Guia 2013 Materiales Residuales

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SOCIEDAD ESPAÑOLA DE
PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
GUÍA TÉCNICA DE CARACTERIZACIÓN 
Y GESTIÓN DE MATERIALES RESIDUALES 
CON CONTENIDO RADIACTIVO GENERADOS 
EN INVESTIGACIÓN BIOLÓGICA
SOCIEDAD ESPAÑOLA DE
PROTECCIÓN RADIOLÓGICA
Junio de 2013
Guía técnica de caracterización 
y gestión de materiales residuales 
con contenido radiactivo generados 
en investigación biológica
EMPRESA NACIONAL 
DE RESIDUOS RADIACTIVOS S.A.
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Todos los derechos reservados. Ninguna parte de este libro puede ser 
reproducida, en ninguna forma y bajo ningún medio, sin la autorización 
previa y por escrito de la Sociedad Española de Protección Radiológica.
© Sociedad Española de Protección Radiológica 
 Isla de Saipán, 47 - 28035 Madrid
ISBN-13: 978-84-87078-09-5 
Depósito Legal: M-18589-2013
Diseño y realización:
Senda Editorial, S.A.
Isla de Saipán, 47
28035 Madrid
Imprime:
IMGRAF, S.L.
Avenida de la Luz, 17
28860 Paracuellos del Jarama, Madrid
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COORDINADORA:
Ángeles Sánchez Centro de Biología Molecular “Severo Ochoa” (CSIC-UAM)
PARTICIPANTES:
Ma Teresa Macías Instituto de Investigaciones Biomédicas “Alberto Sols” (CSIC-UAM)
Juan Pulido Mora Universidad de Alcalá de Henares
Guillermo Sastre Universidad de Alcalá de Henares
Fernando Usera Centro Nacional de Biotecnología (CSIC) 
Grupo de Trabajo
Grupo Revisor
Carmen Álvarez Consejo de Seguridad Nuclear 
Ma Ángeles Álvarez Consejo de Seguridad Nuclear
Pilar Lorrenz Consejo de Seguridad Nuclear
Alejandra Martínez Universidad de Santiago de Compostela 
Juan Carlos Mora CIEMAT
Ma Teresa Ortiz ENRESA
Raquel Pina Facultad de Medicina (UAM)
Juan Carlos Mora 
 Beatriz Robles 
Unidad de Protección Radiológica del Público y del Medio Ambiente (CIEMAT)
Colaboradores
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Con el objetivo de gestionar de una forma más segura los materiales radiactivos que se generan 
en las instalaciones radiactivas de nuestro país, la Sociedad Española de Protección Radiológica 
(SEPR), con el apoyo de la Empresa Nacional de Gestión de los Residuos Radiactivos (ENRESA) 
editó en el año 1996 y en el año 2002, guías de gestión específicas de las instalaciones del área 
de investigación biológica y del área sanitaria. que tuvieron una excelente acogida dentro y fuera 
de nuestras fronteras,
En concreto la “Guía Técnica de Gestión de Materiales Residuales con Contenido Radiactivo en 
Centros de Investigación y Docencia” tuvo como objetivo desarrollar los aspectos técnicos y prác-
ticos de un sistema general de gestión de estos materiales presentando como uno de los aspectos 
fundamentales, la caracterización radiológica de los residuos.
Sin embargo, la experiencia adquirida tras varios años en la aplicación del protocolo de caracte-
rización publicado, puso de manifiesto las dificultades que implicaba su uso. Por otra parte, aún 
quedaban aspectos relativos a la gestión de los materiales residuales mixtos y líquidos en este tipo 
de instalaciones que aún no se habían resuelto o que eran susceptibles de una mayor implemen-
tación técnica. Estas razones fueron la base para desarrollar el proyecto de investigación “Procedi-
mientos para optimizar la gestión de materiales residuales generados en centros de investigación 
y docencia en colaboración por ENRESA y en esta guía se publican los resultados del mismo.
El documento tienen una clara vocación práctica, operativa y didáctica, de forma que pueda servir 
tanto a los profesionales que tienen la responsabilidad de esta gestión en el día a día de su trabajo, 
en estas instalaciones , como a los gestores y planificadores en sus respectivas instalaciones, a la 
hora de dotar de los medios precisos para ello
En el grupo de trabajo han participado de forma directa y continuada, especialistas de las ins-
talaciones radiactivas que participaron en el proyecto mencionado, así como especialistas de 
diferentes entidades relacionadas con la protección radiológica que han participado en la revisión 
del mencionado documento. 
La SEPR desean manifestar su más profundo agradecimiento a todos los miembros del grupo de 
trabajo que ha elaborado esta Guía y a los que han participado en su revisión y esperamos que 
en su puesta en práctica sea útil y contribuya a una gestión más homogénea, segura y eficaz de 
los materiales radiactivos.
Marisa España
Presidente SEPR
Prólogo
Prólogo
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Guía técnica de caracterización y gestión de materiales residuales con contenido radiactivo generados en investigación biológica
1. Introducción
2. Caracterización radiológica de materiales residuales con 
contenido radiactivo
2.1. Determinación de las técnicas a caracterizar
2.1.1. Recopilación de datos
2.1.2. Clasificación general de las técnicas radioisotópicas
2.1.3. Selección de las técnicas susceptibles de ser 
caracterizadas
2.2. Elección del proceso a seguir en la caracterización
2.3. Protocolo de caracterización radiológica
2.3.1. Objetivo
2.3.2. Alcance
2.3.3. Metodología aplicada
2.3.4. Número de ensayos
2.3.5. Procedimientos de medida
2.3.6. Cálculos de corrección
2.3.7. Unidades para expresar la actividad específica y/o la 
 concentración radiactiva de los residuos
2.4. Obtención de resultados 
2.4.1. Resultados de la caracterización radiológica
2.4.2 Resultados de la caracterización química
 3. Gestión de materiales residuales mixtos con contenido 
radiactivo 
3.1. Estado actual de la gestión de los residuos mixtos
3.2. Cuantificación de masas y volúmenes en residuos mixtos 
3.3. Procedimiento para la gestión de residuos mixtos
3.3.1. Parámetros para determinar la vía de evacuación
3.3.2. Propuesta de valores de referencia para desclasificar 
los residuos mixtos y su posterior incineración
3.3.2.1. Propuesta de valores de referencia de 
actividad para la incineración
3.3.2.2. Propuesta de valores de referencia de 
actividad específica para la incineración
3.3.3. Propuesta de vías de evacuación de los residuos mixtos 
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Índice
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4. Gestión de materiales residuales líquidos con contenido radiactivo
4.1. Estado actual de la gestión de los residuos líquidos
4.2. Procedimiento para la gestión final de residuos líquidos
4.2.1. Posibles vías de evacuación de efluentes radiactivos líquidos
4.2.2. Propuesta de valores de desclasificación
4.2.3. Ejemplo práctico de cálculo
 5. Gestión de materiales residuales sólidos con contenido radiactivo
5.1. Estado actual de la gestión de los residuos solidos
5.2. Procedimiento para la gestión final de materiales residuales sólidos
5.2.1. Decaimiento, Desclasificación y eliminación como residuo no 
radiactivo
5.2.2. Transferencia a un gestor de residuos radiactivos autorizado
5.2.3. Gestión final de fuentes radiactivas encapsuladas
6. Gestión de materiales residuales con sales de uranio generados en técnicas 
de microscopia electrónica
6.1. Estado actual sobre las vías de gestión de los residuos generados en 
técnicas de microscopia electrónica
6.2. Procedimiento de utilización de acetato de uranilo
6.3. Gestión de los residuos generados 
6.3.1. Posibles vías de evacuación de los residuos generados
6.3.2. Propuesta de valores de desclasificación
6.3.3. Ejemplo práctico de cálculo
7. Conclusiones finales
Anexo I
CIEMAT/DMA/UPRPYMA/01/10.Valores de Referencia aplicables a la 
combustión de materiales residuales con contenido radiactivo incluido en 
líquidos de centelleo. 
Anexo II
 Tabla 2.2 Distribución porcentual de actividad específica y concentración 
radiactiva de los materiales residuales con contenido radiactivo
Figura 3.1. Diagrama de flujo para la gestión de residuos mixtos 
Figura 4.1. Diagrama de flujo para la gestión de residuos líquidos
Figura 5.1. Diagrama de flujo para la gestión de residuos sólidos
Figura 6.1. Diagrama de flujo para la gestión de residuos de acetato de 
uranilo
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Índice
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Las instalaciones radiactivas pertenecientes a los ámbitos de investigación y docencia generan 
materiales residuales con contenido radiactivo muy heterogéneos denominados de baja y media 
actividad por el OIEA1 (Organismo Internacional de la Energía Atómica).
El desarrollo de la protección radiológica en estas instalaciones contempla, entre otras activida-
des, la correcta gestión de estos materiales mediante el establecimiento de un conjunto de actua-
ciones técnicas y administrativas que permitan acondicionar y controlar los residuos. La finalidad 
de estas actuaciones es la optimización de su gestión, la minimización de su impacto radiológico 
y del detrimento que podrían ocasionar a la salud y al medio ambiente en su conjunto. Uno de los 
objetivos de dicha gestión es la reducción del volumen de los residuos generados llevando a cabo 
procedimientos de desclasificación propuestos en diferentes documentos técnicos2,3,4 
Las instalaciones radiactivas en las que se manipulan o almacenan isótopos radiactivos no encap-
sulados, disponen de recomendaciones técnicas que permiten precisar los niveles de actividad de 
los materiales residuales, de modo que sea posible establecer un alcance cuantitativo de la defi-
nición de residuo radiactivo4, considerando como tal aquellos materiales para los que no se prevé 
una utilización posterior2. 
Para conocer el estado actual relativo a la gestión de los materiales residuales con contenido ra-
diactivo, se realizó una exhaustiva revisión bibliográfica, utilizando los motores de búsqueda ha-
bituales en la web como el ISI Web of Knowledge, Scirus, Google Scholar o Live Search Academic. 
Igualmente, se han consultado las páginas web de instituciones de referencia en protección radio-
lógica como la OIEA, la ICRP (Comisión Internacional de Protección Radiológica), NEA (Agencia 
de Energía Nuclear de la OCDE) y UNSCEAR (Comité Científico de las Naciones Unidas sobre los 
Efectos de las Radiaciones Atómicas); así como páginas web de organismos reguladores como el 
CSN (Consejo de Seguridad Nuclear) o el NRPB (Dirección Nacional de Protección Radiológica 
del Reino Unido). Como resultado, se identificaron numerosos documentos técnicos5-14 publica-
dos en los últimos años que facilitan la gestión de estos residuos en las instalaciones indicadas. 
En España, en 1996, se editó la “Guía de Gestión de Material Radiactivo en Instituciones Médi-
cas y Laboratorios de Investigación Biomédica”15. Este documento define los componentes de un 
sistema general de gestión de estos materiales. Posteriormente, en 2002 se publicó la “Guía Téc-
nica de Gestión de Materiales Residuales con Contenido Radiactivo en Centros de Investigación y 
Docencia”16, cuyo objetivo fue desarrollar los contenidos técnicos y prácticos de la anterior guía, 
presentando como uno de los aspectos fundamentales en la gestión, la caracterización radiológica 
de los residuos. Este proceso es imprescindible para establecer las vías de evacuación, bien como 
residuo convencional, o a través de un gestor autorizado. Por tanto, este documento supuso un 
gran avance en la gestión de los residuos en las instalaciones del ámbito indicadas, ofreciendo 
diferentes procedimientos para cuantificar la actividad de los mismos. Sin embargo, la experien-
cia adquirida tras varios años de aplicación de la guía, llevó a realizar un análisis de la situación 
actual relativa a la gestión de los residuos en las instalaciones citadas y en otras del mismo sector 
profesional, permitiendo identificar diferentes aspectos relativos a dicha gestión no resueltos o 
bien susceptibles de una mayor implementación técnica. 
La guía indicada16 describe procedimientos de medida de fácil aplicación para cuantificar la 
actividad de los residuos líquidos y mixtos. Sin embargo, en el caso de los residuos sólidos, los 
procedimientos de caracterización radiológica al ser tan exhaustivos resultan excesivamente com-
plejos. Se ha de tener en cuenta que la geometría de estos residuos impide en muchas ocasiones 
la medición de su actividad de forma sencilla. Por ello, se vio conveniente revisar los criterios para 
asignar la actividad de los materiales sólidos.
1. Introducción
Introducción
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Guía técnica de caracterización y gestión de materiales residuales con contenido radiactivo generados en investigación biológica
En relación con la gestión de los residuos líquidos, y con objeto de determinar los valores de 
concentración de vertido correctos, una posibilidad es aplicar los criterios establecidos en el do-
cumento elaborado por el Grupo de Trabajo de Efluentes del Foro de Protección Radiológica del 
Medio Hospitalario17. Sin embargo, en la actualidad no hay un marco legal claramente definido 
para los valores de desclasificación de este tipo de residuos, al contrario de lo que ocurre en el 
caso de los residuos sólidos18. Por tanto, se ha considerado adecuado elaborar una metodología 
general para calcular los valores de concentración de vertido en base a los límites anuales de in-
corporación por ingestión . Además, se proponen vías de evacuación para los residuos líquidos 
atendiendo a su composición química y, en concreto, a la inmiscibilidad en agua de los líquidos 
orgánicos.
En cuanto a los residuos mixtos, viales de centelleo que contienen la muestra radiactiva disuelta 
en mezcla de centelleo, su clasificación resulta difícil habida cuenta que esta tipología responde a 
un criterio práctico de gestión, no a un estado físico propiamente dicho. Dado que estos residuos 
son una mezcla de materiales sólidos y líquidos, no existen valores de desclasificación definidos. 
Su evacuación final se lleva a cabo en la actualidad de diferentes maneras, no habiendo un con-
senso en la manera de proceder. Algunas instalaciones los gestionan como residuos sólidos y apli-
can los valores de desclasificación para dichos materiales18. En esta situación, la gestión correcta 
de los residuos desclasificados sería su posterior transferencia a un gestor autorizado de residuos 
peligrosos, teniendo en cuenta su composición química. Sin embargo, estos gestores, no aceptan 
en muchos casos residuos por su contenido radiactivo. Otras instalaciones, teniendo en cuenta 
la problemática indicada, transfieren estos residuos a ENRESA, aun cuando tengan una actividad 
muy baja o sean susceptibles de un rápido decaimiento. Por tanto, se ha considerado adecuado 
elaborar un protocolo general en el que se proponen valores de desclasificación y las vías de eva-
cuación más adecuadas atendiendo a las características de estos residuos.
Finalmente, existen otros materiales residuales con contenido radiactivo, como los generados en 
las técnicas de microscopia electrónica en las que utilizan sales de uranio en cantidades no exen-
tas, pero siempre inferiores a los 3 Kg, para los que no se dispone de ningún procedimiento de 
gestión homogéneo.
Con el ánimo de proponer soluciones a los aspectos indicados, ofrecer mejoras significativas en 
los procedimientos de gestión de los materiales residuales con contenido radiactivo, así como ho-
mogeneizar los modos de actuación en las instalaciones radiactivas de investigación y docencia, y 
tomando como base la guía técnica indicada anteriormente16, se ha llevado a cabo la elaboración 
de este documento, en el cual se presentan los resultados de un proyecto de investigación finan-
ciado por ENRESA y realizado en el periodo 2008 a 2010. En este proyecto han participado cuatro 
instituciones de Investigación y Docencia, la Universidad de Alcalá de Henares, el Instituto de 
Investigaciones Biomédicas “Alberto Sols” (CSIC-UAM), el Centro de Biología Molecular “Severo 
Ochoa” (CSIC-UAM) y el Centro Nacional de Biotecnología (CSIC), que disponen de instalacio-
nes radiactivas de segunda categoría y cuentan con un número aproximado de 700 trabajadores 
expuestos. 
Este documento se ha estructurado en diferentes apartados. En primer lugar se presenta un nuevo 
protocolode caracterización de residuos. A continuación, se expone la gestión correspondiente a 
los diferentes tipos de residuos, reflejando el estado actual relativo a la misma y proponiendo los 
niveles de desclasificación y vías de evacuación aplicables a cada tipo de residuos.
Esta guía aporta herramientas de trabajo a las instalaciones radiactivas de investigación y docen-
cia, que permitirán desarrollar modos de actuación homogéneos y optimizar la gestión de los 
materiales residuales con contenido radiactivo generados. 
11
Referencias 
1. Classification of radioactive waste. International Atomic Energy Agency General Safety Guide No GSG-1. 
Vienna. 2009.
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national Atomic Energy Agency. IAEA-TECDOC-1000. Vienna. 1998.
3. Protección radiológica y seguridad de las fuentes de radiación: Normas Básicas Internacionales de Segu-
ridad. Edición provisional. Colección de Normas de Seguridad del OIEA No GSR Parte 3. Viena. 2011
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G-1.7.1202. Vienna. 2004
5. Disposal of Radioactive Waste. Colección de normas de seguridad del OIEA No SSR-5, IAEA, Vienna. 2011 
6. The Management System for the Processing, Handling and Storage of Radioactive Waste. IAEA Safety Gui-
de. No. GS-G-3.3. Vienna.2008
7. Categorizing Operational Radioactive Wastes. IAEA-TECDOC-1538. Vienna.2007
8. Organization of a Radioisotope Based Molecular Biology Laboratory. IAEA -TECDOC-1528. Vienna.2006
9. Organization of a Radioisotope Based Molecular Biology Laboratory. International Atomic Energy Agency. 
IAEA -TECDOC-1528. Vienna. 2006.
10. Management of Waste from the Use of Radioactive Material in Medicine, Industry, Agriculture, Research 
and Education. International Atomic Energy Agency. IAEA Safety Standards Series No. WS-G-2.7. Vienna. 
2005.
11. Krieger, K., Van Baalen, M. y Walters, C. Radioactive Waste Minimization at a Large Academic Medical 
Facility. Operational Topic. Health Physics 2002; 82 Suplemento 2: S108-S110.2002
12. Predisposal Management of Low and Intermediate Level Radioactive Waste, IAEA Safety Standards Series 
No. WS-G-2.5. 1150. Vienna. 2003
13. Handling, Treatment, Conditioning and Storage of Biological Radioactive Wastes, IAEA TECDOC-775. 
Vienna. 2002
14. Management of radioactive waste from the use of radionuclides in medicine. IAEA-TECDOC-1183. Vienna. 
2000
15. Castell, A., Macías, M.T., Olivares, P., Ortíz, M.T., Plaza, R., Quesada, J.D., Sánchez, A y Téllez, M. Guía 
de Gestión de Material Radiactivo en Instituciones Médicas y Laboratorios de Investigación Biomédica. 
Sociedad Española de Protección Radiológica, publicación no 2. Senda. Madrid. 1996.
16. Macías, M.T., Pulido, J., Ruiz, A., Sánchez, M., Sánchez, A. y Usera, F. Guía técnica de gestión de mate-
riales residuales con contenido radiactivo en centros de investigación y docencia. Sociedad Española de 
Protección Radiológica, publicación no 7. Senda. Madrid. 2002.
17. ORDEN ECO/1449/2003, de 21 de mayo, sobre gestión de materiales residuales sólidos con contenido 
radiactivo generados en las instalaciones radiactivas de 2a y 3a categoría en las que se manipulen o alma-
cenen isótopos radiactivos no encapsulados. BOE núm. 134 de 5 de junio de 2003.
18. Grupo de efluentes del foro de protección radiológica en el medio hospitalario. Sociedad Española de Físi-
ca Médica. 2002. Chapel, M., Ferrer N., Ramos, L., Sánchez, M. Grupo de efluentes del foro de protección 
radiológica en el medio hospitalario. Sociedad Española de Física Médica. Madrid.2002
19. Derivation of Activity Concentration Values for Exclusion, Exemption and Clearance. IAEA Safety Report 
Series no 44. Vienna.2005
Introducción
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Guía técnica de caracterización y gestión de materiales residuales con contenido radiactivo generados en investigación biológica
13
2.1. DETERMINACIÓN DE LAS TÉCNICAS A CARACTERIZAR
2.1.1. Recopilación de datos
En primer lugar se obtuvieron datos sobre las técnicas radioisotópicas que se estaban utili-
zando en los centros de investigación que realizaron este estudio. Los datos más importan-
tes recopilados fueron: situación de la zona radiológica autorizada, nombre de la técnica, 
datos sobre el compuesto radiactivo (actividad específica, concentración radiactiva, acti-
vidad utilizada por ensayo, etc.) y frecuencia de realización. Estos datos se obtuvieron de 
una muestra de aproximadamente un centenar de laboratorios, y permitieron identificar y 
clasificar las técnicas radioisotópicas. 
 
2.1.2. Clasificación general de las técnicas radioisotópicas
La clasificación general de las técnicas se realizó teniendo en cuenta la clasificación en grupos 
de técnicas y subtécnicas utilizada en la “Guía Técnica de Gestión de Materiales Residuales con 
Contenido Radiactivo en Centro de Investigación y Docencia”1. Esta clasificación sirvió para tener 
una idea clara sobre el estado actual de la utilización de fuentes radiactivas no encapsuladas en 
el ámbito de investigación biológica y ayudó a identificar las técnicas susceptibles de ser carac-
terizadas.
2.1.3. Selección de las técnicas susceptibles de ser caracterizadas
Los criterios utilizados para seleccionar las técnicas susceptibles de caracterización fueron los 
siguientes:
• Elevada frecuencia de utilización.
• Generación de residuos mixtos y con una frecuencia de utilización mínimamente significativa.
• Subtécnica perteneciente a un grupo de técnicas en el que no se caracterizó ninguna técnica en 
la guía de 20021, y con una frecuencia de utilización mínimamente significativa.
Por otra parte, algunas subtécnicas ya caracterizadas en la guía de 20021, volvieron a ser caracte-
rizadas con objeto de confirmar la idoneidad del nuevo protocolo de caracterización radiológica. 
2.2. ELECCIÓN DEL PROCESO A SEGUIR EN LA CARACTERIZACIÓN
La metodología apropiada para realizar la caracterización radiológica y química de los materiales 
residuales con contenido radiactivo, requería disponer de información relativa a la técnica y a 
los procedimientos de caracterización más adecuados en función de la tipología de los residuos.
Por tanto, una vez seleccionadas las técnicas susceptibles de ser caracterizadas, se procedió a la 
recopilación de información relativa al compuesto radiactivo comercial utilizado, a las distintas 
fases de la técnica y a los diferentes tipos de residuos generados (ver impreso utilizado en figuras 
2.1 y 2.2).
2. Caracterización radiológica y química 
de materiales residuales con contenido 
radiactivo
Caracterización radiológica y química de materiales residuales con contenido radiactivo
14
Guía técnica de caracterización y gestión de materiales residuales con contenido radiactivo generados en investigación biológica
En concreto, se obtuvo información sobre las cantidades, volúmenes y concentraciones de los 
componentes químicos más significativos que se encuentran presentes en los residuos líquidos y 
mixtos que se generan en cada técnica. Con esta información se pudo realizar la caracterización 
química de dichos residuos
Con respecto al diseño del procedimiento de caracterización radiológica, la guía de 20021 pre-
sentó un modelo muy minucioso en el que se ofrecían en detalle los protocolos de las técnicas 
evaluadas y los procedimientos para caracterizar los residuos sólidos, líquidos y mixtos que se ge-
neraban en cada una de las etapas de cada proceso de marcaje. Los protocolos de caracterización 
de los materiales residuales sólidos que presentaba dicha guía son complejos ya que había que 
tener en cuenta una serie de factores, que producen una reducción significativa de la eficiencia 
de detección de la actividad de estos residuos, tales como la geometría de los materiales, autoa-
pantallamiento, etc. Como consecuencia de esto se producía un aumento del error de medida. 
Por ello, y para comprobar si las medidasobtenidas eran correctas, la guía propuso la aplicación 
de la siguiente fórmula:
100% Actividad en el ensayo = % Actividad en sólidos + %Actividad en mixtos + % Actividad en líquidos
Mediante esta fórmula, se pudo comprobar que en todas las técnicas evaluadas existían diferen-
cias porcentuales menores al 10% entre la actividad total y la suma de las actividades medidas en 
sólidos, líquidos y mixtos y que, por tanto, los procedimientos de caracterización de sólidos que 
se utilizaron eran adecuados. Sin embargo, y como se ha indicado anteriormente, la complejidad 
de dichos procedimientos hacía que el protocolo general de caracterización fuera demasiado 
complejo y difícil de seguir.
Tomando como base la experiencia en la realización de la guía 20021, en este documento, se 
propone un protocolo general mucho más sencillo y funcional que permite una caracterización 
rápida de los residuos generados en una técnica concreta. En este protocolo se tienen en cuenta 
unos procedimientos de caracterización más adecuados mediante contaje en centelleo para los 
residuos líquidos y mixtos generados, pero no así para los sólidos ya que la actividad de estos se 
puede obtener por diferencia utilizando la siguiente fórmula:
Actividad estimada en sólidos = Actividad inicial – (Actividad medida en líquidos + Actividad medida en mixtos)
15
Figura 2.1. Impreso de recopilación de datos de protocolos de las técnicas (1a parte).
Caracterización radiológica y química de materiales residuales con contenido radiactivo
16
Guía técnica de caracterización y gestión de materiales residuales con contenido radiactivo generados en investigación biológica
Figura 2.2. Impreso de recopilación de datos de protocolos de las técnicas (2a parte).
17
2.3. PROTOCOLO DE CARACTERIZACIÓN RADIOLÓGICA
2.3.1. Objetivo
El objetivo del protocolo es cuantificar o estimar la actividad presente en los materiales residuales 
con contenido radiactivo generados en técnicas radioisotópicas de investigación biológica.
2.3.2. Alcance
Técnicas radioisotópicas más representativas realizadas en centros de investigación biológica, de-
partamentos de investigación de hospitales, laboratorios farmacéuticos, etc.
2.3.3. Metodología aplicada
Descripción de la técnica radioisotópica:
Para recopilar la información de las técnicas susceptibles de caracterización se utiliza el impreso 
no 2 (ver Figuras 2.1 y 2.2.)
Procedimientos de caracterización radiológica:
Para determinar la actividad de los residuos generados en cada una de las técnicas, se llevarán a 
cabo las siguientes acciones:
• Pesada de todo el material utilizado en el ensayo:
 Material correspondiente a los residuos sólidos o mixtos que se hayan generado. Identificación 
del peso correspondiente a cada tipo de residuo.
• Medida o estimación de la actividad presente en los residuos:
 Se aplicarán los procedimientos de medida reflejados a continuación. Los resultados serán re-
flejados en un impreso de recopilación de datos.
• Determinación de la actividad específica para sólidos y mixtos, y de la concentración radiac-
tiva para líquidos:
 Se calculará la actividad específica o concentración radiactiva por grupo de residuos, aten-
diendo a su forma física. En este protocolo general no se distinguen etapas de la técnica o tipos 
concretos de residuos sólidos generados, al contrario de lo que se hacía en la “Guía Técnica 
de Gestión de Materiales Residuales con Contenido Radiactivo en Centros de Investigación y 
Docencia”1.
 
Los únicos datos que se han de recopilar son:
- actividad total utilizada en el ensayo o actividad inicial, conforme a los datos recopilados en 
el apartado 2.1.1.
- actividad total medida en líquidos y cálculo de la concentración radiactiva teniendo en cuen-
ta el volumen total generado.
- actividad total medida en mixtos y cálculo de la actividad específica teniendo en cuenta el 
peso total generado.
- actividad total estimada en sólidos mediante la fórmula:
 Actividad estimada en sólidos = 
Actividad inicial – (Actividad medida en líquidos + Actividad medida en mixtos)
Caracterización radiológica y química de materiales residuales con contenido radiactivo
18
Guía técnica de caracterización y gestión de materiales residuales con contenido radiactivo generados en investigación biológica
Igualmente se calcularán los porcentajes de actividad obtenidos en sólidos, líquidos y mixtos.
2.3.4. Número de ensayos
Se recomienda realizar 3 ensayos, habida cuenta de la reproducibilidad de las técnicas. 
2.3.5. Procedimientos de medida
a) Consideraciones a tener en cuenta:
- En la caracterización de cada una de las técnicas se establecerá el porcentaje de actividad co-
rrespondiente a los diferentes grupos de residuos, tomando como 100 % de actividad, la activi-
dad inicial utilizada en el ensayo correspondiente.
- Los residuos contaminados con radioisótopos de alta energía (ej.32P) que tengan mucha acti-
vidad pueden producir problemas debido a la disminución de la eficiencia de contaje de los 
detectores que se usan para su cuantificación. En estos casos se realizará una dilución de las 
muestras con objeto de reducir el valor de su actividad.
- No se consideran residuos propios de la técnica, los materiales de protección, equipamiento e 
instrumentación que resulten contaminados, ni los viales originales no agotados y utilizados en 
sucesivos ensayos.
b) Medida de residuos líquidos por centelleo líquido:
1. Se utilizan viales de centelleo de 6 ó 18 ml o de otros tamaños existentes en el mercado.
2. Se adicionan 100 μl de muestra a cada vial de contaje. Si la muestra tiene baja actividad, se 
puede aumentar el volumen de la muestra, siempre que esta se pueda disolver adecuadamente 
en la mezcla de centelleo (evitar la formación de doble fase). 
3. Se añade mezcla de centelleo en la proporción adecuada.
4. Para la corrección de fondo de contaje, se prepara un tubo blanco con idéntico volumen de 
muestra fría y se añade mezcla de centelleo en la misma proporción 
5. Se agitan todos los tubos.
6. Se deja reposar 1 hora en oscuridad y se vuelve a agitar.
7. Se realiza el contaje utilizando el programa del contador adecuado al radioisótopo a medir. Si 
el modelo de contador lo permite, se puede corregir automáticamente la eficiencia de contaje, 
de esta forma se puede obtener la actividad de cada muestra en Bq.
8. Cálculo de la actividad absoluta: en el caso de que la eficiencia de contaje no se pudiera co-
rregir automáticamente, tal como se ha indicado en el anterior apartado, los cálculos a realizar 
serán los siguientes:
Tasa de cuentas medidas (cpm) – Tasa de cuentas de fondo (cpm) = Tasa de cuentas netas (cpm)
Tasa de cuentas netas (cpm) 
= Tasa de cuentas netas (cps)
 
 60s
Tasa de cuentas netas (cps) .100 = Actividad absoluta (Bq)
 Eficiencia en % 
9. Cálculo de la concentración radiactiva:
Concentración radiactiva (Bq/ml) =
 Actividad absoluta (Bq) 
 Volumen de la muestra (ml)
19
10. Cálculo de la actividad total en líquidos: para ello se tendrá en cuenta el volumen total de 
 líquidos generado en el ensayo.
Actividad específica total (Bq) = Concentración radiactiva (Bq/ml) x volumen total (ml)
c) Medida de residuos líquidos mediante centelleo sólido:
1. Se adicionan 100 μl de muestra a cada vial de contaje. Si la muestra tiene baja actividad, se 
puede aumentar el volumen de la muestra.
2. Se prepara un tubo blanco con idéntico volumen de agua para la corrección de fondo de con-
taje.
3. Cálculo de la actividad absoluta:
Tasa de cuentas medidas (cpm) – Tasa de cuentas de fondo (cpm) = Tasa de cuentas netas (cpm)
Tasa de cuentas netas (cpm) 
= Tasa de cuentas netas (cps)
 
 60s
Tasa de cuentas netas (cps) .100 = Actividad absoluta (Bq)
 Eficiencia en % 
4. Cálculo de la concentración radiactiva:
Concentración radiactiva (Bq/ml)=
 Actividad absoluta (Bq) 
 Volumen de la muestra (ml)
5. Cálculo de la Actividad total en líquidos: para ello se tendrá en cuenta el volumen total de lí-
quidos generado en el ensayo.
Actividad específica total (Bq) = Concentración radiactiva (Bq/ml) x Volumen total (ml)
d) Medida de residuos mixtos mediante centelleo líquido:
1. Se realiza el contaje utilizando el programa del contador adecuado al radioisótopo a medir. Si 
el modelo de contador lo permite, se puede corregir automáticamente la eficiencia de contaje 
utilizando el método de corrección mediante estándar externo, de esta forma se obtendría la 
actividad de cada muestra en Bq.
2. Se pesa el total de los viales contados.
3. Cálculo de la actividad absoluta: en el caso de que no se pudiera corregir automáticamente la 
eficiencia de contaje, tal como se ha indicado en el anterior apartado, los cálculos a realizar 
deberán tener en cuenta tal corrección. En todo caso, para estos cálculos se utilizará el suma-
torio de las actividades relativas o absolutas de los tubos contados.
Tasa de cuentas medidas (cpm) - Tasa de cuentas de fondo (cpm) = Tasa de cuentas netas (cpm)
Tasa de cuentas netas (cpm) 
= Tasa de cuentas netas (cps)
 
 60s
Tasa de cuentas netas (cps) .100 = Actividad absoluta (Bq)
 Eficiencia en % 
4. Cálculo de la actividad específica:
Actividad específica total (Bq/g) =
 Actividad absoluta total (Bq) 
 peso total (g)
Caracterización radiológica y química de materiales residuales con contenido radiactivo
20
Guía técnica de caracterización y gestión de materiales residuales con contenido radiactivo generados en investigación biológica
e) Estimación de la actividad en sólidos por diferencia:
1. Se pesa el total de los residuos sólidos generados en el ensayo.
2. Se estima la actividad aplicando la formula reflejada a continuación:
Actividad estimada en sólidos = 
Actividad inicial – (Actividad total medida en líquidos + Actividad total medida en mixtos)
3. Cálculo de la actividad específica:
Actividad específica total (Bq/g) =
 Actividad total estimada en sólidos (Bq) 
 peso total (g)
2.3.6. Cálculos de corrección
Corrección por decaimiento radiactivo
Se aplicará la formula:
 A=A0 . e-λt
A = actividad absoluta en un momento determinado
A0 = actividad inicial presente en el residuo
λ = constante de desintegración radiactiva
t = tiempo transcurrido desde la fecha de calibración, cuando se determinó A0.
Tabla no 2.1. Constantes de desintegración para diferentes radioisótopos.
Radioisótopo Constante de desintegración (λ)
45Ca 4,2 E-03 
35S 7,965E-03
32P 0,047
33P 0,027
51Cr 0,024
125I 0,011
131I 0,08
2.3.7. Unidades para expresar la concentración de actividad de los residuos 
Residuos sólidos: Bq/g
Residuos mixtos: Bq/g
Residuos líquidos: Bq/ml
2.4. OBTENCIÓN DE RESULTADOS
2.4.1. Resultados de la caracterización radiológica
En la tabla no 2.2 se relacionan todas la técnicas caracterizadas y se indican, para cada una de 
ellas, los diferentes tipos de residuos generados (sólidos, líquidos y mixtos), indicándose su activi-
dad específica o concentración radiactiva y el porcentaje relativo de actividad frente a la actividad 
total utilizada en cada ensayo.
21
La experiencia obtenida tras la caracterización fue positiva, demostrándose la rapidez en la ob-
tención de resultados. Además, estos resultados se consideran muy fiables ya que la medida de la 
actividad en líquidos y mixtos mediante centelleo líquido deja muy poco margen de error. Aún así, 
con objeto de comprobar que el nuevo protocolo efectivamente era fiable, se eligieron tres técni-
cas ya caracterizadas en la guía del 20021 para caracterizarlas de nuevo. Tal como se esperaba, 
los resultados fueron prácticamente idénticos a los obtenidos en la guía del 20021. 
Analizando la tabla no 2.2 (ver página 68), se puede observar que de las 16 técnicas que se carac-
terizaron en 8 de ellas se generaron residuos mixtos. En todos los casos el porcentaje de actividad 
presente en este tipo de residuos fue muy bajo (15,14 %), encontrándose dicho valor por debajo 
del 1% en seis de las técnicas caracterizadas. Esto indica que normalmente los residuos mixtos 
tienen muy poca actividad en comparación con los residuos sólidos o líquidos. En este mismo 
sentido, si se compara la actividad específica media obtenida en mixtos (132,65 Bq/g) frente a la 
obtenida en sólidos (19.429,81 Bq/g) se comprueba que la primera se encuentra dos órdenes de 
magnitud por debajo. Estos resultados, indicaban un primer indicio de que la mayoría de los resi-
duos mixtos podrían ser desclasificados.
Por lo que respecta a los residuos líquidos, se puede observar que hay mucha variabilidad tanto en 
el porcentaje de actividad como en el valor de concentración radiactiva en función de la técnica 
caracterizada.
2.4.2. Resultados de la caracterización química
Como se ha indicado en el apartado 2.2, se utilizó un impreso (figuras 2.1 y 2.2) para recopilar 
datos, volúmenes y concentraciones, de los compuestos químicos presentes en los residuos gene-
rados en las técnicas caracterizadas. A continuación se indican los resultados globales de esta ca-
racterización presentando un resumen de los compuestos químicos identificados en los residuos 
líquidos y mixtos generados en cada técnica.
Compuestos químicos en residuos líquidos:
La gran mayoría de los componentes químicos utilizados en las técnicas que se han caracterizado 
y en general, en las técnicas del ámbito de investigación biológica, son compuestos que tienen 
como función mantener el pH de las preparaciones (tampones), aumentar la solubilidad de de-
terminados compuestos o cambiar la fuerza iónica del medio para algún fin (procedimientos de 
diálisis, electroforesis, etc.). Estos componentes pueden ser compuestos orgánicos (carbonados) o 
sales inorgánicas, en ambos casos miscibles en agua. Incluso pueden encontrase presentes deter-
minadas biomoléculas como aminoácidos o proteínas. Todos estos componentes, al ser miscibles 
en agua, pueden ser procesados según la nomenclatura de ENRESA como residuos acuosos LO2.
A continuación se indica una relación genérica de los componentes hidrófilos que se identificaron 
en las técnicas caracterizadas, cuya concentración se solía encontrar en el rango de 0,1-10 M:
• Tampón fosfato sódico, ácido tricloroacético
• Tampón bicarbonato, glucosa
• Tampón fosfato sódico
• Tampón fosfato sódico, medio de cultivo celular DMEM-F-12
• Tampón acetato sódico
• Tris(hidroximetil)aminometano, sulfato de magnesio, cloruro potásico
• Hidróxido sódico, dodecilsulfato sódico
• Tris(hidroximetil)aminometano
• Tris(hidroximetil)aminometano, glicina
• Tris(hidroximetil)aminometano, sacarosa
Caracterización radiológica y química de materiales residuales con contenido radiactivo
22
Guía técnica de caracterización y gestión de materiales residuales con contenido radiactivo generados en investigación biológica
• Tris(hidroximetil)aminometano, ácido bórico, ácido etilén diamino tetracético
• Ácido acético, seroalbúmina bovina
• Cloruro sódico, citrato sódico y disulfato sódico 
En determinadas técnicas también se encuentran presentes solventes orgánicos que tienen como 
función la extracción de determinadas sustancias apolares inmiscibles en agua o, por el contrario, 
la precipitación de biomoléculas hidrófilas. Los únicos compuestos de esta naturaleza que se de-
tectaron en las técnicas caracterizadas se indican a continuación y pueden ser procesados según 
la nomenclatura de ENRESA como residuos orgánicos LO1. Estos compuestos se encontraban 
presentes en el mismo rango de concentraciones que el indicado para los compuestos miscibles 
en agua.
• Dietil éter
• Cloroformo/metanol/ácido perclórico
Los volúmenes de los productos químicos utilizados son muy variables de una técnica a otra 
dependiendo de las muestras a evaluar, aunque en todas las técnicas realizadaslos volúmenes 
generados fueron muy pequeños.
Compuestos químicos en residuos mixtos:
Los residuos mixtos están formados por mezcla de líquido de centelleo y muestras procedentes 
del ensayo de marcaje, que tienen en su composición uno o varios de los compuestos indicados 
en el apartado anterior.
Fundamentalmente se pueden utilizar dos tipos de líquidos de centelleo: mezclas para muestras 
acuosas y mezclas para muestras orgánicas y filtros. Los componentes químicos de dichas mezclas 
son los siguientes:
• docusato sódico.
• isononilfenol etoxilato
• 2,4-difenil oxazol
• 2,5-difenil oxazol
• 1,4-bis(4-metil-alfa-estiril)benceno
• dietanolamina
• 2-(2-butoxietoxi)etanol
• alquil derivados del benceno
• polímeros basados en alquilfenoletoxilato
• isómeros del diisopropil naftaleno
Con respecto a los volúmenes utilizados, como media se suele utilizar por vial entre 0,5 y 2 ml 
de muestra a la que se añade entre 1 y 10 ml de líquido de centelleo, dependiendo del tipo de 
experimentación.
Referencias
1. Macías, M.T., Pulido, J., Ruiz, A., Sánchez, M., Sánchez, A. y Usera, F. Guía técnica de gestión de materiales 
residuales con contenido radiactivo en centros de investigación y docencia. Sociedad Española de Protec-
ción Radiológica, publicación no 7. Senda. Madrid. 2002.
23
Los residuos mixtos, constituidos por viales con líquido de centelleo y muestras radiactivas fija-
das a un soporte sólido (filtro) o en disolución, son una mezcla de material sólido y líquido en su 
mayor parte orgánico.
3.1. ESTADO ACTUAL DE LA GESTIÓN DE RESIDUOS MIXTOS 
Los residuos mixtos por sus características, no constituyen una tipología claramente definida, 
como se ha indicado en la introducción. Por ello, en general, estos residuos no aparecen identi-
ficados como tales en las diferentes publicaciones técnicas relativas a la gestión de los materiales 
residuales con contenido radiactivo1-8. Por el contrario, algunos documentos sí contemplan la 
generación y gestión de viales llenos con mezcla de centelleo9,10.
En la consulta bibliográfica que se hizo previamente, se obtuvieron los siguientes resultados:
• En diferentes documentos técnicos11, la denominación de residuos mixtos hace referencia a 
la presencia de materiales residuales tóxicos o biológicos, y no a viales llenos con mezcla de 
centelleo y muestras radiactivas.
• En relación con su gestión final hay descritos diferentes procedimientos. Unas publicaciones 
12,13 sugieren la segregación de los residuos mixtos en sólidos y líquidos, mediante el vacia-
do de los viales y el vertido de las mezclas de centelleo por pilas específicas. Otros documen-
tos9,10,14-16 proponen la incineración como vía final de la gestión de estos residuos, indicando 
que las dosis asociadas a dicha gestión son muy inferiores a los límites de dosis. 
La incineración como vía de gestión final para los residuos mixtos requiere disponer de valores 
de referencia, en términos de concentración de actividad o de actividad específica, para los 
residuos mixtos que aseguren que la incineración de dichos materiales permite mantener una 
dosis efectiva para cualquier miembro del público inferior al límite de dosis máximo para el 
público de 10 μSv/año como sugieren algunos estudios17-19.
En la actualidad no se dispone de valores de desclasificación para estos residuos. Por ello la 
gestión realizada con estos materiales no es homogénea. En la mayoría de las instalaciones, 
estos residuos son transferidos a ENRESA.Sin embargo, esta vía no se considera adecuada ya 
que no se trata de residuos sólidos, por lo que los valores de desclasificación para sólidos no 
se deberían aplicar sin más.
3.2. CUANTIFICACIÓN DE MASAS Y VOLÚMENES EN RESIDUOS MIXTOS
Con objeto de proponer el procedimiento más adecuado para la gestión de los residuos mixtos, se 
ha determinado la cantidad de material sólido y líquido presente en estos residuos:
- Un vial de centelleo de 18 ml vacío pesa 6,7 g.
- Un vial de centelleo de 18 ml lleno pesa 16 g.
- Una bolsa llena de viales de centelleo vacíos pesa 5,02 kg.
- Una bolsa llena de residuos mixtos pesa 12 kg.
En las bolsas, la diferencia en peso de 6,98 kg es achacable al líquido que contienen los viales 
de centelleo. El volumen de dicho líquido en una bolsa llena de residuos mixtos se ha determi-
3. Gestión de materiales residuales mixtos 
con contenido radiactivo
Gestión de materiales residuales mixtos con contenido radiactivo
24
Guía técnica de caracterización y gestión de materiales residuales con contenido radiactivo generados en investigación biológica
nado aplicando la densidad media del líquido de centelleo (0,93 kg/l), obteniendo un volumen 
de 7,49 litros en una bolsa de residuos mixtos. Por tanto el contenido de líquido es ligeramente 
mayor que el de material sólido. Ahora bien, tanto el material líquido como el sólido tienen una 
presencia significativa, por lo que no resulta fácil su clasificación en una tipología u otra. 
Si los residuos mixtos fueran clasificados como líquidos, en su caracterización habría que de-
terminar su concentración radiactiva en Bq/ml aplicando la actividad contenida en la bolsa y el 
volumen de líquido que contienen. Estos datos serian útiles para comparar dicho valor con las 
concentraciones de vertido de líquidos acuosos, calculadas en base a los criterios propuestos 
por el Foro de Protección Radiológica del Medio Hospitalario20 y determinar en qué casos estos 
residuos se podrían verter a la red de alcantarillado. Sin embargo, la legislación vigente sobre 
residuos21, no permite eliminar a la red de alcantarillado líquidos inmiscibles en agua como los 
contenidos en los viales de centelleo. 
Por el contrario, si los residuos mixtos se clasifican como sólidos, en su caracterización habría 
que calcular la actividad específica, aplicando la actividad contenida en la bolsa y el peso total 
de la misma.Posteriormente, se compararían esos valores con los niveles de Desclasificación para 
residuos sólidos22 establecidos en la legislación. De nuevo, su contenido orgánico no permite su 
evacuación como residuos sólidos asimilables a urbanos.
3.3. PROCEDIMIENTO PARA LA GESTIÓN DE RESIDUOS MIXTOS
Los residuos mixtos se han considerado una tipología especial de residuos en base a los argumen-
tos indicados, proponiendo como la vía de gestión final más adecuada la incineración, teniendo 
en cuenta que los líquidos orgánicos presentes en estos residuos son inflamables, y por tanto, 
fácilmente incinerables. En el modelo de gestión que se propone, se han tenido en cuenta las re-
comendaciones técnicas, en materia de seguridad y protección radiológica23, 24,25. 
3.3.1. Parámetros para determinar la vía de evacuación
Para establecer correctamente la vía de eliminación de los residuos mixtos es necesario:
- Determinar la actividad específica de los residuos mixtos (actividad en Bq/peso, residuos en 
g) aplicando las indicaciones reflejadas en el apartado 2.3.5.
- Conocer el periodo de semidesintegración (T1/2) de los radionucleidos contaminantes.
- Disponer de niveles de referencia de concentración de actividad que permitan la desclasifi-
cación de estos residuos.
3.3.2. Propuesta de valores de referencia para la desclasificación los residuos 
mixtos y su posterior incineración
A continuación se proponen niveles de referencia en términos de actividad total y concentración 
de actividad aplicables a la combustión de materiales residuales con contenido radiactivo inclui-
dos en viales de centelleo líquido en los que no se supere la dosis de 10 μSv/año para el público.
Esta Guía se apoya en un modelo teórico propuesto por la Unidad de Protección Radiológica del 
Público y del Medio Ambiente del CIEMAT (Anexo). El estudio, realizado de manera conservado-
ra, se ha centrado en el 3H y el 14C, dado que son los radionucleidos mayoritarios presentes en los 
residuos mixtos y tienen un largo periodo de semidesintegración.
Los porcentajes de actividad resultantes de la incineración, se han valorado contemplandodos 
posibles escenarios:
25
- Todo el contenido radiactivo escapa en forma de gases y vapores emitidos tras la incineración.
- Todo el contenido radiactivo permanece en las cenizas resultantes tras la incineración.
Los valores propuestos a continuación, no podrán ser aplicados, hasta que no sean aprobados por 
el Ministerio correspondiente.
3.3.2.1. Propuesta de valores de referencia de actividad para la incineración
A) Supuesto: todo el contenido radiactivo escapa en forma de gas
Premisas tenidas en cuenta:
a) Las vías de exposición consideradas han sido:
• Inhalación del material vertido.
• Ingestión de alimentos contaminados.
• Irradiación externa debida a la inmersión en la nube gaseosa y desde el depósito en el suelo.
b) Se considera una exposición de 24 horas diarias en las que un individuo puede estar expuesto 
a un vertido continuo, durante los 365 días del año.
c) El escenario supone:
• Condiciones atmosféricas normales conservadoras
• El vertido se produce a una altura de 1 m sobre un edificio de 10 m
• El viento sopla a 1 m/s en la dirección en que se ubica el individuo un 25% del tiempo de 
exposición.
• La distancia entre el punto en el que se realiza el vertido y el individuo es de 100 m
Así, para alcanzar una dosis efectiva de 10 μSv/año se necesitará una emisión continuada de:
12262 Bq/s ó 3,9.1011 Bq/a para el 3H (Anexo) 
171 Bq/s ó 5,4·109 Bq/a para el 14C (Anexo)
Si se incineran ambos radionúcleidos juntos, para que la dosis efectiva para un individuo sea me-
nor de 10 μSv/año se ha de cumplir que:
B)Supuesto: todo el contenido radiactivo queda en las cenizas
Este supuesto es bastante improbable ya que las moléculas marcadas con 3H ó 14C son, mayorita-
riamente, de carácter orgánico, por lo que en la incineración los radionucleidos pasan a formar 
parte del vapor de agua y dióxido de carbono generados. El tanto por ciento en peso de cenizas 
provenientes de la incineración de los viales con líquido de centelleo es del 4,7 % 26. 
El contenido final de los radioisótopos en las cenizas no deberá superar los valores de desclasifi-
cación para sólidos22: 106 Bq/g para el 3H y 104 Bq/g para el 14C. 
Si se encuentran ambos radionúcleidos juntos en las cenizas, se ha de cumplir que:
 
A 3H( ) Bq / a( )
3,9 ⋅10−11 Bq / a( )∑ +
A 14C( ) Bq / a( )
5,4 ⋅109 Bq / a( ) ≤ 1
Página 28
A 3H( ) Bq / g( )
106 Bq / g( )∑ +
A 14C( ) Bq / g( )
104 Bq / g( ) ≤ 1
Página 26
A 3H( ) Bq / g( )
97,5 Bq / g( )∑ +
A 14C( ) Bq / g( )
1,35 Bq / g( ) ≤ 1
Página 30
Página 31
A 3H( ) Bq / g( )
47000 Bq / g( )∑ +
A 14C( ) Bq / g( )
470 Bq / g( ) ≤ 1
A 3H( ) Bq / l( )
7,88 ⋅105 Bq / l( )∑ +
A 14C( ) Bq / l( )
1,09 ⋅107 Bq / l( ) ≤ 1
LIAing =
1 ⋅10−3
h(g) j
Sv
Sv
Bq
= Bq
Página 38
CVmax =
LIAing
600
⋅
Bq
l
A 3H( ) Bq / a( )
3,9 ⋅10−11 Bq / a( )∑ +
A 14C( ) Bq / a( )
5,4 ⋅109 Bq / a( ) ≤ 1
Página 28
A 3H( ) Bq / g( )
106 Bq / g( )∑ +
A 14C( ) Bq / g( )
104 Bq / g( ) ≤ 1
Página 26
A 3H( ) Bq / g( )
97,5 Bq / g( )∑ +
A 14C( ) Bq / g( )
1,35 Bq / g( ) ≤ 1
Página 30
Página 31
A 3H( ) Bq / g( )
47000 Bq / g( )∑ +
A 14C( ) Bq / g( )
470 Bq / g( ) ≤ 1
A 3H( ) Bq / l( )
7,88 ⋅105 Bq / l( )∑ +
A 14C( ) Bq / l( )
1,09 ⋅107 Bq / l( ) ≤ 1
LIAing =
1 ⋅10−3
h(g) j
Sv
Sv
Bq
= Bq
Página 38
CVmax =
LIAing
600
⋅
Bq
l
Gestión de materiales residuales mixtos con contenido radiactivo
26
Guía técnica de caracterización y gestión de materiales residuales con contenido radiactivo generados en investigación biológica
3.3.2.2. Propuesta de valores de referencia de actividad específica para la incineración
Los residuos susceptibles de incineración deberán tener una actividad específica menor o igual a 
los valores propuestos a continuación, para no superar la dosis efectiva de 10 μSv/año.
Para su determinación se ha tenido en cuenta:
• Cuantificación del peso y volumen de los viales de centelleo, reflejado en el apartado 3.2. 
• Total de residuos mixtos generados en España: aproximadamente 4000 kg (datos del año 2008 
proporcionados por ENRESA).
A) Supuesto: todo el contenido radiactivo escapa en forma de gas:
- Para el 3H:
Actividad máxima en las 4 toneladas de residuos mixtos: 3,9 1011 Bq/a 
Actividad específica máxima: (3,9 1011 Bq/a) / (4000 kg/a) = 97,5 kBq/g
- Para el 14C:
Actividad máxima en las 4 toneladas de residuos mixtos: 5,4 109 Bq/a 
Actividad específica máxima: (5,4 .109 Bq/a) / (4000 kg/a) = 1,35 kBq/g
Si se van a incinerar residuos con la mezcla de los dos radionucleidos se ha de cumplir que:
 
B) Supuesto: todo el contenido radiactivo queda en las cenizas
Para estos cálculos se han utilizado los datos previamente indicados: la cantidad de residuos mix-
tos generados en España, aproximadamente de 4000 kg, el porcentaje en peso de las cenizas pro-
venientes de la incineración de los viales con líquido de centelleo del 4,7 % 26 a dicha cantidad y 
los valores de desclasificación para sólidos22: 106 Bq/g para el 3H y 104 Bq/g para el 14C. 
- Para el 3H:
Actividad máxima en las 4 toneladas de residuos mixtos: 188·109 Bq/a
Actividad específica máxima: 47 kBq/g.
- Para el 14C:
Actividad máxima en las 4 toneladas de residuos mixtos: 188·107 Bq/a
Actividad específica máxima: 0,470 kBq/g.
Si se van a incinerar residuos con la mezcla de los dos radionúcleidos se ha de cumplir que:
A 3H( ) Bq / a( )
3,9 ⋅10−11 Bq / a( )∑ +
A 14C( ) Bq / a( )
5,4 ⋅109 Bq / a( ) ≤ 1
Página 28
A 3H( ) Bq / g( )
106 Bq / g( )∑ +
A 14C( ) Bq / g( )
104 Bq / g( ) ≤ 1
Página 26
A 3H( ) Bq / g( )
97,5 Bq / g( )∑ +
A 14C( ) Bq / g( )
1,35 Bq / g( ) ≤ 1
Página 30
Página 31
A 3H( ) Bq / g( )
47000 Bq / g( )∑ +
A 14C( ) Bq / g( )
470 Bq / g( ) ≤ 1
A 3H( ) Bq / l( )
7,88 ⋅105 Bq / l( )∑ +
A 14C( ) Bq / l( )
1,09 ⋅107 Bq / l( ) ≤ 1
LIAing =
1 ⋅10−3
h(g) j
Sv
Sv
Bq
= Bq
Página 38
CVmax =
LIAing
600
⋅
Bq
l
Tabla no 3.1.
3H 14C
Actividad máxima en la masa total de residuos 3,9.1011 Bq/a 5,4.109 Bq/a
Actividad específica máxima 97,5 kBq/g 1,35 kBq/g
27
 
3.3.3. Propuesta de vías de evacuación de los residuos mixtos 
Un paso necesario para determinar la correcta vía de evacuación final para los residuos mixtos 
es comprobar que la actividad específica de dichos residuos es inferior a los valores de referencia 
propuestos. 
En los dos escenarios contemplados, tanto la actividad que produciría una dosis efectiva de 10 
μSv al año en un individuo tras la incineración (390 GBq/a de 3H y 5,4 GBq/a de 14C), como la 
cantidad de radiactividad que produciría una dosis efectiva de 10 μSv al año en un individuo de-
bido a las cenizas, son muy superiores a las actividades utilizadas en un año en las instalaciones 
radiactivas de investigación y docencia. Ahora bien, aplicando criterios conservadores, esta guía 
sugiere utilizar los valores obtenidos en el supuesto en el que todo el contenido radiactivo escapa 
en forma de gas, reflejados en la tabla no 3.1. En cualquier caso los valores prefijados, no podrán 
ser aplicados hasta que sean aprobados por el Ministerio correspondientes.
Conforme a lo indicado se proponen dos acciones:
A) Transferencia a un gestor de residuos radiactivos
Si la actividad específica es superior a los valores de referencia (tabla no 3.1), y el radionucleido 
contaminante tiene un T1/2>100 días
4, los residuos serán transferidos a un gestor de residuos ra-
diactivos (ENRESA).
B) Desclasificación y transferencia a un gestor de residuos peligrosos para su posterior incine-
ración
Cuando la actividad específica inicial de los residuos mixtos sea inferior a los valores de referen-
cia (tabla no 3.1), dichos residuos podrían ser desclasificados y transferidos a un gestor de residuos 
peligrosos para su posterior incineración. 
Si la actividad específica inicial es superior a los valores de referencia indicados, pero el radio-
nucleido contaminante tiene un T1/2<100 días, los residuos podrían ser desclasificados tras un 
periodo de almacenamiento necesario para alcanzar los valores de referencia de actividad, sien-
do gestionadosposteriormente como se ha indicado en el párrafo anterior. Sin embargo, en este 
procedimiento de gestión también se han de valorar otros riesgos, como la posible contaminación 
biológica de los residuos. En el caso de que existiese riesgo biológico, los residuos deberán ser 
inactivados biológicamente mediante métodos verificados antes de su eliminación directa o antes 
de su almacenamiento para decaimiento. 
A 3H( ) Bq / a( )
3,9 ⋅10−11 Bq / a( )∑ +
A 14C( ) Bq / a( )
5,4 ⋅109 Bq / a( ) ≤ 1
Página 28
A 3H( ) Bq / g( )
106 Bq / g( )∑ +
A 14C( ) Bq / g( )
104 Bq / g( ) ≤ 1
Página 26
A 3H( ) Bq / g( )
97,5 Bq / g( )∑ +
A 14C( ) Bq / g( )
1,35 Bq / g( ) ≤ 1
Página 30
Página 31
A 3H( ) Bq / g( )
47000 Bq / g( )∑ +
A 14C( ) Bq / g( )
470 Bq / g( ) ≤ 1
A 3H( ) Bq / l( )
7,88 ⋅105 Bq / l( )∑ +
A 14C( ) Bq / l( )
1,09 ⋅107 Bq / l( ) ≤ 1
LIAing =
1 ⋅10−3
h(g) j
Sv
Sv
Bq
= Bq
Página 38
CVmax =
LIAing
600
⋅
Bq
l
Tabla no 3.2.
3H 14C
Actividad máxima en la masa total de residuos 188.109 Bq/a 188.107 Bq/a
Actividad específica máxima 47 kBq/g 0,47 kBq/g
Gestión de materiales residuales mixtos con contenido radiactivo
28
Guía técnica de caracterización y gestión de materiales residuales con contenido radiactivo generados en investigación biológica
Referencias
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10. Disposal of Radioactive Waste. Adelaida University. Australia. 2008.
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13. Management of Waste from the Use of Radioactive Material in Medicine, Industry, Agriculture, Research 
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IAEA-TECDOC-1000. Vienna.1998.
19. Derivation of Activity Concentration Values for Exclusion, Exemption and Clearance. IAEA Safety Report 
Series No 44. Vienna. 2005.
20. Grupo de efluentes del foro de protección radiológica en el medio hospitalario. Sociedad Española de Fí-
sica Médica. 2002. Chapel, M., Ferrer N., Ramos, L., Sánchez, M.. Grupo de efluentes del foro de protec-
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21. Ley 5/2003, de 20 de marzo, de Residuos de la Comunidad de Madrid. B.O.C.M. Núm. 76 de 31 de marzo.
22. Orden ECO/1449/2003, de 21 de mayo, sobre gestión de materiales residuales sólidos con contenido ra-
diactivo generados en las instalaciones radiactivas de 2.a y 3.a categoría en las que se manipulen o alma-
cenen isótopos radiactivos no encapsulados. BOE núm. 134 de 5 de junio.
23. Gestión previa a la disposición final de desechos radiactivos. Colección de normas de seguridad del OIEA 
No GSR Parte 5, OIEA, Viena. 2010.
24. Disposición de residuos radiactivos. Colección de normas de seguridad del OIEA No SSR-5, OIEA, Viena. 
2011. 
25. Proyecto de requisitos de seguridad: Protección radiológica y seguridad de las fuentes de radiación: Nor-
mas básicas internacionales de seguridad. Colección de Seguridad No 115 del OIEA. Viena 2011
26. Análisis de técnicas de inmovilización y acondicionamiento de cenizas de residuos radiactivos simulados. 
Luis Cañadas Serrano, Luis Salvador Martínez, José Vale Parapar. Documento basado en el proyecto de 
investigación “Caracterización de cenizas de residuos radiactivos simulados y evaluación de métodos de 
acondicionamiento” Octubre 1989 – Octubre 1991. Proyecto patrocinado y financiado por Enresa. 1991.
29
Los residuos líquidos están constituidos por efluentes de naturaleza líquida a temperatura ambien-
te pudiendo ser clasificados en dos grandes grupos atendiendo a su naturaleza química:
- Acuosos: soluciones acuosas salinas, ácidas o básicas que pueden incluir material biológico 
fácilmente dispersable
- Orgánicos: solventes de naturaleza orgánica inmiscibles en agua
4.1. ESTADO ACTUAL DE LA GESTIÓN DE LOS RESIDUOS LÍQUIDOS
Al igual que con el resto de residuos, en la gestión de los residuos líquidos, según se establece 
en las normas básicas internacionales de seguridad1, se ha de velar para que las actividades de 
gestión de estos residuos radiactivos respeten los requisitos de las normas aplicables del OIEA2,3.
La normativa actual4 indica que “toda evacuación de efluentes radiactivos al medio ambiente 
requerirá autorización expresa del ministerio correspondiente, previo informe del Consejo de Se-
guridad Nuclear y los niveles de actividad deberán ser tales que las concentraciones de actividad 
de los radionucleidos en ellos contenidos y las dosis susceptibles de ser recibidas por la población 
sean lo más bajas posible e inferiores a los límites especificados para los miembros del público”. 
De igual modo, la normativa europea sobre las condiciones de seguridad para la protección con-
tra los peligros derivados de las radiaciones ionizantes5 establece que “la autoridad competente 
establecerá los límites autorizados para la evacuación de los efluentes radiactivos”.
Como se ha indicado, las instalaciones radiactivas en los ámbitos de la investigación y la docencia 
generan residuos radiactivos líquidos de baja o muy baja actividad, por lo que podrían ser descla-
sificados en su mayoría. Sin embargo, actualmente no existen unos valores oficiales de desclasifi-
cación para los residuos radiactivos líquidos, lo que complica su gestión final.
Existe gran cantidad de documentación que establece como condición previa una segregación 
entre residuos radiactivos líquidos acuosos y residuos radiactivos líquidos orgánicos, para llevar a 
cabo una gestión por separado6-10. La normativa vigente11 prohíbe el vertido de líquidos inmisci-
bles en agua a la red de alcantarillado. Por ello la gestión final de los residuos radiactivos líquidos 
orgánicos, parece estar dirigida hacia la entrega de estos residuos a un gestor de residuos radiacti-
vos autorizado para su posterior incineración. Ahora bien, los residuos de este tipo que se puedan 
desclasificar no tendrían por qué tener como receptor final a un gestor de residuos radiactivos sino 
a un gestor de residuos peligrosos.
Los residuos radiactivos líquidos acuosos también pueden ser transferidosa un gestor de residuos 
radiactivos autorizado o bién pueden ser vertidos a la red general de alcantarillado (en el caso de 
que se puedan desclasificar). En este sentido es numerosa la documentación que indica la posibi-
lidad de poder realizar el vertido de estos líquidos al alcantarillado previa dilución8, 12-16. Incluso 
algunos documentos indican cómo realizar los cálculos o dan valores de concentración de acti-
vidad para el vertido.7, 17
El Foro de Protección Radiológica del Medio Hospitalario18 establece que la actividad total de lí-
quido radiactivo acuoso vertida al alcantarillado público en un año no deberá superar los 10 GBq 
de 3H, 1 GBq de 14C, ó 1 GBq para la suma de los restantes radionucleidos y, además, la concen-
tración de actividad en el punto final de vertido a la red general de alcantarillado no superará, en 
cada descarga, los límites de concentración obtenidos al dividir los límites de incorporación por 
4. Gestión de materiales residuales 
 líquidos con contenido radiactivo
Gestión de materiales residuales liquidos con contenido radiactivo
30
Guía técnica de caracterización y gestión de materiales residuales con contenido radiactivo generados en investigación biológica
ingestión para el grupo de edad mayor de 17 años, entre la tasa de ingestión anual de agua para 
el individuo adulto (600 l).Estos valores son los que se establecen actualmente en las resoluciones 
de autorización de las instalaciones radiactivas en España.
En los siguientes apartados de la guía se definen claramente los cálculos necesarios para obtener 
las actividades o las concentraciones de actividad que sirvan como valores de referencia para des-
clasificar los residuos líquidos como residuos radiactivos.
4.2. PROCEDIMIENTO PARA LA GESTIÓN FINAL DE RESIDUOS LÍQUIDOS
En primer lugar, se ha de proceder a la caracterización radiológica de los residuos líquidos genera-
dos mediante la determinación de su actividad y concentración radiactiva, con objeto de determi-
nar que tipo de gestión recibirán estos residuos, teniendo en cuenta las vías finales de transferencia 
o de eliminación. Previamente han de caracterizarse como se ha indicado en el apartado 2 de esta 
guía y se han de gestionar, hasta su evacuación, como se indica en la “Guía técnica de gestión de 
materiales residuales con contenido radiactivo en centros de investigación y docencia”19.
4.2.1. Posibles vías de evacuación de efluentes radiactivos líquidos
- Transferencia a un gestor de residuos radiactivos autorizado. Si la actividad o concentración 
de actividad es mayor a la del valor de desclasificación y no se puede realizar una dilución para 
obtener valores inferiores a los de desclasificación y el periodo de semidesintegración del ra-
dionucleido contaminante es mayor de 100 días. 
- Desclasificación y transferencia a un gestor de residuos peligrosos (para su posterior incine-
ración). Si se trata de residuos orgánicos (solventes de naturaleza orgánica inmiscibles en agua) 
y la actividad o concentración de actividad es menor que el valor de desclasificación o si el pe-
riodo de semidesintegración del radionucleido contaminante es menor de 100 días y se puede 
dejar decaer hasta esos valores antes de la eliminación. 
- Desclasificación y vertido a la red general de alcantarillado. Si se trata de residuos acuosos 
(soluciones acuosas salinas, ácidas o básicas que pueden incluir material biológico fácilmente 
dispersable) y la actividad o concentración de actividad es menor que el valor de desclasifica-
ción o si el periodo de semidesintegración del radionucleido contaminante es menor de 100 
días y se puede dejar decaer hasta esos valores antes de la eliminación. 
Sin embargo, en este procedimiento de gestión también se han de valorar otros riesgos como la 
posible contaminación biológica de los residuos. En el caso de que existiese riesgo biológico, 
los residuos deben ser inactivados biológicamente mediante métodos verificados antes de su 
eliminación directa o antes de su almacenamiento para decaimiento.
4.2.2. Propuesta de valores de desclasificación
Cuando los niveles de actividad o concentración de radiactividad de los residuos líquidos estén 
por debajo de unos niveles de referencia que se analizarán a continuación, se podrían desclasifi-
car dichos residuos para proceder a su evacuación convencional, siempre y cuando dichos valores 
sean aprobados por el Ministerio correspondiente
A) Líquidos orgánicos:
• Los valores de actividad mencionados anteriormente para los residuos mixtos así como el es-
cenario propuesto en el que no se sobrepasan los 10 μSv/año son válidos para estos residuos 
(Anexo)
31
En el apartado 3.3.2.1. se especifican cuáles son estos valores, que para el 3H y el 14C son:
3,9·1011 Bq/año para el 3H
5,4·109 Bq/año para el 14C
• Determinación de valores derivados de concentración radiactiva: 
Se utiliza para ello el número de litros de residuos líquidos orgánicos generado al año en España: 
495 l para todos los radionucleidos. (Valor suministrado por ENRESA para el año 2008).
3,9·1011 Bq /año de 3H / 495 l = 7,8·108 Bq/ l de 3H*
(suponiendo que los 495 l sean de 3H)
5,4·109 Bq /año de 14C / 495 l = 1,09·107 Bq/l de 14C*
(suponiendo que los 495 l sean de 14C)
Los residuos líquidos cuya concentración radiactiva sea inferior a estos valores (*) se podrían in-
cinerar.
Si se van a incinerar los dos radionucleidos juntos se ha de cumplir que:
 
B) Líquidos acuosos:
Actualmente el Consejo de Seguridad Nuclear, en las autorizaciones de funcionamiento de las 
instalaciones radiactivas, limita la cantidad anual que se puede verter al alcantarillado público 
a un máximo de 10 GBq de 3H, 1 GBq de 14C y 1 GBq como suma del resto de radionucleidos. 
Siempre y cuando en el punto final de vertido la concentración de actividad no supere los límites 
de concentración obtenidos al dividir el LIA por ingestión (grupo de edad mayor de 17 años), entre 
la tasa de ingestión anual de agua para el individuo adulto (600 litros)7,20.
En esta guía, se propone un método para determinar el nivel de desclasificación para este tipo de 
residuos. 
En concreto, se establecen unos valores de concentración de actividad radiactiva máximos, que 
no deben superar los líquidos acuosos que se vierten en el punto inicial de la red de alcantarilla-
do, para que no se supere el LIA por ingestión para miembros del público en el punto final de la 
red de alcantarillado.
Teniendo en cuenta lo indicado, es necesario calcular:
• El límite de incorporación anual por ingestión (LIAing)
• El límite máximo de concentración de actividad radiactiva en el punto final de la red de al-
cantarillado (CVmax)
• El límite máximo de concentración de actividad radiactiva de los residuos a verter en el punto 
inicial de vertido a la red (CvPI). Para ello se necesita conocer el volumen de agua evacuado 
diariamente por el centro productor.
A 3H( ) Bq / a( )
3,9 ⋅10−11 Bq / a( )∑ +
A 14C( ) Bq / a( )
5,4 ⋅109 Bq / a( ) ≤ 1
Página 28
A 3H( ) Bq / g( )
106 Bq / g( )∑ +
A 14C( ) Bq / g( )
104 Bq / g( ) ≤ 1
Página 26
A 3H( ) Bq / g( )
97,5 Bq / g( )∑ +
A 14C( ) Bq / g( )
1,35 Bq / g( ) ≤ 1
Página 30
Página 31
A 3H( ) Bq / g( )
47000 Bq / g( )∑ +
A 14C( ) Bq / g( )
470 Bq / g( ) ≤ 1
A 3H( ) Bq / l( )
7,88 ⋅105 Bq / l( )∑ +
A 14C( ) Bq / l( )
1,09 ⋅107 Bq / l( ) ≤ 1
LIAing =
1 ⋅10−3
h(g) j
Sv
Sv
Bq
= Bq
Página 38
CVmax =
LIAing
600
⋅
Bq
l
Gestión de materiales residuales liquidos con contenido radiactivo
32
Guía técnica de caracterización y gestión de materiales residuales con contenido radiactivo generados en investigación biológica
Cálculo del límite de incorporación anual por ingestión (LIAing):
En primer lugar, se ha de determinar la actividad máxima que puede ingerir un miembro del pú-
blico al año, para no superar 1 mSv de dosis efectiva (límite de dosis efectiva anual para miembros 
del público)21. Para ello se utilizan los coeficientes de dosis efectiva comprometida por unidad de 
incorporación poringestión para miembros del público mayores de 17 años correspondiente al 
radionucleido, h(g)j, expresados en Sv/Bq y la siguiente expresión:
A 3H( ) Bq / a( )
3,9 ⋅10−11 Bq / a( )∑ +
A 14C( ) Bq / a( )
5,4 ⋅109 Bq / a( ) ≤ 1
Página 28
A 3H( ) Bq / g( )
106 Bq / g( )∑ +
A 14C( ) Bq / g( )
104 Bq / g( ) ≤ 1
Página 26
A 3H( ) Bq / g( )
97,5 Bq / g( )∑ +
A 14C( ) Bq / g( )
1,35 Bq / g( ) ≤ 1
Página 30
Página 31
A 3H( ) Bq / g( )
47000 Bq / g( )∑ +
A 14C( ) Bq / g( )
470 Bq / g( ) ≤ 1
A 3H( ) Bq / l( )
7,88 ⋅105 Bq / l( )∑ +
A 14C( ) Bq / l( )
1,09 ⋅107 Bq / l( ) ≤ 1
LIAing =
1 ⋅10−3
h(g) j
Sv
Sv
Bq
= Bq
Página 38
CVmax =
LIAing
600
⋅
Bq
l
Se obtienen así los valores de LIA por ingestión reflejados en la tabla no 4.1 para los radionucleidos 
más utilizados en las instalaciones radiactivas dedicadas a la investigación y la docencia:
Tabla no 4.1. LIAs ingestión
h(g)>17 a (Sv/Bq) LIAing (Bq)
3H 
H2O tritiada 1,8·10-11 5,56·107
OBT* 4,2·10-11 2,38·107
14C 5,8·10-10 1,72·106
22Na 3,2·10-9 3,13·105
32P 2,4·10-9 4,17·105
33P 2,4·10-10 4,17·106
35S
Inorgánico 1,3·10-10 7,69·106
Orgánico 7,7·10-10 1,30·106
36Cl 9,3·10-10 1,08·106
45Ca 7,1·10-10 1,41·106
51Cr
3,8·10-11 2,63·107
3,7·10-11 2,70·107
55Fe 3,3·10-10 3,03·106
59Fe 1,8·10-9 5,56·105
65Zn 3,9·10-9 2,56·105
75Se 2,6·10-9 3,85·105
86Rb 2,8·10-9 3,57·105
111In 2,9·10-10 3,45·106
125I 1,5·10-8 6,67·104
131I 2,2·10-8 4,55·104
133Ba 1,5·10-9 6,67·105
*OBT: Tritio ligado orgánicamente
33
 Cálculo del límite máximo de concentración de actividad radiactiva en el punto final de la red 
de alcantarillado (CVmax):
Partiendo del Límite de Incorporación Anual por ingestión, calculado en el apartado anterior, en 
Bq, y el volumen medio de agua ingerida por una persona al año (600 l), se puede calcular la con-
centración máxima de vertido, en el punto final de la red de alcantarillado mediante la fórmula:
 
A 3 H( ) Bq / a( )
3,9 ⋅10−11 Bq / a( )∑ +
A 14C( ) Bq / a( )
5,4 ⋅109 Bq / a( ) ≤ 1
Página 28
A 3H( ) Bq / g( )
106 Bq / g( )∑ +
A 14C( ) Bq / g( )
104 Bq / g( ) ≤ 1
Página 26
A 3H( ) Bq / g( )
97,5 Bq / g( )∑ +
A 14C( ) Bq / g( )
1,35 Bq / g( ) ≤ 1
Página 30
Página 31
A 3H( ) Bq / g( )
47000 Bq / g( )∑ +
A 14C( ) Bq / g( )
470 Bq / g( ) ≤ 1
A 3H( ) Bq / l( )
7,88 ⋅105 Bq / l( )∑ +
A 14C( ) Bq / l( )
1,09 ⋅107 Bq / l( ) ≤ 1
LIAing =
1 ⋅10−3
h(g) j
Sv
Sv
Bq
= Bq
Página 38
CVmax =
LIAing
600
⋅
Bq
l
De esta forma se pueden determinar unos límites máximos de concentración de actividad en el 
punto final de la red general de alcantarillado. En la tabla no 4.2. se reflejan estos valores para 
algunos radionucleidos de uso más común:
Tabla no 4.2. Límites máximos de concetración de actividad
LIAing (Bq) CVmax (kBq/l)
3H 
H2O tritiada 5,56·107 92,593
OBT* 2,38·107 39,683
14C 1,72·106 2,874
22Na 3,13·105 0,521
32P 4,17·105 0,694
33P 4,17·106 6,944
35S
Inorgánico 7,69·106 12,821
Orgánico 1,30·106 2,165
36Cl 1,08·106 1,792
45Ca 1,41·106 2,347
51Cr
2,63·107 43,860
2,70·107 45,045
55Fe 3,03·106 5,051
59Fe 5,56·105 0,926
65Zn 2,56·105 0,427
75Se 3,85·105 0,641
86Rb 3,57·105 0,595
111In 3,45·106 5,747
125I 6,67·104 0,111
131I 4,55·104 0,076
133Ba 6,67·105 1,111
*OBT: Tritio ligado orgánicamente
Gestión de materiales residuales liquidos con contenido radiactivo
34
Guía técnica de caracterización y gestión de materiales residuales con contenido radiactivo generados en investigación biológica
Cálculo del límite máximo de concentración de actividad radiactiva de los residuos a verter en el 
punto inicial de vertido a la red (CvPI):
Si se asume que los residuos que se vierten a la red de alcantarillado se van a diluir en el volumen 
de líquido que el centro evacua a la red, la concentración en el punto inicial del vertido puede ser 
mucho mayor que la concentración en el punto final de la red de alcantarillado.
Ésta concentración se puede calcular mediante la siguiente fórmula:
 
Donde:
CvPI: límite máximo de la concentración de actividad del radionucleido en el contenedor (punto 
inicial de vertido)
CVmax: límite máximo de la concentración de actividad del radionucleido en el punto final de 
la red de alcantarillado
Vc: volumen de residuo líquido en el contenedor
Vec: volumen de agua evacuado en el centro
Con los resultados obtenidos, y con objeto de facilitar las tareas de gestión en cada instalación, 
se puede confeccionar una tabla con los valores CvPI para cada radionucleido, fijando el volumen 
máximo de residuos que se puede eliminar en cada descarga y el volumen de agua evacuada del 
centro a diario (ver ejemplo práctico de cálculo en apartado 4.2.3.). 
Por tanto, los residuos cuya concentración de actividad radiactiva esté por debajo de este valor 
podrán ser y vertidos a la red general de alcantarillado, si así lo autoriza el organismo competente.
Verificación de la posible eliminación de los residuos:
La medida de la concentración de actividad existente en el contenedor inicial para un determi-
nado radionucleido, Cv, se determinará como se especifica en el apartado 2.3.5 del protocolo de 
caracterización radiológica presentado en esta guía.
El resultado obtenido debe compararse con el límite máximo de concentración de actividad cal-
culado en el apartado anterior.
• Si el valor obtenido es menor que CvPI, el residuo se puede verter a la red de alcantarillado, 
previa autorización de la autoridad competente.
• Si el valor obtenido es mayor que CvPI, no se puede verter, pero se puede optar por una de las 
siguientes posibilidades:
- Se deberá dejar decaer, antes de su vertido, si se trata de un residuo contaminado con un ra-
dionucleido de T1/2<100 días.
- Se diluirá, antes de su vertido, hasta que se cumpla que el valor obtenido sea menor que CvPI.
- Se transferirá a ENRESA, si se trata de un residuo contaminado con un radionucleido de 
T1/2>100 días y no se puede diluir.
En el caso en que el residuo contenga más de un radionucleido, se deberá cumplir que la suma 
de las fracciones obtenidas, al dividir el valor de la concentración de cada radionucleido en el 
Página 39
CvPI =
CVmax Vc + Vec( )
Vc
Página 40
LIAing =
1 ⋅10−3
h(g) j
⋅
Sv
Sv
Bq
= Bq
LIAing
3 H =
1 ⋅10−3
4,20 ⋅10−11
⋅
Sv
Sv
Bq
= 23,81 ⋅106 Bq 
LIAing
14C =
1 ⋅10−3
5,80 ⋅10−10
⋅
Sv
Sv
Bq
= 17,24 ⋅105 Bq 
CVmax
14C =
17,24 ⋅105
600
⋅
Bq
l
= 2,87 kBq l
CVmax
3H =
23,81 ⋅106
600
⋅
Bq
l
= 39,68 kBq l
CVmax =
LIAing
600
⋅
Bq
l
CvPI =
CVmax Vc + Vec( )
Vc
Página 35 y 39
Cvi
CvPIi
∑ ≤ 1
215
59.563,49
+
229.72
4.313,22
= 0,0036 + 0,0568
35
contenedor (Cv) por el correspondiente límite máximo de concentración de actividad en el punto 
inicial del vertido (CvPI) no superará la unidad.
 
Página 39
CvPI =
CVmax Vc + Vec( )
Vc
Página 40
LIAing =
1 ⋅10−3
h(g) j
⋅
Sv
Sv
Bq
= Bq
LIAing
3 H =
1 ⋅10−3
4,20 ⋅10−11
⋅
Sv
Sv
Bq
= 23,81 ⋅106 Bq 
LIAing
14C =
1 ⋅10−3
5,80 ⋅10−10
⋅
Sv
Sv
Bq
= 17,24 ⋅105 Bq 
CVmax
14C =
17,24 ⋅105
600
⋅
Bq
l
= 2,87 kBq l
CVmax
3H =
23,81 ⋅106
600
⋅
Bq
l
= 39,68 kBq l
CVmax =
LIAing
600
⋅
Bq
l
CvPI =
CVmax Vc + Vec( )
Vc
Página 35 y 39
Cvi
CvPIi
∑ ≤ 1
215
59.563,49
+
229.72
4.313,22
= 0,0036 + 0,0568
Donde:
Cv: concentración de actividad en el contenedor
CvPI: límite máximo de concentración de actividad en el punto inicial del vertido
4.2.3. Ejemplo práctico de cálculo
Con objeto de facilitar la comprensión de los conceptos indicados en este protocolo, a continua-
ción se presenta un ejemplo práctico de cálculo
Datos previos:
En un almacén hay dos bidones de 30 l que contienen residuos líquidos acuosos , un bidón con-
tiene residuos de 3H y el otro, residuos de 14C.
En primer lugar, se procede a la determinación de la concentración de actividad en los contene-
dores, Cv, según se especifica en el apartado 2.3.5 del protocolo de caracterización radiológica de 
materiales residuales con contenido radiactivo y se obtienen los siguientes resultados:
• Contenedor con 3H, tiene una concentración radiactiva, Cv, de 215