MATERIALES RADIACTIVOS DE OCURRENCIA NATURAL (NORM) RIESGO AMBIENTAL Y LEGISLACION

Eduardo Scarnichia Centro Atómico Bariloche, Comisión Nacional de Energía Atómica

Sinopsis Los materiales NORM pueden ser perjudiciales para los seres humanos, afectando a los trabajadores directamente y a los miembros del público a través de su dispersión ambiental. En esta presentación se describen los riesgos producidos por las radiaciones ionizantes, se compara la contribución de diferentes industrias extractivas y se enumeran los métodos para reducirlos. Se analiza la normativa nacional aplicable al trabajo con estos materiales, su transporte y disposición como residuos. Y se hace una breve comparación con la legislación internacional. La industria del petróleo y el gas ha reconocido este riesgo, y aunque no existe una normativa específica sobre el tema, ha comenzado a realizar relevamientos en yacimientos y plantas, adelantándose a la legislación y demostrando su compromiso con la preservación del medio ambiente y la seguridad del trabajo. Introducción La presencia de materiales radiactivos naturales se verifica en todas las actividades humanas, entre ellas las industriales, dentro de las cuales la industria del petróleo y el gas queda incluida como se indicó en el trabajo anterior. Los efectos biológicos de la radiación suelen clasificarse en determinísticos y estocásticos, los primeros se producen a dosis altas y, por lo tanto no pueden ocurrir en el trabajo con materiales NORM. Los efectos determinísticos sólo son esperables en situaciones accidentales en la industria nuclear, y dentro de la industria en general por accidentes relacionados con fuentes radiactivas utilizadas para perfilaje, gamagrafía, aplicaciones médicas, esterilización, conservación de alimentos, etc. Todas estas fuentes son, por lo general artificiales, es decir, no tienen relación con los materiales NORM. Debido a esto último y para completitud del tema se da a continuación una breve descripción de ambos efectos. EFECTOS BIOLOGICOS Efectos determinísticos Los efectos biológicos de la radiación varían, dependiendo grandemente de la cantidad de exposición, la tasa de exposición, el área de cuerpo irradiada, el tipo de radiación y la variabilidad biológica individual. Se requieren dosis relativamente grandes de radiación para producir los efectos determinísticos. A dosis altas, la magnitud de dosis apropiada es la dosis absorbida (Gy). Los factores de peso de la radiación, wR, y los factores de peso del tejido, wT, sólo son apropiados para dosis bajas. Al ionizar a la materia de que estamos compuestos, la radiación puede destruir moléculas; si estas moléculas pertenecen a una célula y son importantes para su desempeño, la célula quedará dañada. Si la radiación ionizante daña un número suficiente de células, entonces los síntomas clínicos específicos serán evidentes. La mayoría de estos síntomas y efectos pueden ser clasificados como determinísticos. Un efecto determinístico es uno en que la severidad del efecto (su gravedad) es función de la dosis, y hay un umbral debajo del cual no hay ningún efecto clínicamente notable. La figura 2.1 ilustra esta relación. Esta curva muestra que a una cierta dosis el efecto es despreciable. Con los aumentos de dosis, el efecto aumenta hasta cierto punto donde se hace máximo.

Figura 1 Efectos determinísticos Cuando se irradia todo el cuerpo se presenta el llamado síndrome o enfermedad por radiación, que se caracteriza por un grupo de síntomas que incluyen la diarrea y el vomito, náusea, la lasitud, hemorragias, emaciación, la infección y finalmente, muerte. La tabla 1 da una indicación de los niveles de dosis para ciertos efectos Inmediatos después de la irradiación del cuerpo entero en un período corto de tiempo. Si sólo se irradia parte del cuerpo se requerirán dosis más grandes para producir el mismo efecto.

TABLA 1 DOSIS PARA EFECTOS BIOLOGICOS AGUDOS Efecto Dosis (Gy)

No discernible 0.25 Cambios en sangre, sin enfermedad 1.0

Enfermedad por radiación, sin muerte 2.0

Muerte del 50% de los irradiados 4.5

Muerte del 100% de los irradiados 10.0 Efectos Estocásticos Los principales efectos biológicos a largo plazo, en el caso de dosis pequeñas recibidas durante un período largo de tiempo, son un incremento en el riesgo de cáncer y efectos hereditarios severos en la descendencia. Cáncer La inducción de cáncer es un efecto estocástico, en que la probabilidad del efecto es una función de la dosis, quizás sin umbral. La forma de la función de dosis-respuesta es incierta. Probablemente es de forma sigmoidea, pero se asume a menudo conservadoramente que es lineal a través del origen. Esto se ilustra en Figura 2.

Figura 2 Efectos estocásticos Algunos órganos son más sensibles a la inducción de cáncer que otros. Las sensibilidades para los diferentes órganos vienen dadas por los factores de peso del tejido. Todos los cánceres inducidos por radiación tienen algún período latente (2 a 30 años) antes de que aparezcan.

Para las dosis encima de 100 mSv o para tasas de dosis altas, el riesgo de muerte por cáncer es bastante bien conocido a partir de las observaciones de los sobrevivientes de la bombas atómicas en Hiroshima y Nagasaki. Los organismos internacionales como ICRP y UNSCEAR cuantifican este riesgo aproximadamente como de 10 por 100 Sv-hombre. A dosis más bajas, o a tasas de dosis bajas, la situación está mucho menos clara. Sin embargo, parece que el riesgo es un factor dos más bajo. La mayoría de los grupos recomienda usar un valor de cinco fatalidades de cáncer latentes por cien Sv-hombre a dosis menores de 100 mSv. Esto significa que si se expusieran 10.000 personas a una dosis total de 10 mSv en un período corto de tiempo, cinco de ellas, podrían morir en años siguientes debido a un cáncer inducido por esa dosis. Sin embargo, en esa población de 10.000, podrían esperarse en el futuro que aproximadamente 1,900 personas murieran del cáncer inducido por otros mecanismos. Debe reconocerse que está aumentando la opinión que el riesgo a bajas dosis y tasas de dosis es significativamente más bajo que este 5% por Sv-hombre, y puede ser de hecho cero. Efectos genéticos La epidemiología no ha detectado efectos hereditarios de radiación en los humanos, con un grado de confianza estadísticamente significante. No puede haber ninguna duda no obstante, sobre la existencia de efectos hereditarios en los humanos. La estimación por consiguiente se basa en la experimentación genética con una amplia gama de organismos y en estudios celulares. Con esta perspectiva, UNSCEAR estima el riesgo de desórdenes clínicamente importantes que aparecen en la descendencia de la primera generación de padres expuestos en 0.2-0.4 10-2 por Sv en el segmento reproductor de la población. REVISIÓN DE LOS PRINCIPIOS DE PROTECCION RADIOLOGICA Dos documentos muy importantes respecto a protección de la radiación son las recomendaciones de la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP), y las Normas de Básicas Seguridad Internacionales para Protección contra la Radiación Ionizante y la seguridad de Fuentes de Radiación. Publicado en 1990 (BSS), las últimas recomendaciones de ICRP se contienen en ICRP 60. Las BSS se prepararon conjuntamente por la Organización de Alimentos y Agricultura de las Naciones Unidas, la IAEA, la Organización Internacional del Trabajo, la Agencia de Energía Nuclear de la Organización para el Co-funcionamiento Económico y Desarrollo, la Organización Panamericana de Salud y la Organización Mundial de la Salud. Se publicaron en 1996 por el IAEA como la Serie de Seguridad No. 115 (SS-115). El material presentado aquí es consistente con los dos documentos. En el ámbito nacional el organismo competente es la Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN), quedando estos principios reflejados en la Norma Básica de Seguridad Radiológica AR. 10.1.1. Criterios actuales de protección radiológica El sistema de protección de la radiación está incluido en las BSS de la IAEA y en la norma 10.1.1 de la ARN, que se basan principalmente en las recomendaciones del ICRP. Principios Para prácticas propuestas y continuas, el sistema de protección recomendado por ICRP esta basado en los principios generales dados debajo: (1) Las prácticas deben producir el beneficio suficiente para compensar el daño por radiación que ellas pueden causar (Justificación); (2) Respecto a cualquier fuente particular dentro de una práctica, la magnitud de la dosis individual, el número de las personas expuestas, y la probabilidad de exposiciones potenciales, deben mantenerse tan bajas como sea posible tenido en cuenta factores sociales y económicos (ALARA). Este procedimiento debe ser constreñido por restricciones a la dosis individual, o a restricciones del riesgo en el caso de exposiciones potenciales, para limitar la disparidad que podría resultar de los juicios económicos y sociales inherentes (Optimización de la protección); y

(3) La exposición individual a todas las fuentes susceptibles de control está sujeta a los límites de dosis y a algún control del riesgo a las exposiciones potenciales (Límites de dosis y de riesgo). Justificación Ninguna práctica o fuente dentro de una práctica deben ser autorizadas a menos que la práctica produzca un beneficio suficiente a los individuos expuestos o a la sociedad para compensar el daño que la radiación podría causar; es decir, a menos que la práctica esté justificada, teniendo en cuenta los factores pertinentes sociales, económicos y otros. Límites de dosis La exposición normal de individuos estará restringida para que ni la dosis efectiva total ni la dosis equivalente total a determinados órganos o tejidos, causados por la posible combinación de exposiciones de prácticas autorizadas, exceda los límites especificados por la Autoridad. Límites de dosis individuales Estos límites de dosis recomendados por la ICRP. Son fijados de forma tal que cualquier exposición continuada levemente superior a ellos produciría riesgos adicionales que serían vistos como “inaceptables” en circunstancias normales. Básicamente hay dos requisitos para fijar los límites de dosis. El primero es mantener las dosis debajo del nivel del umbral para efectos determinísticos y el segundo es mantener el riesgo de los efectos estocásticos a un nivel tolerable. Los efectos estocásticos ocurren a dosis considerablemente más bajas y son la base para la limitación de dosis. Los límites de dosis recomendados por ICRP se resumen en tabla 2.

Tabla 2 LÍMITES DE DOSIS Trabajadores a Público dosis efectiva 20 mSv/a promediados en 5

años consecutivos 1 mSv por año

dosis efectiva máxima en un año 50 mSv dosis equivalente anual: Cristalino 150 mSv 15 mSv Piel 500 mSv 50 mSV

a Restricciones adicionales se aplican a la exposición profesional de mujeres embarazadas. Exposiciones potenciales y límites de riesgo No todas las exposiciones ocurren como fueron previstas. Puede haber apartamientos accidentales de los procedimientos planeados de operación, o los equipos pueden fallar. Tales eventos pueden preverse y estimarse su probabilidad de ocurrencia, pero no pueden predecirse en detalle. El ICRP recomienda que el daño individual y colectivo resultante de una exposición potencial (que no debería ocurrir) tiene que ser incluido en el sistema de protección de la radiación. Los límites de dosis deben ser complementados por límites de riesgo que toman en cuenta la probabilidad de incurrir en una dosis y los efectos dañinos de esa dosis si fuera recibida. Optimización Los términos “optimización de la protección", “exposiciones tan bajas como sea posible, tenido en cuenta factores económicos y sociales”, y "ALARA " son conceptos idénticos dentro del sistema de ICRP. Claramente, en la práctica, y en el funcionamiento día a día, habrá poca oportunidad de emprender los cálculos cuantitativos complejos para determinar lo que es óptimo, y los juicios profesionales pueden necesitar ser hechos cualitativa y, a veces, intuitivamente.

Hay, no obstante, varias situaciones dónde las técnicas formales, como el análisis costo-beneficio, pueden proporcionar una valiosa ayuda en la toma de decisiones. Su aplicación probablemente está limitada a circunstancias dónde las decisiones son complejas y el gasto potencialmente grande. Restricciones de dosis Salvo las exposiciones médicas, la optimización de la protección y las medidas de seguridad asociadas con cualquier fuente particular dentro de una práctica deben estar sujetas a restricciones de dosis que: (a) no excedan los valores apropiados establecidos por la autoridad para tal fuente ni valores que puedan causar que se excedan los límites de dosis; y (b) aseguren, para cualquier fuente que pueda descargar substancias radiactivas al ambiente, que los efectos acumulativos de las descargas anuales de la fuente se restrinjan para que la dosis efectiva en cualquier año a cualquier miembro del público, incluso las personas distantes de la fuente y las personas de futuras generaciones, sea improbable exceder cualquier límite de dosis pertinente, teniendo en cuenta las descargas acumulativas y las exposiciones esperadas por otras fuentes y prácticas bajo el control. El concepto de restricción de dosis pone un límite superior en la exposición de un individuo a una sola fuente. La restricción de dosis no reemplaza la optimización; más bien pone un techo a los niveles de dosis individual a ser considerado en la optimización de protección para esa fuente. Su propósito es triple: (1) para asegurar que el límite de dosis no se exceda cuando se suman las exposiciones de todas las fuentes, (2) para evitar desigualdades individuales cuando los beneficios y los detrimentos están distribuidos irregularmente entre los individuos, y (3) para permitir a las autoridades reguladoras establecer una restricción de dosis para una fuente particular basado en el conocimiento de buena práctica. PREVENCION DE RIESGOS Manejo del riesgo de irradiación Uno de los principios importantes de protección de la radiación es la minimización de dosis del personal. La dosis recibida es el producto de la tasa de dosis y el tiempo exposición:

Dosis = Tasa de Dosis x Tiempo Por consiguiente, la radiación externa puede reducirse reduciendo la tasa de dosis, (blindando, o moviéndose a una distancia mayor de la fuente), o reduciendo el tiempo de permanencia cerca de la fuente. Manejo del riesgo de contaminación Es importante tener clara la distinción entre la radiación y la contaminación. La radiación es la partícula o la energía emitida del material radiactivo (o los dispositivos generadores como las máquinas de la Radiografía) la contaminación es material radiactivo en un lugar no deseado. La contaminación puede presentarse de muchas formas incluso polvo, líquido, o gas. La contención Normalmente, el material radiactivo se mantiene en alguna clase de contención. Esta puede ser un frasco, el revestimiento en un combustible nuclear o una cápsula de acero inoxidable especial. La contaminación generalmente ocurre cuando por alguna razón la contención se daña o se rompe. Una vez que la contaminación esta fuera de un ambiente controlado se puede extender rápida y fácilmente. Por consiguiente, el método básico de control es tener gran cuidado para mantener el material radiactivo en un lugar conocido.

Contaminación personal externa e interna Cuando la contaminación está en un ambiente no controlado, puede entrar inadvertidamente en contacto con las personas. Cuando es externa al cuerpo, es más una molestia que un riesgo, pero todavía exige ser localizada y limpiada. Sin embargo, es, cuando la contaminación ingresa dentro del cuerpo que el riesgo es mucho mayor. Una vez dentro del cuerpo, los métodos de tiempo, distancia y blindaje no pueden aplicarse a reducir la dosis. Generalmente, el cuerpo se compromete a una cierta dosis hasta que el material sea excretado o hasta que disminuya a través del decaimiento radiactivo. Por consiguiente, es importante prevenir que material radiactivo sea incorporado en el cuerpo. Las maneras en que pude incorporarse material radiactivo incluyen inhalación de polvos, gases o humos, ingestión vía, fumar, comer o beber con las manos contaminadas, o incorporación a través de las heridas, rozamientos o cortes. Vestimenta de protección El propósito general de la vestimenta de protección es impedir la contaminación de la persona externamente o internamente. El nivel de protección requerido variará según el nivel del riesgo de contaminación. La ropa de protección puede variar desde un guardapolvo de laboratorio y guantes, cubiertas de varias capas, con una presión positiva, hasta un traje completo con respiración autónoma. Contaminación fija y removible A menudo se hace una distinción entre la contaminación fija y removible sin definirlas cuidadosamente. Se llama contaminación trasladable, removible, o no-fija a la que puede removerse de una superficie durante el manejo normal. A la parte de ella que no es posible remover, se la llama contaminación fija. La contaminación fija no presenta riesgo de contaminación, pero si un riesgo de radiación. Por esta razón, se dan límites para la contaminación fija refiriéndose a una tasa de dosis (mSv/h), mientras que los límites para la contaminación no-fija se expresan en actividad por unidad de área (Bq/cm2). Areas controladas El acceso restringido a una área particular proporciona un método básico de llevar a cabo el control de irradiación y contaminación. Este método es particularmente útil en situaciones accidentales. Para la radiación, un área controlada mantiene a las personas alejadas de la fuente y controla el riesgo por distancia y tiempo. Para la contaminación, impide que las personas entren en contacto con material radiactivo suelto. Si hay sólo un punto dónde el personal se inspecciona a la entrada y salida, se impide que el material radiactivo se extienda fuera del área. El personal también puede controlarse para asegurar que tienen la ropa de protección al entrar al área restringida. Programas de protección radiológica El programa de protección radiológica es un sistema de medidas para garantizar la salud y seguridad de los trabajadores y del público. También incluye las medidas a tomar con el objetivo de minimizar el impacto medioambiental. La naturaleza y magnitud de estas medidas se relaciona con la magnitud y probabilidad de exposiciones a la radiación. El programa de protección radiológica debe establecerse para todos los aspectos de la actividad. Los componentes básicos del programa de protección involucran la dosimetría personal, el manejo de material radiactivo, las mediciones de tasa de dosis y contaminación, las áreas controladas, etc. Además de los problemas rutinarios se deben considerar los problemas no rutinarios y las emergencias. La confección y conservación de registros es un elemento importante de cualquier programa de protección de la radiación. Las evidencias documentadas permiten saber si el programa está logrando sus objetivos y también proporciona las indicaciones de tendencias y áreas dónde se necesitan mejoras. La documentación registrada es esencial para demostrar el cumplimiento con los requisitos del regulador.

LEGISLACIÓN En respuesta al riesgo potencial presentado por los NORM, muchos países han empezado a desarrollar regulaciones específicas, otros poseen legislación general que si bien se aplicaría a los materiales NORM no es específica, ya que ha sido pensada para la actividad nuclear y aplicaciones médicas e industriales de isótopos artificiales. Dentro de la legislación se pueden diferenciar dos aspectos: aquellos que se refieren a la disposición de los residuos, destinados a la protección del público y los que se refieren al resto de las operaciones, destinados a la protección del trabajador. Desde una perspectiva del costo, el cumplimiento con las regulaciones tiene el potencial de impactar significativamente a la industria de petróleo, y otras industrias, particularmente si se requieren métodos especiales para la disposición y la limpieza de un número grande de sitios. Legislación Nacional Tanto la Ley Nº 24.051 de Residuos Peligrosos Sancionada: Diciembre 17 de 1991 como la Ley 25.612 de Gestión Integral de Residuos Industriales y de Actividades de Servicios (2002) excluyen de su alcance a las sustancias radiactivas. En Argentina la actividad nuclear está regulada por varias leyes de las que seguidamente se dan las principales características y se hacen algunos comentarios pertinentes. 1) Ley Nacional de la Actividad Nuclear N° 24.804, Sancionada el 2 abril 1997 Establece en su Art. 2º que la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA) ejerce la responsabilidad de la gestión de los residuos radiactivos cumpliendo las funciones que le asigne la legislación específica; mientras que el Art. 7º- La Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN) tendrá a su cargo la función de regulación y fiscalización de la actividad nuclear en todo lo referente a los temas de seguridad radiológica y nuclear, protección física y fiscalización del uso de materiales nucleares. En el Art. 9º- Indica que toda persona física o jurídica para desarrollar una actividad nuclear deberá ajustarse a las regulaciones que imparta la Autoridad Regulatoria Nuclear en el ámbito de su competencia y solicitar el otorgamiento de la licencia, permiso o autorización que lo habilite para su ejercicio. 2) El Decreto 1.390, 2 abril 1997, que reglamenta a la anterior, indica en Art. 2º.- que la CNEA, a efectos de asumir la responsabilidad de la gestión de residuos radiactivos que se le asigna, establecerá los requisitos de aceptación de residuos radiactivos de baja, media y alta actividad los que deberán ser aprobados por la ARN. Las tareas derivadas de la responsabilidad antes citada podrán ser efectuadas por la CNEA, por administración o a través de terceros, quienes actuarán por cuenta y orden de dicho organismo. Toda persona física o jurídica que, como resultado del ejercicio de una actividad licenciada o autorizada por la ARN, genere residuos radiactivos o elementos combustibles irradiados deberá aportar recursos a la CNEA a efectos de que ésta pueda cumplir con la función de gestión de residuos a su cargo. El generador de residuos será responsable del almacenamiento seguro de dichos materiales, dentro del ámbito de la instalación a su cargo, debiendo cumplir para ello con las disposiciones que, a tales efectos, establezca la ARN. ...La gestión de residuos de baja actividad será solventada por el generador de residuos radiactivos mediante el pago de la tarifa que a tales efectos determine la CNEA. Dicha tarifa deberá respetar los principios de razonabilidad y de proporcionalidad. 3) Régimen de Gestión de Residuos Radiactivos, Ley N° 25.018, Sancionada: 23 septiembre 1998 Art. 2º.- A efectos de la presente ley se entiende por Gestión de Residuos Radiactivos, el conjunto de actividades necesarias para aislar los residuos radiactivos de la biosfera derivados exclusivamente de la actividad nuclear efectuada en el territorio de la Nación Argentina .....

Art. 3º.- A efectos de la presente ley se entiende por residuo radiactivo todo material radiactivo, combinado o no con material no radiactivo, que haya sido utilizado en procesos productivos o aplicaciones, para los cuales no se prevean usos inmediatos posteriores en la misma instalación, y que, por sus características radiológicas no puedan ser dispersados en el ambiente ... Este artículo quedaría modificado por la Convención Conjunta. Art. 10.- La CNEA a través del Programa Nacional de Gestión de Residuos Radiactivos (PNGRR) que se crea por esta Ley, deberá: a) Diseñar la estrategia de gestión de residuos radiactivos para la República Argentina y lugares sometidos a su jurisdicción i) Establecer los procedimientos para la colección, segregación, caracterización, tratamiento, acondicionamiento, transporte, almacenamiento y disposición final de los residuos radiactivos. j) Gestionar los residuos provenientes de la actividad nuclear estatal o privada incluyendo los generados en la clausura de las instalaciones, los derivados de la minería del uranio, y los que provengan de yacimientos mineros abandonados o establecimientos fabriles fuera de servicio. 4) Convención Conjunta Sobre Seguridad en la Gestión del Combustible Gastado y Sobre Seguridad en la Gestión de Desechos Radiactivos Aprobado por Ley Nº 25279, 31 Julio 2000 ... Esta Convención se aplicará también a la seguridad en la gestión de desechos radiactivos cuando los desechos radiactivos provengan de aplicaciones civiles. Sin embargo, esta Convención no se aplicará a los desechos que contengan solamente materiales radiactivos naturales y que no se originen en el ciclo del combustible nuclear, a menos que estén constituidos por fuentes selladas en desuso o que la Parte Contratante los defina como desechos radiactivos a los fines de esta Convención. Por "desechos radiactivos" se entiende los materiales radiactivos en forma gaseosa, líquida o sólida para los cuales la Parte Contratante o una persona natural o jurídica cuya decisión sea aceptada por la Parte Contratante no prevé ningún uso ulterior y que el órgano regulador controla como desechos radiactivos según el marco legislativo y regulatorio de la Parte Contratante. El texto, resaltado en negrita, de esta Ley debería prevalecer sobre las anteriores, por lo que los residuos NORM en todas las industrias, excepto la minera del uranio, no estarían regulados. Hasta el presente no hay una definición sobre los residuos NORM por la Parte Contratante (la República Argentina, a través de la CNEA o la ARN). 5) Norma AR 10.1.1. R3, de la ARN, Norma Básica de Protección Radiológica Aprobada por Resolución del Directorio de la Autoridad Regulatoria Nuclear Nº 22/01 (Boletín Oficial Nº 20/11/01) En el punto 2 (Alcance) indica que: Quedan exentos de esta norma y del control regulatorio, siempre que la Autoridad Regulatoria no entienda lo contrario, los siguientes casos: - Toda práctica en la que se pueda demostrar, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, que no es conceptualmente posible originar, durante un año, una dosis efectiva en los individuos más expuestos superior a 10 microSv ni una dosis efectiva colectiva mayor que 1 Sv hombre. - Toda utilización de materiales radiactivos naturales a los cuales no se les haya incrementado, tecnológicamente, la actividad por unidad de masa. Si bien en la industria del petróleo y el gas los materiales radiactivos involucrados son naturales, los mismos han sufrido un proceso de concentración (al ser extraídos, cuando precipitan como incrustaciones o barros o cuando se separa el propano) por lo que sólo quedarían exentos si cumple la primera condición. Demostrar ese cumplimiento no es tarea sencilla y requiere en primer lugar un análisis general de la situación, que se efectúa a través de mediciones, para luego, si es necesario, evaluar su posible impacto en trabajadores y en el público. La medición se efectúa con equipos adecuados, mencionados en el trabajo precedente, adoptándose, generalmente, como límite para establecer la contaminación NORM una tasa de dosis de 0.5 µSv/h de acuerdo con las recomendaciones del API en su boletín E2 de 1992.

Para el cálculo de la exposición de los trabajadores se deben conocer, además de esas tasas de dosis, la fracción del tiempo de trabajo en que esos lugares están ocupados (factor de ocupación), el número de trabajadores, procedimientos empleados en mantenimiento y remoción de equipos, etc. Para el cálculo de la exposición del público se deben estimar las liberaciones al ambiente de los materiales NORM incluyendo masa, concentración y distribución temporal; se deben conocer las características dispersivas del medio, las características de la población, sus hábitos alimentarios, y las tendencias futuras. Estos datos se procesan usando modelos de dispersión hídrica y atmosférica. Un esquema de lo anterior puede verse en la figura 3. (un código frecuentemente usado en estudios de este tipo en EE.UU. es el RESRAD)

Figura. 3 La mayoría de los estudios de este tipo, por ejemplo dosis en trabajadores, disposición de residuos por dispersión en el terreno con concentraciones de hasta 2 Bq/g (una vez dispersos), fundición de equipos contaminados, han llegado a la conclusión de que las dosis producidas son despreciables; sin embargo, estas conclusiones son dependientes del sitio por lo que no se puede generalizar. A modo de ejemplo se indica en las tablas 3 y 4 la producción y las dosis correspondientes para algunas industrias extractivas, según el UNSCEAR 2000.

TABLA 3 Liberaciones de radionucleidos de instalaciones típicas en el proceso de minerales Liberaciones a la atmósfera

[GBq/a] Liberaciones al agua [GBq/a] Industria Producc. [Kt/a] 238U 228Th 226Ra 222Rn 40K 238U 228Th 226Ra 222Rn 40K

Fósforo elemental 570 0.06 0.001 0.06 563 0.004 0.18 0.002 0.18 0.18 0.013 Acido fosforico 700 0.07 0.002 0.09 820 0.008 336 8 737 - 654 Generación Electri-ca por carbón (600 Mwe)

1350 0.16 0.08 0.11 34 0.27

Ind. cemento 2000 0.2 0.05 0.2 157 0.4 Arenas minerales 183a 0.97 0.12 0.73 0.73 0.088 0.011 0.066 0.066 Extracción de petróleo 3500 540 217 174 174 174

Extracción de gas 72000b 500 2.7 32 32 32 a Zirconio. b 106 [m3/ a]

TABLA 4 Máxima Dosis Efectiva por liberación de instalaciones típicas en el proceso de minerales

Tasa de Dosis Efectiva Máxima [µSv/a] Industria Irradiación Externa Dispersión en Aire Dispersión en Agua Fósforo elemental 130 2 < 0.4 Acido fosforico 8 2000b 2 Generación Electri-ca por carbón (600 Mwe) 12 < 0.4 4

Ind. cemento 5 < 0.4 Arenas minerales 60 < 0.4 320 Extracción de petróleo y Gas 2a < 0.4b

a Dosis por inhalación de radón debido a relleno de terreno en área residencial b Valor incierto

Legislación en otros países En la mayoría de los países son aceptados los Estándares Básicos de Seguridad del Organismo Internacional de Energía Atómica (BSS, IAEA). La AR 10.1.1. no difiere apreciablemente de los BSS, por lo que cabe esperar cierta concordancia en las normas. Sin embargo, existen diferencias notables en muchos países, aún entre los de la Comunidad Europea que han adoptado los BSS en el Euratom Council Directive No.96/29 “Basic Safety Standards for the Protection of the Health of Workers and the General Public Against the Dangers from Ionising Radiation”, que agrega en el Titulo VII dedicado a NORM “...Significante Incremento en la exposición debido a fuentes radiactivas naturales”. Algunas de esas diferencias se mencionan seguidamente. Canadá La Canadian Nuclear Safety Commission (CNSC) no tiene ingerencia en los materiales NORM, por lo que los estados o regiones dictan sus propias reglamentaciones las que son homogeneizadas por el Canadian NORM Working Group.

Figura 4

En su Canadian Guidelines for the Management of Naturally Occurring Radioactive Materials (NORM) del 2000, se establece un procedimiento, a juicio del autor, bastante coherente y explicito que se resume en la figura 4. Las etapas indicadas en el diagrama de flujo, tienen las siguientes características: NORM Management (> 0.3 mSv/a) • Introducción de restricciones de acceso para trabajadores potencialmente expuestos. • Introducción de procedimientos para el manejo y transporte de material. • Cambios en los procedimientos de trabajo. Dose Management (>1 mSv/a ) • Notificación al trabajador de la existencia de Fuentes de radiación. • Consideración de los procedimientos de trabajo y uso de indumentaria de protección para

limitar las dosis debidas a NORM. • Aplicación de controles de ingeniería cuando sea apropiado. Entrenamiento para controlar y

reducir la dosis en trabajadores. • Introducción de un programa para estimar la dosis en trabajadores. Las dosis pueden ser

estimadas por la tasa de dosis en cada área de trabajo y el tiempo de ocupación en ellas o por dosimetría personal.

• Información de las dosis de los trabajadores al Registro de Dosis Nacional Evaluación periódica del sitio de trabajo para determinar los cambios en las condiciones y facilitar el cálculo de dosis.

Radiation Protection Management (> 5 mSv/a ) • Introducción de un programa de protección radiológica formal • Inclusión de los trabajadores expuestos en un programa de dosimetría personal. • Provisión de equipos y vestimenta de seguridad, para reducir las dosis y la dispersión de la

contaminación. • Uso de controles ingenieriles y equipos de protección diseñados para reducir la dosis como sea

requerido. • Asegurar que no sea excedido el límite de 20 mSv/a. EE.UU. No existen regulaciones federales. Los estados individuales han promulgado reglas dirigidas a la gestión y disposición de los residuos NORM. En 1999, nueve estados tenían programas reguladores para NORM, de ellos seis con niveles significantes de producción de petróleo y gas. Mientras el alcance de estas regulaciones está dirigido a cualquier industria productora de NORM, el énfasis primario se pone en la industria de petróleo. Otras organizaciones han desarrollado guías para la regulación, entre ellas la Conference of Radiation Control Program Directors (CRCPD), la Health Physics Society y la Interstate Oil and Gas Compact Commission. En general las normas establecen (1) los niveles de exención o acción; (2) el licenciamiento de quienes posean, manejen o eliminen materiales NORM; (3) la liberación de equipos o tierra contaminados con NORM (4) la protección del trabajador; y (5) la disposición final de materiales NORM. Los niveles de acción que definen cuando deben manejarse los residuos como NORM varían según el estado. Éstos expresan los niveles típicamente por las concentraciones de actividad del radionucleido (en el picoCuries por el gramo, o pCi/g), los niveles exposición (en microrem por hora, o µR/h), los niveles de contaminación de superficies (en desintegraciones por minuto por 100 centímetros cuadrados, o dpm/100 cm2), y flujo del radón (en el pico Curies por metro cuadrado por segundo, o pCi/m 2 /s).

Si bien el valor límite de tasa de exposición es uniforme (50 µR/h), los niveles de actividad varían entre 5 y 30 pCi/g de radio. En la mayoría de los estados, el nivel es específico para Ra-226 o Ra-228, y excluye las concentraciones de fondo. Varios estados han establecido dos niveles de acción dependiendo en la tasa de emanación de radón; el nivel de acción es 5 pCi/g de radio total si la tasa de emanación de radón excede 20 pCi/m 2 /s, y 30 pCi/g de radio total si la tasa de emanación de radón está por debajo de ese nivel. Alemania • Si la dosis anual de trabajadores o público se mantiene debajo de 1 mSv/a, no es necesario tomar

ninguna acción. • Si la dosis anual está en el rango de 1 y 6 mSv/a, se considera adecuado aplicar medidas

convencionales de seguridad e higiene. Usualmente se requieren investigaciones y decisiones caso por caso.

• Si la dosis anual está arriba de 6 mSv/a, usualmente es necesario introducir un programa apropiado de protección radiológica. Investigaciones caso por caso pueden ayudar a reducir la exposición.

Existen tres opciones básicas para transformar los niveles de dosis en un criterio numérico para NORM. • Requerimientos de niveles de dosis solamente; • Requerimientos de niveles de referencia (actividad específica) para aquellas situaciones donde el

nivel de dosis pudiera ser excedido, usando un juego de valores para cada tipo de lugar de trabajo o industria;

• Requerimientos de niveles de dosis y un juego de niveles de referencia (actividad específica) que se aplicarían simultáneamente a todos aquellos lugares de trabajo e industrias para los cuales ese nivel de dosis pudiera posiblemente ser excedido.

CONCLUSIONES Los materiales NORM pueden ser un riesgo para los trabajadores y el público, la industria del petróleo y el gas ha reconocido este riesgo, y aunque no existe una normativa específica sobre el tema, ha comenzado a realizar relevamientos en yacimientos y plantas, adelantándose a la legislación y demostrando su compromiso con la preservación del medio ambiente y la seguridad del trabajo. Sería deseable, desde el punto de vista de la industria, una legislación específica que permita establecer fácilmente los niveles de exención, niveles de acción, acciones de remediación, almacenamiento, transferencia, etc. También se requiere una mayor caracterización del problema, especialmente en lo referente al término fuente, sus volúmenes y concentraciones para permitir una estimación adecuada del riesgo. Con ese fin sería deseable que los datos existentes en el ámbito estatal y en las empresas se agrupen para realizar estimaciones estadísticamente significantes. BIBLIOGRAFÍA American Petroleum Institute, 1992, Bulletin on Management of Naturally Occurring Radioactive Materials (NORM) in Oil and Gas Production, API Bulletin E2, Washington, D.C. American Petroleum Institute, 1996, A Naturally Occurring Radioactive Materials (NORM) Disposal Cost Study, API Publication 7100, Washington, D.C. Report of the United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation to the General Assembly, United Nations, 2000.

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