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Colaboraciones
• Determinación de equipos de protección individual a uti- lizar en cada zona (guantes, máscaras, buzos tyvek, cal- zas, máscaras respiratorias con filtros de partículas, etc.).
• Medida de los niveles de radiación del personal que rea- liza la limpieza (comprobación de niveles de radiación) y de los niveles de contaminación en personas y materiales utilizados, a la salida de las zonas afectadas.
• Participación en la toma de muestras para la medida de la actividad específica del material radiactivo.
• Trabajos de caracterización de los bultos radiactivos generados.
objetivos radiológicos
El objetivo de las actuaciones de limpieza y recuperación de la instalación será conseguir que la dosis residual máxi- ma sea inferior al límite anual de dosis para miembros del público establecido en el vigente Reglamento de protección sanitaria contra las radiaciones ionizantes (RPSRI) que es de un milisievert por año.
Para el cumplimiento de dicho criterio se fijan los siguien- tes niveles derivados:
TASA DE DOSIS: en cada una de las zonas se intentará reducir el valor de la tasa de dosis a 0,5 μSv/h. Este valor está derivado del límite de dosis del RPSRI para miembros del público (1 mSv/año), considerando una jornada laboral de 2000 h/año. No obstante, dicho valor podrá ser supera- do en función del nivel de ocupación de la zona por parte del personal de la instalación durante el régimen de trabajo normal de la instalación.
ACTIVIDAD SUPERFICIAL: en las zonas afectadas, los nive- les de actividad superficial total (fija + desprendible) serán lo más bajos posibles, estableciéndose como objetivo a alcan- zar el valor de 4 Bq/cm2.
En cuanto a la actividad superficial desprendible, su valor se reducirá tanto como razonablemente sea posible, inten- tando alcanzar valores de 0,4 Bq/cm2. CONCENTRACIÓN DE ACTIVIDAD: se considerará resi- duo radiactivo a trasladar al Centro de almacenamiento de residuos de media y baja actividad todos aquellos materia- les cuya concentración de cesio-137 sea superior a la fijada como nivel de exención del vigente reglamento de instalacio- nes nucleares y radiactivas que es de 10 Bq/g.
personal
Los trabajos de limpieza y descontaminación han de ser realizados por empresas que posean experiencia en la limpieza y descontaminación de material radiactivo y que posean personal clasificado como trabajador expuesto a las radiaciones, de acuerdo con el vigente RPSRI. No obstante, se podrán realizar trabajos por personal de la instalación dentro de las zonas afectadas, siempre y cuando se cumplan las siguientes condiciones:
• No podrá superar el límite de dosis establecido en el vi- gente RPSRI para los miembros del público, y dispondrá de un dosímetro personal para conocer cual es su nivel de dosis.
• Siempre estará en compañía de un monitor de protección radiológica.
• Los trabajos se realizarán en zonas donde no exista riesgo de contaminación interna.
• Deberá llevar equipo de protección individual de acuerdo con los procedimientos de protección radiológica que apli- que el supervisor de la UTPR.
Estos trabajos serán aquellos que para su correcta reali-
zación requieran la participación del personal de la instala- ción.
Los trabajos de protección radiológica serán realizados por una UTPR autorizada por el CSN y requerirán al menos de un técnico, con la cualificación adecuada en protección radiológica, para supervisar los trabajos. Adicionalmente ha- brá un técnico en protección radiológica por turno y por ca- da zona contaminada en la cual se trabaje simultáneamente en el mismo turno.
Caracterización y retirada de residuos
Todos los recipientes generados se caracterizarán radiológi- camente, para lo cual se realizarán las siguientes medidas:
• Se medirán los niveles de radiación en contacto por todos
los lados, por arriba y a un metro de distancia en el punto de mayor tasa de dosis de los recipientes usados para el almacenamiento de residuos (bolsas tipo big-bag, bidones, etc.). Se anotará para cada recipiente el valor máximo me- dido en cada uno de los lados, caras, superficie lateral, etc.
• Análisis espectrométrico a cada una de las muestras reco- gidas de cada una de los recipientes generados, siempre que por el tamaño y naturaleza del material permita un muestreo representativo del contenido. En el caso de big- bag de 1 m3 de capacidad con polvo de acería, para que la muestra sea representativa del total se podrá utilizar como método de muestreo, la toma de muestras de manera fraccionada en tres veces, según se vaya produciendo el llenado. Cada una de ellas se introducirá en una bolsa pa- ra proceder a la mezcla y homogeneización del contenido
Desde el punto de vista operativo es más recomendable obtener muestras según se vaya llenando el recipiente. En caso contrario, habría que tomar las muestras con un útil que alcanzara la zona inferior del contenedor y tomar tres muestras a distintas alturas.
• Para el análisis de las muestras se deberá contar con la colaboración de un laboratorio externo especializado en la medida de radiactividad. Este laboratorio podrá rea- lizar el análisis de todas las muestras; o bien, validar los resultados de las medidas realizadas en el espectrómetro
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E. Alcaide • RADIOPROTECCIÓN • No 92 • Julio 2018