Real Decreto 1029/2022, de 20 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre protección de la salud contra los riesgos derivados de la exposición a las radiaciones ionizantes

8. Sin perjuicio de las disposiciones establecidas en este real decreto, el funcionamiento del Comité se ajustará a lo previsto en materia de órganos colegiados en los artículos 15 a 22, ambos inclusive, de la Ley 40/2015, de 1 de octubre, de Régimen Jurídico del Sector Público, en lo relativo a sus convocatorias, así como a su régimen de constitución, de adopción de acuerdos, de celebración de sesiones y de suplencias de sus miembros.

9. Las reuniones del Comité y del grupo de trabajo podrán celebrase tanto de forma presencial como a distancia, en los términos previstos en el artículo 17.1 de la Ley 40/2015, de 1 de octubre.

10. La creación y funcionamiento del Comité y, en su caso, del grupo de trabajo, no supondrá un incremento del gasto público y se atenderá con los medios personales, técnicos y presupuestarios del Ministerio de Sanidad.

Artículo 79. Listado de términos municipales de actuación prioritaria.

El Consejo de Seguridad Nuclear publicará, a partir de la mejor información disponible, una instrucción que contenga un listado de ámbito nacional de términos municipales en los que un número significativo de edificios supere el nivel de referencia establecido en el artículo 72.a). Este listado se actualizará periódicamente, mediante Instrucción del Consejo de Seguridad Nuclear, en función del estado de avance del Plan Nacional contra el Radón y de los nuevos datos disponibles.

CAPÍTULO IV. Exposición a la radiación gamma emitida por los materiales de construcción

Artículo 80. Obligaciones de los suministradores de materiales de construcción.

1. Los suministradores de los materiales de construcción incluidos en el anexo VI, antes de su comercialización, deberán determinar el contenido radiactivo de los mismos (Ra-226; Th-232 y K-40) a efectos de garantizar el cumplimiento del nivel de referencia establecido en el artículo 72.b). Las determinaciones se harán siguiendo las directrices que establezca el Consejo de Seguridad Nuclear, y sus resultados deberán estar a disposición de este organismo y de la autoridad competente en materia de comercialización de estos materiales.

2. Se considerará que se da cumplimiento al nivel de referencia establecido en el artículo 72.b) cuando el valor del índice I_C sea inferior a 1 o, alternativamente, y en el caso de los materiales utilizados como recubrimiento o aislamiento, cuando el valor del índice I_D sea inferior a 1. Estos índices se calculan de acuerdo con lo establecido en el anexo VII.

3. Para los materiales de construcción que no satisfagan los requisitos especificados en el apartado 2, exceptuando aquellos cuyo uso previsto sea exclusivamente como revestimiento exterior, podrán establecerse exigencias específicas y restricciones en su uso en edificación cuando puedan afectar a la dosis por radiación gamma externa recibida por los ocupantes del edificio, de manera que se garantice el cumplimiento del nivel de referencia. Estas restricciones se determinarán sobre la base de un cálculo de dosis detallado, según la norma UNE-CEN/TR 17113:2017, Productos de construcción. Evaluación de la liberación de sustancias peligrosas. Radiación emitida por los materiales de construcción. Evaluación de la dosis debida a la radiación gamma (Ratificada por la Asociación Española de Normalización en enero de 2018), o revisión posterior.

CAPÍTULO V. Tripulación de aeronaves

Artículo 81. Obligaciones de las compañías aéreas.

Las compañías aéreas establecerán un programa de protección radiológica cuando las exposiciones a la radiación cósmica del personal de tripulación de aeronaves puedan resultar en una dosis superior a 1 mSv por año oficial. Este programa contemplará, en particular:

TÍTULO VIII. Régimen de inspección y régimen sancionador

CAPÍTULO I. Régimen de inspección

Artículo 82. Régimen de inspección.

1. Todas las prácticas, actividades y demás situaciones de exposición, así como las entidades, comprendidas en el ámbito de aplicación de este reglamento, quedarán sometidas al régimen de inspección que establece el título XI del Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas, y otras actividades relacionadas con la exposición a las radiaciones ionizantes, aprobado por el Real Decreto 1217/2024, de 3 de diciembre, a realizar por el Consejo de Seguridad Nuclear, sin perjuicio de las competencias de otras autoridades en estas prácticas, actividades, situaciones de exposición y entidades.

2. Sin perjuicio de lo establecido en el apartado 1, la Inspección de Trabajo y Seguridad Social, así como otras administraciones públicas competentes en materia laboral a las que se refiere el artículo 7.2 de la Ley 31/1995, de 8 de noviembre, de Prevención de Riesgos Laborales, colaborarán con el Consejo de Seguridad Nuclear en la vigilancia del cumplimiento de las obligaciones de los titulares de las actividades laborales con exposición al radón que se detallan en el apartado 3, cuando se trate de centros o lugares de trabajo que estén incluidos en sus respectivos ámbitos de actuación.

3. Dicha colaboración tendrá por objeto poner en conocimiento del Consejo de Seguridad Nuclear:

Con este fin, la Inspección de Trabajo y Seguridad Social o, en su caso, la administración pública competente en materia laboral, darán traslado al Consejo de Seguridad Nuclear de las denuncias o comunicaciones recibidas en relación con los puntos anteriores, y de las informaciones obtenidas por los funcionarios de estas instituciones con ocasión de las funciones inspectoras derivadas de su actividad propia en materia de seguridad y salud en el trabajo.

Se modifica el apartado 1 por la disposición final 2.2 del Real Decreto 1217/2024, de 3 de diciembre. Ref. BOE-A-2024-25205#df-2

CAPÍTULO II. Régimen sancionador

Artículo 83. Infracciones y sanciones.

1. Sin perjuicio de las responsabilidades civiles, penales o de otro orden en que puedan incurrir los titulares de prácticas y actividades reguladas en este reglamento, la inobservancia de lo dispuesto en el mismo será constitutiva de las infracciones y sanciones previstas en el capítulo XIV de la Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre energía nuclear.

2. El ejercicio de la potestad sancionadora prevista en el apartado 1 corresponderá a los órganos competentes de la Administración General del Estado o de las comunidades autónomas en el ámbito de sus respectivas competencias.

TÍTULO IX. Autoridades competentes

CAPÍTULO ÚNICO. Autoridades competentes

Artículo 84. Autoridades competentes.

La aplicación de los preceptos de este reglamento corresponde a las siguientes autoridades competentes:

Tanto en el caso de actividades militares con riesgo radiológico, como en lo referido a la intervención del personal de las Unidades de Defensa NBQ o del personal de la Unidad Militar de Emergencias (UME) en emergencias nucleares o radiológicas, la competencia para la aplicación de lo establecido en este reglamento recae en la Junta Central de Protección Radiológica del Ministerio de Defensa.

1.º Elaboración de los planes de protección civil de emergencia nuclear, así como de las Directrices Básicas de Planificación y, en su caso, de los planes estatales, ante el riesgo radiológico y ante el riesgo de accidentes en los transportes de mercancías peligrosas por carretera y ferrocarril, de acuerdo con el artículo 68.

2.º Ejercicio de las funciones de punto de contacto con otros Estados miembros con fines de asistencia mutua en lo referente a las actuaciones en caso de emergencia nuclear o radiológica, de acuerdo con la Disposición adicional quinta.

3.º Aplicación de lo establecido en este reglamento en relación con la intervención del personal de las Unidades de defensa Nuclear, Radiológica, Biológica y Química (NRBQ) de la Policía Nacional y de la Guardia Civil en emergencias nucleares o radiológicas.

Determinación de las exigencias básicas de calidad en los edificios en lo relativo al cumplimiento del nivel de referencia establecido en este reglamento para el promedio anual de concentración de radón en aire, incorporando las mismas en el Código Técnico de la Edificación, de acuerdo a lo establecido en la Disposición adicional tercera.

Colaboración con el Consejo de Seguridad Nuclear en la vigilancia del cumplimiento de las obligaciones previstas para los titulares de las actividades laborales con exposición al radón en los artículos 75 y 76 cuando se trate de centros o lugares de trabajo que estén incluidos en su ámbito de actuación, de acuerdo con el artículo 82.2 y 82.3.

1.º Autorización de las prácticas de acuerdo con el artículo 7, por resolución de la Dirección General de Política Energética y Minas, conforme a lo establecido en el Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas, aprobado por Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre.

2.º Autorización, por resolución de la Dirección General de Política Energética y Minas, de todas las prácticas que hagan uso de procedimientos para la obtención de imágenes no médicas, de acuerdo con el artículo 8.

3.º Establecimiento, por resolución de la Dirección General de Política Energética y Minas, de la restricción de dosis individual que puedan recibir los miembros del público debido al uso planificado de una fuente de radiación específica, de acuerdo con el artículo 9.3.

4.º Autorización expresa, por resolución de la Dirección General de Política Energética y Minas, de toda evacuación de efluentes radiactivos y residuos radiactivos sólidos al medio ambiente, de acuerdo con el artículo 62, de aquellas instalaciones cuya autorización es competencia de este ministerio.

5.º Garantizar el cumplimiento de las limitaciones de uso de los terrenos o recursos afectados por contaminación, de acuerdo con el artículo 74.2.b).

6.º Ejercicio de las funciones de punto de contacto con otros Estados miembros en lo referente a los productos de consumo, de acuerdo con la Disposición adicional quinta.

1.º Mantenimiento del catálogo y registro general de los centros autorizados a los que se refiere el artículo 51.

2.º Proposición al Gobierno del Plan Nacional contra el Radón, de acuerdo con el artículo 78.

3.º Ejercicio de las funciones de punto de contacto con otros Estados miembros en lo referente al ámbito médico, de acuerdo con la Disposición adicional quinta.

1.º Realización de informes previos en los casos establecidos en este reglamento.

2.º Propuesta de revisión de las clases o tipos de prácticas existentes desde el punto de vista de su justificación, siempre que surjan nuevas e importantes evidencias sobre su eficiencia o consecuencias, de acuerdo con el artículo 7.2.

3.º Supervisión de las restricciones de dosis establecidas por el titular de la práctica de acuerdo con el artículo 9.1 y 9.2.

4.º Asegurarse de que las restricciones de dosis individual que puedan recibir los miembros del público, debido al uso planificado de una fuente de radiación específica, sean coherentes con el límite de dosis para la suma a la misma persona de las dosis debidas a todas las prácticas autorizadas, de acuerdo con el artículo 9.3.

5.º Proponer orientaciones para que el titular de la práctica pueda establecer restricciones de dosis, de acuerdo con el artículo 9.4.

6.º Autorización, en situaciones excepcionales, excluidas las emergencias nucleares o radiológicas, de exposiciones ocupacionales individuales superiores a los límites de dosis establecidos en el artículo 11, de acuerdo con el artículo 14.

7.º Autorización del uso de métodos de estimación de dosis, de acuerdo con el artículo 16.

8.º Autorización de los Servicios y Unidades Técnicas de Protección Radiológica, de acuerdo con el artículo 26.

9.º Expedición del diploma de Jefe de Servicio o Unidad Técnica de Protección Radiológica, de acuerdo con el artículo 27.1.

10.º Establecimiento del formato y contenido del carné radiológico, y expedición de este carné con su número de identificación, de acuerdo con el artículo 58.

11.º Establecimiento de restricciones de niveles de emisión de efluentes radiactivos al medio ambiente, de acuerdo con el artículo 63.

12.º Determinación de las prácticas para las que se deba proceder a una evaluación de las dosis para los miembros del público y aquellas para las que sea suficiente una evaluación exploratoria, de acuerdo con el artículo 64.2.

13.º Puesta a disposición de los interesados de los resultados de la medición de la exposición externa y las estimaciones de la incorporación de radionucleidos y de la contaminación radiactiva, así como los resultados de la evaluación de las dosis recibidas por los miembros del público, de acuerdo con el artículo 65.2.

14.º Establecimiento de niveles de referencia para las situaciones de exposición de emergencia, de acuerdo con el artículo 67.3.

15.º Establecimiento de los niveles de referencia para la exposición del personal de intervención en emergencia, de acuerdo con el artículo 69.

16.º Establecimiento de niveles de referencia para las situaciones de exposición existentes, de acuerdo con el artículo 71.a).

17.º Determinación de la necesidad de establecer un programa de vigilancia radiológica ambiental en los casos de exposición existente, de acuerdo con el artículo 71.d).

18.º Realización de las inspecciones de todas las prácticas, actividades y demás situaciones de exposición, así como entidades de este reglamento, de acuerdo con el artículo 82.1.

19.º Ejercicio de las funciones de punto de contacto con otros Estados miembros en relación con este reglamento, de acuerdo con la Disposición adicional quinta.

Disposición adicional primera. Prevención de riesgos laborales.

En materia de protección de los trabajadores, serán de aplicación las normas contenidas en la Ley 31/1995, de 8 de noviembre, de Prevención de Riesgos Laborales, y la normativa que la desarrolla, sin perjuicio de lo establecido en este reglamento.

Disposición adicional segunda. Transporte de material radiactivo.

El transporte de material radiactivo, en todo lo no expresamente regulado por su normativa específica, se regirá por este reglamento en lo que le sea de aplicación.

Disposición adicional tercera. Código Técnico de la Edificación.

Las exigencias básicas de calidad de los edificios y de sus instalaciones, en lo relativo al cumplimiento del nivel de referencia establecido en este reglamento para el promedio anual de concentración de radón en aire, serán las que determine el Código Técnico de la Edificación.

Disposición adicional cuarta. Tratamiento de datos de carácter personal.

El tratamiento de datos de carácter personal en el marco de este reglamento, se ajustará a lo dispuesto en la Ley Orgánica 3/2018, de 5 de diciembre, de Protección de Datos Personales y garantía de los derechos digitales, y en el Reglamento (UE) 2016/679, del Parlamento Europeo y del Consejo, de 27 de abril de 2016, relativo a la protección de las personas físicas en lo que respecta al tratamiento de datos personales y a la libre circulación de estos datos y por el que se deroga la Directiva 95/46/CE.

Disposición adicional quinta. Punto de contacto con otros Estados miembros.

1. Se designa al Consejo de Seguridad Nuclear como punto de contacto para las comunicaciones con otros Estados miembros en relación con este reglamento, al Ministerio para la Transición Ecológica y el Reto Demográfico en lo referente a los productos de consumo, al Ministerio de Sanidad en lo referente al ámbito médico, y al Ministerio del Interior con fines de asistencia mutua en lo referente a las actuaciones en caso de emergencia nuclear o radiológica.

2. Los datos de contacto de los organismos anteriores, incluida su dirección, así como sus respectivos ámbitos de competencia, serán remitidos a la Comisión Europea. Asimismo, deberá comunicarse a la Comisión Europea cualquier cambio en esta información.

Disposición adicional sexta. Colaboración en materia de vigilancia de la exposición al radón en los lugares de trabajo entre el Consejo de Seguridad Nuclear y la Inspección de Trabajo y Seguridad Social, y entre el Consejo de Seguridad Nuclear y otras administraciones públicas competentes en materia laboral.

Para llevar a cabo las actuaciones previstas en el artículo 82.2 y 82.3, el Consejo de Seguridad Nuclear podrá suscribir instrumentos de colaboración con la Inspección de Trabajo y Seguridad Social, así como con otras administraciones públicas competentes en materia laboral a las que se refiere el artículo 7.2 de la Ley 31/1995, de 8 de noviembre, de Prevención de Riesgos Laborales.

Disposición adicional séptima. Declaración y registro de actividades laborales con exposición a la radiación natural.

(Derogada)

Se deroga por la disposición derogatoria única del Real Decreto 1217/2024, de 3 de diciembre. Ref. BOE-A-2024-25205#dd

Disposición adicional octava. Régimen de inspección y obligaciones del titular.

(Derogada)

Se deroga por la disposición derogatoria única del Real Decreto 1217/2024, de 3 de diciembre. Ref. BOE-A-2024-25205#dd

Disposición adicional novena. Procedimiento de declaración de las actividades a realizar por las empresas externas.

(Derogada)

Se deroga por la disposición derogatoria única del Real Decreto 1217/2024, de 3 de diciembre. Ref. BOE-A-2024-25205#dd

Disposición transitoria primera. Validez de las autorizaciones vigentes.

Hasta su fecha de expiración, se mantendrá la validez de las autorizaciones exigidas en este reglamento que, en el momento de su entrada en vigor, se encuentren vigentes. Para sus renovaciones posteriores se aplicará lo establecido en este reglamento.

Disposición transitoria segunda. Límites de dosis al cristalino.

Los nuevos límites de dosis al cristalino establecidos en los artículos 11.2.a) y 13.2.a) serán de aplicación dieciocho meses después de la entrada en vigor de este reglamento, debiendo utilizarse hasta entonces los límites establecidos en el Reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes, aprobado por Real Decreto 783/2001, de 6 de julio.

Disposición transitoria tercera. Estimación de las dosis por exposición interna.

Para la estimación de las dosis por exposición interna, serán de aplicación los coeficientes de dosis que figuran en el anexo III del Reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes, aprobado por Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, hasta que el Consejo de Seguridad Nuclear disponga su actualización, conforme a lo dispuesto en el apartado 2 del anexo III de este reglamento.

Disposición transitoria cuarta. Servicios de dosimetría personal de radón.

Durante el periodo de un año, a partir de la entrada en vigor de este reglamento, podrán ejercer como servicios de dosimetría personal de radón aquellos laboratorios acreditados según la UNE-EN ISO/IEC 17025:2017, Requisitos generales para la competencia de los laboratorios de ensayo y calibración, o revisión posterior, para la medida de radón con trazas, que hayan presentado ante el Consejo de Seguridad Nuclear la solicitud de autorización como servicio de dosimetría personal adjuntando la correspondiente documentación técnica.

ANEXO I. Magnitudes dosimétricas en el ámbito de la protección radiológica. Factores de ponderación de la radiación y de los tejidos. Magnitudes operacionales para la estimación de las dosis por exposición externa

1. Magnitudes dosimétricas en el ámbito de la protección radiológica:

− Dosis absorbida en un punto, D: Es la magnitud física básica en protección radiológica y se define como el cociente entre la energía media impartida () por la radiación ionizante en un elemento de volumen y la masa de dicho elemento (dm).

La unidad para la dosis absorbida es el julio por kilogramo (J/kg), y recibe el nombre especial de gray (Gy).

− Dosis absorbida media en un órgano o tejido, D_T: es la dosis absorbida promediada sobre un órgano o tejido T y viene dada por el cociente entre la energía media total impartida en ese órgano o tejido (∈_T) y la masa de dicho órgano o tejido (m_T):

La unidad para la dosis absorbida media es el julio por kilogramo (J/kg), y recibe el nombre especial de gray (Gy).

− Dosis equivalente, H_T: es la dosis absorbida media en un órgano o tejido T ponderada por un factor (w_R) que es función del tipo y calidad de la radiación implicada (R):

El sumatorio se extiende a todos los tipos de radiación involucrados. La unidad para la dosis equivalente es el julio por kilogramo (J/kg), y recibe el nombre especial de sievert (Sv).

En el apartado 2 se presentan los valores de los factores de ponderación de radiación (w_R) a utilizar en el cálculo de la dosis equivalente.

− Dosis efectiva, E: es la suma de las dosis equivalentes (H_T) en todos los órganos y tejidos del organismo ponderadas por un factor (w_T) que depende del órgano o tejido irradiado. Viene dada por la siguiente expresión:

La unidad para la dosis efectiva es el julio por kilogramo (J/kg), que recibe el nombre especial de sievert (Sv).

En el apartado 2 se presentan los valores de los factores de ponderación de tejido (w_T) a utilizar en el cálculo de la dosis efectiva.

2. Valores de los factores de ponderación de radiación y de tejido.

En la tabla adjunta se muestran los valores de los factores de ponderación de radiación (w_R) a utilizar en el cálculo de la dosis equivalente.

Tabla I-1. Factores de ponderación de radiación (w_R)

Tipo y rango de energía	wR
Fotones.	1
Electrones y muones.	1
Protones y piones cargados.	2
Partículas alfa, fragmentos de fisión e iones pesados.	20
Neutrones.	Ver explicación
Nota: En el caso de la exposición externa los valores se relacionan con la radiación incidente sobre el organismo y, en el caso de la exposición interna, con la radiación emitida por la fuente.	Nota: En el caso de la exposición externa los valores se relacionan con la radiación incidente sobre el organismo y, en el caso de la exposición interna, con la radiación emitida por la fuente.

El factor de ponderación de radiación para neutrones presenta una dependencia con la energía que se ajusta a la función continua que se muestra en la siguiente figura:

Esta función continua se puede expresar matemáticamente mediante las siguientes ecuaciones:

En la tabla adjunta se muestran los valores de los factores de ponderación de tejido (w_T) a utilizar en el cálculo de la dosis efectiva:

Tabla I-2. Factores de ponderación de tejido (w_T)

Órgano o tejido	wT	ΣwT(1)
Médula ósea, colon, pulmón, estómago, mama.	0,12	0,60
Gónadas.	0,08	0,08
Vejiga, esófago, hígado, tiroides.	0,04	0,16
Superficie del hueso, cerebro, glándulas salivares, piel.	0,01	0,04
Resto de tejidos(2).	0,12	0,12
(1) Los factores wT representan la contribución relativa de cada órgano o tejido al detrimento de la salud resultante de una exposición total del organismo y, por ello, dichos factores de ponderación deben sumar la unidad. (2) Se incluyen los siguientes tejidos (14 en total): glándulas suprarrenales, región extra-torácica, vesícula biliar, corazón, riñones, nódulos linfáticos, músculo, mucosa oral, páncreas, próstata, intestino delgado, bazo, timo y útero.	(1) Los factores wT representan la contribución relativa de cada órgano o tejido al detrimento de la salud resultante de una exposición total del organismo y, por ello, dichos factores de ponderación deben sumar la unidad. (2) Se incluyen los siguientes tejidos (14 en total): glándulas suprarrenales, región extra-torácica, vesícula biliar, corazón, riñones, nódulos linfáticos, músculo, mucosa oral, páncreas, próstata, intestino delgado, bazo, timo y útero.	(1) Los factores wT representan la contribución relativa de cada órgano o tejido al detrimento de la salud resultante de una exposición total del organismo y, por ello, dichos factores de ponderación deben sumar la unidad. (2) Se incluyen los siguientes tejidos (14 en total): glándulas suprarrenales, región extra-torácica, vesícula biliar, corazón, riñones, nódulos linfáticos, músculo, mucosa oral, páncreas, próstata, intestino delgado, bazo, timo y útero.

Los valores de w_T se han establecido con base en una población de referencia con igual número de miembros de cada sexo y un rango amplio de edades y, por ello, de cara al cálculo de la dosis efectiva, dichos valores son aplicables tanto a los trabajadores expuestos como a los miembros del público, de uno y otro sexo en ambos casos.

Los factores de ponderación de tejido constituyen una herramienta que solo debe emplearse con fines de protección radiológica y que, por tanto, no deben utilizarse con otros propósitos como, por ejemplo, juzgar una posible relación causa-efecto entre la exposición a radiaciones y la aparición de determinadas enfermedades.

3. Magnitudes operacionales para la estimación de las dosis por exposición externa.

En la exposición a campos de radiación externa no resulta factible la medida física de las magnitudes dosimétricas (dosis efectiva y dosis equivalente) en las que se sustentan los límites de dosis establecidos en el sistema de protección radiológica.

Por ello, para verificar y controlar el cumplimiento de los mencionados límites, en la exposición a campos de radiación externa se hace uso de las magnitudes operacionales que se definen a continuación:

− Equivalente de dosis personal, Hp(d): magnitud operacional utilizada en el ámbito de la vigilancia dosimétrica individual que se define como el equivalente de dosis en tejido blando a una profundidad apropiada (d) por debajo de un punto especificado del cuerpo humano.

La unidad para el equivalente de dosis personal es el julio por kilogramo (J/kg), y recibe el nombre especial de sievert (Sv).

− Equivalente de dosis ambiental, H*(10): magnitud operacional utilizada en el ámbito de la vigilancia radiológica de áreas que se define como el equivalente de dosis en un punto de un campo de radiación que se produciría por el correspondiente campo alineado y expandido en la esfera ICRU a una profundidad de 10 mm y sobre el radio opuesto a la dirección del campo alineado.

La unidad para el equivalente de dosis ambiental es el julio por kilogramo (J/kg), y recibe el nombre especial de sievert (Sv).

− Equivalente de dosis direccional, H’(d,Ω): magnitud operacional utilizada en el ámbito de la vigilancia radiológica de áreas que se define como el equivalente de dosis en un punto de un campo de radiación que se produciría por el correspondiente campo expandido en la esfera ICRU a una profundidad, d, y en un radio en la dirección Ω especificada.

La unidad para el equivalente de dosis direccional es el julio por kilogramo (J/kg), y recibe el nombre especial de sievert (Sv).

Las magnitudes operacionales se determinan a partir de magnitudes físicas directamente medibles mediante unos factores de conversión cuyos valores se establecen y actualizan por la Comisión Internacional de Unidades y Medidas de la Radiación (ICRU) y que se endosan en las normas de la Organización Internacional de Normalización (ISO).

Las magnitudes operacionales proporcionan una adecuada estimación, que además es conservadora, de las magnitudes dosimétricas de protección radiológica, a las que se asocian con base en el esquema que se muestra en la tabla adjunta:

Magnitud de Protección Radiológica	Vigilancia dosimétrica individual	Vigilancia radiológica de áreas
Dosis efectiva.	Hp (10)	H*(10)
Dosis equivalente en la piel.	Hp (0,07)	H’(0,07,Ω)
Dosis equivalente en el cristalino.	Hp (3)	H’(3,Ω)

Se presentan a continuación las definiciones de aquellos términos y conceptos a los que se ha hecho mención en las definiciones de las magnitudes operacionales:

− Equivalente de dosis, H: es el producto de la dosis absorbida en un punto de un tejido (D) por el factor de calidad (Q) de la radiación existente en dicho punto:

La unidad para el equivalente de dosis es el julio por kilogramo (J/kg), y recibe el nombre especial de sievert (Sv).

− Factor de calidad, Q: es el factor que caracteriza la eficiencia biológica de un tipo de radiación, basado en la densidad de ionización a lo largo de las trazas de las partículas cargadas en tejido. Q se define en función de la transferencia lineal de energía no restringida (L) de las partículas cargadas en agua:

Tabla I-3. Factor de calidad (Q)

Transferencia lineal de energía en agua (keV/µm)	Q(L)
< 10	1
10-100	0,32L - 2,2
>100	300/L1/2

En la definición de la dosis equivalente, Q ha sido reemplazado por el factor de ponderación de radiación (w_R), pero continúa siendo utilizado para el cálculo de las magnitudes operacionales empleadas en actividades de vigilancia y en dosimetría.

− Transferencia lineal de energía, L: es el promedio lineal de la tasa de pérdida de energía de una partícula cargada en un medio, esto es, la energía perdida por la radiación por unidad de longitud o de camino recorrido a través de un medio. Se define como el cociente entre dE y dl, donde dE es la energía media perdida por una partícula cargada debido a colisiones con electrones al atravesar una distancia dl en la materia:

La unidad para la transferencia lineal de energía es el julio por metro (J/m), pero es habitual que se exprese en keV/µm.

− Campo expandido: es un campo de radiación hipotético en el que su fluencia y su distribución angular y energética tienen en todo el volumen de interés los mismos valores que en el punto de referencia del campo de radiación real.

− Campo alineado y expandido: es un campo expandido en el que su fluencia es unidireccional.

− Esfera ICRU: es el maniquí de referencia utilizado por la Comisión Internacional de Unidades y Medidas de la Radiación para la definición de las magnitudes operacionales empleadas en la estimación de las dosis por exposición externa. Consiste en una esfera de 30 cm de diámetro hecha de material equivalente a tejido con una densidad de 1 g/cm³ y una composición en masa de 76,2 % de oxígeno, 11,1 % de carbono, 10,1 % de hidrógeno y 2,6 % de nitrógeno.

− Fluencia, Φ: es el cociente entre dN y da, donde dN es el número de partículas que entran en una esfera de sección recta da:

4. Coeficientes de dosis efectiva por exposición externa.

Se establecerán y actualizarán por el Consejo de Seguridad Nuclear, teniendo en cuenta las recomendaciones de las publicaciones 116 y 144 de la Comisión Internacional de Protección Radiológica y las publicaciones en que se actualicen los criterios y tablas contenidos en dichas publicaciones.

Estos coeficientes serán publicados en la página web del Consejo de Seguridad Nuclear.

ANEXO II. Justificación de nuevas clases o tipos de prácticas en relación con productos de consumo

1. Cualquier empresa que tenga la intención de fabricar o importar un producto de consumo cuyo uso previsto constituya una nueva clase o tipo de práctica, proporcionará a la Dirección General de Política Energética y Minas toda la información pertinente en relación con:

2. La Dirección General de Política Energética y Minas examinará dicha información y valorará en particular si:

ANEXO III. Estimación de dosis por exposición interna

1. Salvo disposición en contrario, en todo el reglamento los límites de dosis se aplicarán a la suma de las correspondientes dosis derivadas de la exposición externa en un período especificado, y las correspondientes dosis comprometidas de cincuenta años (hasta los setenta años de edad para los niños) derivadas de incorporaciones producidas en el mismo período.

En general, la dosis efectiva E a que se hubiera expuesto un individuo perteneciente al grupo de edad g se determinará con arreglo a la siguiente fórmula:

Donde E_externa es la correspondiente dosis efectiva derivada de exposición externa; h(g)_j.ing y h(g)_j.inh representan la dosis efectiva comprometida por unidad de incorporación por radionucleido j (Sv/Bq) ingerido o inhalado por un individuo perteneciente al grupo de edad g; J_j.ing y J_j.inh representan, respectivamente, la correspondiente incorporación por ingestión o inhalación del radionucleido j(Bq).

2. Coeficientes de dosis efectiva por exposición interna.

Se establecerán y actualizarán por el Consejo de Seguridad Nuclear, teniendo en cuenta los coeficientes de dosis internas establecidos por la Comisión Internacional de Protección Radiológica en base a las recomendaciones básicas de la Publicación 103 y a las publicaciones de la citada Comisión en las que se desarrollan los maniquíes de referencia especificados en tales recomendaciones o, en ausencia de dichos coeficientes, los coeficientes de dosis de la Publicación 119 de la Comisión Internacional de Protección Radiológica.

Estos coeficientes serán publicados en la página web del Consejo de Seguridad Nuclear.

ANEXO IV. Señalización de zonas

1. La señalización de las zonas controladas y vigiladas se efectuará basándose en lo establecido en la norma UNE 73302:2018, Distintivos para señalización de radiaciones ionizantes, o revisión posterior, y de acuerdo con lo especificado en este anexo.

2. El riesgo de exposición vendrá señalizado utilizando su símbolo internacional, un «trébol» enmarcado por una orla rectangular del mismo color del símbolo y de la misma anchura que el diámetro de la circunferencia interior de dicho símbolo.

3. Zonas controladas: en las zonas controladas, dicho trébol será de color verde sobre fondo blanco.

4. Zonas vigiladas: en las zonas vigiladas el trébol será de color gris azulado sobre fondo blanco.

5. Si en cualquiera de las zonas existiera solamente riesgo de exposición externa, se utilizará el trébol general de la zona bordeado de puntas radiales; si existiera riesgo de contaminación y el riesgo de exposición externa fuera despreciable, se utilizará el trébol general de la zona en campo punteado; y si existiera conjuntamente riesgo de contaminación y de exposición se empleará el trébol general de la zona bordeado de puntas radiales en campo punteado.

6. Todas las señales correspondientes a zonas controladas, de permanencia limitada, de permanencia reglamentada, de acceso prohibido, y vigiladas, se situarán en forma bien visible en la entrada y en los lugares significativos de las mismas.

7. Para todo tipo de zonas, las anteriores señalizaciones se complementarán en la parte superior con una leyenda indicativa del tipo de zona, y en la parte inferior del tipo de riesgo.

8. Cuando se deban señalizar con carácter temporal los límites de una zona, se emplearán vallas, barras metálicas articuladas o soportes por los que se hagan pasar cuerdas, cadenas, cintas, etc., que tendrán el color correspondiente a la zona de que se trate.

9. En los lugares de acceso entre zonas contiguas de diversas características, podrán señalizarse en el suelo los límites correspondientes mediante líneas claramente visibles con los colores correlativos a las zonas de que se trate. Dicha señalización se podrá complementar con una iluminación del color apropiado a las zonas de que se trate.

10. Dentro de las zonas controladas y vigiladas, las fuentes radiactivas y los equipos generadores de radiación deberán estar señalizados con el distintivo básico recogido en la norma UNE 73302:2018, Distintivos para señalización de radiaciones ionizantes, o revisión posterior.

ANEXO V. Tipos de situaciones de exposición existente

1. La exposición debida a contaminación de zonas por material radiactivo residual procedente de:

2. La exposición a fuentes de radiación natural, incluidas:

3. La exposición a productos de consumo, excluidos los alimentos, los piensos y el agua potable, que incorporen:

ANEXO VI. Lista indicativa de tipos de materiales de construcción a tener en cuenta en relación con la radiación gamma emitida a que se refiere el artículo 80

1. Materiales de construcción o aditivos naturales de origen ígneo o que puedan estar asociados a mineralizaciones de uranio, por ejemplo: granitoides (como el granito, la sienita y el ortogneis), pórfidos, toba, puzolana (ceniza puzolánica), lava o esquisto aluminoso.

2. Materiales de construcción que incorporen material radiactivo de origen natural, como cenizas volantes, fosfoyesos o lodos de fosfato, escorias de la producción de fósforo, estaño o cobre, lodos rojos, etc.

ANEXO VII. Índices de concentración de actividad para la radiación gamma emitida por los materiales de construcción

Los índices de concentración de actividad I_C e I_D a los que se refiere el artículo 80 vienen dados por las siguientes fórmulas:

I_C= C_Ra-226/300+ C_Th-232/200+ C_K-40/3000

I_D= [(281+16,3 ρd – 0,0161 (ρd)²) ∙ C_Ra-226 + (319+18,5 ρd – 0,0178 (ρd)²) ∙ C_Th-232 + (22,3 +1,28 ρd – 0,0014 (ρd)²) ∙ C_K-40]∙10^-6 + 0,19

Donde C_Ra-226, C_Th-232 y C_K-40 son las concentraciones de actividad de Ra-226, Th-232 y K-40 expresadas en Bq/kg, ρ la densidad expresada en kg/m³ y d el espesor del material expresado en m, y referidos al material de construcción de acuerdo con su uso previsto.

ANEXO VIII. Lista de aspectos que deberán considerarse para la preparación del plan de acción nacional destinado a hacer frente a los riesgos a largo plazo derivados de las exposiciones al radón

1. Estrategia para realizar estudios de las concentraciones de radón en recintos cerrados o las concentraciones de gas en el terreno, con vistas a calcular la distribución de las concentraciones de radón en recintos cerrados para la gestión de los datos de las medidas y para el establecimiento de otros parámetros destacados (como los tipos de suelo y roca, la permeabilidad y el contenido de radio-226 en la roca o el suelo).

2. El planteamiento, los datos y los criterios utilizados para la delimitación de zonas o para la definición de otros parámetros que puedan utilizarse como indicadores específicos de situaciones con una exposición potencialmente elevada al radón.

3. La identificación de los tipos de lugares de trabajo y edificios con acceso público, por ejemplo, escuelas, lugares de trabajo subterráneos o los situados en determinadas zonas, en los que se requieren la realización de medidas sobre la base de una evaluación del riesgo, teniéndose en cuenta, por ejemplo, las horas de ocupación.

4. La base para el establecimiento de los niveles de referencia para viviendas y lugares de trabajo. En su caso, la base para el establecimiento de distintos niveles de referencia en función de los distintos usos de los edificios (viviendas, edificios con acceso público, lugares de trabajo), tanto para los edificios existentes como para los nuevos.

5. Asignación de responsabilidades (gubernamentales y no gubernamentales), mecanismos de coordinación y recursos disponibles para poner en práctica el plan de acción.

6. Estrategia para reducir la exposición al radón en viviendas y para dar prioridad a las situaciones indicadas en el apartado 2.

7. Estrategias que faciliten la ejecución de medidas correctoras con posterioridad a la construcción.

8. Estrategia, incluidos métodos y técnicas, para prevenir la entrada del radón en edificios de nueva construcción, incluida la identificación de aquellos materiales de construcción con una exhalación significativa de radón.

9. Programación de las revisiones del plan de acción.

10. Estrategia de comunicación para aumentar la concienciación pública e informar a los responsables locales de la toma de decisiones, a los empresarios y a los trabajadores sobre los riesgos del radón, también en su relación con el tabaco.

11. Orientación sobre los métodos y técnicas de medida y aplicación de medidas correctoras. También deberán considerarse los criterios de acreditación de los servicios de realización de medidas y de rehabilitación.

12. Si procede, prestación de apoyo financiero para realizar campañas de medida de radón y para la aplicación de medidas correctoras, en particular para viviendas privadas con concentraciones de radón muy elevadas.

13. Objetivos a largo plazo para reducir el riesgo de cáncer de pulmón atribuible a la exposición al radón (para fumadores y no fumadores).

14. Cuando proceda, consideración de otros asuntos relacionados y de los programas correspondientes, como los programas de eficiencia energética y de la calidad del aire en recintos cerrados.