Convenio de colaboracin entre el Consejo de Seguridad Nuclear y el Instituto de Salud Carlos III. Estudio epidemiolgico del posible efecto de las radiaciones ionizantes derivadas del funcionamiento de las instalaciones nucleares y radiactivas del ciclo de combustible nuclear espaolas sobre la salud de la poblacin que reside en su proximidad I nforme final (diciembre 2009) rea de Epidemiologa Ambiental y Cncer Centro Nacional de Epidemiologa Consejo de Seguridad NuclearNDICE RESUMEN EJECUTIVO..................................................................................................................................................... 6 INTRODUCCIN Y ANTECEDENTES............................................................................................................................... 6 CARACTERSTICAS BSICAS DEL ESTUDIO................................................................................................................. 6 Alcance ............................................................................................................................................................................... 6 Metodologa ........................................................................................................................................................................ 7 RESULTADOS.................................................................................................................................................................... 7 Instalaciones / radiacin artificial:........................................................................................................................................ 7 Radiacin natural ................................................................................................................................................................ 8 CONCLUSIONES ............................................................................................................................................................... 8 INFLUENCIA DE LAS INSTALACIONES NUCLEARES E INSTALACIONES RADIACTIVAS DEL CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR SOBRE LA MORTALIDAD POR CNCER EN LAS PERSONAS QUE HABITAN EN SU ENTORNO EN ESPAA..................................................................................................................................................... 9 1. ANTECEDENTES........................................................................................................................................................... 9 2. OBJETIVOS.................................................................................................................................................................. 10 Objetivo general ................................................................................................................................................................ 10 Objetivos especficos ........................................................................................................................................................ 11 Objetivos secundarios....................................................................................................................................................... 11 3. EVALUACIN DE LA EXPOSICIN A RADIACIONES IONIZANTES DE ORIGEN ARTIFICIAL Y NATURAL EN CADA MUNICIPIO EN EL REA DEL ENTORNO EN EL REA DEL ENTORNO DE LAS INSTALACIONES NUCLEARES Y RADIACTIVAS DEL CICLO DEL COMBUSTIBLE.................................................................................. 11 Seleccin de un indicador de exposicin para cada municipio incluido en el estudio....................................................... 11 4. MATERIAL Y MTODOS.............................................................................................................................................. 15 Estudio epidemiolgico de la mortalidad por cncer en el entorno de las instalaciones nucleares................................... 15 4.1 Seleccin de los municipios del entorno de las instalaciones nucleares y municipios control .................................... 15 Tabla 1. Centrales nucleares e instalaciones del ciclo del combustible estudiadas................................................................ 16 Tabla 2. Municipios seleccionados como expuestos y como referencia en el entorno de las centrales nucleares e instalaciones del ciclo del combustible espaolas........................................................................................................................ 17 4.2 Causas de muerte a estudiar ...................................................................................................................................... 17 Tabla 3. Tumores seleccionados en el estudio............................................................................................................................. 18 Tabla 4. Composicin de los periodos que comprende el estudio............................................................................................. 18 4.3 Estimacin de las dosis de radiacin artificial a la poblacin que reside en el entorno de las centrales nucleares y de las instalaciones del ciclo .......................................................................................................................................... 18 4.3.1 Determinacin de la actividad liberada al medio ambiente por las instalaciones..................................................... 19 4.3.2 Estimacin de la dosis por efluentes gaseosos........................................................................................................ 19 4.3.3 Estimacin de dosis por efluentes lquidos .............................................................................................................. 20 4.3.4 Metodologa utilizada para el clculo de la dosis efectiva........................................................................................ 21 4.4 Estimacin de las dosis de radiacin natural .............................................................................................................. 22 4.4.1 Clculo de dosis por radiacin csmica ................................................................................................................... 22 4.4.2 Clculo de dosis por radiacin gamma terrestre...................................................................................................... 23 4.4.3 Clculo de dosis al aire libre .................................................................................................................................... 23 4.4.4 Clculo de dosis en espacios cerrados.................................................................................................................... 23 4.4.5 Clculo de dosis por inhalacin................................................................................................................................ 24 4.4.6 Clculo de dosis por exposicin al radn................................................................................................................. 24 4.4.7 Clculo de dosis por exposicin al torn.................................................................................................................. 25 4.4.8 Clculo de dosis por ingestin ................................................................................................................................. 25 4.5Dosis asociadas a actividades laborales.................................................................................................................... 26 4.6Variables confusoras en el estudio de la mortalidad.................................................................................................. 26 24.7 Periodos de induccin y latencia................................................................................................................................. 26 4.8 Metodologa para el anlisis de la mortalidad ............................................................................................................. 27 4.8.1 Modelizacin de la mortalidad y su relacin con la dosis efectiva en la exposicin a radiaciones ionizantes.......... 27 4.8.2 Anlisis de las dosis efectivas acumuladas y de las tasas de dosis. ..................................................................... 29 4.8.3Modelos que utilizan la distancia a una instalacin nuclear como medida de la exposicin ................................... 30 4.8.4 Ventajas y justificacin de los mtodos propuestos ................................................................................................. 30 4.8.5 Anlisis combinado de todas las instalaciones ........................................................................................................ 30 Tabla 5. Rango de dosis de radiacin artificial acumulada y natural anual en los municipios del entorno de cada una de ellas............................................................................................................................................................................... 31 4.8.6 Anlisis geoestadstico de las dosis......................................................................................................................... 31 4.8.7 Criterios para el establecimiento de puntos de corte ............................................................................................... 32 5. RESULTADOS.............................................................................................................................................................. 32 5.1 Estudios descriptivo .................................................................................................................................................... 32 5.1.1 Comentarios generales sobre los efectivos del estudio, caractersticas sociodemogrficas y categoras de dosis de radiacin............................................................................................................................................................................ 32 5.1.2Categoras de dosis de radiacin natural y artificial utilizadas en el anlisis de la mortalidad ................................ 33 Tabla 6. Caractersticas generales de la poblacin estudiada en reas adyacentes a las instalaciones............................. 34 Tabla 7. Categorizacin de las dosis de radiacin artificial (latencia de 10 aos)a) Rangos de dosis acumuladas por categoras (microSievert).................................................................................................................................................................. 35 Tabla 8. Categorizacin de las dosis de radiacin artificial (latencia de 1 ao). ...................................................................... 36 Tabla 9. Personas ao por categoras de exposicin durante el perodo de funcionamiento, por instalaciones y sexo (10 aos de induccin) ......................................................................................................................................................... 37 Tabla 10. Personas ao por categoras de exposicin durante el perodo de funcionamiento, por instalaciones y sexo (1 ao de induccin) ............................................................................................................................................................. 38 Tabla 11. Personas ao por categoras de exposicin para el conjunto de centrales e instalaciones durante el perodo de funcionamiento, por sexo, y perodos de induccin.............................................................................................. 39 Tabla 12. Categoras de dosis anualderadiacin natural por instalaciones en microSievert (cuartiles)........................... 39 Tabla 13. Rango de dosis anual de radiacin natural en municipiosdel entorno de las instalaciones en microSievert ... 40 5.1.3 Comentarios sobre la magnitud de las dosis de radiacin artificial y su distribucin por centrales e instalaciones del ciclo. ...................................................................................................................................................... 40 5.1.4 Comentarios sobre las dosis de radiacin artificial .................................................................................................. 40 Figura 2. Distribucin de la dosis efectiva acumulada en los municipios del estudio.............................................................. 41 5.1.5 Distribucin temporal de las dosis de radiacin artificial estimadas por municipios................................................. 42 Figura 3. Evolucin temporal de las dosis derivadas de los efluentes por municipios. Cada lnea corresponde a un municipio............................................................................................................................................................................................. 43 5.1.6 Distribucin espacial de las dosis de radiacin artificial y natural en el rea de 0-30 km......................................... 45 Figura 4. Distribucin dosimtrica (debida a efluentes a la izquierda y a radiacin natural a la derecha) de las centrales nucleares, representada bajo una misma escala para cada una de las instalaciones........................................... 46 Figura 5. Distribucin dosimtrica (debida a efluentes a la izquierda y a radiacin natural a la derecha) de las instalaciones del ciclo de combustible, representada bajo una misma escala para cada una de las instalaciones........... 48 5.1.7 Mortalidad antes y despus de la puesta en marcha de las centrales nucleares en el rea de 0-30 km................. 49 Tabla 14. Mortalidadantes y despus de la puesta en marchade las centrales nucleares en el rea de 0-30 km......... 50 5.2 Resultados del anlisis de la mortalidad por cancer en funcin de las dosis de radiacin artificial. Centrales nucleares........................................................................................................................................................................... 53 5.2.1 Resultados del anlisis conjunto.............................................................................................................................. 53 5.2.2 Resultados por instalaciones ................................................................................................................................... 53 Tabla 15.Anlisis conjunto de todas las centrales nucleares.................................................................................................... 55 Tabla 16. Resultados del anlisis por centrales nucleares........................................................................................................ 58 5.3 Resultados del anlisis de la mortalidad por canceren funcion de las dosis de radiacinartificial. Instalaciones del ciclo del combustible ............................................................................................................................. 76 5.3.1 Resultados del anlisi conjunto................................................................................................................................ 76 5.3.2 Resultados por instalaciones ................................................................................................................................... 76 3Tabla 17.Anlisis conjunto de las Instalaciones del ciclo del combustible.............................................................................. 78 Tabla 18.Resultados del anlisis por instalaciones.................................................................................................................... 81 5.4Estudio de la mortalidad por la exposicin a radiaciones ionizantes de origen natural en el rea............................. 98 del entorno de las centrales nucleares e instalaciones del ciclo ....................................................................................... 98 Tabla 19: Anlisis conjunto de todas las centrales para la radiacin natural. Periodo de funcionamiento. Anlisis ajustado por edad, variables sociodemogrficas e instalacin (como trmino de efectos aleatorios). .................. 99 Tabla 20: Anlisis conjunto de todas las instalaciones del ciclo para la radiacin natural. Periodo de funcionamiento .. 100 Tabla 21: Anlisis conjunto de todas las centrales para la radiacin natural. Desde 1975 a 2003..................................... 102 Tabla 22: Anlisis conjunto de todas las instalaciones del ciclo para la radiacin natural. Desde 1975 a 2003............... 103 5.5 Estudio de la mortalidad en los municipios de las reas control para la exposicin a radiaciones ionizantes de origen natural............................................................................................................................................................................ 105 Tabla 23: Estudio de la radiacin natural. Zona de Alta radiacin natural comparado con la Zona de Baja radiacin natural (ajustado por edad y variables sociodemogrficas) ...................................................................................................... 105 5.5.1.Riesgos relativos para los distintos tipos de tumores malignos en los municipios en el rea de control ............ 105 Tabla 24 Riesgos relativos para los distintos tipos de tumores malignos en los municipios en el rea de control........... 107 6. DISCUSIN................................................................................................................................................................ 109 6.1 Comentarios sobre los resultados principales referidos a la radiacin artificial......................................................... 109 6.2Consideraciones sobre la exposicin....................................................................................................................... 110 6.3 Consideraciones sobre las estimaciones de dosis recibidas por la poblacin a consecuencia del funcionamiento de las instalaciones nucleares y radiactivas del ciclo de combustible ................................................... 112 6.4 Consideraciones, sobre las estimaciones de dosis de radiacin natural .................................................................. 112 Tabla 25. Incertidumbres asociadas a distintas vas de exposicin a la radiacin natural ....................................................113 6.5 Errores de clasificacin y distancia a los focos contaminantes................................................................................. 114 6.6 Control de variables de confusin............................................................................................................................. 114 6.7 Valoracin de los resultados referidos a la radiacin artificial ................................................................................... 115 6.8Comentarios sobre los resultados de radiacin natural ........................................................................................... 116 6.9 Fortalezas y debilidades del estudio ......................................................................................................................... 117 Tabla 26. Centrales nucleares e instalaciones del ciclo del combustible indicando las industrias referenciadas en el registro EPER que estn en su proximidad. Actividades industriales y tipo de emisiones al aire y a las aguas............... 120 7. CONCLUSIONES ....................................................................................................................................................... 123 8. BIBLIOGRAFIA........................................................................................................................................................... 123 9. ANEXOS..................................................................................................................................................................... 127 Glosario de trminos ....................................................................................................................................................... 128 Anexo 1. Tablas de estimaciones de radiacin artificial por municipios y aos .............................................................. 135 Tabla 1: Estimaciones de dosis de radiacin artificial para municipios de 0-30 km de cada central nuclear .................... 135 Tabla 2: Estimaciones de dosis de radiacin artificial para municipios de 0-30 km de cada instalacin del ciclo del combustible....................................................................................................................................................................................... 143 Anexo 2. Tablas de estimaciones de radiacin natural por municipios........................................................................... 149 Tabla 3: Estimaciones de dosis de radiacin natural para municipios de 0-30 km y 50-100 km de cada central nuclear.................................................................................................................................................................................. 149 Anexo 3. Tablas de resultados del estudio de mortalidad por instalaciones para hombres y mujeres............................ 170 Tabla 5. Resultados por instalaciones para hombres y mujeres .............................................................................................. 170 Anexo 4. Tablas de resultados del estudio de mortalidad empleando una clasificacin de la exposicin basada en una latencia de un ao y de cinco aos................................................................................................................................. 178 Tabla 6. Anlisis de la mortalidad en el entorno de las centrales con una induccin de 10 aos y latencia (exposure lag) de 1 ao.................................................................................................................................................................. 178 Anexo 4. Tablas de resultados del estudio de mortalidad empleando una clasificacin de la exposicin basada en una latencia de un ao y de cinco aos................................................................................................................................. 192 Tabla 7. Anlisis de la mortalidad en el entorno de las centrales con una induccin de 10 aos y latencia(exposure lag) de 5 aos................................................................................................................................................................ 192 Anexo 5.Tablas de resultados con tasas de dosis (Promedio de dosis anual).............................................................. 205 Tabla 8. Conjunto de centrales nucleares. Anlisis de la tasa de dosis.................................................................................. 205 4Anexo 6: Distribucin dosimtrica (debida a efluentes a la izquierda y a radiacin natural a la derecha) de todas las instalaciones includas en el estudio, representada bajo con una escala ad hoc para cada una de las instalaciones . 213 Anexo 7. Participantes en la elaboracin del Estudio ..................................................................................................... 216 Anexo 8. Participantes en el Comit Consultivo.............................................................................................................. 217 Nota 1. Este informe ha sido elaborado por el Instituto de Salud Carlos III (ISCIII) y por el Consejo de SeguridadNuclear(CSN)deacuerdoconsusrespectivascompetenciasyfuncionesenlostemas objeto del mismo. El CSN es el responsable de todos los aspectos relacionados con la reconstruccin de la historia de exposicin de la poblacin a las radiaciones ionizantes debidas al funcionamiento de lasinstalacionesyalasdeorigennatural.ElISCIIIeselresponsabledeldiseoyrealizacindel estudio de mortalidad por cncer en todos sus aspectos y de la redaccin de todos los apartados del informe referidos a ello. 5 RESUMEN EJECUTIVO INTRODUCCIN Y ANTECEDENTES Hacindose eco de una demanda social sobre el impacto de las instalaciones nucleares en la salud de las personas,elPlenodelCongresodelosDiputados,ensusesindenuevedediciembrede2005,aprob una Proposicin No de Ley (PNL) por la que instaba al Gobierno a realizar el estudio, considerando, entre otros, los siguientes aspectos: -Elalcancedelestudiodebaincluirtodaslasinstalacionesnuclearesysusentornosprximos, analizando los posibles efectos en la salud de la poblacin -El CSN deba colaborar, aportando la informacin necesaria para valorar la exposicin a radiaciones de la poblacin, tanto de origen artificial (instalaciones) como de origen natural -Se deba garantizar la independencia en la investigacin y la mxima transparencia en el desarrollo de las actividades. A tal efecto se plante la creacin de un Comit Consultivo, con la participacin delasinstitucionesafectadas,expertosindependientes,entidadesecologistasyotraspartes interesadas, para realizar el seguimiento de la ejecucin del estudio y el anlisis de resultados. Con objeto de realizar el estudio, el Instituto de Salud Carlos III (ISCIII) y el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN)suscribieronunConveniodeColaboracinenabrilde2006.Apartirdeestafechasepusoen marcha el estudio, cuya ejecucin se ha extendido hasta finales de 2009. ElComitConsultivoseconstituyenseptiembrede2006conunamplioabanicodeorganizaciones: autoridades sanitarias de todas las Comunidades Autnomas afectadas por el alcance territorial del estudio, organizacionessindicales,autoridadesmunicipales,compaaspropietariasdelasinstalaciones, organizacionesdedefensadelapreservacindelmedioambienteyseisexpertosindependientes (epidemiologa,radiobiologayproteccinradiolgica),juntoconlosrepresentantesdelInstitutodeSalud Carlos III y del CSN. El Comit se ha reunido en seis ocasiones para tratar los aspectos metodolgicos, los resultados de las estimaciones de dosis y los datos y resultados de los anlisis de mortalidad, as como los aspectos relacionados con la comunicacin y divulgacin del estudio. CARACTERSTICAS BSICAS DEL ESTUDIO Alcance El estudio incluye todas las centrales nucleares y el resto de instalaciones nucleares y radiactivas del ciclo de combustible nuclear del pas, con independencia de que estn en operacin, en fase de parada definitiva o en desmantelamiento y clausura. Elreadeestudioincluyetodoslosmunicipiossituadosenunradiode30kmalrededordelas instalaciones,cuyasituacinsecomparaconlosmunicipiosdeunazonadecontrol,concaractersticas sociodemogrficas similares pero no afectados por la operacin de las instalaciones. Adicionalmente,sehaestudiadolamortalidadporcncerenlosmunicipiossituadosendosreas geogrficas caracterizadas por diferente ndice de exposicin a radiaciones de origen natural y no afectadas porlainfluenciadeningunainstalacinnuclearoradiactivadelciclodecombustible.Enconcretose seleccionaron los municipios en dos reas circulares de 30 km de radio, una en la comunidad autnoma de Galicia, con altos ndices de exposicin a radiacin natural, y otra en la comunidad autnoma de Valencia, sometida a baja exposicin a radiacin natural. Entotalsehanestudiadomsde1.000municipios,deloscualescercade500sisitanenlasreasde influencia de las instalaciones. El resto corresponde a municipios de las zonas de control y de las dos reas geogrficas con alto y bajo ndice de exposicin a radiacin natural. 6Metodologa La metodologa del estudio es la definida por el ISCIII, de acuerdo con las prcticas actuales consideradas estadodelarteenlamateria.Setratadeunestudioecolgicodecohortesretrospectivas,enelquese contrasta la mortalidad por diferentes tipos de cncer y leucemia de los residentes en todos los municipios situados en el entorno de las instalaciones espaolas (30 km) con la encontrada en los municipios utilizados como referencia (50 a 100 Km). El periodo de estudio incluye los aos 1975-2003. El estudio es de tipo ecolgico debido a que la variable central de anlisis, la exposicin a la radiacin, es evaluada mediante un indicador, la dosis efectiva, estimado para cada grupo de poblacin formado por los residentesdecadamunicipio,yseasignaalosindividuosdedichogrupo(noserealizaunestudio individualizado de dosis en cada persona). Elindicadordeexposicinutilizadoesladosisefectivadebidoaqueesteparmetroaportaclaros beneficios,especialmentesignificativosenunestudiode amplio alcanceyespectro,comoelpresente. Se han tenido en cuenta las limitaciones propias del uso de la dosis efectiva como indicador de exposicin en estudiosepidemiolgicos.EstaaproximacinhasidoavaladaexplcitamenteporlaComisinInternacional de Proteccin Radiolgica (ICRP) ante una consulta planteada por el CSN. Lareconstruccinhistricadelaexposicindelapoblacindecadamunicipio,seharealizadomediante una metodologa reconocida a nivel internacional, basada en la estimacin de la dosis a la poblacin debida alosefluenteslquidosygaseososdelasinstalaciones.Sehanutilizadomodelostericosdeestimacin, con parmetros ajustados a las caractersticas especficas de cada rea geogrfica en la que se sita cada instalaciny representativos de un individuo medio. Porloqueserefierealaexposicinalaradiacinnatural,sehaestimadoladosisanualquerecibeun habitante tipo en cada uno de los municipios: los sometidos a estudio, los de las reas de control y los de las dos reas geogrficas de Galicia y Valencia fuera del mbito de influencia de las instalaciones. Otras caractersticas importantes del estudio: Para todos los cnceres estudiados, con la excepcin de las leucemias, se ha considerado un perodo (induccin)dediezaoscomoelmnimonecesarioquetienequetranscurrirdesdequeunindividuo recibe una exposicin a radiaciones hasta que desarrolla la enfermedad. Ese periodo se ha considerado de un ao para leucemias.Se han considerado las variables que pueden actuar como factores de confusin, es decir que pueden alterar los resultados del estudio. Entre ellas, la exposicin a radiaciones ionizantes de origen natural y diversos factores socio-demogrficos. No se han tenido en cuenta otras exposiciones a las radiaciones ionizantes de origen artificial, como las de tipo laboral o las de tratamiento y diagnstico mdico. Sehaanalizadolamortalidadporcncerparaelconjuntodetodaslascentralesnuclearesyparael conjuntodelrestodelasinstalacionesnuclearesyradiactivasdelciclo,ysehaanalizadoindividualmente cadauna de lasinstalaciones.Porotrolado,se ha analizadola mortalidadporcncer en relacin conlas exposiciones a radiaciones de origen natural, tanto en las reas de influencia de las instalaciones como en las dos zonas seleccionadas fuera de las mismas. Considerando la poblacin de los municipios y el periodo de estudio, en la zona del entorno de las centrales nucleares se han contabilizado ms de 7,5 millones de personas-ao para leucemias y ms de 5 millones depersonas-aoparaelrestodetumores.Enelentornodelasinstalacionesdelciclo,elestudioha contabilizado8,5millonesdepersonas-aoy6,4millonesdepersonas-aoparaleucemiasyrestode cnceres, respectivamente. RESULTADOS Instalaciones / radiacin artificial: Lasdosisacumuladasestimadasquerecibiralapoblacinporelfuncionamientodelasinstalacionesson muybajas,siendoelvalormximo350microSievert(ellmitededosisestablecidoparamiembrosdel pblico en la reglamentacin espaola es de 1.000 microSievert en un ao). Tantoenelanlisisconjuntodelaszonasdeinfluenciadelascentralesnucleares,comoenel correspondientealasinstalacionesdelciclo,noseobservanresultadosconsistentesquemuestrenun 7patrndeincrementodelamortalidadporcncerasociadoconladosis.Porotrolado,enelestudio individualizadodecadainstalacin,tampocoseobservanresultadosqueindiquenincrementosdedicha mortalidad,conalgunasobservacionespuntualesquenohanpodidoseratribuidasalefectodelasdosis generadas por su funcionamiento debido a que: -En general, se trata de hallazgos aislados que no se repiten en el resto de instalaciones, por lo que no son consistentes. -Las dosis estimadas en el entorno debidas al funcionamiento de cada instalacin son muy bajas y similares a las de otras instalaciones en las que no se observan los mismos efectos. -Algunasinstalacionesdelciclopresentansituacionesdeexposicinquetienencaractersticas comunesconlasqueseproducenendeterminadaslocalizacionesdebidoalaradiacinnatural (istopos,vasdetransferencia,incorporacinalorganismo),siendolamagnituddeexposicina radiacin natural varios rdenes de magnitud superior, no observndose ningn efecto asociado con ella en los anlisis realizados.-Estosresultadospuntualespodranatribuirseaotrasformasdeexposicinambiental,debidasa diferencias en los hbitos de vida, a la presencia de otras industrias y actividades, o al propio azar, que, teniendo en cuenta el gran nmero de comparaciones efectuadas, podra explicar por s mismo unciertonmerodeasociacionespositivas(loquepodraexplicartambinalgunasasociaciones estadsticas negativas, es decir, con disminucin de la mortalidad al aumentar la dosis de radiacin que se han encontrado de forma puntual). Radiacin natural Los estudios de mortalidad por cncer realizados, tanto en las zonas de las instalaciones como en las dos zonasnoafectadas porlasmismas situadas en dosreas geogrficas condiferente nivel deexposicina radiacin natural, no han detectado aumentos de mortalidad estadsticamente significativos al aumentar las dosis recibidas CONCLUSIONES -Lasdosisestimadasacumuladasquehabrarecibidolapoblacindelasreasdeestudiocomo consecuenciadelfuncionamientodelasinstalacionessonmuyreducidas,yestnmuypor debajo delasqueconlosconocimientoscientficosactualespodranrelacionarse conefectosen lasalud de las personas -Nosehandetectadoresultadosconsistentesquemuestrenunefectodeincrementodela mortalidadpordiferentestiposdecncerasociadosalaexposicindelaspersonasalas radiacionesionizantesdebidasalfuncionamientodelasinstalaciones.Sehanencontradoalgunas asociaciones dosis respuesta puntuales que no han podido ser atribuidas a la exposicin derivada del funcionamiento de las instalaciones. -Tampocosehandetectadoexcesosdemortalidadporcncerestadsticamentesignificativos debidos a la radiacin natural 8 INFLUENCIADELASINSTALACIONESNUCLEARESEINSTALACIONESRADIACTIVASDEL CICLODELCOMBUSTIBLENUCLEARSOBRELAMORTALIDADPORCNCERENLAS PERSONAS QUE HABITAN EN SU ENTORNO EN ESPAA 1. ANTECEDENTES Desdeelao2003elCongresodelosDiputadoshaexpresadoentresocasionessuintersporla puesta en marcha de un estudio epidemiolgico para conocer la posible influencia de las instalaciones nuclearesyradiactivasdelciclodelcombustibleenlasaluddelaspersonasqueresidenensu entorno. Estas resoluciones las formularon la Comisin de Economa y Hacienda del Congreso de los Diputados, en su sesin de 17 de diciembre de 2003, la Comisin de Industria, Turismo y Comercio del Congreso de los Diputados, en su sesin de 14 de diciembre de 2004 y el propio Pleno del Congreso de los Diputados que, en su sesin de nueve de diciembre de 2005, aprob una proposicin no de ley enlaquesehaceexplcitoqueelestudioepidemiolgicodebeincluirlahistoriadeexposicina radiacin artificial y natural en el entorno de las instalaciones, informacin que proporcionara el CSN, el establecimiento de mecanismos de informacin que garanticen la independencia de la investigacin y la transparencia del desarrollo de las actividades,y la constitucin de un Comit Consultivo para el seguimiento y discusin de los resultados una vez finalizado el estudio. EnEspaaexistenpocosestudiossobrelasaluddelaspoblacionesresidentesenelentornodelas instalacionesnucleareseinstalacionesradiactivasdelciclodelcombustiblenuclear.Elreade Epidemiologa Ambiental y del Cncer del Centro Nacional de Epidemiologa analiz la mortalidad por distintos tumoresenlosmunicipiosprximosalas instalacionesnucleareseinstalacionesradiactivas del ciclo del combustible nuclear en Espaa durante el periodo 1975-1993(Lpez-Abente et al. 2001) (Lpez-Abenteetal.1999).Lamortalidad,porlauniversalidaddesuregistro,estodavaelnico indicador que permite estudiar, a nivel poblacional, la posible influencia sobre la salud a largo plazo de residir en el entorno de las instalaciones espaolas en su conjunto. Posteriormente, Silva-Mato y cols. (Silva-Mato et al. 2003) publicaron un estudio de casos y controles donde analizaban el riesgo de cncer asociado ala proximidad del lugar de residenciaa una central nuclear. El mbito del estudio incluy el entorno de las dos centrales nucleares situadas en la provincia de Guadalajara (Jos Cabrera y Trillo). Unadelaslimitacionesdelosestudiosmencionados,compartidapormuchosdelostrabajos realizados en otros pases, radica en el uso de la distancia del municipio de residencia a la instalacin comomedidadeexposicin.Estaformadeclasificaralosindividuosasumeunaequivalenciaentre dosis y distancia quepuede conllevar un sesgo de mala clasificacin, reduciendo la capacidad de los trabajosparadetectarunposibleriesgoasociadoalasexposicionesderivadasdelasinstalaciones estudiadas.Este estudio epidemiolgico incluye como aportacin original el anlisis de la mortalidad por cncer en relacinconunacuantificacindelaexposicindelapoblacinalasradiacionesionizantescomo consecuencia del funcionamiento de las instalaciones y de las radiaciones de origen natural, lo que le daunvaloraadidorespectodelamayoradelosestudiosdeestetipoquesehanrealizadoenel restodelmundo.Sonmuypocoslosejemplosdeestudiosepidemiolgicosenlosqueseha reconstruido el historial de exposicin de la poblacin, siendo en la mayora de los casos estudios de alcance muy limitado en extensin y en efectos investigados. Paravalorarlaposibleinfluenciasobrelasaluddelapoblacinresidenteenelentornodelas instalacionesnucleareseinstalacionesradiactivasdelciclodelcombustiblenuclearespaolas,es precisoestimarlaexposicinaradiacionesderivadadelfuncionamientodelasinstalaciones.La historiadeexposicindelaspoblacionessepuedereconstruirempleandoinformacinderivadadel control de los efluentes radiactivos y de la vigilancia radiolgica ambiental en las reas prximas a las instalaciones. 9Unafuentedeexposicinadicionalatenerencuentaeslaradiactividaddeorigennatural.La exposicinaradiacionesionizantes(RI)derivadasdeesteorigensuponelaprincipalfuentede exposicinenlapoblacingeneral(NationalResearchCouncil'sCommitteeonBiologicalEffectsof Ionizing Radiations 1999) y podra tener influencia en la mortalidad o modificar el posible efecto de la exposicinderivadadelosefluentesdelasinstalaciones,hechoquehadeserconsideradoenel diseo y anlisis de este tipo de estudios epidemiolgicos. ElConsejodeSeguridadNucleareselorganismoquecoordinaelsistemaderedesdevigilancia radiolgicaambientalqueexisteenEspaa.Entresusfuncionesseincluyeelseguimientodela dispersin en el medio ambiente de los vertidos que realizan de modo controlado las instalaciones, con elfindeconoceryvigilarlacalidadradiolgicadetodoelterritorionacional.Estesistemaderedes permite: - Verificar el cumplimiento de los requisitos fijados en las autorizaciones de las instalaciones, - Detectar la presencia y vigilar la evolucin de elementos radiactivos tanto de origen natural comoartificial y de los niveles de radiacin ambiental, - Determinar las causas de posibles incrementos de los niveles radiactivos en el medio ambiente, - Estimar el riesgo radiolgico potencial para la poblacin, - Establecer, en su caso, precauciones y medidas correctoras. Est integrado por las siguientes redes de vigilancia: - Red de vigilancia radiolgica en el entorno de las instalaciones nucleares e instalaciones radiactivas del ciclo del combustible nuclear, desarrolladas por los titulares conforme a unos requisitos establecidos por el CSN (que realiza un control de los mismos mediante programas independientes). - Red de vigilancia radiolgica de mbito estatal no asociada a instalaciones (Revira). Losprogramasquesedesarrollanenelentornodelasinstalacionespresentanunadensidadde puntosdemuestreoyunafrecuenciaderecogidademuestrasyanlisismayorquelosrealizados fuera de su zona de influencia. Losdatosradiolgicosdetodaslasredessealmacenanenbasesdedatosdevigilanciaradiolgica ambientaldelCSN.Deestemodo,sedisponedeunbancoactualizadodedatosmedioambientales capazdesuministrarencualquiermomentonivelesdereferencia.Estasmedicionesconstituyenla mejorherramientadelaquesedisponeenestemomentoparapoderaproximarsealasmedidas reales de exposicin radiolgica.La elaboracin de los indicadores de la exposicin de la poblacin a las emisiones de las instalaciones, punto crtico que determina la viabilidad del estudio que aqu se plantea, es realizada por los tcnicos delCSN,comoexpertoscapacesdeabordarestecomplejoclculo(tiposdeemisin,difusinde contaminantes, etc.). Dicha estimacin, que se realiza a partir de los vertidos de las instalaciones dado que los resultados de los programas de vigilancia radiolgica son generalmente inferiores a los niveles de deteccin, servir para clasificar a los municipios segn su historia dosimtrica. 2. OBJETIVOS Objetivo general Estudiarlamortalidadporcncerenlosmunicipiossituadosenlaproximidaddelasinstalaciones nucleareseinstalacionesradiactivasdelciclodelcombustiblenuclearespaolasenfuncindela historia de exposicin a las emisiones derivadas del funcionamiento de las instalaciones, comparando conotrosmunicipiosespaoles,desimilarescaractersticassociodemogrficas,nosituadosenel entorno de las instalaciones. 10Asmismo,secontrastarlamortalidadporlasmismascausasentremunicipiosendoszonas seleccionadassegnsuscaractersticasdeexposicinalaradiacinnaturalynosometidasala influencia de la operacin de instalaciones nucleares o radiactivas del ciclo. Objetivos especficos 1.Estimar la magnitud de la exposicin a radiaciones ionizantes (RI) en la poblacin residente en el entornodelasinstalacionesnuclearesyradiactivasdelciclodelcombustible(radiode30km) derivadadelfuncionamientodeestas,atravsdelainformacinaportadaporlosprogramasde control de efluentes radiactivos y de las mediciones del Sistema de vigilancia radiolgica ambiental de Espaa (objetivo abordado por el CSN). 2.Estimar la magnitud de la exposicin a radiaciones ionizantes (RI) de origen natural en la poblacin residenteenelentornodelasinstalacionesobjetodeestudio(radiode30km)yenreasms alejadas (50-100 km) (Objetivo abordado por el CSN).3.Analizarlamortalidadpordistintostumoresmalignosenlosmunicipiosdelentornodelas instalaciones nucleares e instalaciones radiactivas del ciclo del combustible nuclear e investigar la posibleexistenciadeunexcesodemortalidadenrelacinconlaexposicinaradiaciones ionizantes(RI)procedentededichasinstalacionesyteniendoencuentalasexposicionesala radiacin natural. 4.Estudiar la posible asociacin entre la exposicin a radiacin de origen natural y la mortalidad por los tumores seleccionados.5.Valorarlaposibleexposicinaotrosagentesnorelacionadosconlasemisionesdelas instalaciones en los municipios de su entorno. Objetivos secundarios 1.Conocerelerrordeclasificacin(validar)quesuponeutilizarladistanciaalfococontaminante como medida de exposicin en este tipo de estudios ecolgicos.2.Valorar la necesidad de replicar el anlisis utilizando datos de incidencia en las zonas que cuentan conregistropoblacionaldetumores,ydondelosresultadosobtenidossugieranlanecesidadde comprobarsilosresultadosdelanlisisdelamortalidadsoncongruentesconlosresultadosdel estudiodelaincidencia.Esteobjetivorequerirlacolaboracindelosregistrosdecncer implicados. 3.EVALUACINDELAEXPOSICINARADIACIONESIONIZANTESDEORIGENARTIFICIALY NATURAL EN CADA MUNICIPIO EN EL REA DEL ENTORNO EN EL REA DEL ENTORNO DE LAS INSTALACIONES NUCLEARES Y RADIACTIVAS DEL CICLO DEL COMBUSTIBLE. Seleccin de un indicador de exposicin para cada municipio incluido en el estudio Lavigilanciaparalaproteccindelpblicoenelentornodelasinstalacionesnuclearesoradiactivas del ciclo del combustible se basa en la evaluacinde las dosis que podran recibir los individuos que hacenusodelentornodelasinstalaciones,debiendoadecuarseestaevaluacinalriesgoque impliquenlasactividadesqueserealizan.Paraestimarlasdosissusceptiblesdeserrecibidasporla poblacinnoresultaviableuncontroldosimtricodirectodetodoslosindividuosdelpblico,como ocurreconlostrabajadoresexpuestosalasradiaciones.Paracuantificarelimpactoradiolgicoes necesario,portanto,realizarestimacionesmediantemodelosquedescribenlatransferenciadelos contaminantesradiactivosenlosdiferenteselementosdelosecosistemas,considerandounconjunto adicional de hiptesis sobre los hbitos de los individuos de la poblacin. Los programas de vigilancia radiolgica ambiental sirven de contraste para estos modelos y permiten verificar que no se producen vertidos incontrolados. ElCSNestableceelsistemadelimitacin,vigilanciaycontroldelosefluentesradiactivosydefineel alcanceycontenidodelosprogramasdevigilanciaradiolgicaambientalquedebendesarrollarlas 11instalaciones,verificandosuadecuadocumplimiento;losprogramasdevigilanciasecomplementan con un estudio de los usos de la tierra y el agua en el emplazamiento, para valorar adecuadamente las posibles vas de exposicin, que debe ser revisado cada tres aos.A efectos de llevar a cabo el estudio epidemiolgico, se ha realizado una estimacin retrospectiva de las dosis a la poblacin debidas a los vertidos de las instalaciones desde el inicio de su funcionamiento yentodoslosmunicipiosdentrodeundeterminadoradiodesuentorno,utilizandounametodologa actual acorde con la prctica internacional.Adicionalmente, se han estimado las dosis debidas a la radiacin natural en esos mismos municipios y enlosadoptadoscomoreferencia,tantoenlaszonasdelasinstalacionescomoendosreasdela pennsulaseleccionadasporsufondoradiolgico.Lasfuentesnaturalesderadiacinconstituyenla principal exposicin a las radiaciones ionizantespara el pblico en general (87% aproximadamente de laexposicinanualtotal)ypresentanunagranvariabilidadterritorial,pudiendopresentarvariaciones de hasta un orden de magnitud entre habitantes de una misma regin geogrfica. En diversos pases, incluido Espaa, se han realizado anteriormenteestudios epidemiolgicos, tanto de tipo ecolgico como de tipo casos y controles, con el objetivo de analizar la posible relacin entre la incidenciaomortalidaddecncerenelentornodeinstalacionesnuclearesyradiactivasdelciclo. En esos estudios se utilizaron diversos parmetros para evaluar la exposicin a las radiaciones ionizantes delaspersonasincluidasenlosmbitosgeogrficosdeestudio:distanciaalainstalacinmas prxima,reconstruccindedosis(absorbidas/equivalentes)enestudiosdecarcterlimitado(slo leucemias,tiroides,etc.),medicionesdosimtricasentrabajadores,oinclusoestimacionesdedosis efectivasobtenidasapartirdeunvalorpromedioparalosefluentesradiactivosemitidosporlas instalaciones. EnEspaaelestudiorealizadoporelInstitutodeSaludCarlosIIIen1999,decarcterecolgico, consider como parmetro indicador de la exposicin de la poblacin la distancia a la instalacin ms prxima.Elestudioconcluyenlaconvenienciadeperfeccionarfuturosestudiosincorporandoun indicador de exposicin mejor adaptado que la mera distancia. El presente estudio se plante nuevamente como un estudio ecolgico y ya desde la primeras etapas deplanificacin,deacuerdoconlasconclusionesdelestudioanterior,seidentificlanecesidadde contar con un indicador representativo de la exposicin de la poblacin del entorno de las instalaciones a las radiaciones ionizantes resultantes de las emisiones de sustancias radiactivas desde las mismas. Tras el anlisis de las diferentes posibilidades el indicador seleccionado fue la dosis efectiva estimada apartirdelainformacindisponiblesobrelasemisionesdeefluentesradiactivosdesdecada instalacin, utilizando la metodologa actualmente seguida por el CSN para la evaluacinde las dosis que poda recibir la poblacin en el entorno de las instalaciones. Se ha estimado la dosis efectiva para cadamunicipioincluidoenelreadeestudioyparacadaunodelosaosdeoperacindecada instalacin. Paralaexposicinalaradiacinnaturalsehautilizadotambinladosisefectivacomoindicadorde exposicin.En este caso los valores utilizados se obtuvieron a partir demedidas directas de algunos delosdiferentescomponentesdelaradiacinnatural(radnytasadeexposicinalaradiacin gamma terrestre) y de la informacin facilitada por UNSCEAR (UNSCEAR 2000) y otros estudios. Laseleccindeladosisefectivacomoindicadordelaexposicinserealizsobrelabasedelosbeneficiosque ello reportaba para el estudio y que se describen brevemente a continuacin:Simplicidad:Ladosisefectivaesunavariable,habitualmenteutilizadaconfinesdeproteccin radiolgica, queda una idea aproximada del detrimento general en la salud de las personas que provoca una determinada exposicin.En la determinacin de la dosis efectiva se tieneen cuenta el tipo de radiacin que la produce lo cualpermiteconunasolavariableelestudiodeexposicionesdebidasadiferentesfuentesde radiacin.La estimacin de exposicin a la radiacin natural (incluida en el estudio), no es factible utilizando magnitudes diferentes de la dosis efectiva. A la exposicin debida a la radiacin natural contribuyen la radiacin csmica, la radiacin gamma terrestre, el radn y el torn, incorporados al organismoporinhalacin,yelrestoderadioistoposnaturalesqueseingierenconelaguaylos alimentos.Enparticular,paraelRadn-222(principalcontribuyentealadosisporradiacin 12natural),nosehaestablecidounvalorquerelacionelaexposicinalradnyladosisalos pulmonesyotrosrganos,siendoladosisefectivalanicamagnituddosimtricaaceptada actualmente. Paradeterminadasvasdeexposicincomolaingestindealimentos,losdatosde concentracionesderadioistoposnaturalesdisponiblesenEspaasonescasos,secircunscriben al entorno de las instalaciones y en general no corresponden a los radionucleidos utilizados para la estimacin de dosis por ingestin ya que se obtienen de los programas establecidos para vigilar el impactoradiolgicodelaoperacindelasinstalaciones,porloquehasidonecesarioutilizarlos valores de referencia propuestos por Comit Cientfico de Naciones Unidas Sobre los Efectos de la RadiacinAtmica(UNSCEAR2000),quetambinvienenexpresadosentrminosdedosis efectiva. Representatividad:lautilizacindeladosisefectivapermitemodelizarlaformaenlaque realmenteseproducelaexposicindelapoblacinalasradiacionesionizantesdebidasalas emisionesdelasinstalaciones.Esaexposicintieneuncarctertotalmenteanistropo, determinadoporlascondicionesmeteorolgicaspredominantesencadainstalacinparaelcaso de los efluentes gaseosos, por el recorrido y utilizacin de los cursos de agua para el caso de los efluentes lquidos y de los hbitos y condiciones locales para el resto de vas de exposicin.Todos esos factores se tienen en cuenta en la metodologa de estimacin de la dosis efectiva. Especificidad:Lautilizacindeladosisefectivapermiteconsiderarquelaexposicindela poblacindelentornoesdistintaencadainstalacinyenlosdiferentesaosparaunamisma instalacin. Determinacin:Enlaestimacindeladosisefectivaseutilizaunametodologacontrastaday prcticamente estandarizada a nivel internacional, lo cual elimina posibles problemas relacionadoscon la introduccin en el estudio de sesgos asociados con la estimacin.Esosbeneficiossonespecialmentesignificativosenunestudiodeamplioespectrocomoste,enel queseconsiderantodoslosposiblescnceressusceptiblesderelacionarseconlaexposicinalas radiacionesionizantesyencuyoalcancegeogrficoseincluyentodoslosmunicipiosdelas proximidades a las instalaciones nucleares y las instalaciones radiactivas del ciclo del combustible, as como los de dos zonas no afectadas por instalaciones. Con el alcance mencionado, la realizacin del estudioseleccionandocomoindicadordeexposicinunparmetroquepermitasuconsideracinde forma mas detallada, como la dosis absorbida por los diferentes rganos para cada individuo incluido en el estudio habra resultado impracticable o, en el mejor de los casos, incompatible con la finalizacin del estudioen unos plazosacordescon el mandato recibido del Congreso. La utilizacin de la dosis efectiva como indicador de exposicin se considera una solucin pragmtica aceptableenunestudiocomoelpresente,enelquesepretendenidentificarenprimerainstancia posiblesasociacionesaparentesentreexposicinymortalidadporcncer.Laspotenciales asociacionesqueseidentifiquendeberanserobjeto,ensu caso,deestudiosmsdetallados,previa estimacinprecisadelasdosisabsorbidasenlosrganosafectadosparalosindividuosdelos municipios en los que se produzcan esos resultados. Lamagnituddosisefectivapresentasinembargounaseriedelimitacionesparasuusoenestudios epidemiolgicos,que sehantenido en cuentaenel estudiopresente;lasms importantessecomentan a continuacin: -La dosisefectiva es un parmetro que presenta una informacin promediada de la exposicin a los diversos rganos o tejidos, obtenida a partirde la dosis absorbidamediante el uso de factores de ponderacinovaloresdereferenciapromedioparaindividuosdeambossexosydetodaslas edades. Por ello, no es una magnitud apta para evaluaciones cuantitativas detalladas de riesgo, sino msbienparalaobtencinderesultadosgeneralesconpropsitosdecribadopara,ensucaso, realizar estudios posteriores de mayor detalle. -Ladosisefectivanoproporcionainformacinsobrelaexposicinalasradiacionesparaindividuos especficossinoparaunapersonaficticiadereferenciaenunasituacindeexposicinala radiacin,porellonoproporcionainformacinsobrelaexposicinindividualoelriesgo.En consecuencia, no debe utilizarse para obtener resultados concluyentes sobre riesgos individuales. 13En relacin con las limitaciones de la utilizacin de la dosis efectiva como indicador de la exposicin en leestudioepidemiolgico,laComisinInternacionaldeProteccinRadiolgica(ICRP)ensusrecomendacionesde2007(publicacinICRP103)indicaqueladosisefectivaesunamagnitud relacionadaconelriesgo,basadaenlasconsecuenciasdeunaexposicindelcuerpoentero,debe utilizarseparalaestimacindelaexposicinyparacontrolarlosefectosestocsticos conpropsitos reguladores,proporcionaunamagnitudconvenienteparalaestimacindelaexposicintotalala radiacin,teniendoencuentatodaslasvasdeexposicin,externaseinternas,parasuregistro dosimtrico y con propsitos reguladores. LaICRPindicaasimismoquehaysituacionesenlascualeselusodeladosisefectivanoes apropiadoyensulugardebenutilizarselasdosisabsorbidasenrganosytejidosindividuales.Esto incluye a estudios epidemiolgicos, estudios sobre probabilidad de causalidad de cncer, estimaciones delaposibilidaddeefectosdeterministasoestimacionesdedosiscuandosenecesitatratamientoo vigilancia mdica.Anteesasrecomendaciones,durantelaetapadeplanificacindelestudioepidemiolgico,serealiz una consulta a la ICRP, exponiendo la posicin del CSN desde el punto de vista cientfico.La ICRP, mediante escrito de 4 de diciembre de 2006, respondi a la consulta del CSN reafirmando las recomendacionesdelaComisinrespectoalautilizacindedosisefectivasenlosestudios epidemiolgicos.SinembargolarespuestadelaICRPindicaquelarealizacindeunestudio epidemiolgicoutilizandoladosisefectivacomoindicadordeexposicinseraaceptablesilas incertidumbresylimitacionesdelusodeunamagnituddeproteccincomoladosisefectivase exponenmuyclaramente.Soloseraapropiadoconsiderarunestudioepidemiolgicoconundiseo assilautilizacindedosisabsorbidasresultaimpracticable.Esimportantenoobtenerconclusiones degranalcancesobreriesgosindividualesderivadasdetalestudio.Noobstanteconpropsitosde cribado, es decir, con el objetivo de encontrar correlaciones aparentes que puedan ser estudiadas con mayor detalle con otra metodologa, los estudios basados en las dosis efectivas pueden ser tiles.UnaposicinanlogaalaexpresadaporlaICRPeslaadoptadaporelBoardofRadiationEffects Research (Nacional Research Council of the Nacional Achademy of Sciences de EE UU) en su informe Reconstruccin de las dosis de radiacin para usos epidemiolgicos,en cuyas conclusiones se indica queladosispuedeexpresarsecomodosisefectivaenunaevaluacinpreliminardedosisyque puedenutilizarsecriteriosobjetivosparadecidirsiesnecesariorealizarunestudiocompletamente desarrollado en base adosis absorbidas. En la consulta realizada a la ICRP por el CSN se inclua tambin la forma de considerar en el estudio lasdosisdebidasalradnyaltorn,presentesenlacomponentederadiacinnatural.LaICRP recomienda que los estudios epidemiolgicos se lleven a cabo utilizando la concentracin de actividad (Bq/m3)comovariable.Ladosisenelcasodeexposicinalradnesunacantidadderivada,la concentracin de actividad sera una magnitud ms primaria.Sin embargo, es preciso sealar que el uso de las concentraciones de actividad slo permitira abordar estudiosqueconsiderasenelradncomonicavadeexposicin.Portanto,enestudiosgenricos como el presente es necesario recurrir a la dosis efectiva para poder considerar todas las fuentes que contribuyen a la exposicin a la radiacin natural. Teniendoencuentatodoloindicado,sedecidiutilizarlamagnituddedosisefectivaenelcontexto concretodelestudioepidemiolgicoactualyconlosobjetivosylaslimitacionesmencionados.Sise identifica algn grupo de poblacin en el que sea necesario abordar un estudio especfico en base a la dosis absorbida, ste se acometera posteriormente. Elanlisisrealizadoparadecidirelindicadordeexposicinautilizar,queseharesumidoenlos prrafosanteriores,fuemuyintensoyriguroso,participaronenelmismolosagentesinteresados (stakeholders) a travs del Comit Consultivo establecido para seguimiento del estudio, del que forman parterepresentantesde:autoridadessanitarias;organismoregulador;titularesdelasinstalaciones; cientficos y profesionales de epidemiologa, salud y proteccin radiolgica; sindicatos, organizaciones ecologistas y los municipios situados en el entorno de las instalaciones objeto de estudio. Una vez adoptada la decisin de utilizar la dosis efectiva como indicador de exposicin ha sido necesario, como se ha indicado, realizar la reconstruccin del historial de exposicin para cada municipio incluido en el 14estudioyparacadaaodeoperacindelasinstalacionesprximasacadamunicipio,asociadoalos vertidosrealesdelasmismasyalascondicionesespecficasdelasdiferentesvasdeexposicin.Esta reconstruccinseconsideraquetieneunvalorensmismaporlainformacinqueproporcionasobreel impacto radiolgico de cada instalacin en su entorno que podr ser utilizada en otros estudios. 4. MATERIAL Y MTODOS Estudio epidemiolgico de la mortalidad por cncer en el entorno de las instalaciones nucleares Elestudioplanteadoesunestudioecolgicodecohortesretrospectivas,enelquesecontrastala mortalidad por diferentes localizaciones tumorales de los residentes en todos los municipios situados en elentornodelasinstalacionesespaolas(30km)conlaencontradaenotrosmunicipiosespaoles utilizados como control (no-expuestos o de referencia). El periodo de estudio incluye los aos 1975-2003.Labasedelestudiosonlaspoblacionesdelosmunicipiosdeunentornode30kmalrededordelas instalacionesnucleareseinstalacionesradiactivasdelciclodelcombustiblenuclearespaolas, independientementedequeseencuentrenonoenfuncionamientoodesmantelamiento(tabla1). Comoelementodecontrolsetomaronotrosmunicipiosdelmismombitogeogrficodesimilares caractersticassociodemogrficassuficientementealejadosdelasinstalaciones(50a100km).Se consideran,as mismo, las poblaciones de municipios situados en dos zonas seleccionadas dealta y baja radiacin natural, no sometidas a la influencia de la operacin de las instalaciones. 4.1 Seleccin de los municipios del entorno de las instalaciones nucleares y municipios control Elprimerpasoparalaseleccindelapoblacindeestudiohasidoincorporarlageocodificacinde todaslasinstalacionesnuclearesincluidasenelestudioydetodoslosmunicipiosespaoles,a excepcin de los no peninsulares.El mapa (figura 1) presenta la localizacin de las instalaciones estudiadas. En la tabla 1 se presentan algunas caractersticas de las instalaciones estudiadas en este trabajo. Figura 1: localizacin geogrfica de las centrales y otras instalaciones nucleares espaolas $$$$$$$$$$$$Santa Mara de GaroaJuzbadoCiudad Rodrigo TrilloJos CabreraCofrentesAndjarEl CabrilLa HabaAlmarazAscVandells 15 Tabla 1. Centrales nucleares e instalaciones del ciclo del combustible estudiadas Instalacin ComienzoLocalizacin Centrales nucleares Jos Cabrera1968Guadalajara Santa M de Garoa1971Burgos Vandells I1972Tarragona Almaraz, Unidad I1981Cceres Almaraz, Unidad II1982Cceres Asc, Unidad I1983Tarragona Cofrentes1984Valencia Asc, Unidad II1985Tarragona Vandells II1987Tarragona Trillo, Unidad I1988Guadalajara Instalaciones del ciclo del combustible Fbrica de concentrados de uranio de Andjar (FUA)1959Andjar (Jan) Instalacindealmacenamientoderesiduosdemedia/baja actividad de Sierra Albarrana (El Cabril) 1961Hornachuelos (Crdoba) (1993) Planta Lobo-G de tratamiento de minerales de uranio 1977La Haba (Badajoz) Planta Elefante de fabricacin de concentrados de uranio1978Saelices el Chico (Salamanca) Fbrica de combustibles de xido de uranio de Juzbado1985Juzbado (Salamanca) Planta Quercus de fabricacin de concentrados de uranio1993Saelices el Chico (Salamanca) Fuente: Consejo de Seguridad Nuclear Se consideraronaquellos municipios del entorno de cada instalacincuyas coordenadas geogrficas seencontraranenunradiode30kmalrededordelainstalacinnuclearquetuvieranmscerca. Posteriormente, se realiz la seleccin de un grupo de municipios de referencia. Para cada municipio expuestosehaseleccionadodeformaaleatoriaunmunicipionoexpuestoentretodoslossituadosa 50-100 kilmetros de la instalacin que cumpliera al menos 5 de las 6 condiciones de equiparamiento impuestas,basadasen:nmerodehabitantes,porcentajedeparados,porcentajedeanalfabetos, porcentaje de poblacin ocupada o parada que haba trabajado antes en la agricultura, nivel de renta y provincia. Este diseo y criterios de seleccin fueron los empleados en el proyecto anterior, diseo que semantienenenelproyectoactual.Paraseleccionarlosmunicipiosdelestudiosehautilizadola distanciaentreelcentroidedelncleodepoblacindelmunicipioderesidenciayelcentroidedela instalacin nuclear.Comofuentedeinformacinsocio-demogrficamunicipalsehautilizadoelcensode1991(Instituto NacionaldeEstadstica1995)paratodaslasvariablesmencionadasexceptoparaelnivelderenta, obtenidodelAnuariodelMercadoEspaoleditadoporelBancoEspaoldeCrditoyquecontiene los niveles de renta estimados para 1991 (Ayuso-Orejana et al. 1993). Esta informacin referida a 1991 es la mejor informacin disponible teniendo en cuenta el periodo de estudio.Pararealizarelequiparamiento(porfrecuencias)serecodificanlasvariablesutilizadasdadoque, exceptolaprovincia,todassoncontinuas.Larecodificacinsellevaacaboenfuncindela distribucindefrecuenciasdelasvariablesimplicadas.Enelcasodeltamaomunicipal,lavariable poblacin total (censo 91) se categoriza en cuatro niveles: 1) hasta 500 habitantes, 2) entre 501-1.000, 3)entre1001-5000y4)msde5000.Seexcluyeronapriorilosmunicipiosmayoresde50.000 habitantes. Paralos328municipioslocalizadosamenosde30kmdelascentralesnuclearesresultan seleccionados 303 municipios en el rea de referencia. En el entorno de las instalaciones del ciclo del combustibleseeligen174municipioscomoreferencia(frentealos177ubicadosenelreade exposicin). La Tabla 2 muestra la distribucin por instalaciones del nmero de municipios incluidos en elestudio.Enlosanexos1y2puedenconsultarselaslistasdemunicipiosincluidosencada instalacin, as como en las zonas con alta y baja radiacin natural. 16 Tabla 2. Municipios seleccionados como expuestos y como referencia en el entorno de las centrales nucleares e instalaciones del ciclo del combustible espaolas 0-30 km50-100 kmTotal Centrales nucleares Jos Cabrera6053113 Santa M de Garona6869137 Vandells (I y II)462773 Almaraz332962 Asc (I y II)6553118 Cofrentes191635 Trillo6256118 TOTAL328303631 Instalaciones del ciclo del combustible Andujar222143 El Cabril9817 La Haba262551 Saelices El Chico 444387 Juzbado7677153 TOTAL177174351 Mortalidadenlaszonascondiferentesnivelesderadiacinnatural.Seleccindemunicipiosdedos reas con diferente exposicin a radiacin natural EnbasealacartografageneradaenelproyectoMARNAsehanseleccionadodosreasde30kmde radio, una situada en el sur de Galicia y otra entre las provincias de Valencia y Alicante. La primera de ellas correspondeaunazonadealtaradiacinnaturalporlacomposicingranticadesusuelo(centro geogrfico en UTM 30: 51101, 4704761)y la segunda es una zona de muy baja radiacin natural (centro geogrfico en UTM 30: 715997, 4295597). Elperiododeestudiosonlosaos1994-2003(ltimos10aosdelperiodoestudiado)tomandocomo referencia los municipios con menor radiacin en cada zona. 4.2 Causas de muerte a estudiar Comoyasehacomentado,enlaactualidadlamortalidad,porlauniversalidaddesuregistro,esel nico indicador quepermite estudiar la posible influencia sobre la salud alargoplazode residir en el entorno de las instalaciones espaolas en su conjunto. Aunque en Espaa se han establecido registros deincidenciadecncerenalgunasprovincias,noexisteunregistroqueabarquetodoelEstadoyla coberturadelosactualesnoessuficienteparalainclusindelestudiodelaincidenciadecnceren este proyecto.Para cada municipio del entorno de las instalaciones incluido en el estudio se contabiliza el nmero de defuncionescausadaspordistintostiposdecncer,porgrupodeedad,sexoyaoparaelperiodo 1975-2003. Para los municipios de las zonas estudiadas en relacin con la radiacin natural, el periodo de estudio son los aos 1994-2003 (ltimos diez aos del estudio). Los tumores seleccionados para su estudiosonlossiguientes(considerandoperiodosdelatenciade1aoparalasleucemiasyde10 aos para el resto): 17 Tabla 3. Tumores seleccionados en el estudio CIE-9LocalizacinCIE-9Localizacin 151Estmago189Rin 153-154, 159.0Colorrectal191Encfalo 162Pulmn192Otros tumores del SNC 170Huesos193Tiroides 171Tejido conjuntivo200, 202Linfomas no Hodgkin 174Mama (mujer)201Linfomas de Hodgkin 183Ovario203Mieloma 186Testculo204-208Leucemias 188Vejiga CIE-9: Clasificacin Internacional de Enfermedades, 9 revisin Algunasdelascausasestudiadasnoestnrelacionadasconlaexposicinaradiacionesionizantes comosonlosLinfomasdeHodgkin(BEIRV)(NationalResearchCouncil'sCommitteeonBiological Effects of Ionizing Radiations 1990). En el caso de la leucemia linftica crnica (LLC), algunos estudios laconsiderannorelacionadaconlasradiacionesionizantes,peroestaapreciacinestenrevisin (Schubauer-Beriganetal.2007).Sehadecididoincluircasitodaslaslocalizacionestumorales independientemente de su radioinducibilidad, Fuente de informacin para los denominadores Sehanutilizadolaspoblacionesporgrupodeedadysexoprovenientesdeloscensosypadrones municipales coincidentes con el ao central de cada quinquenio en el periodo de estudio: Tabla 4. Composicin de los periodos que comprende el estudio Ao Primer perodo1975197719781976 Segundo perodo 19791980198219831981 Tercer perodo19841985198719881986 Cuarto perodo19891990199219931991 Quinto perodo19941995199719981996 Sexto perodo19992000200220032001 4.3Estimacindelasdosisderadiacinartificialalapoblacinqueresideenelentornodelas centrales nucleares y de las instalaciones del ciclo Como medida de la exposicin a RI derivada del hecho de residir en el entorno de una instalacin se hautilizadolainformacinproporcionadaporelCSN,calculadasiguiendolametodologaquese describe a continuacin.La informacin proporcionada por el CSN asigna ndices de exposicin a cada municipio incluido en el estudioycadaaodefuncionamientodelainstalacincaracterizandolahistoriadeexposicinalas emisiones de los residentes de los distintos municipios del entorno de las instalaciones.ElConsejodeSeguridadNuclearllevaacabolaevaluacinylavigilanciadelimpactoradiolgico ambientaldelasinstalacionesnuclearesyradiactivasespaolas,yvigilalacalidadradiolgicadel medio ambiente en todo el territorio nacional. Esta vigilancia se realiza mediante un sistema de redes, constituido por una red de vigilancia en el entorno de las instalaciones y una red nacional. 18Dadoquelosnivelesderadiactividadqueseobtienenenlosprogramasdevigilanciaambientalson muybajos,engeneralinferioresalosnivelesdedeteccin,losorganismosresponsablesdela proteccinradiolgicadelpblicoydelmedioambiente,comoelCSN,recurrenametodologasde estimacincuyafinalidadesproporcionarunaseriedevaloresque,bajociertashiptesis,puedan considerarserepresentativosdelamagnituddelimpactoalpblicoentrminosdedosis.Ellono significa que los resultados as obtenidos representen en realidad la dosis verdadera que los individuos reciben,sinoqueconstituyenunvaloraproximativodelamismaorientadohaciaunobjetivo,detipo regulador en la mayora de los casos. Elusodeestametodologaparaelestablecimientodelosrequisitosdelimitacinycontroldelos efluentesradiactivosemitidosporlasinstalacionesconllevalautilizacindeciertosparmetros conservadores en relacin a los usos de tierra y agua, hbitos de consumo y vas de exposicin que ha sido necesario adaptar a supuestos ms realistas para los fines del presente estudio. 4.3.1 Determinacin de la actividad liberada al medio ambiente por las instalaciones En un primer paso para estimar el impacto radiolgico asociado al funcionamiento de las instalaciones objetodelestudiohasidonecesarioconsiderarlasactividadesemitidasalexteriorporlosefluentes lquidos y gaseosos de cada una de ellas desde el comienzo de su funcionamiento hasta el ao 2003.Enelcasodelasinstalacionesnucleares,ladeterminacindelasactividadesisotpicasemitidasal exteriorporlosefluenteslquidosygaseosos,encadaunodelosaosobjetodelestudio,seha realizadoutilizandolosdatossobreefluentesradiactivoscontenidosenlosinformesmensualesde explotacin (IMEX) y en las revisiones peridicas de seguridad (RPS) de las instalaciones. Estos datos se almacenan en la base de datos de efluentes lquidos y gaseosos (ELGA) del CSN.En el caso de las instalaciones radiactivas del ciclo del combustible nuclear, esta determinacin se ha realizadoutilizandolainformacincontenidaenlosinformessemestralesdeexplotacin,estudiosde anlisisdeimpactoradiolgicoambiental,memoriasdescriptivasdelasinstalaciones,planesde desmantelamiento y restauracin y planes de clausura.

4.3.2 Estimacin de la dosis por efluentes gaseosos Unavezqueelmaterialradiactivoseliberaalaatmsfera,ladifusinyeltransporteatmosfrico actan dispersando los contaminantes en el medio ambiente aun ritmo que dependede la velocidad del viento, de la estabilidad trmica, de la precipitacin y de las caractersticas del terreno.Para tener encuentalaespecificidaddecadaunodelosemplazamientos,enelestudiosehanutilizadolas condiciones meteorolgicas registradas por la torre meteorolgica de la instalacin o deuna estacin meteorolgica cercana (casos de la FUA y Lobo-G). Apartirdelaactividadliberadayteniendoencuentalascondicionesmeteorolgicaspropiasdel emplazamientosehandeterminado,utilizandoelcdigoXOQDOQ(Sagendorfetal.1982),las concentraciones de material radiactivo presentes en el aire y en el suelo en los municipios existentes enelradiode30kmalrededordelainstalacin.Paraellolaubicacindecadamunicipioseha trasladadoaunmalladoenunsistemadecoordenadaspolares(distancia,sectordelarosadelos vientos) centradoenel punto de emisin de la instalacin. Los datos referentes a laubicacin de los municipiossehanobtenidodelnomenclatordeunidadespoblacionalesdelInstitutoNacionalde Estadstica del ao 2005, y se ha supuesto que dicha divisin administrativa no ha cambiado a lo largo del periodo de estudio.Conocidaslasconcentracionesdelosradionucleidosenelaireyenelsuelosehansimuladolos mecanismosdellegadadedichosradionucleidoshastalosindividuosdelapoblacinmediantesu impactodirectoyatravsdelacadenatrficapropiadelentorno.Estos mecanismosconstituyenlas llamadas vas de exposicin cuyas propiedades son caractersticas de cada emplazamiento. Lasposiblesvasdeexposicindebidasalosefluentesgaseososemitidosporlainstalacinson:la exposicinexternaalanuberadiactivayalosradionucleidosdepositadosenelterreno,laexposicin interna por la inhalacin de los radionucleidos contenidos en la nube radiactiva y por ltimo la ingestin de alimentoscontaminados,tantovegetales(vegetalesdehojaanchaypatatas,cerealesyotrosvegetales) 19como animales (carne y leche).En la determinacin de la exposicin por consumo de alimentos vegetales, seconsideraquelaconcentracindelradionucleidoenelvegetaleslasumadedoscontribuciones:el depsitodirectosobrelashojasdelasplantasylaincorporacinporlaraz;mientrasqueenla determinacindeladosisporlaingestindealimentosanimalesseconsideraquestoshansido alimentados con pasto y forraje contaminados. Enelclculodeladosisefectivaalindividuoadultoresidenteencadaunodelosmunicipiosobjetode estudio, producida por los efluentes gaseosos emitidos por la instalacin, se han considerado todas las vas de exposicin posibles, salvo aquellas que se haya comprobado que no estn presentes en ninguno de los municipiosexistentesenunradiode30kmalrededordelainstalacin.Paradeterminarculessonestas vasdeexposicin,seharecurridoaloscensosdeusosdelatierraydelagua,elaboradosporlos titulares de las instalaciones segn lo requerido en los permisos de explotacin de las mismas, yal censo agrcola y ganadero del Instituto Nacional de Estadstica del ao 1999. Las tasas de respiracin utilizadas para la va de inhalacin de aire se basan en las recomendaciones delaPublicacin71delaICRP(ICRP,1996);enunesfuerzoporusarparmetrosloms representativosposibledelentornodecadaemplazamientoconsiderado,sehanutilizadolastasas mediasprovincialesdeconsumodealimentos,correspondientesaunindividuoadulto,obtenidasdel estudio sobre dietas y hbitos alimentarios en la poblacin espaola en base provincial realizado por el Ciemat por encargo del CSN (CSN, 2002a). Finalmente, se ha supuesto que los productos consumidos en cada municipio proceden en su totalidad de la produccin autctona. 4.3.3 Estimacin de dosis por efluentes lquidos En el caso de los efluentes lquidos se han utilizado distintos modelos para determinar la concentracin de actividad en cada uno de los componentes del ecosistema que constituyen una va de transferencia hacia el hombre.En el anlisis de la dispersin acutica en el entorno fluvial, se ha supuesto la dilucin instantnea de losradionucleidosemitidosenelcaudaldelosrosenelpuntodedescarga.Enelcasodelas instalacionesqueviertenaunembalse(comolascentralesdeAlmarazyJosCabrera),sehan desarrolladomodelosquetienenencuentalostrminosdeaporte,evaporacin,sedimentaciny descarga en el embalse.En cuanto a la dispersin acutica en el medio marino (Vandells I y II), se hasupuestoladilucindelosefluentesenunvolumendemarrepresentativodeacuerdoauna distancia de mezclado de unos 370 m.Enelestudiosehanutilizadodatosanualesespecficosdecadaemplazamiento,tantoparalos caudales de los ros, como para los caudales de evaporacin y descarga de los embalses. Estos datos sehanobtenidoapartirdedocumentosdeexplotacindelainstalacinodelacorrespondiente ConfederacindeAguas.Sinembargo,conservadoramenteyporladificultadqueenlaprctica entraaraelrecabartodalainformacinnecesaria,nosehaconsideradoladilucinadicionalpor aportesdeagua(afluentes,acuferos)situadosaguasabajodelaspropiasinstalaciones.Esto determinaquelasconcentracionesnovarenconladistanciayque,deformageneral,ladosis estimadaporefluenteslquidosparatodoslosindividuossituadosaguasabajodelasinstalaciones,dependa nicamente de los usos que se den al agua en el municipio en cuestin. Lasposiblesvasdeexposicindebidasalosefluenteslquidosemitidosporlainstalacinson:la exposicin externa a los depsitos de material radiactivo en las orillas del medio receptor (ro, embalse, mar) o por actividades recreativas acuticas; la ingestin de alimentos de origen animal o vegetal, y la ingestin de agua.En cuanto a la ingestin de alimentos cabe distinguir entre alimentos de origenacutico (pescado de roomarymarisco),alimentosvegetales(vegetalesdehojaanchaypatatas,cerealesyotros) irrigados con agua contaminada, y alimentos animales (carne o leche) que se hayan podido contaminar como consecuencia de que el animal haya bebido agua contaminada o se haya alimentado con pasto o forraje irrigados con agua contaminada. Encadaunodelosmunicipiosobjetodelestudiosehanconsideradonicamentelasvasde exposicinpresentesenelmismo.Paradeterminarestasvasdeexposicinseharecurridoalos censosdeusosdelatierraydelagua,elaboradosporlostitularesdelasinstalacionessegnlo 20requerido en los permisos de explotacin de las mismas, al censo agrcola y ganadero del INE del ao 1999 y a la informacin facilitada por las Confederaciones Hidrgrficas en relacin a las concesiones de agua para riego, agua de bebida para el hombre y agua de bebida para los animales. En el caso de laingestindeaguaporlosanimalestambinsehaconsideradoestavaparaaquellaslocalidades cuyotrminomunicipallindaconelrooembalse.Laposibilidaddeaccesofsicoalasorillasdelos rosoembalsesenlostrminosmunicipaleslimtrofessehaverificadomedianteconsultaconla informacin web del Instituto Geogrfico Nacional (IGN). Aligualqueparaelclculodelasdosisdebidasalosefluentesgaseosossehanutilizadolastasas mediasprovincialesdeconsumodealimentos,correspondientesaunindividuoadulto,obtenidasdel estudiosobredietasyhbitosalimentariosenlapoblacinespaolaantesreferido.Lastasasde consumo de agua potable se han obtenido a partir de las recomendaciones de la Publicacin 23 de la ICRP(ICRP,1975);mientrasqueparaeltiempodeexposicinalosdepsitosenorillassehan utilizado los valores recogidos en el documento Radiation Protection 72 (EU, 1995). 4.3.4 Metodologa utilizada para el clculo de la dosis efectiva Para el desarrollo de las estimaciones de dosis en cada uno de los municipios existentes en el entorno de30kmdelasinstalacionesnuclearessehadesarrolladounmodelomatemticoquesimulala transferenciadecadaradionucleidoatravsdelasdistintasvasdeexposicindeacuerdoala metodologa descrita en el informe Safety Report Series N 19 (SRS-19) (IAEA 2001)(IAEA 1996).La dosis efectiva en cada municipio vendr dada por la suma de las dosis debidas a cada radionucleido y va de exposicin considerada. En el caso de las instalaciones radiactivas del ciclo de combustible, que tienen que ver con actividades deminerayfabricacin deconcentrados,esnecesarioconsiderarelcarcterextensodelasfuentes (eras,escombreras)ylosradioistoposemitidos(uranio,torioydescendientes).Adems,enestos casos, salvo el Radn exhalado desde el mineral, los efluentes transportados suelen estar en forma de aerosolesypolvosuspendidosenaire,bienporlaaccindelamaquinariadeobraymolienda,bien por el levantamiento debido a la accin del viento. Por tanto, para estimar las concentraciones en aire y sueloenestetipodeinstalacionessehautilizadoelcdigoMILDOS-Area(Yuanetal.1989),que desarrollalosmodelosdelaGuaReguladora3.51delaUS-NRC(USNRC1982)considerando fuentes extensas.Medianteelusodeestasherramientasenelpresenteestudiosehadeterminadoladosisefectivaal individuo adulto, con hbitos de consumo medios, residente en cada uno de los municipios existentes enelentornode30kmdelasinstalacionesnucleareseinstalacionesradiactivasdelciclodel combustible nuclearespaolas(AnexoI).Paracadaunadelasinstalacionessehanconsideradolas emisiones anuales de material radiactivo desde el comienzo de funcionamiento de las mismas hasta el ao 2003, las condiciones meteorolgicas, dispersin en medio acutico, usos de la tierra y el agua y datosdeconsumopropiosdelemplazamiento.Otrosparmetrosnecesariosparalosclculosylas referencias de donde se han extrado son: - Constantes de desintegracin radiactiva: Publicacin 38 de la ICRP (ICRP-38 1983) - Factores de conversin a dosis efectiva por inhalacin e ingestin: Reglamento de Proteccin Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes (RPSRI 2001) - Tasa de respiracin: Publicacin 71 de la ICRP (ICRP-71 1996) - Tasa de consumo de agua potable: Publicacin 23 de la ICRP (ICRP-23 1975) - Factores de conversin por exposicin externa a la nube: Regulatory Guide R.G.1.109 (USNRC 1977) - Factores de conversin a dosis por exposicin externa al material depositado en el terreno y a sedimentos en las orillas: Federal Guidance Report 13: CD Suplement (EPA 2002) - Tiempo de exposicin a orillas: Radiation Protection 72 (EU 1996) - Constantes de sedimentacin: Cdigo DOGALI-2000 (IBERINCO 2001) - Factores de bioacumulacin, transferencia suelo-planta y resto de parmetros: Regulatory Guide R.G.1.109 (USNRC 1977) 21 4.4 Estimacin de las dosis de radiacin natural ElCSNhaproporcionadolosdatosdelaexposicinaradiacinnaturalenlosmunicipiosobjetode estudioscalculadosdeacuerdoconlametodologaquesedescribeacontinuacinyquetieneen cuentavaloresprocedentesdelproyectoMARNAydeotrosproyectosrelacionadosascomode nuevascampaasdemedida,realizadasespecficamenteparaesteestudio.Estainformacinasigna unnivelmediodeactividadradiolgicadeorigennaturalodefondoentodoslosmunicipios considerados.Enelestudiodelposibleefectodelasinstalacionesobjetodeestudio,estaradiacin ser considerada una variable confusora. Las fuentes naturales de radiacin representan la principal exposicin a las radiaciones ionizantes para elpblicoengeneral(aproximadamenteun87%deltotal).Lasdosisporradiacinnaturalsehan estimadoentodoslosmunicipiosconsideradosenelmbitodelestudio.Lasvasdeexposicin consideradas han sido las siguientes: radiacin csmica;radiacin gamma terrestre;inhalacin de radn y torn; yexposicin interna a radionucleidos naturales por ingestin de agua y alimentos.Las estimaciones se han expresadocomo valores medios de la dosis efectiva quepodran recibirlos habitantesdecadamunicipioysehanobtenidoutilizandolamejorinformacindisponibleparacada uno de los parmetros implicados en el clculo (clculos best estimate) en lugar de recurrir a valores conservadores. Losdatosexperimentalesqueintervienenenelclculoprocedendedistintosproyectos subvencionados por el CSN y, en algunos casos, de estudios independientes publicados por distintos gruposdeinvestigacin.Asimismo,sehanrealizadonuevascampaasdemedidadiseadas especficamenteparacubrirlainformacinnecesariaparaelestudioepidemiolgico.Encasode variablescuyacontribucinesminoritariayparalasquenoexistendatoslocalesdisponibles(como porejemplosobreexposicinatornoradiactividadenalimentos),sehanutilizadopromedios nacionales o mundiales, o parametrizaciones proporcionadas por el UNSCEAR-2000. 4.4.1 Clculo de dosis por radiacin csmica Laspartculasconstituyentesdelosrayoscsmicosprimariospenetranenlaatmsfera, interaccionandolasdemayorenergaconlosncleosdeloselementosexistentesenelaire, principalmente14N,16Oy40Ar,yproduciendounaseriedepartculas,comoneutrones,protones, muones o electrones, as como radiacin electromagntica. Estaradiacincsmicasecundariaestformadaporunacomponenteneutrnica,indirectamente ionizante, y otra componente directamente ionizante, siendo sta ltima la ms importante en cuanto a la dosis recibida por esta va a nivel del suelo.Laintensidaddelcampoderadiacincsmicaenunalocalizacindadadependeprincipalmentede dos factores: la latitud y la altitud sobre el nivel del mar. El informe UNSCEAR proporciona valores para la tasa de dosis efectiva a nivel del mar en diferentes latitudes,debidaalacomponentedirectamenteionizantedelaradiacincsmicayalacomponente neutrnica. As mismo incluye expresiones para el clculo de la variacin con la altitud de dichas tasas de dosis.Paralasexposicionesalaradiacincsmicaionizanteproducidasdentrodelosedificios,lasdosis deben reducirse debido al blindaje que proporcionan los materiales de construccin. El valor exacto del factor de reduccin depende del tipo de edificio yde los materiales utilizados, pero en general puede considerarseunfactorde0.8.Porotrolado,sehasupuestoquelafraccindetiempoquepasaun individuo medio en el interior de edificios es de un 80% (UNSCEAR 2000). 22 Lasdosisefectivasporradiacincsmicapromediadasparacadamunicipiosehanestimado sustituyendo en las expresiones dadas en el informe UNSCEAR el valor de altitud correspondiente. Losrayoscsmicosproducen,adems,reaccionesdetransmutacinenlaatmsfera,enlasquela radiacincsmicasecombinaconncleosatmicosatmosfricosgenerandodistintosistopos radiactivos, denominados radionucleidos cosmognicos.En el caso de la exposicin externa, los radionucleidos cosmognicos quems contribuyen son 7Be, 22Nay24Na,peroenmuchamenorproporcinquelosradionucleidosprimordiales,yportantoesta contribucinsehadespreciado.Enelcasodeexposicininterna,losprincipalesistoposson14C, 22Na,7Bey3H;sucontribucinaladosissehacontabilizadoenlacategoradeexposiciones internas. 4.4.2 Clculo de dosis por radiacin gamma terrestre Lamayoradelosradionucleidosdelasseriesdel238U,el232Thyel235U,ascomoel40K,son emisoresgamma.Estosradionucleidos,tambindenominadosprimordiales,estnpresentesenla corteza terrestre y en muchos otros compartimentos ambientales, representando una fuente importante de exposicin a las radiaciones ionizantes (en promedio, un 20% de las dosis por radiacin natural). En lugaresalairelibre,elsueloconstituyelaprincipalfuentedeexposicin,mientrasquedentrodelos edificios son los materiales de construccin los que dan lugar a la mayor parte de la dosis por radiacin gamma.Delastresseriesindicadas,lasms significativasdesdeelpuntodevistadesupotencialincidencia radiolgicasobrelapoblacinsonlasseriesdelUranio(238U)yelTorio(232Th),yaquela contribucin del 235U y sus productos de decaimiento a la dosis total debida a la radiacin terrestre es inapreciable. Las concentraciones de estos dos istopos (238U y 232Th) en el medioambiente son, en general, un orden de magnitud inferior a las de 40K. 4.4.3 Clculo de dosis al aire libre PararealizarelclculodedosisporradiacingammasehautilizadoelMapadeRadiacinNatural (MARNA). El MARNA (Suarez 2000), se desarroll en el marco de un proyecto de I+D para evaluar la tasadeexposicinalaradiacingammadeorigennaturalenEspaa,referidaaunmetrodealtura sobre el nivel del suelo. Se elabor un mapa del territorio peninsular a escala 1:200.000, as como una serie de mapas ms detallados de determinadas zonas.Para el estudio epidemiolgico, se han utilizado mapas locales correspondientes a escala 1:100.000. De lasmedidasdelMARNAseharestadolacontribucindelaradiacincsmica.Losvalorespromedio paracadamunicipiosehanobtenidomedianteinterpolacinutilizandounatcnicadekriging.Para convertirlasdosisabsorbidasenaireendosisefectivasparaadultossehaaplicadounfactorde0.7 Sv/Gy (UNSCEAR 2000). Se ha considerado un factor de permanencia al aire libre de 0,2. 4.4.4 Clculo de dosis en espacios cerrados Lasdosisporradiacingammarecibidasenelinteriordelosedificiossuelensermsaltasquelas recibidasenespaciosabiertos,debidofundamentalmentealcambiodegeometra.En general,existe unarelacinlinealentreelcomportamientodeladosisderadiacingammaabsorbidaenaireenel interior(DiAIR)yenelexteriordeunavivienda(DeAIR),siendoelcocienteentreambasde1,4en promedio, aunque se han observado variaciones de 0,6 a 2,3 (UNSCEAR 2000). EnelmarcodelproyectosubvencionadoporelCSNEvaluacindelasdosisderadiacinnatural recibidasporlapoblacinenelentornodelascentralesnuclearesespaolas(LSQuinds1998)se realizaronseriesdemedidasdeDeAIRyDiAIRenelentornodecadaunadelascentralesnucleares espaolas, existiendo una relacin lineal entre ambas variables en todos los casos (una vez sustrada la contribucin de la radiacin csmica a las medidas de dosis absorbida en aire). 23Para las centrales de Garoa, Asc, Cofrentes y Zorita las rectas de regresin obtenidas son idnticas: se ha comprobado estadsticamente la homogeneidad de las varianzas y que tanto las pendientes del ajustecomolostrminosindependientesnodifierensignificativamente(p0 0,000010,00001 0,00002 0,00002 0,00005 0,00005 - 0,039910 Conjunto de instalaciones 00-2,111402,1870 -17,1855117,7625 -50,48980 52,0290-335,5230058,5 b) Promedios de dosis acumuladas por categoras (microSievert) referenciad1d2d3d4 Jos Cabrera0 0,079280,178890,57065152,4076 Garoa05,7402818,6798741,63934100,18961 Vandells00,112332,45129101,62734171,14458 Almaraz00,011980,06340,092054,22851 Asc00,013730,044730,406461,82452 Cofrentes00,022540,049010,11830,75375 Trillo00,005830,044760,110681,01256 I del ciclo FUA00,304447,247545,34858115,24403 El Cabril0 5e-050,000110,000143e-04 La Haba0 1,7180810,4121624,458367,33127 Saelices el Chico 0 1,542713,876547,8054325,48481 Juzbado0 1e-052e-053e-050,00163 Tabla 8. Categorizacin de las dosis de radiacin artificial (latencia de 1 ao). a) Rangos de dosis acumuladas por categoras (microSievert) Instalacinreferenciad1d2d3d4% exp>10microSv Jos Cabrera0 0,001 - 0,145610,14693 - 0,282330,28765 - 2,01452,2833 - 267,267517,7 Garoa0 0,00106 - 8,57099,0491 - 35,709636,5959 - 45,763745,8965 - 303,6058178,9 Vandells0 0,00038 - 0,237740,24126 2,9978313,7207 145,2483 161,0132-201,1368556,9 Almaraz0 0,00057 - 0,065120,06792 - 0,091070,09375 - 0,165720,17413 - 27,1844,3 Asc0 0,00237 - 0,031430,03264 - 0,09930,10262 - 0,88261,00024 - 5,583640 Cofrentes0 0,00423 - 0,038830,0403 - 0,098040,1063 - 0,160360,1779 - 2,58220 Trillo0 0,01357 - 0,062010,06328 - 0,104690,10944 - 0,292070,31301 - 10,1191,1 Conjunto de centrales 0,00041 -0,11156 0,11239 - 1,582951,61190 -42,95300 43,97026 - 303,6058139,7 FUA0 0,01458 - 7,16727,6205 - 44,85748,1775 - 107,3714112,2658 - 347,21369,7 El Cabril0 0,00014 - 0,000390,00042 - 0,000730,00081 - 0,000960,00113 - 0,002630 La Haba0 0,0382 - 9,14629,4213 - 15,456415,755 - 47,82250,068 - 137,47471,5 Saelices el Chico0 0,27737 - 3,18333,279 - 14,78715,1337 - 65,29668,3192 - 274,92360,3 Juzbado0 >0 0.000020,00002 0,000040,00004 0,000070,00007 - 0,056910 Conjunto deI ciclo=> 2,242652,28520 - 18,2480018,45577 - 57,85000 59,51200 347,2130054,9 b) Promedios de dosis acumuladas por categoras (microSievert) Centrales Nulearesreferenciad1d2d3d4 Jos Cabrera00,081190,206210,63123146,20604 Garoa03,3637917,5242741,15874101,17448 Vandells00,167112,95100125,15427185,95911 Almaraz00,019920,079630,124644,96987 Asc00,011790,061640,351822,30747 Cofrentes00,025090,065790,123280,76256 Trillo00,040340,083050,179641,66645 Instalaciones del ciclo FUA02,1622719,0457479,18510201,50962 El Cabril00,000330,000500,000880,00162 La Haba03,0823812,7387528,9594697,25351 Saelices el Chico01,560197,4450831,18738137,91715 Juzbado00,000010,000030,000050,00219 36 Tabla 9. Personas ao por categoras de exposicin durante el perodo de funcionamiento, por instalaciones y sexo (10 aos de induccin) Ambos sexosreferenciad1d2d3d4 Jos Cabrera 825754163674153039215172152103 Garoa 1159754378799426298415892328808 Vandells2046507376826523063472836387206 Almaraz 597322172646139715138083174093 Asc 719338108802136350122232100607 Cofrentes 70099535896361905406835083 Trillo 598891255992972273617235 FUA 44725038067529798268459051028063 El Cabril La Haba 2624332466270556540351734538557 Saelices el Chico 50846813122450826129950148168 Juzbado 26540671635805519676276532 Hombres J