Lecciones Aprendidas en el Accidente de Contaminación con Pu-239
|
|
- Joaquín Duarte González
- hace 7 años
- Vistas:
Transcripción
1 Congreso Internacional Conjunto Cancún 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR/International Joint Meeting Cancun 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR XV Congreso Anual de la SNM y XXII Reunión Anual de la SMSR/XV SNM Annual Meeting and XXII SMSR Annual Meeting Cancún, Q.R., México, de Julio, 2004/Cancún, Q.R., Mexico, July 11-14, 2004 Lecciones Aprendidas en el Accidente de Contaminación con Pu-239 Gustavo Molina, Marco Ruiz C., Arturo Ángeles C., José Ángel Benítez S. Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares Km 36.5 Carretera México-Toluca gm@nuclear.inin.mx, marc@nuclear.inin.mx, aac@nuclear.inin.mx, jabs@nuclear.inin.mx Resumen Este trabajo describe las lecciones aprendidas durante el accidente por contaminación de transuránicos en el Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares ocurrido entre 1998 y El origen del mismo es la transferencia no autorizada de 0.51 g de plutonio metálico usado como fuente patrón en el Departamento de Metrología a un laboratorio que carecía de infraestructura física, entrenamiento y equipo para manipular esta fuente. 1. INTRODUCCIÓN Los transuránicos son radioisótopos del grupo I de radiotoxicidad [5], por lo que su uso y manejo requiere condiciones particulares como cajas de guantes, detectores especializados de detección de contaminación superficial y en aire y medios para realizar un programa de bioensayo. El uso en el laboratorio para investigación por lo general se restringe a unos cuantos µci (1µCi=37,000 Bq). En los reactores nucleares de potencia se producen toneladas de Pu-239, Pu-240, Pu-241 y Pu-242 y sus descendientes Am-241 y Am-242 en el combustible irradiado. El Pu-239 también se usa en armamento nuclear, razón por la cual está sometido a controles de salvaguardias [1], [2], [3].. El Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares adquirió en la década de 1970 varias fuentes de plutonio encapsuladas para ser usadas como fuentes de referencia con aproximadamente 0.5 g c/u. 2. CRONOLOGÍA DEL ACCIDENTE Principios de 1998 El director del Instituto ordena que se suspendan las inspecciones y auditorias internas de Protección Radiológica Se transfiere patrón de plutonio-239 metálico de 0.51 g del Departamento de Metrología al Departamento de Química. La fuente se encontraba en resguardo por el Departamento de Desechos Radiactivos en el laberinto del reactor, y declarada ante la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias (CNSNS) por tratarse de material nuclear y se almacenaba en el laberinto del reactor, sin embargo las licencias indicadas en el documento de transferencia Memorias CIC Cancún 2004 en CDROM 1/5 Proceedings IJM Cancun 2004 on CDROM
2 Molina et al, Lecciones Aprendidas en el Accidente de Contaminación con Pu-239. entre los laboratorios no amparaban la cantidad de plutonio de la fuente. Tampoco se pidió autorización a la CNSNS para la transferencia. Fines de 98 a El investigador que recibió la fuente disolvió 0.15 g de plutonio de 0.51 g en ácido nítrico. Abriendo la cápsula donde se encontraba en una atmósfera inerte de argón que evitaba la oxidación del plutonio , 10-99, 01-00, Se realizaron verificaciones periódicas del material nuclear para propósito de salvaguardias. En la última, el encargado de salvaguardias resulto con contaminación en ropa y documentos La CNSNS realizó una inspección al laboratorio. En el acta de salida se registró la existencia de 0.5 g de Pu-239 sin licencia, requiriéndose su regularización Un técnico encontró contaminación en el laboratorio. Se realizó un análisis isotópico por espectrometría gamma por parte de los investigadores del mismo, que no identificó al elemento contaminante. Se redujo la contaminación de las áreas encontradas El Encargado de Seguridad Radiológica (ESR) solicitó apoyo para la identificación por espectrometría gamma de la contaminación a la Gerencia de Seguridad Radiológica (GSR) El laboratorio de vigilancia radiológica ambiental entregó el informe del análisis cualitativo al ESR, el resultado indica que se encontró Am-241. Personal del Departamento de Protección Radiológica (DPR), encontró contaminación en la tarja, en el piso y en otros puntos del laboratorio. El ESR indicó que se trataba de Am-241. La contaminación mayor encontrada fue de 30,000 cpm, medida con el detector tipo panque, por lo que se recomendó al Representante Legal (RL) de la licencia, que cerrara el laboratorio al tratarse de un isótopo altamente radiotóxico, por lo que a partir de ese momento el laboratorio se cerró. El ESR y el jefe del Departamento de Química (DQ) indicaron que no tenían idea del origen del Am-241 y que no creían que se tratara de americio Personal del DPR realizó mediciones en las áreas de los investigadores y becarios del DQ encontrando contaminación en dos cubículos del ESR. En particular, la contaminación estaba en los objetos del ESR, como la manga de su bata con 20,000 cpm, el teclado de su conputadora y otros objetos de su cubículo. Las mediciones se realizaron con detector tipo panque. Se realizó el conteo de cuerpo entero del personal del laboratorio en el contador Accuscan II del DPR. No se encontró contaminación interna en ninguno de los trabajadores, al nivel de detección de este equipo Se entrevistó al Personal Ocupacionalmente Expuesto (POE) del laboratorio para buscar el origen de la contaminación, pero no se logró obtener información que indicara la posible causa de la contaminación. Personal del DPR revisó la casa del ESR sin encontrar contaminación. Memorias CIC Cancún 2004 en CDROM 2/5 Proceedings IJM Cancun 2004 on CDROM
3 Congreso Internacional Conjunto Cancún 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR /International Joint Meeting Cancun 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR Personal del Departamento de Desechos Radiactivos (DDR) inició labores de descontaminación en el laboratorio bajo la supervisión del DPR cuando se comenzó a medir contaminación en el cancel de vidrio y en otros lugares, pero se suspendieron los trabajos hasta tener una mejor idea de la magnitud de la contaminación y del comportamiento del contaminante, además de que se consideró utilizar protección adicional para realizar la descontaminación En el DPR se seguía manteniendo la hipótesis de una fuente de americio pero que no era la autorizada en la licencia, dado que la contaminación encontrada tenia mucha más actividad que la de 1 µci de la fuente. La jefa del DQ comentó que el posible origen de la contaminación podría haber sido una fuente de plutonio del Departamento de Metrología. Ese día personal del DPR entrevistó al Jefe de ese Departamento quien junto con el encargado de las fuentes patrón indicaron que no había transferido fuentes de americio al laboratorio contaminado, pero que había transferido una fuente metálica de plutonio en Se entrevistó al ESR del laboratorio del laboratorio contaminado en la época de la transferencia, quien indicó que el había recibido la fuente, pero que la había transferido al investigador que la había solicitado. Entrevistado telefónicamente, el investigador indicó que había recibido la fuente para estudios de electroforesis, que había disuelto una parte del plutonio con ácido y que tanto la solución como el plutonio metálico estaban resguardados Personal del DPR entró al laboratorio a realizar una inspección radiológica, encontrando contaminación en toda la parte poniente del laboratorio, incluyendo ventanas, escalera, piso, etc. Se verificó la fuente autorizada de Am-241 de 1 micro Ci Personal del DDR entró a descontaminar el cubículo del ESR con el apoyo del DPR, se suspendió el trabajo al constatar que existía un riesgo innecesario a los trabajadores y Se verificó la no existencia de contaminación en la descarga de la ventilación en la azotea del edificio, el paso de gatos, descarga de las campanas y drenes de las tarjas Personal del DPR con equipo de protección respiratoria y ropa anti-c, realizó mediciones de la fuente metálica de plutonio con el fin de encontrar si la radiación gamma podía explicar la contaminación de americio-241. Se tomó un frotis de la fuente. Se encontró que la radiación gamma era muy baja y que difícilmente podía explicar la contaminación alfa encontrada en el laboratorio. Además se encontró que la contaminación era fácilmente dispersable y que contaminó el equipo y la ropa de protección del técnico que realizó las mediciones. El Am-241 acompaña al plutonio que sale de un reactor nuclear. Cuando se purifica este último después del reprocesamiento del combustible nuclear, no existe americio-241, ya que este se empieza a formar a partir del decaimiento del Pu-241, que tiene una vida media de unos 14 años. El DPR no dispone de espectrómetro alfa, por lo que no podía saber si el contaminante era plutonio o americio. Una medición por espectrometría gamma en el Laboratorio de Disimetría Interna (LDI), realizada el día 4 de abril al frotis tomado este día indicó la presencia de Pu-241 en el frotis tomado a la fuente. Memorias CIC Cancún 2004 en CDROM 3/5 Proceedings IJM Cancun 2004 on CDROM
4 Molina et al, Lecciones Aprendidas en el Accidente de Contaminación con Pu El RL entregó copia al DPR de el análisis por espectrometría alfa del frotis tomado de la ventana del laboratorio, donde se indica la energía de 5.17 Mev correspondiente al Pu-239. Este análisis confirmó lo encontrado el día anterior en el LDI. La relación Pu/Am encontrada en este espectro es de 50.61, sin embargo las mediciones fueron poco controladas, por lo que esta relación se tomó con reservas Personal de la CNSNS llegó al Centro Nuclear a realizar una inspección al laboratorio, después de solicitar una explicación del avance de las investigaciones, solicitaron revisar las bitácoras de los investigadores y pusieron sellos de clausura en el laboratorio y en el cubículo del ESR. Durante la revisión de las bitácoras se detectó contaminación en algunas de ellas Se inicia descontaminación del laboratorio. 3. ESTIMACIÓN DE DOSIS AL PERSONAL INVOLUCRADO. Para mejorar los niveles de detección de Am-241 en pulmón, se instalaron dos detectores de germanio hiperpuro (GeHp) en el equipo Accuscan II. Durante el mes de mayo de 2003 se realizaron mediciones en el Laboratorio Nacional de Los Álamos, Nuevo México al profesionista con incorporación interna. Los resultados de muestran en la siguientes tablas. Tabla I. Mediciones in vivo Fecha de medición Actividad medida en pulmón en el Laboratorio de dosimetría interna del ININ (Bq) 9 abril ±41 11 abril ±41 29 abril ±55 Tabla II. Equivalentes de dosis estimados Tipo de dosis Equivalente de dosis comprometido efectivo Equivalente de dosis comprometido (superficie de huesos) Sv Las dosis al resto del personal fueron menores, pero no se pudieron cuantificar porque el equipo de medición del ININ tiene una Actividad Mínima Detectable (AMD) de 13 Bq. Por lo tanto, los equivalentes de dosis que no se pudieron medir son, en el peor de los casos de una quinta parte de los mostrados en la tabla. Memorias CIC Cancún 2004 en CDROM 4/5 Proceedings IJM Cancun 2004 on CDROM
5 Congreso Internacional Conjunto Cancún 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR /International Joint Meeting Cancun 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR 4. CONCLUSIONES Y LECCIONES APRENDIDAS Las consecuencias de este accidente, aunque son técnicamente una sobreexposición, fueron de magnitud moderada, gracias a que se pudo identificar a tiempo para evitar una mayor dispersión y una mayor exposición al personal. El equivalente de dosis comprometido calculado a 50 años será impartido a lo largo del tiempo, por lo que no hubo efectos deterministas. El riesgo de algún efecto probabilista es muy pequeño. La seguridad es un bien intangible que cuesta dinero; por lo que en ocasiones los no especialistas creen poder prescindir de ella, con el argumento de que los beneficios de tenerla son menores a los costos, con consecuencias como la descrita anteriormente. Es nuestro deber impulsar una mayor y mejor seguridad radiológica para evitar en lo posible estas apreciaciones. Es imprescindible seguir lo indicado en el Reglamento General de Seguridad Radiológica respecto a la transferencia de fuentes radiactivas. En este caso no se hizo. Es importante preparar mejor a los ESR s y a los POE s, de otra forma se seguirán presentando accidentes evitables y no alcanzaremos el nivel de nuestros pares en países más avanzados. Este accidente es un ejemplo de falta de preparación; seguirán ocurriendo hasta en tanto no se cuente con un sistema de calificación de POE s y de ESR s. Afortunadamente, en ININ cuenta con infraestructura para contener, controlar y descontaminar las áreas contaminadas y para proteger al personal. A la fecha se está terminando de descontaminar el laboratorio y los cubículos contaminados con medios propios siguiendo la normativa aplicable [4], [5], [6], [7]. REFERENCIAS 1. Stather, J. W. The Toxicity of Plutonium, Americium and Curium. Pergamon Press Wick, O. J. Putonium Handbook. A guide to the technology. Gordon and Breach Science Publishers(1967). 3. Skrable, et al. Volume 7 Internal radiation dosimetry and bioessay. Curso de preparación para la certificación Reglamento General de Seguridad Radiológica, Diario Oficial de la Federación, 22 de noviembre de Norma oficial mexicana NOM-003-NUCL-1994, Clasificación de instalaciones o laboratorios que utilizan fuentes abiertas. 6. Norma oficial mexicana NOM-005-NUCL-1994, Límites anuales de incorporación (LAI) y concentraciones derivadas en aire (CDA) de radionúclidos para el personal ocupacionalmente expuesto. 7. Norma oficial mexicana NOM-008-NUCL Control de la contaminación radiactiva. Memorias CIC Cancún 2004 en CDROM 5/5 Proceedings IJM Cancun 2004 on CDROM
Determinación de la Eficiencia de Detección de un Detector HPGe Mediante el Código de Simulación MCNP 4A
Congreso Internacional Conjunto Cancún 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR/International Joint Meeting Cancun 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR XV Congreso Anual de la SNM y XXII Reunión Anual de la SMSR/XV SNM Annual Meeting and
ANEXO: PROTECCIÓN FRENTE A RADIACIONES IONIZANTES
PROTECCIÓN FRENTE A RADIACIONES IONIZANTES Las medidas de protección radiológica contra las radiaciones ionizantes están recogidas en su mayor parte en el RD 783/2001 y se basan en el principio de que
Determinación de Rn 222 en Muestras de Agua de Pozos y Domicilio de las Ciudades de Chihuahua y Aldama, México.
Congreso Internacional Conjunto Cancún 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR/International Joint Meeting Cancun 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR XV Congreso Anual de la SNM y XXII Reunión Anual de la SMSR/XV SNM Annual Meeting and
Primer ejercicio A. ADMINISTRACIÓN Y LEGISLACIÓN
Primer ejercicio A. ADMINISTRACIÓN Y LEGISLACIÓN 1. El Estado: Concepto y elementos. La Constitución española de 1978: Estructura y contenido. La Corona. Las Cortes Generales: El Congreso de los Diputados
Medición de la Dosis a Pilotos Aviadores Usando Dosímetros Termoluminiscentes
Congreso Internacional Conjunto Cancún 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR/International Joint Meeting Cancun 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR XV Congreso Anual de la SNM y XXII Reunión Anual de la SMSR/XV SNM Annual Meeting and
Para alcanzar el objetivo y las metas anteriores el plan de estudios cuenta con los siguientes elementos:
Jorge Vizuet González et al, Análisis de la implementación de Protección Radiológica El programa tiene definidas las siguientes metas: a) Establecer sólidas bases acerca de las radiaciones ionizantes.
Programas de formación especializada y capacitación específica para el licenciamiento de personal de instalaciones radiactivas Clase I
Programas de formación especializada y capacitación específica para el licenciamiento de personal de instalaciones radiactivas Clase I GUÍA AR 10 REVISIÓN 0 Aprobada por Resolución ARN Nº 3/04 Autoridad
Aplicación de Seis Sigma para Diseñar Recargas de la Central Laguna Verde con Duración hasta de 17 Días
Simposio LAS/ANS 2007 / 2007 LAS/ANS Symposium XVIII Congreso Anual de la SNM / XVIII Annual SNM Congress / XXV Reunión Anual de la SMSR / XXV SMSR Annual Meeting Copatrocinado por la AMEE / Co-sponsored
Aplicaciones del Monitor de Partes Sueltas en el Ciclo 6 de la Unidad 2 de la Central Laguna Verde
Congreso Internacional Conjunto Cancún 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR/International Joint Meeting Cancun 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR XV Congreso Anual de la SNM y XXII Reunión Anual de la SMSR/XV SNM Annual Meeting and
Contribuciones del Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares al avance de la Ciencia y la Tecnología en México
Contribuciones del Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares al avance de la Ciencia y la Tecnología en México Edición conmemorativa 2010 La protección y seguridad radiológica en el inin 9 Arturo
Raúl Mario Vázquez Cervantes, Sistema de monitoreo de radiación gamma tipo portal para vehículos.
Raúl Mario Vázquez Cervantes, Sistema de monitoreo de radiación gamma tipo portal para vehículos. monitoreo de radiación gamma tipo portal para vehículos en los accesos de entrada y salida del instituto,
Cambio de mecanismos de barras de control, una actividad de alto desempeño en la doceava recarga de la Unidad 1
Simposio LAS/ANS 2007 / 2007 LAS/ANS Symposium XVIII Congreso Anual de la SNM / XVIII Annual SNM Congress / XXV Reunión Anual de la SMSR / XXV SMSR Annual Meeting Copatrocinado por la AMEE / Co-sponsored
MASTER DE GESTION INTEGRADA DE LA CALIDAD AMBIENTAL ANALISIS DE SOSTENIBILIDAD AMBIENTAL Y DESARROLLO SOSTENIBLE UNIDADES DIDACTICAS
ANALISIS DE SOSTENIBILIDAD Y DESARROLLO SOSTENIBLE UNIDADES DIDACTICAS MASTER DE GESTION INTEGRADA DE LA CALIDAD ANALISIS TECNICO-CIENTIFICO DE INGENIERIA MEDIO El Master tiene la doble característica
Metrología de radioisótopos. Laboratorio de Metrología de Radioisótopos
Metrología de radioisótopos Laboratorio de Metrología de Radioisótopos Metrología de radioisótopos Radioisótopos Breve reseña histórica del uso de los radioisótopos en medicina En 1941 se emplea una dosis
DOSIMETRÍA INTERNA PARA PERSONAL OCUPACIONALMENTE EXPUESTO EN MEDICINA NUCLEAR.
IXLatin American IRPA Regional Congress on Radiation Protection and Safety - IRPA 2013 Rio de Janeiro, RJ, Brazil, April 15-19, 2013 SOCIEDADE BRASILEIRA DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA - SBPR DOSIMETRÍA INTERNA
Resumen 1. INTRODUCCIÓN
XXIV Reunión Anual de la SMSR y XVII Congreso Anual de la SNM/XXIV SMSR Annual Meeting XVII Annual SNM Congress Acapulco, México, del 4 al 8 de Septiembre 2006 Sistema Automatizado para la Gestión Segura
Centro de Investigaciones Nucleares TECNOLOGÍA DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
Centro de Investigaciones Nucleares TECNOLOGÍA DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Tipos de exposición a la radiación Interna Ingestión o inhalación de radionucleídos Externa Fuentes radiactivas o equipos generadores
GUÍA DOCENTE ABREVIADA DE LA ASIGNATURA
GUÍA DOCENTE ABREVIADA DE LA ASIGNATURA G75 - Radiofísica Grado en Física Curso Académico 2015-2016 1. DATOS IDENTIFICATIVOS Título/s Grado en Física Tipología y Optativa. Curso 4 Curso Centro Módulo /
Implementación de Robots en la Industria Nuclear Lujo o Necesidad?
Congreso Internacional Conjunto Cancún 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR/International Joint Meeting Cancun 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR XV Congreso Anual de la SNM y XXII Reunión Anual de la SMSR/XV SNM Annual Meeting and
Tema 15 RADIACIONES IONIZANTES Y NO IONIZANTES
Tema 15 RADIACIONES IONIZANTES Y NO IONIZANTES CONCEPTO DE RADIACION Concepto y tipos de radiaciones Radiaciones ionizantes Unidades de medida Efectos biológicos: radiosensibilidad Reglamento de protección
SEGURIDAD NUCLEAR Y RADIOLÓGICA EN CHILE. Julio de 2007
SEGURIDAD NUCLEAR Y RADIOLÓGICA EN CHILE Julio de 2007 Autoridades Competentes La competencia por la regulación, la autorización, el control y la fiscalización de todas las actividades relacionadas con
GESTIÓN DE DESECHOS RADIACTIVOS.
GESTIÓN DE DESECHOS RADIACTIVOS. Albina Gutiérrez Martínez 1, Cuauhtémoc E. Gutiérrez Rivera 2, Ignacio Rivas Crisostomo 3. 1 Depto. de Tecnología de Materiales, 2 Depto. de Física de Radiaciones. Instituto
Evaluación radiológica asociado a las actividades de las industrias NORM
Instituto Peruano de Energía Nuclear Evaluación radiológica asociado a las actividades de las industrias NORM MSc. Susana Gonzales Diapositiva 1 Definición Las industrias NORM (del inglés, Naturally Occurring
ANEXO II. Estimación de dosis por exposición externa
ANEXO II. Estimación de dosis por exposición externa A) Definición de los términos utilizados en el presente anexo Dosis equivalente ambiental H* (d): dosis equivalente en un punto determinado de un campo
ACTA DE INSPECCION. Que de las comprobaciones efectuadas por la Inspección, así como de la información requerida y suministrada, resulta:
Pedro Justo Dorado Dellmans. 11. 28040 Madrid CSN/ AIN/11/IRA-2607 /16 Hoja 1 de 4 ACTA DE INSPECCION D/D!, Inspector/a del Consejo de Seguridad Nuclear, CERTIFICA: Que se personó el día cuatro de enero
Demanda de Energía y Calidad de Vida en las Américas
Congreso Internacional Conjunto Cancún 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR/International Joint Meeting Cancun 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR XV Congreso Anual de la SNM y XXII Reunión Anual de la SMSR/XV SNM Annual Meeting and
EXPOSICIONES OCUPACIONALES EN EL INSTITUTO NACIONAL DE INVESTIGACIONES NUCLEARES EN EL PERIODO 1990-1994.
EXPOSICIONES OCUPACIONALES EN EL INSTITUTO NACIONAL DE INVESTIGACIONES NUCLEARES EN EL PERIODO 1990-1994. Luis Escobar Alarcón, Gustavo Molina Departamento de Protección Radiológica Instituto Nacional
EL RADON: EXPOSICION DE RIESGO PARA LA SALUD. SOLUCIONES PARA SU REDUCCION
EL RADON: EXPOSICION DE RIESGO PARA LA SALUD. SOLUCIONES PARA SU REDUCCION Carlos Sainz Fernández, ndez, Ismael Fuente Merino, Luis Quindós s López L, José Luis Gutiérrez Villanueva, Jesús s Soto Velloso,
Miércoles 26 de octubre de 2011 DIARIO OFICIAL (Primera Sección)
NORMA Oficial Mexicana NOM-031-NUCL-2011, Requisitos para el entrenamiento del personal ocupacionalmente expuesto a radiaciones ionizantes. Al margen un sello con el Escudo Nacional, que dice: Estados
Resolución de Desarrolla el art. 3.º.
REAL DECRETO 413/1997, de 21 de marzo, sobre protección operacional de los trabajadores externos con riesgo de exposición a radiaciones ionizantes por intervención en zona controlada. Desarrollado por:
REGULACIÓN DE LOS AGENTES QUÍMICOS CONTAMINANTES DEL AMBIENTE LABORAL. Abril 28 de 2014
REGULACIÓN DE LOS AGENTES QUÍMICOS CONTAMINANTES DEL AMBIENTE LABORAL Abril 28 de 2014 1. Facultades concurrentes en la regulación de sustancias químicas peligrosas STPS SG SS IMSS SCT SEMARNAT 1. Facultades
Las principales características que presentan los desechos radiactivos de bajo y mediano nivel son:
DESECHOS NUCLEARES Fis. Natividad Hernández MirandaDepartamento de Ingeniería Nuclear, Escuela Superior de Física y Matemáticas, Instituto Politécnico Nacional Av. IPN s/n, Col. Lindavista, 07738, México
Masterclass Aceleradores de partículas
Unidad de Divulgación Científica del Centro Nacional de Aceleradores (CNA) Masterclass Aceleradores de partículas 1. Técnicas experimentales empleadas en el CNA 2. Ley de decaimiento radiactivo y su aplicación
SECRETARIA DE ENERGIA NORMA
SECRETARIA DE ENERGIA NORMA Oficial Mexicana NOM-027-NUCL-1996, Especificaciones para el diseño de las instalaciones radiactivas tipo II clases A, B y C. Al margen un sello con el Escudo Nacional, que
Radiactividad Medicina Nuclear (1993) Radioterapia y Radiodiagnóstico (2008) Facultad de Ingeniería, UNER
Radiactividad Medicina Nuclear (1993) Radioterapia y Radiodiagnóstico (008) Facultad de Ingeniería, UNER 1. Ley de decaimiento En la naturaleza hay isótopos inestables y metaestables que pueden emitir
UNIVERSIDAD MICHOACANA DE SAN NICOLÁS DE HIDALGO
UNIVERSIDAD MICHOACANA DE SAN NICOLÁS DE HIDALGO Espectrómetro de Fluorescencia de Rayos X SPECTRO XEPOS III Morelia, Mich., Junio de 2010 D I R E C T O R I O UNIVERSIDAD MICHOACANA DE SAN NICOLÁS DE HIDALGO
Sistema para Inspección de Fugas en una Planta Nuclear por Medio de un Robot Móvil
Congreso Internacional Conjunto Cancún 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR/International Joint Meeting Cancun 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR XV Congreso Anual de la SNM y XXII Reunión Anual de la SMSR/XV SNM Annual Meeting and
Estimación de las incorporaciones y las dosis efectivas comprometidas de 131 I en POE s de dos centros de Medicina Nuclear de Chile.
Magíster en Física Médica, Dpto. de Ciencias Físicas, Universidad de La Frontera, Temuco-Chile. Estimación de las incorporaciones y las dosis efectivas comprometidas de 131 I en POE s de dos centros de
Recomendaciones generales para la obtención y renovación de permisos individuales para operadores de equipos de gammagrafía industrial
Recomendaciones generales para la obtención y renovación de permisos individuales para operadores de equipos de gammagrafía industrial GUÍA AR 5 REVISIÓN 1 Aprobada por Resolución ARN Nº 7/10 Autoridad
CUESTINAMIENTOS A LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA EN LA UNIVERSIDAD NACIONAL AUTÓNOMA DE MÉXICO
CUESTINAMIENTOS A LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA EN LA UNIVERSIDAD NACIONAL AUTÓNOMA DE MÉXICO Bernardo Salas Mar Universidad Nacional Autónoma de México Facultad de Ciencias- Departamento de Física Circuito
SECRETARIA DEL TRABAJO Y PREVISION SOCIAL
38 (Primera Sección) DIARIO OFICIAL Lunes 20 de diciembre de 1999 SECRETARIA DEL TRABAJO Y PREVISION SOCIAL NORMA Oficial Mexicana NOM-012-STPS-1999, Condiciones de seguridad e higiene en los centros de
ASPECTOS DE SEGURIDAD EN EL USO DE DENSÍMETROS NUCLEARES
ASPECTOS DE SEGURIDAD EN EL USO DE DENSÍMETROS NUCLEARES TEMAS Radionucleidos más usados en Densímetros Nucleares Estadística de Accidentes Radiológicos Causas Básicas y Consecuencias de los Accidentes/Incidentes
HACCP Plan - El Zarco
HACCP Paso 1 - Descripción de la Actividad Instalación: Lugar: Centro Acuícola El Zarco Subdelegación de Pesca Edo de Méx- SAGARPA Coordinador del Proyecto: Descripción del Proyecto: MC Carmen Arcos Ávila
NIMF n. 7 SISTEMA DE CERTIFICACIÓN PARA LA EXPORTACIÓN (1997)
NIMF n. 7 NORMAS INTERNACIONALES PARA MEDIDAS FITOSANITARIAS NIMF n. 7 SISTEMA DE CERTIFICACIÓN PARA LA EXPORTACIÓN (1997) Producido por la Secretaría de la Convención Internacional de Protección Fitosanitaria
CIRCULAR N 04/14 26 de septiembre de 2014
CIRCULAR N 04/14 26 de septiembre de 2014 MATERIA: NORMA SOBRE RADIOGRAFÍA INDUSTRIAL 1. INTRODUCCIÓN El presente documento forma parte del programa de normas que prepara la Comisión Chilena de Energía
Gestión de la Calidad en Aplicaciones Médicas con Fuentes Selladas
Energía Nuclear y Seguridad Radiológica: Nuevos Retos y Perspectivas XIV Congreso Anual de la SNM/XXI Reunión Anual de la SMSR Guadalajara, Jalisco, México, 10-13 de Septiembre, (2003), Memorias en CDROM
Anexo III PCO Informe de Incidente / Accidente
Anexo III PCO Informe de Incidente / Accidente INFORME DE INCIDENTES / ACCIDENTES 1 EMPRESA: 2 N DE CONTRATO: 3 FECHA: 4 HORA: 5 LUGAR: 6 NOMBRE Y APELLIDO:(Lesionado / involucrado) 7 CÉDULA DE IDENTIDAD:
GESTIÓN DE DESECHOS RADIACTIVOS EN CHILE Azucena Sanhueza Mir Jefe Sección Gestión Desechos Radiactivos
GESTIÓN DE DESECHOS RADIACTIVOS EN CHILE Azucena Sanhueza Mir Jefe Sección Gestión Desechos Radiactivos Generación de desechos radiactivos en Chile Desde la creación de la Comisión Chilena de Energía Nuclear
ACTIVIDADES QUE GENERAN RESIDUOS RADIACTIVOS
ACTIVIDADES QUE GENERAN RESIDUOS RADIACTIVOS OPERACIÓN Y MANTENIMIENTO DE CENTRALES NUCLEARES OPERACIÓN Y MANTENIMIENTO DE REACTORES DE INVESTIGACIÓN PRODUCCIÓN DE RADIOISÓTOPOS APLICACIONES DE RADIOISÓTOPOS:
Se aplica cada a los accidentes ambientales y situaciones potenciales de emergencia que se puedan generar en la empresa.
Código: PEM-CL-01 Página: 1 de 6 1. OBJETO Describe el tratamiento de los accidentes ambientales y situaciones potenciales de emergencia para asegurar que se les da una respuesta adecuada con el fin de
S N SEGURIDAD NUCLEAR
P.tM~R CONSEJO OE S N IUUíi@Jl SEGURIDAD NUCLEAR CSN-PV/AINNA-0578/TF-03/13 -;-;:;:; -- - -- --- Hoja~-de5. U
Magnitudes y Unidades en Protección Radiológica. César F. Arias carias@fi.uba.ar
Magnitudes y Unidades en Protección Radiológica César F. Arias carias@fi.uba.ar Publicaciones de: Principales Fuentes de Información Comisión Internacional de Unidades de Radiación ICRU (En Particular
Procedimiento de Solicitud y Control de Cambios a los Sistemas Informáticos Institucionales.
Página 1 de 7 1. Propósito. Proveer los mecanismos necesarios para la solicitud de cambios y control de versiones a la funcionalidad de los sistemas informáticos institucionales. 2. Alcance. Aplica a los
GLOSARIO DE TÉRMINOS RELATIVOS A RADIONUCLEIDOS
Radionucleidos R L R adionucleidos a presencia de cantidades inusuales de elementos radiactivos de origen no natural supone un tipo de contaminación de los alimentos que presenta diferencias y semejanzas
&20,7e(63(&,$/3(50$1(17( $FWDGH$EVROXFLyQGH2EVHUYDFLRQHVDODV%DVHV$GPLQLVWUDWLYDV $'66(75$3ULPHUD&RQYRFDWRULD
)8(5$$(5($'(/3(58 6(75$ &20,7e(63(&,$/3(50$1(17( $FWDGH$EVROXFLyQGH2EVHUYDFLRQHVDODV%DVHV$GPLQLVWUDWLYDV $'66(75$3ULPHUD&RQYRFDWRULD Siendo las 09:30 horas del día 10 de Mayo del año dos mil siete, se
JORNADA SOBRE EVALUACION DE UNIDADES TECNICAS DE PROTECCION RADIOLOGICA RADIACIONES IONIZANTES
JORNADA SOBRE EVALUACION DE UNIDADES TECNICAS DE PROTECCION RADIOLOGICA RADIACIONES IONIZANTES TECNICAS DE ANALISIS Y GESTION DE AGENTES FISICOS. RADIACIONES IONIZANTES. INSTALACIONES RADIOLOGICAS CENTRO
SECRETARIA DE ENERGIA
Jueves 2 de septiembre de 2004 DIARIO OFICIAL (Primera Sección) 35 SECRETARIA DE ENERGIA NORMA Oficial Mexicana NOM-002-NUCL-2004, Pruebas de fuga y hermeticidad de fuentes selladas. Al margen un sello
REGISTRO ÚNICO AMBIENTAL (RUA) APLICATIVO IDEAM. Febrero de 2012
REGISTRO ÚNICO AMBIENTAL (RUA) APLICATIVO IDEAM Febrero de 2012 Qué es el Registro Único Ambiental (RUA)? Es un instrumento de captura para lograr el análisis y consulta de indicadores e información sobre
INTERPRETACIÓN NORMA OHSAS 18001:2007 MÓDULO 1 SESIÓN 1 INTERPRETACIÓN DE LA NORMA OHSAS 18001:2007 DOCENTE: Ing. Dª. Ana I.
INTERPRETACIÓN NORMA OHSAS 18001:2007 MÓDULO 1 SESIÓN 1 INTERPRETACIÓN DE LA NORMA OHSAS 18001:2007 DOCENTE: Ing. Dª. Ana I. Menac Lumbreras Especializados 1 TEMA 1 Contenidos INTRODUCCIÓN A LA NORMA OHSAS
SISTEMA DE INFORMACIÓN DE MEDIDAS ELÉCTRICAS
SISTEMA DE INFORMACIÓN DE MEDIDAS ELÉCTRICAS Guía para la solicitud de trabajos de inspección y verificación de equipos de medida (Versión 2, febrero de 2014) Dirección de Servicios de la Operación Control
Aplicaciones de los radisótopos a la industria
Aplicaciones de los radisótopos a la industria Las aplicaciones de radisótopos se basan en la interacción de la radiación con la materia y su comportamiento en ésta. De acuerdo con la propiedad en la que
SEGUNDA ESPECIALIZACIÓN PROFESIONAL EN PROTECCIÓN RADIOLÓGICA. Convenio IPEN UNI
SEGUNDA ESPECIALIZACIÓN PROFESIONAL EN PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Convenio IPEN UNI INTRODUCCIÓN La Universidad Nacional de Ingeniería, ofrece a través de la Facultad de Ciencias, la Segunda Especialización
Correlación de la Actividad del 238 U en Suelo y 222 Rn en Domicilios, con las Rocas de Ciudades del Estado de Chihuahua
Congreso Internacional Conjunto Cancún 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR/International Joint Meeting Cancun 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR XV Congreso Anual de la SNM y XXII Reunión Anual de la SMSR/XV SNM Annual Meeting and
... Nombre del Propietario/a o Representante Legal/ Persona presente en la inspección: Horario de Funcionamiento:
GUÍA DE VERIFICACIÓN PARA LAS BUENAS PRÁCTICAS DE ALMACENAMIENTO PARA LOS ESTABLECIMIENTOS QUE IMPORTEN, EXPORTEN Y COMERCIALICEN PRODUCTOS VETERINARIOS Inscripción Post- Registro Fecha Día Mes Año I.
CUARTA UNIDAD: FORMULACIÓN DEL PLAN DE AUDITORÍA AMBIENTAL. CONTENIDO DEL PLAN DE AUDITORÍA AMBIENTAL
CUARTA UNIDAD: FORMULACIÓN DEL PLAN DE AUDITORÍA AMBIENTAL. CONTENIDO DEL PLAN DE AUDITORÍA AMBIENTAL 1 1.-Objetivos de la Auditoría El objetivo es la razón por la cual se realiza la Auditoría Ambiental,
ESPACIOS CONFINADOS DEFINICIÓN Y CLASIFICACIÓN. Belkys Torres Reguera Centro de seguridad y salud laboral de A Coruña. Lugo, 11 de Mayo de 2012
ESPACIOS CONFINADOS DEFINICIÓN Y CLASIFICACIÓN Belkys Torres Reguera Centro de seguridad y salud laboral de A Coruña. Lugo, 11 de Mayo de 2012 DEFINICIÓN ESPACIO CONFINADO: RD 39/1997 RSP Art, 22bis. Punto
Formato de solicitud para personas morales interesadas en coadyuvar en la evaluación de la conformidad
Formato de solicitud para personas morales interesadas en coadyuvar en la evaluación de la conformidad Homoclave del formato Folio FF-SENASICA-002 Fecha de publicación en el DOF Fecha de solicitud del
SISTEMAS DE VIGILANCIA EPIDEMIOLÓGICA OCUPACIONAL Página 1 de 5
SISTEMAS DE VIGILANCIA EPIDEMIOLÓGICA OCUPACIONAL Página 1 de 5 1. INFORMACIÓN GENERAL DEL PROCEDIMIENTO OBJETIVO: Prevenir y controlar la aparición de efectos nocivos sobre la salud de los trabajadores
XXIV Reunión Anual de la SMSR y XVII Congreso Anual de la SNM/XXIV SMSR Annual Meeting XVII Annual SNM Congress Acapulco México, del 3 al 8 de Septiembre 2006/ Acapulco Mexico, September 3-8., 2006 Importancia
Las radiaciones ionizantes en aplicaciones hospitalarias
Las radiaciones ionizantes en aplicaciones hospitalarias Las aplicaciones hospitalarias de las radiaciones ionizantes pueden dividirse en tres grandes grupos: Diagnóstico Rx, Tomografía y Med.Nuclear Laboratorio
METODOLOGÍA PARA LA INVESTIGACIÓN DE ACCIDENTES DE TRABAJO
DE ACCIDENTES DE ACCIDENTES DE PÁGINA: 1 de 5 1. INTRODUCCIÓN La investigación de accidentes de trabajo permite a la Entidad desarrollar acciones reactivas que tienen como propósito identificar y analizar
CURSO DE CAPACITACIÓN PARA EL PERSONAL QUE REALIZA LA VIGILANCIA RADIOLÓGICA EN EL RECICLAJE DE METALES
IX Latin American IRPA Regional Congress on Radiation Protection and Safety - IRPA 2013 Rio de Janeiro, RJ, Brazil, April 15-19, 2013 SOCIEDADE BRASILEIRA DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA - SBPR CURSO DE CAPACITACIÓN
MANUAL DE PROCEDIMIENTOS DE OBRA PÚBLICA PROCEDIMIENTO PARA PAGO DE ESTIMACIONES OBJETIVO
MANUAL DE PROCEDIMIENTOS DE OBRA PÚBLICA OBJETIVO Establecer las actividades, tiempos y responsabilidades de las áreas involucradas en el trámite de pago de estimaciones, que nos permitan cumplir en tiempo
Protocolo de la Comparación DM-LH-001. Calibración de un Higrómetro de Indicación Digital con sensor capacitivo
Protocolo de la Comparación DM-LH-001 Calibración de un Higrómetro de Indicación Digital con sensor capacitivo Abril - 2016 DM-LH-001 Pág. 2 de 12 Índice Introducción 3 Objetivo 3 Descripción del ítem
PROPUESTA DE DICTAMEN TÉCNICO SOBRE LA SOLICITUD DE TRASLADO DE RESIDUOS RADIACTIVOS DESDE AREVA SOMANU (FRANCIA) HASTA CN ALMARAZ
PROPUESTA DE DICTAMEN TÉCNICO SOBRE LA SOLICITUD DE TRASLADO DE RESIDUOS RADIACTIVOS DESDE AREVA SOMANU (FRANCIA) HASTA CN ALMARAZ 1. IDENTIFICACIÓN 1.1. Solicitante AREVA SOMANU, en Z.A.C de Grévaux les
HIGIENE, SEGURIDAD INDUSTRIAL Y AMBIENTE
Departamento de HIGIENE, SEGURIDAD INDUSTRIAL Y AMBIENTE Hacia una comunidad portuaria respetuosa con su entorno En los puertos de Honduras se realizan diversas actuaciones relacionadas con la Seguridad
INFORME DE AUDITORÍA APLICACIÓN DEL PROCEDIMIENTO DO DECLARACIÓN DE COSTOS DE COMBUSTIBLES CENTRAL LAUTARO COMASA DIRECCIÓN DE OPERACIÓN CDEC SIC
INFORME DE AUDITORÍA APLICACIÓN DEL PROCEDIMIENTO DO DECLARACIÓN DE COSTOS DE COMBUSTIBLES CENTRAL LAUTARO COMASA DIRECCIÓN DE OPERACIÓN CDEC SIC Diciembre de 2016 Contenido 1. Antecedentes... 3 2. Objetivo
PROCEDIMIENTO DE IDENTIFICACIÓN DE ASPECTOS Y VALORACIÓN DE IMPACTOS AMBIENTALES 1. OBJETIVO 2. ALCANCE 3. RESPONSABLES
1. OBJETIVO Este procedimiento tiene por objeto establecer condiciones, actividades, responsabilidades y controles para lograr una adecuada identificación, evaluación y actualización de los aspectos ambientales
FICHA DE LABORATORIO
FICHA DE LABORATORIO Laboratorio: Puesto de Trabajo: EPI S (Cuando el riesgo este presente) SEÑALIZACIÓN DE SEGURIDAD SISTEMAS DE SEGURIDAD Y CONDICIONES DE PROTECCIÓN Lavaojos y ducha para casos de emergencia.
Dedicados a proveer servicios de Ensayo para la Medición y Evaluación de parámetros Ambientales y de Higiene Ocupacional
Dedicados a proveer servicios de Ensayo para la Medición y Evaluación de parámetros Ambientales y de Higiene Ocupacional 20 preguntas frecuentes sobre las mediciones de la calidad del aire ambiental Ing.
La consideración del aspecto ambiental en el diseño y ejecución de las i n f r a e s t r u c t u r a s
La consideración del aspecto ambiental en el diseño y ejecución de las i n f r a e s t r u c t u r a s JUAN MANUEL CABREJAS PORTILLO Director y patrono de la Fundación para la Gestión y Protección del
NOM-017-STPS-2001 NOM-017-STPS-2001, EQUIPO DE PROTECCIÓN PERSONAL- SELECCIÓN, USO Y MANEJO EN LOS CENTROS DE TRABAJO.
NOM-017-STPS-2001, EQUIPO DE PROTECCIÓN PERSONAL- SELECCIÓN, USO Y MANEJO EN LOS CENTROS DE TRABAJO Introducción La Secretaría del Trabajo y Previsión Social modificó la norma oficial mexicana NOM-017-STPS-1993,
PROCEDIMIENTO DE AUDITORÍAS INTERNAS DE CALIDAD
Código: SAI-PR-01 Fecha: 15/Octubre/2015 Versión: 1 PROCEDIMIENTO DE DE CALIDAD Elaboró Revisó Autorizó Cristina Rodríguez Narváez Blanca Eda Domínguez Ma. Yolanda Ríos Gómez 1 1. OBJETIVO Establecer los
Título: Periodo de desintegracion radiactiva de un radionuclido compuesto
CODIGO: LABPR-004 FECHA: / / INSTRUCTOR: Título: Periodo de desintegracion radiactiva de un radionuclido compuesto I. Objetivos: Determinar el periodo de desintegración radiactiva de una muestra compuesta
PSYCRODATA: Software que Calcula las Características de la Humedad del Aire y las Relaciona con las Variaciones del Fondo Gamma Ambiental
Primer Congreso Americano del IRPA 2006./ First American IRPA Congress 2006 XXIV Reunión Anual de la SMSR.y XVII Congreso Anual de la SNM / XXIV SMSR Annual Meeting XVII Annual SNM Congress Acapulco México,
Secretaría del Trabajo y Previsión Social. Febrero2013. Delegación Federal del Trabajo en Chihuahua. Delegación Federal del Trabajo chihuahua 1
EL CUMPLIMIENTO DE LA NORMATIVIDAD EN SEGURIDAD Y SALUD EN EL TRABAJO A TRAVÉS DE ORGANISMOS PRIVADOS, UNA ALTERNATIVA A LA INSPECCIÓN FEDERAL DEL TRABAJO Secretaría del Trabajo y Previsión Social Delegación
SEGURIDAD Y SALVAGUARDIAS. Ing. Hugo Cárdenas cardenas@cnea.gov.ar
SEGURIDAD Y SALVAGUARDIAS Ing. Hugo Cárdenas cardenas@cnea.gov.ar C N E A M E M O R I A A N U A L 2 0 0 1 69 SEGURIDAD PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Y SEGURIDAD NUCLEAR La manipulación de material radiactivo
Importante: 1.-- Lea las indicaciones en la hoja adjunta antes de llenar la presente solicitud.
SOLICITUD DE LICENCIA INSTITUCIONAL PARA EL USO DE FUENTES RADIACTIVAS ABIERTAS SUBSECRETARIA DE CONTROL Y APLICACIONES NUCLEARES --- SCAN DIRECCIÓN DE LICENCIAMIENTO Y PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Importante:
2/6 1. OBJETO Y ALCANCE Establecer el sistema para la realización de auditorias internas destinadas a verificar el correcto cumplimiento de los sistem
CÓDIGO: P - CAL - 02 TÍTULO: Auditorias Internas de Calidad y Medio ambiente CONTROL DE CAMBIOS: Incorporación de los requisitos de calificación para los auditores internos de ALSA. Incorporación del Programa
PROCEDIMIENTO PARA LA RECEPCIÒN, MANEJO Y DEVOLUCIÒN DE MUESTRAS
Procedimiento: PROCEDIMIENTO PARA LA RECEPCIÒN, MANEJO Y DEVOLUCIÒN DE MUESTRAS OBJETIVOS 1- Crear y establecer un procedimiento adecuado, para un mejor control en la recepción, manejo y entrega de muestras
CAPITULO III. VENTAJAS Y DESVENTAJAS DEL USO DE LA ENERGÍA. a) Es una energía que no causa problemas de contaminación por gases de
CAPITULO III. VENTAJAS Y DESVENTAJAS DEL USO DE LA ENERGÍA NUCLEOELÉCTRICA 3.1.- Ventajas de la Energía Nucleoeléctrica: a) Es una energía que no causa problemas de contaminación por gases de invernadero
7.- Guía para el interesado.-
7.- Guía para el interesado.- 1. Para cualquier asunto relacionado con el trámite PGPB-01-001 Solicitud de Transporte y/o interconexión al Sistema de Ductos de Gas Natural el interesado debe dirigirse
Validación de una técnica de medición in vivo de I-131 en tiroides. Villella, A.M.; Puerta Yepes, N.; Gossio, S.; Papadopulos, S.
Validación de una técnica de medición in vivo de I-131 en tiroides Villella, A.M.; Puerta Yepes, N.; Gossio, S.; Papadopulos, S. Presentado en: VIII Congreso Regional de Seguridad Radiológica y Nuclear,
QUINTERO P. E., ROJAS M.V.P., MONTES M. F. R., GASO P. M. I., CERVANTES N. M. L. GERENCIA DE INNOVACIÓN TECNOLÓGICA
CUANTIFICACION DE 23S U Y 2M Ra EN MUESTRAS DE SUELO POR MEDIO DE ESPECTROMETRÍA GAMMA QUINTERO P. E., ROJAS M.V.P., MONTES M. F. R., GASO P. M. I., CERVANTES N. M. L. GERENCIA DE INNOVACIÓN TECNOLÓGICA
Estudio de la viabilidad de la hidroxiapatita como matriz del generador 99 Mo/ 99m Tc
Congreso Internacional Conjunto Cancún 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR/International Joint Meeting Cancun 2004 LAS/ANS-SNM-SMSR XV Congreso Anual de la SNM y XXII Reunión Anual de la SMSR/XV SNM Annual Meeting and
Desarrollo de un Programa de Computadora para Apoyar al Asesor Radiológico en el Manejo de una Situación de Emergencia
Primer Congreso Americano del IRPA 2006 / First American IRPA Congress 2006 XXIV Reunión Anual de la SMSR y XVII Congreso Anual de la SNM / XXIV SMSR Annual Meeting and XVII Annual SNM Congress Acapulco
PROCEDIMIENTO PG 08 CONTROL DE LOS EQUIPOS DE MEDICIÓN
ÍNDICE 1. OBJETO 2. ALCANCE 3. DEFINICIONES 4. RESPONSABILIDADES 5. DESARROLLO DEL PROCEDIMIENTO 5.1. Adquisición, recepción e identificación de equipos 5.2. Identificación y estado de calibración 5.3.
INSTITUTO COLOMBIANO DE GEOLOGÍA Y MINERÍA INGEOMINAS CONTROL DE ACCESO A LAS INSTALACIONES DEL REACTOR NUCLEAR DE INVESTIGACIÓN IAN-R1
Página 1 de 10 1. OBJETIVO. Establecer el procedimiento para ingresar a las instalaciones del Reactor Nuclear de Investigación IAN-R1. Definir responsabilidades de cada funcionario del Reactor Nuclear
Cálculo Monte Carlo de Cambios en la Dosis Debidos al Medio de Contraste en la Irradiación Parcial para el Cáncer de Seno
Simposio LAS/ANS 2007 / 2007 LAS/ANS Symposium XVIII Congreso Anual de la SNM / XVIII SNM Annual Meeting XXV Reunión Anual de la SMSR / XXV SMSR Annual Meeting Copatrocinado por la AMEE / Co-sponsored