipo R.
Cuando el campo de radiación se compone de diferentes tipos de
radiación con diferentes valores de WR , la dosis equivalente es:
HT = Σ WR * DT,R
R
La unidad de dosis equivalente es J.Kg -1 , denominada Sievert (Sv)
Experto calificado: Individuo que, en virtud de certificados
extendidos por órganos o sociedades competentes, licencias de tipo
profesional, o títulos académicos y experiencia, es debidamente
reconocido como persona con competencia en una especialidad de
interés, por ejemplo en física médica, protección radiológica, salud
ocupacional, prevención de incendios, garantía de calidad, o en cualquier
especialidad técnica o de seguridad relevante.
Exposición: Exposición de personas a la radiación o a sustancias
radiactivas, que puede ser externa (irradiación causada por fuentes
situadas fuera del cuerpo humano), o interna (irradiación causada por
fuentes dentro del cuerpo humano).
Fuente: Cualquier cosa que pueda causar exposición a la
radiación, ya sea emitiendo radiación ionizante o liberando sustancias o
Anexos 49
materiales radiactivos. Por ejemplo, las sustancias que emiten radón son
fuentes existentes en el medio ambiente; una unidad de esterilización por
irradiación gamma es una fuente adscrita a la práctica del
radiodiagnóstico, y una central nuclear es una fuente adscrita a la práctica
de generación de energía núcleo eléctrica.
Fuente sellada: Material radiactivo que está: a) permanentemente
encerrado en una cápsula o b) estrechamente envuelto y en forma sólida.
La cápsula o el material de una fuente sellada deberán ser lo
suficientemente resistentes para mantener la estanqueidad en las
condiciones de uso y desgaste para las que la fuente se haya concebido,
así como en el caso de contratiempos previsibles.
Geiger Muller: Intensímetro o monitor que determina la exposición
o tasa de dosis absorbida o equivalente. Es una cámara de ionización,
contador proporcional.
Monitor Portátil Geiger Muller, Certificado De Calibración Y Trazabilidad.
Anexos 50
Laboratorio de calibración dosimétrica: Laboratorio encargado
de establecer, mantener o mejorar patrones primarios o secundarios con
fines de dosimetría de la radiación.
Límite: Valor de una magnitud, aplicado en ciertas actividades o
circunstancias específicas, que no ha de ser rebasado.
Nivel de Referencia: Término genérico que denota niveles de
Actuación, Intervención, Investigación o Registro. Estos niveles se pueden
establecer para cualquiera de las magnitudes determinadas en la práctica
de la protección radiológica.
Nivel de Registro: Nivel de dosis, de exposición o de incorporación
prescrito por la autoridad reguladora. Cuando este nivel se alcance o se
rebase, los valores de la dosis, exposición o incorporación recibida por los
trabajadores han de anotarse en sus registros de exposición individual.
Nivel de Intervención: Nivel de dosis evitable, que al alcanzarse se
realizará una acción protectora o reparadora en una situación de
exposición crónica o en una situación de exposición de emergencia.
Nivel de Investigación: Valor de una magnitud tal como la dosis
efectiva, la incorporación o la contaminación por unidad de área o de
volumen que, al ser alcanzado o rebasado amerita la realización de una
investigación.
Plan de emergencia: Conjunto de operaciones planificadas que
han de realizarse para mitigar las consecuencias radiológicas en caso de
accidente.
Radiactividad: Transformación espontánea de energía o partículas
por parte del átomo, como resultado de la inestabilidad nuclear, tendiendo
Anexos 51
a encontrar una estructura más estable. Los núcleos que se transforman
espontáneamente se denominan radio nucleídos.
Radio nucleído de Cesio (Cs 137): Es una fuente sólida utilizada
para medir la densidad, tiene una actividad de 8mCi y un período de
desintegración de 30 años.
Radio nucleído de Americio (Am 241: Be): Es una fuente sólida
utilizada para medir la humedad, tiene una actividad de 40 mCi y un
período de semidesintegración de 431 años.
Responsable de protección radiológica: Persona técnicamente
competente en cuestiones de protección radiológica de interés para un
tipo de práctica dado, que es designada por un titular registrado o un
titular licenciado para supervisar la aplicación de los requisitos prescritos
por el Ministerio de Electricidad y Energía Renovable (MEER) el 9 de
julio del 2007.
Riesgo: Magnitud multiatributiva con la que se expresa un riesgo
en sentido general, peligro o probabilidad de consecuencias nocivas o
perjudiciales vinculadas a exposiciones reales o potenciales. Guarda
relación con magnitudes tales como la probabilidad de determinadas
consecuencias dañinas y la amplitud y el carácter de tales consecuencias.
Vigilancia radiológica: Medición de la exposición, la dosis o la
contaminación por razones relacionadas con la evaluación o el control de
la exposición a radiación o a sustancias radiactivas e interpretación de los
resultados.
Zona controlada: Es toda zona en la que son o pudieran ser
necesarias medidas de protección y disposiciones de seguridad
específicas para:
Anexos 52
Controlar las exposiciones normales o prevenir la dispersión a
contaminación en las condiciones normales de trabajo.
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.
1.5. Organización y Responsabilidades
Las personas que deben seguir el cumplimiento del manual al igual
que sus responsabilidades relativas a la protección radiológica se
describen a continuación:
1.5.1 Patrono
Es Responsabilidad del Patrono y en cumplimiento de los artículos
62 del Decreto Ejecutivo 2393, describe las siguientes responsabilidades:
1. Solamente las personas que están debidamente autorizadas
mediante licencia concedida por la comisión ecuatoriana de Energía
Atómica pueden trabajar en las áreas de radiaciones.
2. Se prohíbe a los menores de 18 años y mujeres gestantes, realizar
cualquier tipo de trabajo sometido al riesgo de exposición a las
radiaciones ionizantes
3. Todas las personas e instituciones que trabajan con radiaciones
ionizantes están obligadas a cumplir con el Reglamento de Seguridad
Radiológica y los que sobre la materia dictare la Comisión
Ecuatoriana de Energía Atómica.
4. Las dosis máximas permisibles de radiaciones ionizantes son las se
indican en el Reglamento de Seguridad Radiológica.
Anexos 53
5. Todos los trabajadores expuestos a radiaciones ionizantes deberán ser
informados de los riesgos que entrañan para su salud y de las
precauciones que deban adoptarse.
6. El patrono está obligado a solicitar a la comisión Ecuatoriana de
energía atómica las inspecciones de reconocimiento periódicos de sus
equipos, instalaciones y contenedores de material radioactivo, así
como dar un mantenimiento preventivo a sus equipos.
Asimismo está obligado a llevar un registro de las cantidades de
material radioactivo utilizando en la empresa y se proveerá de un
cementerio de desechos radiactivos en general.
7. Toda área donde se genere o emita radiación, al igual que todos
envases de radioactivo, deberá estar debidamente etiquetado con el
símbolo de radiación, con la identificación del radioelemento y con la
fecha en la que se determinó su actividad inicial.
8. Toda persona que ingrese a un puesto de trabajo sometido a riesgo de
radiaciones ionizantes se someterá a un examen médico apropiado.
Periódicamente los trabajadores expuestos a radiaciones ionizantes
deberán someterse a exámenes médicos específicos. También se
efectuarán reconocimientos médicos cuando sufran una sobredosis a
estas radiaciones.
9. El IESS, por intermedio de su Departamento de Medicina del Trabajo,
evaluará los riesgos proporcionados por la comisión Ecuatoriana de
Energía Atómica de la dosis de radiación superficial y profunda, así
como las actividades de incorporación de radioisótopos en las
personas expuestas, y determinará con sujeción a las normas
nacionales e internacionales los límites máximos permisibles.
10. El Servicio Médico de la Empresa practicará la evaluación médica de
preempleo a las personas que vayan a someterse a radiaciones
ionizantes y a aquellas que se encuentra laborando se les sujetará a
reconocimiento médicos por lo menos anualmente para controlar
oportunamente los efectos nocivos de este tipo de riesgo.
Anexos 54
A los trabajadores en quienes se ha diagnostico enfermedad
profesional radioinducida se les realzará evaluaciones médicas
específicas, utilizando los recursos nacionales o la ayuda
internacional.
11. Cuando por exámenes médicos del trabajador expuesto a radiaciones
ionizantes se sospeche la absorción de cualquiera de sus órganos o
tejidos de la dosis máxima permisible, se lo trasladará a otra
ocupación exenta del riesgo.
12. Los trabajadores expuestos a radiaciones deberán comunicar de
inmediato cualquier afección que sufran o el exceso de exposición a
estas radiaciones, al Servicio Médico de la Empresa y al facultativo
que corresponda en el Instituto Ecuatoriano de Seguridad Social,
quienes inmediatamente comunicarán el hecho a la Comisión
Ecuatoriana de Energía Atómica.
13. Conforme lo establece el Reglamento de Seguridad Radiológica los
trabajadores expuestos a radiaciones ionizantes no podrán de
ninguna manera laborar en otra Institución, cuando la suma de los
horarios de trabajo exceda de ocho horas diarias.
14. Se deberán utilizar señales de peligro y carteles de advertencia
visibles destinados a indicar la existencia de riesgos debidos a
radiaciones ionizantes.
15. Los haces de rayos útiles serán orientados de modo que no alcancen
a las zonas adyacentes ocupadas por personal; la sección de haz útil
se limitará al máximo indispensable, para el trabajo a realizar.
16. Para garantizar una protección eficaz se dará preferencia a los
métodos de protección colectiva. En caso de que estos métodos no
sean suficientes, deberán complementarse con equipos de protección
personal adecuados, que se mantendrán limpios y serán
descontaminados periódicamente.
17. Se cuidará muy especialmente el almacenamiento sin peligro de
productos radiactivos y la eliminación de residuos.
Anexos 55
18. No se introducirá en los locales donde existan o se usen sustancias
radiactivas: alimentos, bebidas, utensilios, cigarrillos, bolsos de mano,
cosméticos, pañuelos de bolsillo o toallas.
19. El diseño de los servicios, la instalación, reparación y pruebas de
seguridad de los equipos generadores o emisores de radiación se
someterán a las normas y reglamentos que sobre la materia dicte la
Comisión Ecuatoriana de Energía Atómica, así como a las normativas
del Ministerio de Trabajo y Recursos Humanos y del IESS, para
garantizar su seguridad y la salud del personal que labora en este
campo.
1.3.2. Encargado de protección radiológica
Es responsabilidad del encargado del plan de protección
radiológica en cumplimiento con el artículo Art. 11 Obligaciones de los
empleadores (Reglamento de Seguridad y Salud de los Trabajadores
y Mejoramiento del Medio Ambiente.)
Participar en la elaboración de programa y del manual de protección
radiológica; así como su implementación y actualización.
Velar por el cumplimiento para la capacitación del personal para
situaciones de emergencia: charlas técnicas sobre las características
del densímetro (naturaleza de sus fuentes y características de sus
emisiones), identificación de responsabilidades en caso de accidentes,
otras que se requieran.
Velar por el cumplimiento del presente manual y por ende del
reglamento de seguridad radiológica.
Comunicar a Gerencia y al Jefe de Seguridad Industrial cualquier
hecho que según su criterio pueda incurrir en un aumento de la
exposición del personal ocupacional y público.
Coordinar los servicios de mantenimiento, calibración y pruebas de
fugas para el densímetro nuclear; calibración del monitor de radiación;
Anexos 56
y verificación de otros elementos requeridos dentro del programa de
protección radiológica.
Garantizar la ejecución del programa de vigilancia radiológica de
zonas e individual; vigilancia ocupacional y todos los registros
pertinentes al desarrollo normal de gestión del programa de protección
radiológica.
Acompañar a los inspectores de la secretaría de aplicaciones
nucleares de seguridad radiológica y proporcionarles la información
que necesiten.
En sucesos radiológicos debe coordinar y si lo amerita acudir para
supervisar las operaciones.
1.3.3 Operador del Densímetro (Laboratorista) Comparar estas
funciones con el documento de capacitación.
Son responsabilidades del Operador del Densímetro y en
cumplimiento del Capítulo I y Capitulo IV del Decreto radiológica del
ecuador, las siguientes responsabilidades:
Cumplir lo dispuesto en el manual de protección radiológica.
Usar correctamente los dispositivos de vigilancia radiológica.
Ejecutar de manera oportuna los programas de vigilancia radiológica y
vigilancia ocupacional.
Facilitar al encargado de protección radiológica toda la información
sobre sus actividades laborales pasadas y presentes que sean de
interés para garantizar la protección y seguridad.
Cumplir lo dispuesto en el manual de operación del equipo, puesto que
es la manera correcta de utilización del equipo, y donde
potencialmente recibirá la mínima cantidad de dosis.
Usar correctamente el Geiger Muller y el dosímetro personal entregado
para el control propio y del público.
Informar al encargado de protección radiológica cualquier anomalía.
Anexos 57
SOLICITA AL OPR JEFE
DE LABORATORIO EL
SERVICIO DE
DENSIDADES CON
DENSÍMETRO NUCLEAR.
DIRECTOR DE
PROYECTO
GERENCIA
SEGURIDAD
LABORAL
MEDICO
OCUPACIONAL
GERENTE TÉCNICO
DE
CONSTRUCCIÓN
GERENTE
TÉCNICO DE
PLANIFICACIÓN
ASISTENTE DE
GERENCIA
JEFE DE
INSFRAESTRUCTURA
JEFE DE
PRESUPUESTO
JEFATURA DE
PLANIFICACIÓN
ADMINISTRADOR
GENERAL
ING. JEFE DE
LABORATORIO NIVEL 1
OPR, SOLICITA VEHÍCULO PARA
TRANSPORTE DE DENSÍMETRO. REALIZA
INSPECCIÓN DEL EQUIPO, VIGILANCIA DEL
VEHICULO Y ROTULADO DEL MISMO Y
ACORDONA EL ÁREA DE TRABAJO EN LA
OBRA.
1.6. Estructura Organizacional
1.7. Revisión
El Manual de Protección Radiológica será revisado en periodos no
mayores de 12 meses y/o cuando se presenten las siguientes
circunstancias:
La reglamentación externa cambie.
Cambie el personal ocupacionalmente expuesto.
Cambie el sitio de almacenamiento.
Cambien procedimientos dentro y fuera de las instalaciones.
Cuando hubiera sugerencias de fondo que se proyecten a la mejora del
programa de protección radiológica.
1.8. Control administrativo
El manual será entregado y estudiado de manera obligatoria para
el siguiente personal:
Anexos 58
Gerente
Encargado de Protección Radiológica
Operador del Densímetro - Laboratorista
Adicionalmente se destruirá la copia obsoleta y se entregará la
última revisión del manual al personal antes mencionado.
CAPÍTULO II
DETERMINACIÓN DE PARÁMETROS RADIOLÓGICOS
2.1. Clasificación Radiológica
2.1.1 Clasificación del Personal
Personal ocupacionalmente Expuesto: Es aquel personal que tiene
acceso directo y continúo con el densímetro. Es este personal el Operario
del Densímetro; ósea el LABORATORISTA; quien poseerá servicio de
dosimetría.
Público: Es aquel que circunstancialmente tiene contacto con un
densímetro, su acceso es restringido para zonas controladas. Es personal
público, el Encargado de protección radiológica. Cualquier persona dentro
de la compañía fuera del Operador del densímetro y el público en general;
no contará con servicio de dosimetría, a menos que el Encargado de
protección radiológica decida lo contrario.
2.1.2 Clasificación De Zonas
Las zonas son clasificadas radiológicamente como zonas
controladas y zonas supervisadas.
Anexos 59
Las zonas controladas son aquellas zonas donde el peligro
potencial, de dosis, para el personal es mayor; por eso en estas zonas
tiene únicamente acceso el Operador del Densímetro; y se cumplen unos
procedimientos dentro de la manipulación del equipo específico;
buscando se irradie lo mínimo posible y garantizando la seguridad del
densímetro.
Las zonas supervisadas son aquellas zonas donde el nivel de
riesgo es más bajo que en las zonas controladas; debido a que hay una
supervisión continúa del operador del densímetro o responsable del
densímetro.
Para cualquiera de las dos zonas se establece una delimitación en
una distancia que genere una dosis mínima, cuyo procedimiento es el
siguiente.
La delimitación en el vehículo se realiza colocando el bulto en la
parte más trasera del vehículo, amarrado a la carrocería o platón de este;
se hace un monitoreo a través del monitor que garantice la tasa de dosis
preestablecida y se verifica las etiquetas del bulto y rotulado del vehículo
estén correctas.
En la zona de trabajo se hace una delimitación a través de conos
Reflectivos adjunto a la señalización de material radiactivo; estos conos
son colocados a una distancia no menor de 5 metros del densímetro,
donde el acceso de personal público es restringido; igualmente se realiza
un monitoreo a través del monitor de radiación para verificar las dosis
preestablecidas.
A continuación se muestra un archivo fotográfico de las diferentes
zonas. (Ver Plano 1. Ubicación del Densímetro en la zona de
Almacenamiento – Zona controlada).
Anexos 60
Plano 1. Ubicación Del Densímetro En La Zona De Almacenamiento
Las áreas son descritas en el plano 1. La zona de laboratorio está
señalizada y la zona de almacenamiento del densímetro se encuentra
demarcada y señalizada con avisos de material radiactivo. En cada una
de las zonas sólo se permite el acceso de personal autorizado.
Zona de almacenamiento: Es una zona controlada, donde se
almacena el densímetro durante el tiempo que no se esté utilizando. Es
un bunker en bloque de concreto ubicado por fuera del laboratorio,
asegurado con llave a la cual solo tiene acceso el operario del densímetro
.La zona es demarcada con Balizas de señalización y cinta reflectiva y se
indica en ella avisos de material radiactivo. Figura 1.
BODEGA
Oficinas
técnicas.
PROYECTO URBANÍSTICO
Construcción
de Vivienda.
Construcción
de Vivienda.
Anexos 61
Figura 1. Bunker para almacenamiento del densímetro
Zona de inspección: Es una zona supervisada en la que después
de sacar el equipo de la zona de almacenamiento se realiza la
estabilización y la verificación de emisiones radiactivas utilizando el
medidor de radiación Geiger Muller a una distancia de 3 metros. Esta
zona se encuentra al aire libre a 12 metros del bunker de almacenamiento
y allí se realiza la inspección y aprobación para llevar el equipo a campo.
Figura 2.
Figura 2. Zona de Inspección
Zona de transporte: Es un vehículo, pero se define como zona
supervisada temporalmente durante el traslado del equipo a campo. El
vehículo posee carrocería donde se realiza el transporte del equipo dentro
de su caja y asegurado a la carrocería desde la zona de inspección hasta
Anexos 62
el lugar de trabajo, retirado del personal que opera el vehículo. Una vez
que el equipo este asegurado a la carrocería del vehículo se debe realizar
una medición con el Geiger Muller a nivel de superficie de la carrocería
para calcular el índice de Transporte y registrar su valor en las etiquetas
del bulto.
Figura 3.1 Vehículo típico Tipo 1 para el transporte del densímetro
Anexos 63
Figura 3.2 Vehículo Tipo 2 para el transporte del densímetro
Zona de trabajo: Es una zona controlada temporalmente, en la
que se realiza la delimitación con conos reflectivos y aviso de
radiactividad. Es el sitio donde se realizan las mediciones de densidad y
humedad y la zona en la que se puede esperar mayor dosis recibida. Los
densímetros nucleares sólo podrán ser retirados de su cápsula de
transporte en el momento en que vayan a realizar las lecturas de
Anexos 64
densidad y humedad, de lo contrario deberá permanecer dentro de ella; al
terminar las labores diarias de trabajo en la obra, éstos deberán ser
enviados a la zona de almacenamiento.
En cada una de las zonas sólo se permite el ingreso de personal
autorizado.
El criterio para la selección y la clasificación de zonas obedece al
peligro potencial que puede causar el densímetro en cada una de las
zonas de trabajo si sucede algún accidente o manipulación incorrecta
repetidamente.
Para prevenir una dosis alta en el Operador del Densímetro y por
tanto del público, en cada una de las zonas de trabajo, se establece una
delimitación que garantice que la tasa de dosis medida a través del
monitor Geiger Muller tienda a cero; al igual que implementar
procedimientos técnicos que reduzca el tiempo de exposición a lo mínimo
posible.
A continuación mediante una tabla se colocará en cada tipo de
zona, la distancia de delimitación y la tasa de dosis leída por el Geiger
Muller.
Zona radiológica Distancia de delimitación Tasa de Dosis
Almacenamiento
Cuarto en concreto y puerta
metálica, localizado en un
área donde no hay flujo de
personal. Lectura en la
superficie de la puerta de
acceso.
0,1
Anexos 65
Inspección
Zona descubierta
demarcada por avisos y
delimitada con conos a una
distancia del densímetro de
3 metros al operario
0,6
Transporte
Zona temporal, señalizada
en el vehículo y a una
distancia del bulto a la
cabina de 3 metros.
0,1
Obra
Zona Controlada
demarcada con avisos
radiactivos y delimitada a
una distancia no menor a 3
metros.
0,1
2.2. Determinación de límites y niveles
2.2.1. Límites Operacionales
De acuerdo a las tasas de dosis de los densímetros descritos en la
tabla 1, según el modelo a manipular, y cumpliendo con los límites
establecidos en el anexo 1, de la resolución 18 – 1434 del Ministerio de
Minas y Energía, que establece el límite de exposición en 20 mSv/año
(20000 Sv/año) para exposición ocupacional y 1 mSv/año para
exposición del público.
Para el cumplimiento de este límite interno en la manipulación del
densímetro se tendrán en cuenta los factores de tiempo, distancia,
Anexos 66
blindaje y monitoreo, factores que se especifican en el numeral (2.2.2) del
presente manual de protección radiológica.
2.2.2. Niveles de referencia
NIVELES UNIDAD DE REGISTRO
Nivel de Registro 0,01 mSv/mes 10,0
uSv/mes
Nivel de Investigación 0,60 mSv/mes 600 uSv/mes
Nivel de Intervención 1,60 mSv/mes 1600,0
uSv/mes
2.2.3. Parámetros de Referencia.
Para cumplir con el límite interno establecido (200 mrem al año), se
manejan los parámetros de tiempo, distancia, monitoreo y blindaje.
Parámetro de Tiempo: Para efectos de cálculos el operador está
expuesto a las fuentes radiactivas de Cs 137 y Am241: Be durante 4
horas diarias por 5 días a la semana durante 50 semanas que
corresponde a un total de 1000 horas al año.
Parámetro de Distancia: La operación de los densímetros debe
ser efectuada a una distancia no menor a 1m, así la dosis equivalente se
disminuirá según la “ley de la inversa del cuadrado”. Este parámetro varía
en cada una de las zonas.
Monitoreo: A la zona de almacenamiento se le deben realizar
lecturas periódicas de actividad radiactiva. Estas lecturas deben ser
registradas para un posterior análisis y se realizarán cada semana.
Anexos 67
Blindaje: El área de almacenamiento posee un blindaje artificial en
concreto; la zona de inspección no posee blindaje, la zona de transporte
cuenta con el blindaje de la misma caja de empaque como el chasis del
vehículo; y en la zona de trabajo no posee ese tipo de blindaje, de manera
que la dosis absorbida estará disminuida mediante otros parámetros.
Tabla 3. Tasa de Dosis Según Distancia
Densímetro
Tasa de dosis a
0.001
Tasa de dosis
a 0.2m
Tasa de dosis a
1m
mRe
m/h
uS
v/h
mRe
m/h
uS
v/h
mRe
m/h
uSv/h
3430
27 27
0
0.06
75
0.6
75
0.00
27
0.027
Nota: Estos valores son obtenidos de la ley de la inversa al cuadrado (H1*d12 = H2*d22), de donde:
H1 Tasa de exposición a una distancia d1
H2 Tasa de exposición a una distancia d2
d1 Distancia de exposición 1
d2 Distancia de exposición 2
2.2.4 Tasa de dosis en cada una de las zonas
Las tasas de dosis en cada una de las zonas fueron tomadas con
el medidor portátil de radiación Geiger Muller. Ver anexos 2 y 3.
Certificado de calibración del medidor portátil, certificado de trazabilidad
del medidor.
Anexos 68
Tasa de dosis en zona de almacenamiento =
medidor Geiger Muller
Tiempo: 30 minutos durante el retiro del equipo del bunker y su
almacenamiento. Distancia: 0.3 metros
Blindaje: “SI”, mediante su caja de transporte y bunker en bloque
de concreto, por lo que se asume que actúa con doble capa
hemirreductora para el blindaje de rayos gamma y para neutrones una
tasa de dosis a 30 cm.
Tasa de dosis en la zona de inspección
medidor Geiger Muller
Tiempo: 30 minutos
Distancia: 2 metros
Tasa de dosis en la zona de transporte
medidor Geiger Muller
Tiempo: 1 hora
Distancia: 3 metros
Tasa de dosis en la zona de trabajo =
medidor Geiger Muller
Tiempo: 2 horas
Distancia: 3 metros
Para un total de 0,65 uSv/día y si se multiplica por 240 días; nos
da 156 uSv/año
Anexos 69
2.2.5 Clasificación de accesos y señalización de las áreas
Acceso restringido: Destinado para la zona de almacenamiento del
densímetro. Tiene acceso exclusivo para el operador del equipo y el
encargado de protección radiológica.
Acceso controlado: Efectivo para la zona de inspección, zona de
transporte y zona de trabajo en campo.
CAPÍTULO III
PROCEDIMIENTOS DE SEGURIDAD
Las actividades de cada uno de los procesos que involucran la
manipulación de fuentes radiactivas son realizadas por personal
autorizado, con el requisito de portar el dosímetro personal en cada una
de ellas.
3.1. Procedimiento de Manipulación del Densímetro en cada una de
las zonas.
El procedimiento para la clasificación y demarcación de las zonas,
teniendo en cuenta las distancias y tasa de dosis se encuentran definidas
en el numeral 2.1.2. Clasificación de zonas.
El densímetro deberá permanecer en el laboratorio de la planta de
producción de MEGAOBRA S.A. o en el sitio adecuado en la obra para tal
fin, durante el tiempo que no se estén realizando lecturas de superficie.
Para retiro y almacenamiento del densímetro.
Cada semana se deben tomar lecturas con el medidor portátil de
radiación en todos los lados de la zona de almacenamiento (arriba,
izquierdo, derecho, adelante, atrás).
Anexos 70
Dirigirse al bunker de almacenamiento con las llaves de la puerta y
candados del equipo.
Revise la lectura de radiación en la superficie de la puerta de acceso y
si la lectura está por debajo del límite máximo permitido, ingrese al
bunker para sacar el equipo.
Una vez fuera del bunker ubique el equipo en la Zona para inspección
o en la Zona de Transporte y tome las lecturas de radiación con el
monitor portátil de acuerdo con los procedimientos establecidos más
adelante.
Una vez terminada la actividad, sea inspección o transporte, retorne el
equipo al Bunker, cerciorándose de que la varilla haya quedado en la
posición de seguro y con sus respectivos candados.
Guarde el equipo en el Bunker coloque doble pasada a la cerradura de
la puerta y guarde las llaves en la oficina del laboratorio.
Nota: El Operador del Densímetro (o sea el Laboratorista) deberá
usar siempre el dosímetro personal.
Para inspección del densímetro
Una vez retirado el Densímetro de su sitio de almacenamiento
dirigirse a la zona de inspección con el equipo dentro del bulto para iniciar
la toma de lecturas de radiación mientras este permanece dentro del
bulto; regístrelas en el formato para tal fin. Sí, las lecturas están dentro de
los límites normales proceda a sacar el densímetro de su bulto de
transporte y realice las lecturas de radiación con el equipo afuera y sobre
el bloque de referencia; comience a tomar las lecturas con el monitor
portátil por los lados con mayor actividad y registre estas lecturas; estas
deberán ser menores a 27 mrem/hr en las zonas de mayor actividad, o
sea cerca a la varilla mientras esta permanece en la posición segura,
totalmente arriba. Una vez verificados los límites de radiación proceda a
realizar el conteo estándar sobre el bloque o vuelva el equipo a su bulto
Anexos 71
para montarlo en alguno de los vehículos de transporte autorizados para
tal fin.
Si la actividad a seguir es el transporte del equipo revise el próximo
procedimiento, sino realice el proceso de verificación con el conteo
estándar, de la siguiente manera:
Colocar el densímetro sobre el bloque de referencia ajustándolo sobre
las guías para evitar que queden colchones de aire.
Encender el equipo y alejarse por lo menos 3 metros mientras éste se
carga.
Programar un conteo estándar de 4 minutos y una vez iniciado debe
alejarse por lo menos a 3 metros; el equipo le indicará cuándo termina
el conteo para no tener que acercarse a revisar.
Verificar las lecturas del conteo estándar DS y HS y comprobarlas con
las medidas teóricas de la tabla 2 del presente manual. En caso de
estar erradas debe repetir el procedimiento e iniciar un nuevo conteo.
Registre las lecturas obtenidos en el formato destinado para estas.
Sí se encuentra en campo para tomar densidades regrese
nuevamente el equipo a la caja de transporte sin necesidad de apagarlo,
para transportarlo a los diferentes sitios de la obra, sino regrese el equipo
a la caja, asegúrelo y regréselo a su lugar de almacenamiento.
Nota: Hay que tener en cuenta que el equipo siempre irradia energía,
aun estando apagado.
Para el transporte del densímetro en el vehículo
Subir el equipo dentro de su caja de transporte al vehículo.
Asegurar el equipo con una manija a la carrocería en la parte más
alejada cabina del conductor.
Anexos 72
Determinar una zona supervisada dentro del vehículo.
Monitorear las tasas de dosis a través del medidor portátil de
radiación en los tres costados de la carrocería (derecho, izquierdo
y trasero) y registrarla la mayor radiación en las etiquetas del
bulto, este será el índice de transporte.
Verifique que lleva los documentos pertinentes al transporte del mismo.
Cuando llegue a la zona de trabajo debe determinar la zona controlada
temporalmente en la que no tenga acceso personal no autorizado.
Nota: Siempre se debe transportar también los conos reflectivos y
las indicaciones de seguridad para el transporte en caso de
accidente.
Para trabajo en campo
Para la ejecución de un ensayo debe tenerse presente la
preparación del densímetro, la preparación del terreno y la interpretación
de datos.
Demarcar el área de trabajo con los conos reflectivos por lo menos a 5
metros a la redonda.
Verificar que porta el dosímetro personal.
Colocar los avisos de material radiactivo y prohibido el ingreso de
personal no autorizado.
Realizar correctamente el conteo estándar; para esto debe verificarse:
que el densímetro esté colocado correctamente sobre el bloque de
referencia, buscando que no se detallen colchones de aire, la barra de
toma de densidades debe estar en posición segura durante este
conteo, este conteo debe realizarse por lo menos tres (3) metros
alejado de cualquier superficie vertical y diez (12) metros de cualquier
otro equipo que contenga fuentes radiactivas, el bloque de referencia
donde se realiza este conteo debe ser propio del equipo o de lo
Anexos 73
contrario se falseará las mediciones y por último es importante verificar
que los conteos de densidad estándar y humedad estándar estén
dentro de los parámetros establecidos en el certificado de calibración,
según el decaimiento teórico de la fuente de Cs-137.
Configuración de los parámetros de ensayo (Proctor o Marshall
Teórico, unidades de medición, tiempo de ejecución del ensayo y
cuando se requiera operaciones avanzadas), e inicie las mediciones.
Al iniciar el ensayo debe retirarse a una distancia no menor de 3 metros
y al terminar el ensayo debe colocar el equipo en posición segura
(donde la fuente de Cesio 137 está doblemente encapsulada).
Al terminar las labores en la zona de trabajo debe apagar el densímetro
y guardarlo nuevamente en su caja de transporte, en espera del
vehículo para transportarlo a la zona de almacenamiento.
Dentro de las operaciones avanzadas que ofrece el densímetro
nuclear se encuentra: la compensación, la calibración especial y la
medición en capas delgadas.
3.1.1 Compensación en densidad
Es frecuente para materiales cuya densidad esta fuera de la
gamma (1121-2723 Kg/m3) y para materiales cuya composición es bien
distinta al promedio suelo/asfalto.
3.1.2 Compensación en humedad
Son frecuentes para suelos con materiales distintos al agua que
absorbe los neutrones, con un alto contenido de hidrogeno. Este factor k
se determina comparando el valor de humedad de laboratorio con una
muestra del valor de humedad del densímetro así:
k = (%MLab - %Mdens)/(100+%Mdens) * 100
Anexos 74
3.1.3 Compensación en Zanja
Esta compensación ajusta todas las medidas de humedad, pero
ajusta las de densidad solamente para retro-dispersión.
Haga el conteo estándar (fuera de la zanja) y apunte los valores de los
conteos de humedad y densidad.
Apunte los valores de densidad estándar DS y humedad estándar HS.
Coloque la sonda con la barra de densidad en posición segura, sobre el
bloque de referencia en la zanja, a la misma distancia de la pared
desde la que se van a hacer las medidas. (no realice otro conteo
estándar).
Fije el tiempo de conteo a 4 minutos para el 3430 y 1 minuto para el
3440.
Apunte los valores (CD zanja) y (CH zanja).
Reste los valores estándares diarios de los conteos hechos en la zanja.
Constante densidad (valor a compensar) = Densidad estándar –
densidad de zanja.
Constante humedad (valor a compensar) = Humedad estándar –
humedad de zanja.
Active la compensación de zanja.
Las calibraciones especiales se realizan en aquellos casos donde
la composición del material es variable, pudiendo afectar la precisión de
las medidas.
En estos casos este valor de B puede ser ajustado, realizando
conteos en un material con densidad conocida y automáticamente el
equipo establece el nuevo valor B.
Anexos 75
Para la medición de capas delgadas se debe realizar los siguientes
pasos:
Determine la densidad de la capa inferior.
Aplique el recubrimiento de capa delgada.
Determine el espesor del recubrimiento y seleccione el valor K de la
tabla predispuesta.
Realice una medición de la densidad del recubrimiento con el
densímetro en retro-dispersión.
Inserte los valores en la siguiente ecuación:
DT= (WD-DB * K)/ (1-K)
En la preparación del terreno se debe tener en cuenta:
Localice un lugar plano, allane con la placa de enrazado y luego rellene
los agujeros con arena fina, cal o polvo de cemento.
Haga que la varilla de perforación pase por el extractor y luego por una
de las guías de la placa enrazadora.
Con el pie sujetando la placa, golpee con un martillo la barra de
perforación, hasta lograr 50mm más de la profundidad de ensayo
deseada.
Trace en el suelo el perímetro del área de la placa enrazadora.
Retire la varilla de perforación junto con la placa enrazadora; y coloque
el densímetro sobre el trazo realizado.
Inserte la varilla de medición a la profundidad deseada, moviendo
suavemente el instrumento hacia el frente buscando el contacto con la
pared del orificio. Realice y registre los datos.
Anexos 76
CAPÍTULO IV
VIGILANCIA RADIOLÓGICA
4.1 Vigilancia rutinaria
Realizar y registrar lecturas de radiación a 0,0 m; a 0,3 m y a 1,0 m de
distancia del equipo cuando éste está dentro del bulto y fuera de él;
(lado frontal, trasero, lateral derecho, lateral izquierdo, lado superior e
inferior). Las lecturas deben realizarse con el detector por ionización
Geiger Muller y registrarse en el formato para registro denominado
“Registro De Lectura Radiologica De Densimetro Nuclear” cuyo
diligenciamiento se realizará semanalmente y los registros reposaran
en la oficina del laboratorio de la planta de Girardota en al AZ que
contiene la documentación del Equipo; Estos registros se conservaran
por un periodo de dos años.
Si las lecturas de radiación tomadas se encuentran fuera de los
límites de emisión establecidos por el fabricante, de acuerdo al perfil de
radiación del equipo (Ver tabla 2, Página 6), se iniciará la ejecución del
plan de emergencia.
4.2 Vigilancia especial
La revisión, verificación, mantenimiento y calibración del
densímetro será realizado anualmente por una entidad autorizada por
INGEOMINAS. Incluir mantenimiento preventivo, calibración en caso de
caídas u otro tipo de accidente.
4.3 Vigilancia radiológica de las personas
Se utilizará un dosímetro por persona ocupacionalmente expuesta,
para esto se contratará con una entidad que preste el servicio de
Anexos 77
protección radiológica y dosimetría personal. Si la entidad que presta el
servicio de dosimetría reporta alguna anomalía en las lecturas tomadas,
se debe iniciar la ejecución del plan de emergencia. Véase numeral 9, y
reportar a las entidades competentes. Véase anexo 1.
Cada año, y al momento de su retiro de la empresa, el personal
ocupacionalmente expuesto se someterá a la realización de exámenes
médicos entre los que se encuentran: Hemoleucograma, Citoquímico De
Orina, Espermograma, Y Examen Fisico Completo, con análisis y
comentarios por parte de una entidad prestadora de servicio afiliada a la
Instituto Ecuatoriano Seguridad Social (IESS), entidad a través de la cual
se gestionaran dichos exámenes. El contacto entre el IESS y la empresa,
será el profesional en Seguridad Industrial y Salud Ocupacional SISO,
quien solicitara la realización e interpretación de estos exámenes después
de recibir una solicitud por parte del OPR.
Una vez se reciban los resultados de estos exámenes se revisaran
en conjunto con el SISO, el OPR y el personal ocupacionalmente
expuesto para dar a conocer sus resultados, y resolver inquietudes
respecto a los mismos. Se dejará constancia de dicha socialización
mediante un acta y redactada en el modelo adoptado por la empresa e
incluido en el sistema de Gestión Integral.
CAPÍTULO V
MANTENIMIENTO Y CALIBRACIÓN
El densímetro será enviado anualmente a una empresa prestadora
de servicio con experiencia certificada en el campo y debidamente
certificada por la autoridad competente para el manejo de material
radiactivo para realizar la revisión, el mantenimiento preventivo y la
calibración del Equipo o antes (MEER-SAN), sí el oficial de protección
Anexos 78
radiológica, (OPR), así lo estima conveniente, tras cualquier novedad en
las lecturas de vigilancia Rutinaria o por algún suceso que ponga en duda
la integridad funcional del equipo y seguridad del personal
ocupacionalmente expuesto.
La frecuencia de calibración del densímetro quedara incluida dentro
del programa de aseguramiento Metrológico de la empresa; teniendo en
cuenta la frecuencia de uso, manejo e impacto del ambiente (ver registro
de control de equipos radiológicos y registros de calibración del
densímetro nuclear y geiger muller).
El monitor portátil de radiación – GEIGER MULLER será enviado
anualmente para calibración al laboratorio de MEGAOBRA S.A.; y a
servicio de mantenimiento o reparación cuando así se determine por
posible daño.
El dosímetro personal del operario – Laboratorista será enviado
para su lectura mensualmente, y su reporte de dosis será recibido y
analizado por el encargado de protección radiológica; quien informará al
personal del acumulado a la fecha.
Otros elementos incluidos en el programa de protección radiológica
como señalización o extintor serán incluidos en este programa los cuales
se les realizará una verificación periódica.
Anualmente, al mismo tiempo que la revisión, mantenimiento y
calibración se realizará la prueba de fuga de radiación Ionizante por parte
de la empresa prestadora de servicio quien tomara las precauciones
respectivas de acuerdo con los procedimientos incluidos en su Manual de
Protección de Radiológica y previamente aprobado por la entidad
competente. Esta prueba de fuga también re realizara después de cada
mantenimiento correctivo.
Anexos 79
En caso tal de que la prueba debiera llevarse a cabo por alguno de
las personas ocupacionalmente expuesta se tendrán en cuenta estas
recomendaciones y elementos:
Disco o filtro poroso.
Reactivo (alcohol).
Pinzas que sujeten el disco al filtro.
Bolsa marcada para cada frotis de cada fuente.
El procedimiento es el siguiente.
En las bolsas donde se guardarán y enviaran las muestras al
laboratorio para el análisis, se escribe la marca, el modelo y la serie del
densímetro; así como el tipo de fuente y su número de serie.
Haga frotis para la prueba de fugas de la fuente de Am241Be, soltando
el panel frontal del densímetro y haciendo frotis a la etiqueta de la
fuente a través del filtro humedecido con el reactivo y sujetado a través
de las pinzas.
Haga el frotis para la prueba de fugas de la fuente de Cesio 137,
colocando el densímetro de manera lateral (la base al aire), y hacer
frotis al anillo raspador de la placa base a través del filtro que ha sido
humedecido y sujetado a través de las pinzas.
En cualquier de los dos casos la barra de la fuente de Cesio 137, debe
estar en la posición segura; y las dos muestras deben ser enviadas a un
laboratorio competente en el análisis de las mismas.
Anexos 80
CAPÍTULO VI
CAPACITACIÓN DEL PERSONAL
El Encargado de Protección Radiológica deberá difundir el presente
manual entre las personas que en dado momento puedan estar en
contacto con el densímetro, además deberá entrenar el personal para
situaciones de emergencia. Este ítem incluye:
• Charlas técnicas sobre las características del densímetro (naturaleza de
sus fuentes y sus características de emisión),
• Identificación de responsabilidades en caso de accidente,
• Evaluación del conocimiento acerca del plan de emergencias
radiológicas.
Estas capacitaciones serán realizadas mínimo una vez al año y
registradas en su respectivo formato; o realizadas antes; si el Encargado
de protección radiológica determina la necesidad. El temario a darse es el
siguiente:
Efectos biológicos de la radiación.
Importancia de la delimitación y monitoreo de cada una de las zonas
radiológicas.
Adecuado uso del monitor portátil de radiación y servicio de
dosimetría.
Anexos 81
Importancia del correcto diligenciamiento y análisis de los formatos
incluidos en el programa de protección radiológica.
Acciones preventivas en cada una de las zonas radiológicas.
Acciones correctivas en caso de accidente o suceso radiológico.
Actualización de reglamentación.
Comunicación si es necesario de nuevas versiones del reglamento.
En el Capítulo 11 se Anexa el programa de capacitación anual en
la Gestión radiológica
CAPÍTULO VII
SEGURIDAD FÍSICA DE LAS FUENTES
Los riesgos involucrados son en mayor o menor grado
dependientes de los parámetros que caracterizan a las fuentes, la
adecuación del sitio de trabajo o almacenaje y la correcta utilización del
densímetro.
• Encapsulación de fuentes: La fuente de neutrones (Americio – 241:
Berilio), se comprime y luego se introduce por soldadura en una
cápsula de acero inoxidable. La fuente de fotones Gamma (Cesio –
137) es sellada por soldadura en una cápsula. Las dos fuentes
radiactivas cumplen con las reglas internacionales para el sellado de
“forma especial”, lo que significa que dispone de doble encapsulación
para evitar cualquier fuga de material.
• Almacenamiento del densímetro en tránsito:
Acciones Preventivas
Programar adecuadamente en tiempo y horario del transporte; es decir
por ejemplo si es entre ciudades en que sitio se realizara la parada. No
Anexos 82
Debe Transportarse El Equipo En Carretera Después De Las 8 De La
Noche.
Programar con anticipación de hoteles que brinden seguridad al
vehículo y al bulto.
Nadie distinto al personal de MEGAOBRA S.A., puede manipular el
vehículo donde se estén transportando los densímetros.
Para el viaje se debe programar que el transportista además de poseer
celular con el número del encargado de protección radiológica, posea
en el celular el número de emergencias en caso de una varada en el
camino; con el fin de poder comunicar ayuda a las autoridades en la
vía.
Antes del viaje, se debe realizar una inspección del vehículo para
asegurar que su funcionamiento técnico mecánico es el correcto.
Acciones Correctivas
El transportista debe comunicarse con el encargado de protección
radiológica, informarle del caso y buscar tomar acciones de manera
pronta según las circunstancias.
En caso de una varada debe delimitarse el vehículo a una distancia no
inferior a tres metros; esto con el propósito de que no esté en la zona
personal innecesario sin autorización y buscando que la tasa de dosis
tienda a cero.
Si el daño del vehículo amerita, la revisión de un técnico mayor a 30
minutos; el contenido radiactivo debe ser desalojado temporalmente
del vehículo y dispuesto en una zona controlada temporal, dispuesta
por el personal de MEGAOBRA S.A.; delimitada a una distancia de
tres (3) metros del bulto, señalizada y monitoria con el monitor. Si la
varada fue en la vía y por seguridad del bulto es mejor que
permanezca en el vehículo; haga la debida señalización en carretera y
notifique a las autoridades para solucionar la emergencia.
Anexos 83
Transporte del densímetro: Cuando el densímetro este siendo
transportado en el vehículo de la compañía, debe transportarse dentro de
su cápsula de transporte y además estar muy bien amarrado a la parte
más trasera del vehículo transportador (permitiendo obtener una buena
distancia entre el densímetro y las sillas del conductor), para prevenir
daños por fuertes vibraciones durante el transporte, prevenir que el
densímetro se salga y caiga de la camioneta o que el densímetro sea
hurtado. Igualmente cuando se transporte el densímetro, el laboratorista
debe tomar las respectivas lecturas garantizando que las personas
sentadas en la parte de adelante del vehículo sean irradiadas con la tasa
de dosis mínima posible; es decir tendiendo a cero en el monitor.
El Operador del densímetro durante el transporte también es
responsable de la colocación de la respectiva señalización en los lados
exteriores del vehículo; la cual es descrita en el capítulo 8 del presente
manual.
Es importante igualmente que se evidencie en el respectivo formato
la de salida y entrada del densímetro. Otras medidas físicas durante el
transporte involucran asegurar que el vehiculo cuente con un extintor en
buenas condiciones y llevar siempre la encapsulación temporal
(Almacenamiento en tránsito).
CAPÍTULO VIII
TRANSPORTE DE LAS FUENTES
El densímetro es un equipo portátil, de ahí la importancia de que se
cumplan los requisitos de un transporte seguro
8.1 Transporte fuera de las instalaciones
De acuerdo a la resolución 18-1682 del ministerio de minas y
energía se establece:
Anexos 84
8.1.1 Objetivo
Definir las medidas y controles para la actividad de transporte de
material radiactivo
8.1.2 Alcance
Aplica para cuando el equipo debe ser transportado en un vehículo
de la empresa o en otro tipo de vehículo y su transporte tarda varias
horas. El bulto a transportar es un bulto tipo A, categoría II, de color
amarillo, que incluye un densímetro con dos fuentes radiactivas; una de
Cesio 137 con una actividad de 8 mCi y otra fuente de Americio 241
Berilio con una actividad de 40 mCi
8.1.3 Marcado
El densímetro posee en la parte exterior superior de la caja de
transporte una etiqueta que identifica que el equipo pertenece
MEGAOBRA S.A., y los datos como la dirección, teléfono. Cuando el
densímetro ha de ser llevado a otra empresa, se adicionará en una
etiqueta temporal los datos de la empresa donde se remite. A
continuación se indica la muestra de estas etiquetas
8.1.4 Etiquetado
En cumplimiento de la resolución 18-1682 y de acuerdo al tipo de
bulto y material radiactivo; el bulto llevará en la parte frontal y trasera la
siguiente señalización.
Anexos 85
8.1.5 Rotulado
Siguiendo los parámetros establecidos en el artículo 61 de la
resolución 18-1682 del Ministerio de Minas y Energía, cada vez que se
transporte el equipo, el vehículo tiene señalización en los exteriores del
vehículo, como se muestra a continuación.
8.1.6 Índice de Transporte
Con el propósito de definir si la tasa de dosis del bulto es normal;
se determina el índice de transporte en concordancia con el artículo 22
del capítulo 22 del Decreto Seguridad Radiológica; y que para el caso de
los bultos tipo A, categoría II su valor asignado debe estar entre 0 y 1.
Para generar este valor se realiza una medición de la tasa de dosis en
mSv/hora a nivel de superficie de la carrocería del vehículo con el bulto y
el densímetro adentro. El mayor valor registrado entre todos los costados
se multiplica por 100 y se coloca con marcador permanente en las
Anexos 86
etiquetas adheridas al bulto. Este procedimiento se realizará cada vez que
el equipo requiera ser transportado fuera de la instalación del
almacenamiento.
8.1.7 Documentación
La documentación que siempre se lleva cuando se transporta el
equipo es la siguiente.
Registro de salida y transporte del material radiactivo; y a su
vez este registro incluye:
De acuerdo al artículo 22 del Capítulo III del decreto seguridad
radiologica, detalles de la remesa: identificación del remitente y
destinatario incluidos nombres y direcciones, nombre correcto de la
expedición, el número (7) de la clasificación de las naciones unidas,
numero asignado de las naciones unidas (3332), tipos de
radionucleidos con su forma y actividad expresada en Bequerelios,
categoría del bulto y su índice de transporte; rotulados apropiados del
vehículo con la clasificación y numero designado.
De acuerdo al artículo 22 del Capítulo III del decreto seguridad
radiologica; Declaración del remitente firmada donde declara. “declaro
que el contenido de esta remesa queda total y exactamente descrito
mediante el nombre correcto de expedición, asimismo, que se ha
clasificado, embalado, marcado y etiquetado y se halla en todo
respecto en condiciones adecuadas para su transporte por tierra de
conformidad con los reglamentos internacionales y nacionales
pertinentes”
Cartel pegado al vehículo para que en caso de accidente cualquier
persona pueda enterarse y llamar a las debidas autoridades.
Anexos 87
Carné de autorización Operador del Densímetro para la
manipulación de material radiactivo, expedido por MEGAOBRA S.A.
8.1.8 Controles
Limitación de dosis: para garantizar que la dosis recibida, este por
debajo de lo estipulado tanto para la persona ocupacional como para el
público; el bulto será amarrado en la parte más trasera de la
camioneta.
Capacitación: El Operador del Densímetro tiene conocimiento de las
características del material radiactivo a transportar, la ruta y forma de
transporte segura del equipo y estar preparado para actuar en caso de
cualquier eventualidad.
Verificar las condiciones de amarre del equipo en el vehículo de
transporte para prevenir que el equipo se mueva o se caiga y presente
un accidente.
Verificar los registros necesarios para su transporte.
Realizar medidas de tasa de dosis en la cabina y parte externa del
vehículo a través del monitor portátil de radiación Geiger Muller. Dichos
valores deben ser registrados en el formato de monitoreo de zonas en
el lugar correspondiente al transporte.
Responsabilidades
Es responsable de la programación del transporte es el Encargado
de protección radiológica; y el encargado de la ejecución de la
programación es el Operador del Densímetro.
Es responsabilidad del encargado de protección radiológica
verificar con anticipación o de manera frecuente el control que lo
estipulado en este capítulo se realice; y corregir procedimiento o dar
nuevamente capacitaciones cuando así se amerite.
Anexos 88
8.1.10 Procedimiento para el transporte fuera de las instalaciones.
A continuación se describe el procedimiento a realizar cada vez
que se transporte el densímetro a obra y requiera la utilización del
vehículo.
El densímetro es transportado en la parte trasera del vehículo y en este
momento no debe haber personal sentado o muy cerca del densímetro.
El densímetro debe ir ajustado al vehículo con cualquier tipo de anclaje.
El densímetro está dentro de la caja de transporte y está amarrada,
asegurada y protegida con la carpa.
Se verifica con el Geiger Muller.
Durante el transporte, el vehículo debe llevar un aviso con las
especificaciones del equipo y los números de teléfono para apoyo en
caso de emergencias y así cualquier persona pueda enterarse del
contenido transportado.
El Encargado del equipo debe llevar consigo el monitor portátil Geiger
Muller y portar el dosímetro personal durante todo el recorrido.
Debe llevar también copia del oficio de la licencia de manejo de
material radiactivo para soportar el traslado del equipo ante las
autoridades viales.
Cualquier observación en la aplicación del procedimiento debe ser
comunicada y si es el caso registrada para corregirla posteriormente
actualizando el respectivo manual.
8.2 Transporte dentro de las instalaciones
Todo Densímetro que llegue a las instalaciones debe ser transportado
en su respectiva cápsula.
En la cápsula de transporte se debe indicar las especificaciones del
contenedor. Para los Densímetros Troxler serie 3430, las
especificaciones son: tipo A, Amarillo ll.
Anexos 89
Si el Densímetro no presenta lecturas de actividad anormales, se
puede transportar el densímetro sin su cápsula de transporte, pero
debe ser transportado siempre con la barra de la fuente en posición
segura.
Evitar transportar el Densímetro en la espalda, o apoyándolo en el
cuerpo; se debe tomar del mango y levantarlo levemente del nivel del
suelo.
CAPÍTULO IX
PLAN DE EMERGENCIA RADIOLÓGICO
9.1 Objetivo
Proyectar diferentes escenarios de accidentes o incidentes con el
densímetro nuclear y de esta manera generar acciones preventivas y
correctivas en caso de que se cumpla el incidente o accidente.
Restringir la exposición de la persona ocupacionalmente expuesta y del
público; al nivel más bajo que sea razonable.
Restablecer el control de la situación.
Retroalimentar la información referente al accidente o incidente para
evaluar las causas y consecuencias del evento.
9.2. Características generales de la actividad que se realiza
La actividad que se realiza con el Densímetro nuclear es
determinar por control el % de compactación de suelos y asfaltos.
9.3 Áreas donde se utiliza el densímetro
Como ya se dijo anteriormente el densímetro se mueve entre estas
áreas o zonas:
Anexos 90
zona de almacenamiento.
Zona de inspección.
Zona de transporte
Zona de trabajo en obra
9.4 Casos de emergencia
Son definidos como casos de emergencia los siguientes:
Pérdida o robo de un densímetro.
Pérdida o robo de cualquiera de las fuentes: (Americio – 241: Berilio) o
(Cesio – 137).
Daño físico del castillo de la fuente de Americio – 241: Berilio, o el
castillo de la fuente de Cesio – 137.
Exposición indebida de una persona.
Incendio en el almacenamiento.
Colisión del vehículo durante el transporte del densímetro.
Uso indebido, dosis muy altas.
9.5 Acciones protectoras
9.5.1 Para la pérdida o robo de un densímetro
Notifíquese el robo del densímetro nuclear a la policía y a la EMPRESA
por medio del Encargado de protección radiológica.
La empresa por medio del Encargado de protección radiológica debe
establecer formalmente un denuncio.
Igualmente la empresa a través del Encargado de protección
radiológica debe enviar una notificación de robo del densímetro a toda
entidad que por sus actividades pueda establecer en determinado
contacto con el densímetro nuclear.
Anexos 91
9.5.2 Para la pérdida o robo de cualquiera de las fuentes
Notifíquese la pérdida o robo de las fuentes del densímetro a la policía
y a la EMPRESA por medio del Encargado de protección radiológica.
La empresa por medio del Encargado de protección radiológica debe
establecer formalmente un denuncio de la fuente robada y sus
respectivas características.
Igualmente la empresa a través del Encargado de protección
radiológica debe enviar una notificación de robo del densímetro a toda
entidad que por sus actividades pueda establecer en determinado
contacto con el densímetro nuclear.
Generar un incentivo o estímulo económico al ladrón a través de un
comunicado por un medio masivo para que devuelva esa fuente y
notificarlo del peligro que incurre en la manipulación de dicho material
sin la debida protección.
9.5.3 Para la pérdida de la fuente por mala manipulación:
El operario comunicará este accidente al Encargado de protección
radiológica, y esta a su vez a MEGAOBRA S.A..
Acordone el área donde se sospeche puede estar la fuente perdida, el
área de acordonamiento no debe ser menor de 10 metros.
Inicie la búsqueda con el medidor Geiger Muller, realice lecturas donde
se presume fue la pérdida.
Determine un área más específica y localice la fuente; y a través de
unas pinzas largas (1,0 a 1,5 metros de longitud) o algún otro
instrumento que impida el contacto físico con la fuente.
Tome la fuente e introdúzcala si es posible en su respectivo blindaje,
seguidamente en la cápsula de transporte o en otro castillo (Capsula
para emergencias) que le permita disminuir la exposición a la radiación
mientras se transporta hasta el lugar de almacenamiento permanente y
por último en la zona de almacenamiento.
Anexos 92
Nota: Los tres últimos ítems deben cumplirse en el menor tiempo
de exposición; mientras una persona determina el sitio exacto de la
fuente, otra persona debe estar lista con las pinzas para recogerla e
ingresarla al castillo (blindaje, cápsula, zona de almacenamiento
respectivamente), buscando repartir la dosis entre varias personas.
Controlada la situación, determine el tiempo y distancia de
exposición radiactiva de cada una de las personas que participaron en la
ejecución del plan de emergencia radiológico.
La persona encargada de la protección radiológica debe generar un
reporte donde se evalúe las causas, consecuencias y permita que se
retroalimente el plan de emergencia, en busca de mejoras. En este
reporte deberán quedar consignadas la tasa de exposición de las
personas del público, como el OPR que intervinieron en la atención de
la emergencia. Este control se realizará llevando el tiempo y las
lecturas de radiación. Este registro servirá como el dosímetro personal
del OPR.
Ver Anexo 4 (Imágenes de la Cápsula y pinzas para atención de
emergencias).
En los procesos de almacenamiento pasado el suceso, la labor debe
ser realizada sólo por el personal ocupacional.
9.5.3 Para daño Físico del Blindaje de alguna de las Fuentes
Realice anualmente la prueba de fugas en cada una de los blindajes de
las fuentes.
Establezca a través del monitor portátil que fuente o que blindaje tiene
el daño.
El operario del densímetro notificara al encargado de protección
radiológica de este suceso y este a su vez a MEGAOBRA S.A., y al
representante legal en la circunstancia que deba generarse en desuso.
Anexos 93
Delimite y acordone el área donde se realiza la inspección al
densímetro a una distancia no menor de 6 metros; restringiendo el
ingreso a esta zona del personal no autorizado.
Verifique a través del Geiger Muller las tasas de dosis; es importante
que tienda a cero; es decir si la tasa de dosis esta elevada delimite,
señalice y acordone a una distancia superior a la inicialmente
enunciada.
Haga una inspección visual y determine la naturaleza del daño del
blindaje estableciendo si es solucionable o el equipo debe ser dado en
desuso.
En cualquiera de los dos casos el densímetro debe ser colocado en
posición SAFE (seguro), guardado en su caja de transporte y
almacenado temporalmente en el cuarto de almacenamiento de
MEGAOBRA S.A.
Si la avería puede solucionarse, genere el arreglo del mismo.
Si la avería no puede solucionarse físicamente, gestione con ayuda del
proveedor en Ecuador la re-exportación de este equipo a su país de
origen.
El operario debe entregar al Encargado de protección radiológica el
reporte técnico del suceso y esta su vez entregara un reporte a
MEGAOBRA S.A., y la gerencia de los sucedido y plan de acción
generado.
Muy posiblemente en la ejecución de este plan de acción, las dosis
recibidas por la persona ocupacional van a elevarse; por tal motivo el
registro de dosimetría indicará valores más alto de los habituales; así
que se debe crear un reporte de investigación donde justifique estas
dosis circunstanciales.
El Encargado de protección radiológica debe generar un reporte donde
se evalúe las causas, consecuencias y retroalimente el plan de
emergencia, en busca de mejoras.
Anexos 94
9.5.4 Para Exposición Indebida de una Persona
Estas tareas deben ser realizadas por el Encargado de protección
radiológica.
El Encargado de protección radiológica debe determinar cómo y porque
se está generando exposición indebida del operario o alguien en
particular.
Debe también el encargado revisar los procedimientos estipulados en
este manual en busca de posibles fallas del procedimiento y corregirlas
de inmediato.
Cumplir con la actualización del manual con la respectiva notificación a
MEGAOBRA S.A. y las personas involucradas en el programa de
protección radiológica.
Generar nuevas capacitaciones en la operación del densímetro en
cada una de las zonas de trabajo.
Aumentar la frecuencia de evaluación de procedimientos y
monitorearlo; es decir se hagan en tiempos más cortos por lo menos
hasta donde se asegure que la situación está controlada.
9.5.5 Para Incendio en el almacenamiento
Funciones del operario del densímetro o de los bomberos si es
fuerte el incendio.
Delimitar, realizar y asegurar la zona a una distancia no menor a 15
metros.
Monitorear a través del Geiger Muller el nivel de radiación de las
fuentes.
Notifique al encargado de protección radiológica, a MEGAOBRA S.A. y
a los Bomberos; este ultimo según la magnitud del incendio.
Anexos 95
Controlar el fuego con los extintores ubicados en la parte externa del
cuarto de almacenamiento y en las diferentes instalaciones de la
planta.
En lo posible busca sacar el densímetro de la zona de incendio y
colocarlo en un sitio temporal seguro mientras se apaga el incendio.
Realice un registro visual y de tasa de dosis del densímetro.
En caso de averías aplique procedimiento del ítem 9.5.3. del presente
capitulo y manual.
El encargado de protección radiológica realizara el respectivo informe
donde se busquen las causas y retroalimente esta información al
manual para evitar el mismo incidente a futuro.
Evalué las jornadas de capacitación de simulacros de incendio.
9.5.6 Para colisión del vehículo durante el transporte del densímetro
El operario del densímetro debe realizar una inspección visual y
ayudado con el Geiger Muller hacer un monitoreo del bulto para
verificar las tasas de dosis.
Reportar inmediatamente por radio de comunicación a la
administración y al encargado de protección radiológica y este a su vez
a MEGAOBRA S.A.- SISO.
Si las medidas están dentro de lo permitido, solicitar otro vehículo de la
empresa para transportar el equipo hacia la zona de almacenamiento.
Si las medidas se encuentran alteradas verifique si hay avería en el
blindaje o daño de una fuente; y según el caso aplique el procedimiento
expuesto en los ítems 9.5.3 del presente capitulo y manual.
9.5.7 Para uso indebido, dosis muy altas
Tomar medidas con el monitor de radiación Geiger Muller y verificar
con los niveles permitidos.
Anexos 96
Si las medidas están dentro del límite, el Encargado de protección
radiológica debe investigar el caso y verificar el uso adecuado del
dosímetro para identificar las causas de las dosis muy altas.
Presentar el reporte a las directivas de la empresa para tomar
determinaciones en cambio de procedimientos o mala utilización del
equipo o indebidos equipos para el desarrollo normal de la toma de
densidades y humedades, o proveedores inadecuados en la toma de
dosimetría.
Cualquiera que sea el caso debe ser descrito en un reporte
comunicado al responsable y copia a la máxima autoridad de
MEGAOBRA S.A.
Actualice el manual, difunda la información y aumente la frecuencia de
capacitaciones, donde el objetivo de la misma es comunicar el
incidente el plan de acción y su objetivo.
9.6 Niveles de intervención
De acuerdo con su extensión geográfica y consecuencias se
pueden presentar eventos de:
Nivel 2: Las consecuencias se limitan a un área supervisada. Los
eventos del nivel dos (2), son solucionados por el laboratorista, quien está
capacitado para generar rápidamente acciones correctivas ante el
incidente.
Nivel 3: Las consecuencias tienen repercusión fuera del área
supervisada como en los traslados de una obra a otra. Para los eventos
del nivel tres (3); igualmente el laboratorista portará información de
entidades oficiales a llamar en caso de emergencia, (Ficha de transporte).
Anexos 97
9.7 Medidas que garanticen el apoyo externo
Las medidas que garantizan un apoyo externo es tener la
información de entidades oficiales actualizada, mantener al día la licencia
de manejo.
9.8 Preparación del personal ante emergencias
Con el fin de intervenir las emergencias radiológicas se tienen las
siguientes actividades:
9.8.1 Planificación de notificaciones
Una vez presentado el accidente radiológico se procede a activar
las notificaciones. En la notificación es muy importante que la información
sea dada de manera adecuada y exacta. Esta debe incluir:
Nombre y dirección exacta del sitio donde ocurrió el accidente.
Hora exacta.
La naturaleza del accidente: Ejemplo perdida de la fuente, robo,
incendio.
Naturaleza del material radiactivo involucrado (Ej. Cesio 137 y americio
241 berilio).
Resultado de las mediciones de contaminación radiológica realizadas.
Actividad original de la fuente.
Si existe población bajo riesgo.
Acciones de control inicial tomadas.
9.8.2 Identificación de responsabilidades
El personal capacitado y calificado para el manejo de fuentes
radiactivas ubicado en cada obra será directamente responsable por el
Anexos 98
manejo de las fuentes de radiación (densímetros nucleares) y de atender
y coordinar las diferentes actividades para dar cumplimiento a los
objetivos planteados para minimizar el impacto y consecuencias que se
pueden generar.
9.8.3 Realización de simulacros (Acciones preventivas)
Se realizará un simulacro anual en la empresa con el objetivo de
evaluar:
Manejo del densímetro.
Manejo del monitor.
Delimitación de zonas.
Acordonamiento.
Priorización en la respuesta.
Comunicaciones.
Respuesta a las comunicaciones iniciales.
Monitoreo radiológico.
Implementación de medidas preventivas.
Análisis de accidentes.
Medidas de protección.
CAPÍTULO X
GESTIÓN DE FUENTES EN DESUSO
Se considera fuentes en desuso a aquellos densímetros que:
Poseen cualquiera de los blindajes o castillos averiados o rotos,
presentándose fuga de radiactividad.
Cuando el densímetro sea dado en desuso por nueva tecnología para
la determinación de densidades y humedades.
Cuando la empresa cierra sus labores o no requiere más el equipo.
Anexos 99
Cuando algún densímetro cumpla con esta descripción se debe:
Si se presenta un accidente se debe:
Determinar el daño específico, adjuntando las características del
densímetro y de cada una de las fuentes radiactivas.
Llevar en el menor tiempo posible el densímetro a la zona de
almacenamiento, en su respectiva cápsula de transporte y sus
accesorios. La cápsula debe quedar perfectamente cerrada.
Identificar mediante una nota visible al personal con acceso a esta
zona, advirtiendo sobre las características del daño del densímetro.
Establecer las causas, lugar, tiempo de incidencia, personal expuesto.
Realizar un informe, adjuntando la información del incidente o
accidente.
Reportar a SISO MEGAOBRA S.A., acerca del incidente, a través de la
persona encargada de protección radiológica.
Realizar la solicitud a la casa fabricante del densímetro (Troxler U.S.A
“receptor autorizado de fuentes radiactivas”), mediante el distribuidor
en Ecuador, para el envío del densímetro de nuevo a sus instalaciones.
Contactar a una ISA (Entidad autorizada para el transporte de
materiales peligrosos), para formalizar los requisitos de transporte a
Troxler, por ejemplo la compañía FEDEX (Federal Express)
Si no es accidente, sino actualización o no utilización del equipo se
deben realizar los últimos 2 ítems.
MEGAOBRA S. A., proporcionará el rubro necesario para el envío
de las fuentes en desuso a su fabricante.
Anexos 100
CAPÍTULO XIII
PROTECCIÓN AL PÚBLICO EN GENERAL
Para la protección del público que sea expuesto a radiaciones se
tendrá en cuenta el plan de emergencias establecido en el presente
manual, además de las siguientes acciones:
Evitar el ingreso de particulares a la zona de riesgo.
Capacitación al personal que opera el equipo y al personal encargado
de la protección radiológica.
Almacenamiento del densímetro en bunker de seguridad por fuera del
área del laboratorio durante el tiempo que no se estén realizando
lecturas de superficie.
El transporte del densímetro se debe hacer en su cápsula.
Realizar y registrar lecturas de superficie y a 1m de distancia del
densímetro dentro de la cápsula de transporte, y luego, fuera de ella a
cada lado del equipo (lado frontal, trasero, lateral derecho, lateral
izquierdo, lado superior e inferior). Las lecturas deben realizarse con el
detector por ionización Geiger Muller.
Compare las lecturas con las establecidas en la tabla 2 del presente
manual.
Si las lecturas están dentro de los rangos correspondientes, el equipo
puede empezar a ser operado.
Si las lecturas tomadas se encuentran fuera de los rangos
establecidos, inicie la ejecución del plan de emergencia. Véase
numeral 9.
Señalización informativa y preventiva en el sitio de almacenamiento y
de operación del densímetro.
Realización de mediciones y archivo de registros.
Transporte del densímetro en la cápsula de almacenamiento,
asegurado en la parte trasera del vehículo y sin personal expuesto.
Informar a la entidad reguladora en caso de accidente con la fuente.
Anexos 101
REVISIÓN:1
Persona Persona Persona Persona Persona Persona Persona Persona
N° Cedula: N° Cedula: N° Cedula: N° Cedula: N° Cedula: N° Cedula: N° Cedula: N° Cedula:
ENERO
FEBRERO
MARZO
ABRIL
MAYO
JUNIO
JULIO
AGOSTO
SEPTIEMBRE
OCTUBRE
NOVIEMBRE
DICIEMBRE
Elaboró: Aprobo:
VIGENCIA: 31-10-2017
VIGILANCIA RADIOLÓGICA INDIVIDUAL
Director de ProyectoJefe de SISO
MESAÑO DOSIS EFECTIVA PERIODO (mSv) DOSIS EFECTIVA ACUMULADA (mSv)
ES
TA
DO
Activar el Plan de Emergencias Radiológico.
Después de terminada la labor con el densímetro, deberá ser guardado
en su cápsula de transporte y almacenado en el bunker en bloque de
concreto destinado para tal fin.
ANEXOS
Formato – Registros Vigilancia Radiológica Individual
Formato – .Registro de Manual de Protección Radiológica.
Formato – Registro de Vigilancia Ocupacional
ANEXO N° 1
Anexos 102
MARCA: X1
MODELO: X2
SERIE: X100
ZONA DE
INSPECCIÓN
(3 METROS)
SUPERFICIE
EXTERNA
CARROCERIA
Elaboró: Aprobo:
Jefe de SISO Director de Proyecto
ZONA DE
TRABAJO (5
METROS)
FACTORERS CORRECCIÓN DE LECTURA
CÓDIGO: 001A
REVISIÓN: 31-10-2016
VIGENCIA:31-10-2017
MANUAL DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
DESCRIPCIÓN DEL MONITOR
REVISIÓN: VIGENCIA: 31-10-2017
MES FECHAFONDO
NATURAL
ZONA DE
ALMACENAMIENTO O
(SUPERFICIE PUERTA)
ZONA DE TRANSPORTE
CABINA
JULI
OAG
OST
OSE
PTIE
MBR
EO
CTU
BRE
NO
VIEM
BRE
DICI
EMBR
EEN
ERO
FEBR
ERO
MAR
ZOAB
RIL
MAY
OJU
NIO
ANEXO N° 2
BIBLIOGRAFÍA
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