Post on 15-Oct-2018
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
INFORME RELATIVO A LAS ACTIVIDADES DESARROLLADAS
DURANTE EL PRIMER SEMESTRE DE 2010
EN RELACIÓN AL CONVENIO SUSCRITO ENTRE EL
AYUNTAMIENTO DE VITORIA-GASTEIZ Y LA UNIVERSIDAD
DEL PAIS VASCO / EUSKAL HERRIKO UNIBERTSITATEA
PARA EL SEGUIMIENTO Y CONTROL DE
LA SITUACIÓN DEL MUNICIPIO DE VITORIA-GASTEIZ
RESPECTO A LAS RADIACIONES IONIZANTES
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
INTRODUCCIÓN
El objeto del Convenio al que se refiere el presente informe es la realización de un
seguimiento y control del Municipio de Vitoria-Gasteiz con respecto a la radiactividad
que contempla los siguientes aspectos:
1. Asesoría técnica para el personal que constituye el Grupo de Acción Radiológica
(Dptos. De Medio Ambiente, DEMSAC, Servicio de Extinción de Incendios y
Policía Municipal).
2. Control y medida de radiactividad ambiental:
2.1. Compendio, análisis y elaboración de informes trimestrales de la
documentación sobre los sensores, estudios y redes existentes en el entorno
del Municipio (REVIRA, RAR, Informes de la Central Nuclear de Santa
María de Garoña, etc.) y sobre nuevas instalaciones radiactivas, nuevas
normativas de aplicación, etc. Esta documentación comprenderá la que
actualmente está disponible en el Ayuntamiento y la que el equipo de
trabajo consiga poner a disposición del Ayuntamiento, siendo objeto del
Convenio obtener cuanta información y datos sean posibles con relación a
los aspectos contemplados en este punto.
2.2. Actualización del mapa radiológico con una campaña anual de medidas de
radiactividad en suelos.
2.3. Determinación de los índices de actividad alfa total y beta resto así como el
contenido de tritio en 1 muestra de agua de bebida con frecuencia
cuatrimestral y realización, cada año, de una caracterización radiológica del
agua potable, sobre una muestra tomada en un punto de la red, de acuerdo a
lo establecido en la Guía de Seguridad Nuclear 7.7. del Consejo de
Seguridad Nuclear, CSN.
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
4
3. Asistencia técnica para el funcionamiento del pórtico de control y vigilancia
radiológica, colocado en el Vertedero de Gardelegi, incluyendo una
caracterización del contenido radiactivo de los residuos remitidos por las
empresas incluidas en el listado de remitentes de residuos que activan el pórtico
de control de radiactividad.
4. Asistencia técnica como laboratorio para el análisis de radiactividad.
Toda la información que se aporte será en formato compatible con los programas
informáticos existentes en el Ayuntamiento de Vitoria – Gasteiz.
ACTIVIDADES
Las actividades realizadas durante el semestre se encuadran en el control y medida de la
radiactividad ambiental y en este ámbito se han realizado las siguientes actividades:
En primer lugar, se han considerado los datos relativos a las redes de vigilancia que
cubren total o parcialmente el territorio del Municipio. Esta es la Red de Vigilancia
Radiológica de la Comunidad Autónoma del País Vasco cuyos datos son facilitados
mensualmente al Ayuntamiento por el Departamento de Industria, Comercio y Turismo
de la Comunidad Autónoma del País Vasco.
El informe de los resultados obtenidos durante el primer semestre de 2010 se recogen en
el Anexo I de este informe.
En segundo lugar se han considerado los informes mensuales emitidos por la Central
Nuclear de Santa María de Garoña relativos a su actividad y a su impacto en el entorno,
si bien estos datos no tienen relación directa con el municipio. Lo relativo a la
valoración de estos informes se encuentra en el Anexo II del presente informe.
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
5
En tercer lugar se considera el control radiológico del agua potable. En este sentido se
recibieron dos muestras de agua de AMVISA el 11 de febrero y el 28 de junio de 2010
cuyos informes fueron remitidos el 22 de febrero y el 13 de julio de 2010
respectivamente y que con una valoración se adjuntan en el Anexo III.
Finalmente, y dada su relevancia, se incluye como Anexo IV el resumen ejecutivo del
informe sobre el “Estudio epidemiológico del posible efecto de las radiaciones
ionizantes derivadas del funcionamiento de las instalaciones nucleares y radiactivas del
ciclo de combustible nuclear españolas sobre la salud de la población que reside en su
proximidad” realizado por el Instituto de Salud Carlos III y el Consejo de Seguridad
Nuclear. En CD-ROM Anexo se adjunta el informe completo y un resumen más extenso
que el ejecutivo.
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
6
ANEXO I
VALORACIÓN DE LOS RESULTADOS OBTENIDOS POR
LA ESTACIÓN DE VIGILANCIA RADIOLÓGICA UBICADA EN LA
FACULTAD DE FARMACIA DE VITORIA-GASTEIZ
DURANTE EL PRIMER SEMESTRE DEL AÑO 2010
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
7
Resultados obtenidos durante el Primer Semestre del año 2010
Durante el primer semestre del año 2010, la Red de Vigilancia Radiológica de la
Comunidad Autónoma del País Vasco y, en este caso particular, la estación de Vitoria-
Gasteiz, ha funcionado de forma correcta, con algunas pequeñas incidencias, lo que le
ha permitido registrar los valores de los parámetros controlados que se muestran en las
gráficas incluidas al final de este anexo.
A lo largo de este primer semestre de 2010, las incidencias puntuales que se han
producido no han alterado ni dificultado la recogida de datos que desarrolla la estación,
siendo éstas las que se proceden a comentar seguidamente.
- Incidencias
Enero: No hubo incidencias.
Febrero: El día 5 se efectuó el reemplazo de la sonda de temperatura que
operaba incorrectamente realizándose ese mismo día la verificación y el
mantenimiento así como la calibración de esta estación, observando que esta
estación se encuentra operando en los rangos de funcionamiento.
Marzo: El día 21, como en otras ocasiones al cambiar de semana, se bloqueó la
estación y fue necesario reiniciarla de forma manual, tras lo cual volvió a
funcionar con normalidad.
Abril: El día 6 se instalaron los nuevos programas de recogida tanto de la
estación radiológica como de la meteorológica, así como el nuevo programa de
comunicaciones con el SACER.
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
8
El día 19 y como en otras ocasiones al cambiar de semana se bloqueó la estación
y fue necesario reiniciarla de forma manual, tras lo cual volvió a funcionar con
normalidad.
Mayo: El día 26 se reemplazó el filtro de papel y se efectuaron labores de
mantenimiento y limpieza del pluviómetro en previsión de que estuviese cegado
como había ocurrido con el de la estación de Bilbao.
Junio: no hubo incidencias
Antes de realizar cualquier lectura de los resultados recogidos en el presente anexo,
conviene recordar que las estaciones radiológicas registran valores de concentración de
actividad de emisores alfa y beta netos, esto es, la resultante de los contajes una vez ha
sido eliminada la parte correspondiente a la concentración de actividad de emisores alfa
y beta producida por el Radón y sus descendientes en aire. En algunas ocasiones se han
registrado valores de concentración de actividad de emisores alfa y beta superiores a la
concentración mínima de actividad detectable (CMD) correspondientes a los mismos
debido a una subestimación de la concentración de actividad de Radón y sus
descendientes derivada del uso de un único factor de calibración.
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
9
Con objeto de facilitar una valoración cuantitativa de lo acontecido radiológicamente
durante este semestre, se adjunta una relación de los valores medios referidos a los
emisores (alfa, beta y yodo) controlados por la estación:
Valor medio de concentración (Bq/m3)
Valor medio de registros (Bq/m3)
Valor medio de CMD (Bq/m3)
Enero 0 0 1.2 * 10-1
Febrero 1.1 * 10-3 2.1 * 10-1 1.0 * 10-1
Marzo 1.3 * 10-3 2.1 * 10-1 1.2 * 10-1
Abril 1.9 * 10-3 2.1 * 10-1 1.5 * 10-1
Mayo 3.6 * 10-3 2.0 * 10-1 1.1 * 10-1
Emisores
alfa
Junio 2.9 * 10-3 2.2 * 10-1 1.5 * 10-1
Enero 0 0 1.4 * 10-1
Febrero 0 0 1.1 * 10-1
Marzo 0 0 1.1 * 10-1
Abril 0 0 1.6 * 10-1
Mayo 0 0 1.1 * 10-1
Emisores
beta
Junio 0 0 1.5 * 10-1
Enero 0 0 4.5
Febrero 0 0 4.6
Marzo 0 0 4.6
Abril 0 0 4.5
Mayo 0 0 4.5
Yodo
Junio 0 0 4.5
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
10
Con los valores medidos de la tasa de dosis durante los años de operación de esta
estación, se ha efectuado un estudio, en el que se ha determinado que la tasa de dosis
experimenta un cierto incremento cuando se producen precipitaciones y por ello ha sido
necesario efectuar una diferenciación entre el análisis de la tasa de dosis en Periodo
Seco (definido como aquél en el que el valor de la pluviometría es 0 mm) y Periodo
Húmedo (aquél periodo en el que hay registro de precipitación).
Tanto los valores de la tasa de dosis registrados en periodo seco durante el segundo
semestre de 2009 como los valores medidos en periodo húmedo, se ajustan a una
Distribución Normal y empleando la definición de Currie se puede calcular del Límite
Crítico de ambos periodos.
Estos Límites Críticos obtenidos constituyen lo que se va a denominar el Nivel de
Alarma Base, que representa aquel valor a partir del cual los registros tienen una
probabilidad del 95% de no ser imputables a la variación del fondo.
Durante este semestre se han registrado algunos valores de la tasa de dosis que han
superado sus respectivos niveles de alarma. Estos valores corresponden a intervalos de
precipitaciones, tormentas eléctricas o a algunos valores atípicos ocasionales producidos
sin causa radiológica aparente.
En consecuencia, puede concluirse que todos los registros realizados por la estación se
corresponden con causas naturales, pudiendo por tanto afirmar que no se han registrado
valores debidos a causas relacionadas con vertidos radiactivos a la biosfera.
A continuación se muestra la representación de los valores la Tasa de Dosis, el Nivel de
Alarma Base y la pluviometría correspondiente al 1er semestre de 2010.
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
11
TASA DE DOSIS DE RADIACIÓN GAMMA PRIMER SEMESTRE 2010
0,00E+00
2,00E-02
4,00E-02
6,00E-02
8,00E-02
1,00E-01
1,20E-01
1,40E-01
1 2881 5761 8641 11521 14401 17281 20161 23041 25921
registros
uS
v/h
Tasa de Dosis Nivel de Alarma Base
TASA DE DOSIS DE RADIACIÓN GAMMA PRIMER SEMESTRE 2010
0,00E+00
2,00E-02
4,00E-02
6,00E-02
8,00E-02
1,00E-01
1,20E-01
1,40E-01
1 2881 5761 8641 11521 14401 17281 20161 23041 25921
registros
uS
v/h
02468101214161820
mm
Tasa de Dosis Nivel de Alarma Base Precipitación
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
12
Los Límites Críticos obtenidos para la estación de Vitoria, tanto en periodo Seco como
en período Húmedo, son los siguientes:
Media (m)
Sv/h
Desv. Est. ()
Sv/h
Lc = m + k * 2*
Sv/h
Período seco 7,93 10-2 2,61 10-3 8,68 10-2
Período húmedo 8,27 10-2 4,14 10-3 9.42 10-2
A continuación se adjunta un conjunto de gráficos que muestran los valores de actividad
y tasas de dosis registrados por las estaciones.
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
13
VALOR MEDIO DIARIO DE LA CONCENTRACIÓN DE ACTIVIDAD DE
EMISORES ALFA 1er SEMESTRE 2010
0
0,1
0,2
0,3
0,4
0,5
0,6
0,7
0,8
0,9
1
E F M A M J
Mes
Bq
/m3
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
14
VALOR MEDIO DIARIO DE LA CONCENTRACIÓN MÍNIMA DETECTABLE DE
EMISORES ALFA 1er SEMESTRE 2010
0
0,1
0,2
0,3
0,4
0,5
0,6
0,7
0,8
0,9
1
E F M A M J
Mes
Bq
/m3
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
15
VALOR MEDIO DIARIO DE LA CONCENTRACIÓN DE ACTIVIDAD DE
EMISORES BETA 1er SEMESTRE 2010
0
0,1
0,2
0,3
0,4
0,5
0,6
0,7
0,8
0,9
1
E F M A M J
Mes
Bq
/m3
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
16
VALOR MEDIO DIARIO DE LA CONCENTRACIÓN MÍNIMA DETECTABLE DE
EMISORES BETA 1er SEMESTRE 2010
0
0,1
0,2
0,3
0,4
0,5
0,6
0,7
0,8
0,9
1
E F M A M J
Mes
Bq
/m3
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
17
VALOR MEDIO DIARIO DE LA CONCENTRACIÓN DE ACTIVIDAD DE IODO
1er SEMESTRE 2010
0
0,1
0,2
0,3
0,4
0,5
0,6
0,7
0,8
0,9
1
E F M A M J
Mes
Bq
/m3
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
18
VALOR MEDIO DIARIO DE LA CONCENTRACIÓN MÍNIMA DETECTABLE DE
ACTIVIDAD DE IODO 1er SEMESTRE 2010
00,5
11,5
22,5
33,5
44,5
55,5
6
E F M A M J
Mes
Bq
/m3
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
19
VALOR MEDIO DIARIO DE LA TASA DE DOSIS DE RADIACIÓN GAMMA
1er SEMESTRE 2010
0
0,01
0,02
0,03
0,04
0,05
0,06
0,07
0,08
0,09
0,1
E F M A M J
Mes
uS
v/h
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
20
VALOR MEDIO DIARIO DE LA TEMPERATURA
1er SEMESTRE 2010
-5
0
5
10
15
20
25
E F M A M J
Mes
ºC
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
21
VALOR MEDIO DIARIO DE LA HUMEDAD
RELATIVA 1er SEMESTRE 2010
0
10
20
30
40
50
60
70
80
90
100
E F M A M J
Mes
%
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
22
VALOR MEDIO DIARIO DE LA VELOCIDAD
DEL VIENTO 1er SEMESTRE 2010
0
1
2
3
4
5
6
7
8
E F M A M J
Mes
m/s
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
23
VALOR MEDIO DIARIO DE LA DIRECCIÓN DEL
VIENTO 1er SEMESTRE 2010
0
5
10
15
200
10 2030
4050
60
70
80
90
100
110
120130
140150
160170180
190200210
220230
240
250
260
270
280
290
300310
320330
340350
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
24
VALOR ACUMULADO DIARIO DE LA
PLUVIOMETRÍA 1er SEMESTRE 2010
0102030405060708090
100110120130140150160
E F M A M J
Mes
mm
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
25
VALOR MEDIO DIARIO DE LA PRESIÓN
ATMÓSFERICA 1er SEMESTRE 2010
800
850
900
950
1000
1050
1100
1150
1200
E F M A M J
Mes
mb
ar
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
26
VALOR MEDIO DIARIO DE LA IRRADIACIÓN
SOLAR 1er SEMESTRE 2010
0
100
200
300
400
500
600
E F M A M J
Mes
W/m
2
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
27
ANEXO II
INFORMES EMITIDOS POR LA CENTRAL NUCLEAR DE SANTA MARÍA
DE GAROÑA
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
28
La Central Nuclear de Santa María de Garoña emite, con frecuencia mensual, un
informe de sus actividades que contempla los siguientes aspectos:
Datos de producción eléctrica.
Vigilancia medioambiental.
Otras cuestiones reseñables.
En lo concerniente al primer semestre de 2010 cabe señalar que la Central operó con un
factor de operación del 91,3 %, es decir, el 91,3 % del período ha estado aportando
energía a la red eléctrica. Este valor es debido a la presencia en el periodo de dos
paradas programadas, para tareas de mantenimiento y reconfiguración del núcleo del
reactor. Además, debido a razones derivadas de las especificaciones técnicas de
funcionamiento o de mantenimiento, en algunas ocasiones hubo de reducirse la
potencia. Estas ocasiones han sido las siguientes:
En el mes de enero, el día 28 se bajó carga hasta el 92% durante unas horas para
realizar la prueba funcional de operabilidad de las barras de control.
En el mes de febrero, el día 7 se inició el proceso de reducción de potencia para
realizar la parada programada de la central y las labores de mantenimiento en el
interior de la contención primaria. Estas actividades no pueden realizarse con la
central en funcionamiento. Una vez finalizados los trabajos, y tras las numerosas
pruebas de arranque, el día 18 la central alcanzó el 100% de potencia.
En el mes de mayo, el día 1 se inició la bajada de potencia para la parada
programada de reconfiguración del núcleo y trabajos de mantenimiento. Una vez
finalizadas las tareas, el día 13 se conectó de nuevo la central a la red eléctrica
nacional.
El día 6, durante la realización de trabajos de mantenimiento en un transformador
de reserva, se ha producido el arranque automático del Generador Diesel "B" al
quedarse sin tensión una de las barras de alimentación. Esta falta de tensión se ha
producido a su vez porque uno de los interruptores del citado transformador no
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
29
cerró correctamente. Este suceso esta clasificado en el nivel 0 de la Escala
Internacional de Sucesos Nucleares y este nivel agrupa a los sucesos que carecen de
significado para la seguridad.
Los vertidos gaseosos y líquidos han proporcionado una dosis a la población más
expuesta, expresada como fracción porcentual del límite anual de dosis (1 mSv), que
adopta los valores recogidos en la tabla y en la figura siguientes:
MES TOTAL VERTIDO
( % de la dosis anual
establecida por la legislación
vigente)
ENERO FEBRERO MARZO ABRIL MAYO JUNIO
LÍQUIDO 0,001 0,004 0,003 0,004 0,004 0,008 0,024
GASEOSO 0,02 0,019 0,018 0,01 0,01 0,003 0,09
Estas cifras permiten afirmar que el funcionamiento de la central apenas tiene
repercusión sobre el medioambiente.
Enero Febrero Marzo Abril Mayo JunioMes
0.01
0.1
1
10
100
Fra
cció
n d
el l
imite
an
ua
l de
do
sis
para
pu
blic
o
rec
ibid
o p
or
la p
ob
laci
ón
ma
s ex
pu
est
a
(%
)
Fracción del límite anual de dosis para público recibido por la población más expuesta.
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
30
ANEXO III
INFORME SOBRE EL CONTROL RADIOLÓGICO DEL AGUA POTABLE
DE CONSUMO PÚBLICO
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
31
En relación con el contenido de radiactividad en el agua de consumo humano, el Real
Decreto 140/2003, por el que se establecen los criterios sanitarios de la calidad del agua
de consumo humano, define un conjunto de sustancias cuyo contenido ha de ser
controlado y establece el correspondiente conjunto de valores paramétricos tal que su
superación supone la pérdida de la característica de salubre y limpia.
Para la radiactividad, los valores paramétricos, y no se olvide que el Ministerio de
Sanidad y Consumo estableció en la disposición adicional segunda del decreto una
prorroga de cinco años para definir los muestreos, frecuencias, tipos de análisis y
métodos de ensayo para la determinación de los parámetros correspondientes a la
radiactividad, son los siguientes:
Dosis indicativa total: 0,1 mSv/año
En este parámetro debe excluirse la contribución del tritio, Potasio-40, Radón y
productos de desintegración de Radón.
Tritio: 100 Bq/l
Actividad alfa total: 0,1 Bq/l
Actividad beta resto: 1 Bq/l
Ahora, con objeto de obtener alguna estimación relativa a la Dosis Indicativa Total, al
no existir una metodología de cálculo oficial y dado la complejidad asociada a la
determinación de este valor, se recurrirá a la Guía de Seguridad Nuclear 7.7 “Control
radiológico del agua de bebida” editada por el Consejo de Seguridad Nuclear.
De acuerdo con esta Guía, si la actividad de dos conjuntos de radionucleidos cumple
con unas ciertas condiciones, entonces no será necesario realizar ninguna actuación, ni
siquiera investigar la causa de los valores encontrados.
Estos conjuntos y condiciones, en Bq/l, son los siguientes:
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
32
Primer conjunto constituido por emisores alfa. Las actividades habrán de cumplir la
siguiente condición: Po.210 < 0,1 y Ra.226 < 0,1 y Th.230 < 0,1 y Pu.239 < 0,3 y
Ra.224 < 0,4 y U.234 < 0,5 y U.238 < 0,7
Segundo conjunto constituido por emisores beta y beta-gamma. Las actividades habrán
de cumplir la siguiente condición: Sr.90 < 1,4 y Sr.89 < 27 y I.131 < 1,4 y Cs.134 < 1,4
y Cs.137 < 5,5 y Co.60 < 9,6 y Co.58 < 68
Con objeto de poder realizar una comparación se obtendrá un parámetro para el
conjunto de radionucleidos sumando el resultado de dividir, para cada uno, la actividad
encontrada por el valor de referencia citado en lo que antecede. Si el valor del parámetro
es inferior a 1, entonces se cumplirá la condición.
Los análisis de contenido radiactivo realizados sobre aguas procedentes de Vitoria
muestran que la calidad de las mismas es acorde con estos valores paramétricos, ya que,
como puede verse en los informes adjuntos, los contenidos han sido los siguientes:
Muestra de fecha 11 de febrero de 2010
Tritio: <LID, siendo LID = 0,70 Bq/l
Actividad alfa total: 0,0075 Bq/l
Actividad beta resto: 0,016 Bq/l
Muestra de fecha 28 de junio de 2010
Tritio: < LID, siendo LID = 0,71 Bq/l
Actividad alfa total: < LID, siendo LID =0,0071 Bq/l
Actividad beta resto: < LID, siendo LID =0,03 Bq/l
Resulta manifiesto que los valores encontrados son muy inferiores a los paramétricos.
Seguidamente, se adjuntan copias de los informes remitidos a AMVISA.
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
33
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
34
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
35
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
36
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
37
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
38
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
39
ANEXO IV
INFORME SOBRE EL ESTUDIO EPIDEMIOLÓGICO “INFLUENCIA DE LAS INSTALACIONES NUCLEARES E INSTALACIONES RADIACTIVAS DEL CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR SOBRE LA MORTALIDAD POR CÁNCER EN LAS PERSONAS QUE HABITAN EN SU ENTORNO EN ESPAÑA” REALIZADO POR EL INSTITUTO DE SALUD CARLOS III Y EL CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
40
ESTUDIO EPIDEMIOLÓGICO 2009 INFLUENCIA DE LAS INSTALACIONES NUCLEARES E INSTALACIONES
RADIACTIVAS DEL CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR SOBRE LA MORTALIDAD POR CÁNCER EN LAS PERSONAS QUE HABITAN EN SU
ENTORNO EN ESPAÑA Resumen ejecutivo
Conclusión: El estudio epidemiológico realizado en los entornos de las instalaciones nucleares y radiactivas del ciclo de combustible nuclear españolas ha analizado la mortalidad por cáncer y su posible relación con las dosis efectivas estimadas en la población, derivadas del funcionamiento de las instalaciones. También se ha estudiado la posible influencia de las dosis debidas a radiaciones de origen natural. Como resultados más significativos se ha encontrado que: 1) Las dosis estimadas acumuladas que habría recibido la población de las áreas de estudio como consecuencia del funcionamiento de las instalaciones son muy reducidas, y están muy por debajo de las que con los conocimientos científicos actuales podrían relacionarse con efectos en la salud de las personas 2) No se han detectado resultados consistentes que muestren un efecto de incremento de la mortalidad por diferentes tipos de cáncer asociados a la exposición de las personas a las radiaciones ionizantes debidas al funcionamiento de las instalaciones. Se han encontrado algunas asociaciones dosis-respuesta puntuales que no han podido ser atribuidas a la exposición derivada del funcionamiento de las instalaciones. 3) Tampoco se han detectado excesos de mortalidad por cáncer estadísticamente significativos debidos a la radiación natural Introducción y antecedentes Haciéndose eco de una demanda social sobre el impacto de las instalaciones nucleares en la salud de las personas, el Pleno del Congreso de los Diputados, en su sesión de nueve de diciembre de 2005, aprobó una Proposición No de Ley (PNL) por la que instaba al Gobierno a realizar el estudio, considerando, entre otros, los siguientes aspectos: - El alcance del estudio debía incluir todas las instalaciones nucleares y sus entornos próximos, analizando los posibles efectos en la salud de la población
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
41
- El CSN debía colaborar, aportando la información necesaria para valorar la exposición a radiaciones de la población, tanto de origen artificial (instalaciones) como de origen natural - Se debía garantizar la independencia en la investigación y la máxima transparencia en el desarrollo de las actividades. A tal efecto se planteó la creación de un “Comité Consultivo”, con la participación de las instituciones afectadas, expertos independientes, entidades ecologistas y otras partes interesadas, para realizar el seguimiento de la ejecución del estudio y el análisis de resultados. Con objeto de realizar el estudio, el Instituto de Salud Carlos III y el Consejo de Seguridad Nuclear suscribieron un Convenio de Colaboración en abril de 2006. A partir de esta fecha se puso en marcha el estudio, cuya ejecución se ha extendido hasta finales de 2009. El Comité Consultivo se constituyó en septiembre de 2006 con un amplio abanico de organizaciones: autoridades sanitarias de todas las Comunidades Autónomas afectadas por el alcance territorial del estudio, organizaciones sindicales, autoridades municipales, compañías propietarias de las instalaciones, organizaciones de defensa de la preservación del medio ambiente y seis expertos independientes (epidemiología, radiobiología y protección radiológica), junto con los representantes del Instituto de Salud Carlos III y del CSN. El Comité se ha reunido en seis ocasiones para tratar los aspectos metodológicos, los resultados de las estimaciones de dosis y los datos y resultados de los análisis de mortalidad, así como los aspectos relacionados con la comunicación y divulgación del estudio. Características básicas del estudio Alcance El estudio incluye todas las centrales nucleares y el resto de instalaciones nucleares y radiactivas del ciclo de combustible nuclear del país, con independencia de que estén en operación, en fase de parada definitiva o en desmantelamiento y clausura. El área de estudio incluye todos los municipios situados en un radio de 30 km alrededor de las instalaciones, cuya situación se compara con los municipios de una zona de control, con características sociodemográficas similares pero no afectados por la operación de las instalaciones. Adicionalmente, se ha estudiado la mortalidad por cáncer en los municipios situados en dos áreas geográficas caracterizadas por diferente índice de exposición a radiaciones de origen natural y no afectadas por la influencia de ninguna instalación nuclear o radiactiva del ciclo de combustible. En concreto se seleccionaron los municipios en dos áreas circulares de 30 km de radio, una en la CA de Galicia, con altos índices de exposición a radiación natural, y otra en la CA de Valencia, sometida a baja exposición a radiación natural.
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
42
En total se han estudiado más de 1.000 municipios, de los cuales cerca de 500 si sitúan en las áreas de influencia de las instalaciones. El resto corresponde a municipios de las zonas de control y de las dos áreas geográficas con alto y bajo índice de exposición a radiación natural. Metodología La metodología del estudio es la definida por el ISC-III, de acuerdo con las prácticas actuales consideradas “estado del arte” en la materia. Se trata de un estudio ecológico de cohortes retrospectivas, en el que se contrasta la mortalidad por diferentes tipos de cáncer y leucemia de los residentes en todos los municipios situados en el entorno de las instalaciones españolas (30km) con la encontrada en los municipios utilizados como referencia (50 a 100 Km). El periodo de estudio incluye los años 1975-2003. El estudio es de tipo ecológico debido a que la variable central de análisis, la exposición a la radiación, es evaluada mediante un indicador, la dosis efectiva, estimado para cada grupo de población formado por los residentes de cada municipio, y se asigna a los individuos de dicho grupo (no se realiza un estudio individualizado de dosis en cada persona). El indicador de exposición utilizado es la “dosis efectiva” debido a que este parámetro aporta claros beneficios, especialmente significativos en un estudio de amplio alcance y espectro, como el presente. Se han tenido en cuenta las limitaciones propias del uso de la dosis efectiva como indicador de exposición en estudios epidemiológicos. Esta aproximación ha sido avalada explícitamente por la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP) ante una consulta planteada por el CSN. La reconstrucción histórica de la exposición de la población de cada municipio, se ha realizado mediante una metodología reconocida a nivel internacional, basada en la estimación de la dosis a la población debida a los efluentes líquidos y gaseosos de las instalaciones. Se han utilizado modelos teóricos de estimación, con parámetros ajustados a las características específicas de cada área geográfica en la que se sitúa cada instalación y representativos de un “individuo medio”. Por lo que se refiere a la exposición a la radiación natural, se ha estimado la dosis anual que recibe un habitante tipo en cada uno de los municipios: los sometidos a estudio, los de las áreas de control y los de las dos áreas geográficas de Galicia y Valencia fuera del ámbito de influencia de las instalaciones. Otras características importantes del estudio: Para todos los cánceres estudiados, con la excepción de las leucemias, se ha
considerado un período (inducción) de diez años como el mínimo necesario que tiene que transcurrir desde que un individuo recibe una exposición a radiaciones hasta que desarrolla la enfermedad. Ese periodo se ha considerado de un año para leucemias.
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
43
Se han considerado las variables que pueden actuar como factores de confusión, es decir que pueden alterar los resultados del estudio. Entre ellas, la exposición a radiaciones ionizantes de origen natural y diversos factores socio-demográficos.
No se han tenido en cuenta otras exposiciones a las radiaciones ionizantes de origen
artificial, como las de tipo laboral o las de tratamiento y diagnóstico médico. Se ha analizado la mortalidad por cáncer para el conjunto de todas las centrales nucleares y para el conjunto del resto de las instalaciones nucleares y radiactivas del ciclo, y se ha analizado individualmente cada una de las instalaciones. Por otro lado, se ha analizado la mortalidad por cáncer en relación con las exposiciones a radiaciones de origen natural, tanto en las áreas de influencia de las instalaciones como en las dos zonas seleccionadas fuera de las mismas. Considerando la población de los municipios y el periodo de estudio, en la zona del entorno de las centrales nucleares se han contabilizado más de 7,5 millones de personas-año para leucemias y más de 5 millones de personas-año para el resto de tumores. En el entorno de las instalaciones del ciclo, el estudio ha contabilizado 8,5 millones de personas-año y 6,4 millones de personas-año para leucemias y resto de cánceres, respectivamente. Resultados Instalaciones / radiación artificial: Las dosis acumuladas estimadas que recibiría la población por el funcionamiento de las instalaciones son muy bajas, siendo el valor máximo 350 microSv (el límite de dosis establecido para miembros del público en la reglamentación española es de 1.000 microSv en un año). Tanto en el análisis conjunto de las zonas de influencia de las centrales nucleares, como en el correspondiente a las instalaciones del ciclo, no se observan resultados consistentes que muestren un patrón de incremento de la mortalidad por cáncer asociado con la dosis. Por otro lado, en el estudio individualizado de cada instalación, tampoco se observan resultados que indiquen incrementos de dicha mortalidad, con algunas observaciones puntuales que no han podido ser atribuidas al efecto de las dosis generadas por su funcionamiento debido a que: En general, se trata de hallazgos aislados que no se repiten en el resto de
instalaciones, por lo que no son consistentes. Las dosis estimadas en el entorno debidas al funcionamiento de cada instalación son
muy bajas y similares a las de otras instalaciones en las que no se observan los mismos efectos.
Departamento de Ingeniería Nuclear y Mecánica de Fluidos
Informe relativo al seguimiento y control de la situación del Municipio de Vitoria-Gasteiz respecto a las radiaciones ionizantes. 1er semestre de 2010
44
Algunas instalaciones del ciclo presentan situaciones de exposición que tienen características comunes con las que se producen en determinadas localizaciones debido a la radiación natural (isótopos, vías de transferencia, incorporación al organismo), siendo la magnitud de exposición a radiación natural varios órdenes de magnitud superior, no observándose ningún efecto asociado con ella en los análisis realizados.
Estos resultados puntuales podrían atribuirse a otras formas de exposición ambiental,
debidas a diferencias en los hábitos de vida, a la presencia de otras industrias y actividades, o al propio azar, que, teniendo en cuenta el gran número de comparaciones efectuadas, podría explicar por sí mismo un cierto número de asociaciones positivas (lo que podría explicar también algunas asociaciones estadísticas negativas, es decir, con disminución de la mortalidad al aumentar la dosis de radiación que se han encontrado de forma puntual).
Radiación natural Los estudios de mortalidad por cáncer realizados, tanto en las zonas de las instalaciones como en las dos zonas no afectadas por las mismas situadas en dos áreas geográficas con diferente nivel de exposición a radiación natural, no han detectado aumentos de mortalidad estadísticamente significativos al aumentar las dosis recibidas Conclusiones Las conclusiones principales se citan al principio de este resumen ejecutivo.