Normas Regulatorias al 2005 de la Energia Nuclear en la Argentina. ARN

i/iii

NORMAS AR ÍNDICE

- mayo 2006 -

AR 0.0.1. Licenciamiento de instalaciones Clase I Revisión 2

AR 0.11.1. Licenciamiento de personal de instalaciones Clase I Revisión 3

AR 0.11.2. Requerimientos de aptitud psicofísica para autorizaciones específicas Revisión 2

AR 0.11.3. Reentrenamiento de personal de instalaciones Clase I Revisión 1

AR 2.12.1. Criterios de seguridad radiológica para la gestión de los residuos radiactivos provenientes de instalaciones minero fabriles

Revisión 0

AR 3.1.1. Exposición ocupacional en reactores nucleares de potencia Revisión 2

AR 3.1.2. Limitación de efluentes radiactivos en reactores nucleares de potencia Revisión 2

AR 3.1.3. Criterios radiológicos relativos a accidentes en reactores nucleares de potencia Revisión 2

AR 3.2.1. Criterios generales de seguridad para el diseño de reactores nucleares de potencia

Revisión 2

AR 3.2.3. Seguridad contra incendios en reactores nucleares de potencia Revisión 2

AR 3.3.1. Diseño del núcleo de reactores nucleares de potencia Revisión 2

AR 3.3.2. Sistemas de remoción de calor de reactores nucleares de potencia Revisión 2

AR 3.3.3. Circuito primario de presión en reactores nucleares de potencia Revisión 1

AR 3.3.4. Seguridad de elementos combustibles para reactores nucleares de potencia Revisión 1

AR 3.4.1. Sistema de protección e instrumentación relacionada con la seguridad de reactores nucleares de potencia

Revisión 1

AR 3.4.2. Sistemas de extinción para reactores nucleares de potencia Revisión 1

AR 3.4.3. Sistemas de confinamiento en reactores nucleares de potencia Revisión 1

AR 3.5.1. Alimentación eléctrica esencial en reactores nucleares de potencia Revisión 1

AR 3.6.1. Sistema de calidad de reactores nucleares de potencia Revisión 2

AR 3.7.1. Cronograma de la documentación a presentar antes de la operación comercial de un reactor nuclear de potencia

Revisión 1

AR 3.8.1. Pruebas preliminares y puesta en marcha de reactores nucleares de potencia Revisión 1

AR 3.9.1. Criterios generales de seguridad para la operación de reactores nucleares de potencia

Revisión 1

AR 3.9.2. Comunicación de eventos relevantes en reactores nucleares de potencia Revisión 1

AR 3.10.1. Protección contra terremotos en reactores nucleares de potencia Revisión 1

AR 3.17.1. Desmantelamiento de reactores nucleares de potencia Revisión 2

AR 4.1.1. Exposición ocupacional en reactores nucleares de investigación Revisión 0

AR 4.1.2. Limitación de efluentes radiactivos en reactores nucleares de investigación Revisión 1

AR 4.1.3. Criterios radiológicos relativos a accidentes en reactores de investigación Revisión 2

AR 4.2.1. Diseño de conjuntos críticos Revisión 1

AR 4.2.2. Diseño de reactores de investigación Revisión 1

ii/iii

AR 4.2.3. Seguridad contra incendios en reactores de investigación Revisión 2

AR 4.5.1. Diseño del sistema de suministro de energía eléctrica de reactores de investigación

Revisión 1

AR 4.7.1. Cronograma de la documentación a presentar antes de la operación de un reactor de investigación

Revisión 1

AR 4.7.2. Cronograma de la documentación a presentar antes de la operación de un conjunto crítico

Revisión 0

AR 4.8.1 Pruebas preliminares y puesta en marcha de conjuntos críticos Revisión 1

AR 4.8.2. Pruebas preliminares y puesta en marcha de reactores de investigación Revisión 1

AR 4.9.1. Operación de conjuntos críticos Revisión 1

AR 4.9.2. Operación de reactores nucleares de investigación Revisión 2

AR 5.1.1. Exposición ocupacional en aceleradores de partículas Clase I Revisión 1

AR 5.7.1. Cronograma de la documentación a presentar antes de la operación de un acelerador de partículas

Revisión 1

AR 6.1.1. Exposición ocupacional en instalaciones radiactivas Clase I Revisión 1

AR 6.1.2. Limitación de efluentes radiactivos en instalaciones radiactivas Clase I Revisión 1

AR 6.2.1. Diseño de plantas de irradiación fijas con fuentes de irradiación móviles depositadas bajo agua

Revisión 2

AR 6.7.1. Cronograma de la documentación a presentar antes de la operación de una planta industrial de irradiación

Revisión 1

AR 6.9.1. Operación de plantas de irradiación fijas con fuentes de irradiación móviles depositadas bajo agua

Revisión 2

AR 7.9.1. Operación de equipos de gammagrafía industrial Revisión 1

AR 7.9.2. Operación de fuentes de radiación para aplicaciones industriales Revisión 0

AR 7.11.1. Permisos individuales para operadores de equipos de gammagrafía industrial Revisión 1

AR 7.11.2. Permisos individuales para operadores de fuentes de radiación para aplicaciones industriales

Revisión 0

AR 8.2.1. Uso de fuentes selladas en braquiterapia Revisión 0

AR 8.2.2. Operación de aceleradores lineales de uso médico Revisión 1

AR 8.2.3. Operación de instalaciones de telecobaltoterapia Revisión 3

AR 8.2.4. Uso de fuentes radiactivas no selladas en instalaciones de medicina nuclear Revisión 1

AR 8.11.1. Permisos individuales para el empleo de material radiactivo o radiaciones ionizantes en seres humanos

Revisión 2

AR 8.11.2 Requisitos mínimos de formación clínica activa para la obtención de permisos individuales con fines médicos

Revisión 0

AR 8.11.3 Permisos individuales para especialistas y técnicos en física de la radioterapia Revisión 0

AR 10.1.1. Norma básica de seguridad radiológica Revisión 3

AR 10.12.1. Gestión de residuos radiactivos Revisión 1

AR 10.13.1. Norma de protección física de materiales e instalaciones nucleares Revisión 1

AR 10.14.1. Garantías de no desviación de materiales nucleares y de materiales, instalaciones y equipos de interés nuclear

Revisión 0

AR 10.16.1. Transporte de materiales radiactivos Revisión 1

iii/iii

NORMAS AR CODIFICACIÓN

del #0 al 12 del #0 al 19 del #1 en adelante

Número dentro del sistema

Tipo de norma

0 Instalaciones clase I 1 Seguridad radiológica 2 Condiciones generales de seguridad 3 Sistemas operativos 4 Sistemas de seguridad 5 Sistemas auxiliares 6 Sistema de calidad 7 Documentación regulatoria 8 Puesta en marcha 9 Operación

10 Emplazamiento 11 Personal 12 Gestión de residuos radiactivos 13 Protección física de materiales e

instalaciones nucleares 14 Salvaguardias 15 Prevención de criticidad 16 Transporte de materiales radiactivos 17 Retiro de servicio 18 Seguridad física de fuentes radiactivas 19 Investigación biomédica

Categoría de norma

0 Licenciamiento 1 Criticidad 2 Minería y concentración de uranio 3 Reactores nucleares de potencia 4 Reactores nucleares de investigación 5 Aceleradores clase I 6 Instalaciones radiactivas clase I 7 Aplicaciones industriales 8 Aplicaciones médicas 9 Aplicaciones veterinarias

10 Básicas 11 Residuos radiactivos 12 Sistemas digitales

1/3

Autoridad Autoridad Autoridad Autoridad Regulatoria NuclearRegulatoria NuclearRegulatoria NuclearRegulatoria NuclearDEPENDIENTE DE LA PRESIDENCIA DE LA NACION

Licenciamiento de instalaciones Clase I

Aprobada por Resolución del Directorio de la Autoridad Regulatoria Nuclear Nº 39/01 (Boletín Oficial 22/1/02) República Argentina – 2006

AR 0.0.1.

REVISIÓN 2

1/3

NORMA AR 0.0.1.

LICENCIAMIENTO DE INSTALACIONES CLASE I

A. OBJETIVO

1. Establecer las condiciones generales a las que deben ajustarse la construcción, la puesta en marcha, la operación y el retiro de servicio de instalaciones Clase I (o instalaciones relevantes), el alcance de la responsabilidad de la Entidad Responsable y las relaciones que deberán esta-blecerse a esos fines entre la Autoridad Regulatoria y la Entidad Responsable.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a la construcción, puesta en marcha, la operación y el retiro de ser-vicio de instalaciones Clase I.

El cumplimiento de la presente norma y de las normas y requerimientos establecidos por la Autoridad Regulatoria, no exime del cumplimiento de otras normas y requerimientos no relacio-nados con la seguridad radiológica, establecidos por otras autoridades competentes

C. EXPLICACIÓN DE TÉRMINOS

3. Acelerador de Partículas: Instalación que cuenta con un dispositivo tecnológico que acele-ra partículas cargadas y utiliza las radiaciones ionizantes producidas con fines científicos, in-dustriales o médicos.

4. Construcción: Proceso que comprende la ejecución de obras civiles de la instalación Clase I, el montaje de sus componentes, equipos y sistemas, así como la realización de las pruebas respectivas. Tal ejecución excluye los trabajos de preparación y excavación del sitio del empla-zamiento, y se considera iniciada cuando se procede a la colada de hormigón correspondiente.

5. Entidad Responsable: Titular de las licencias de una instalación Clase I.

6. Instalación: Instalación Nuclear, Instalación Radiactiva, Instalación Minero Fabril o Acelera-dor de Partículas.

7. Instalación Clase I: Instalación o práctica que requiere un proceso de licenciamiento de más de una etapa. Comprende las siguientes subclases:

1. Reactores Nucleares de Potencia

2. Reactores Nucleares de Producción e Investigación.

3. Conjuntos Críticos.

4. Instalaciones nucleares con potencial de criticidad.

5. Aceleradores de Partículas con E>1 MeV (excepto los aceleradores de uso médico).

6. Plantas de Irradiación.

NORMA AR 0.0.1. LICENCIAMIENTO DE INSTALACIONES CLASE I

2/3

7. Plantas de producción de fuentes radiactivas abiertas o selladas.

8. Gestionadora de Residuos Radiactivos.

9. Instalaciones Minero Fabriles que incluyen el sitio de disposición final de los residuos radiactivos generados en su operación.

8. Instalación Minero Fabril: Instalación destinada a la extracción y concentración de minera-les que contienen radionucleidos de la serie del uranio o de la serie del torio, a los efectos de producir concentrado de uranio o de torio, y que puede incluir el sitio de disposición final de residuos radiactivos provenientes de esa producción.

9. Instalación Nuclear: Instalación donde se procesa, manipula, almacena transitoriamente o utiliza material fisionable, excluyendo Instalaciones Minero Fabriles.

10. Instalación Radiactiva: Instalación donde se procesa, manipula, almacena transitoriamen-te o utiliza material radiactivo no fisionable.

11. Instalación Relevante: Toda Instalación clasificada en la Clase I.

12. Licencia de Construcción: Documento por medio del cual la Autoridad Regulatoria autori-za a la Entidad Responsable, bajo ciertas condiciones, para que inicie la construcción de una instalación Clase I.

13. Licencia de Operación: Documento por medio del cual la Autoridad Regulatoria autoriza a la Entidad Responsable, bajo ciertas condiciones, para que opere una instalación Clase I.

14. Licencia de Puesta en marcha: Documento por medio del cual la Autoridad Competente autoriza a la Entidad Responsable de una instalación nuclear Clase I, bajo ciertas condiciones, a que inicie las actividades de puesta en marcha de la misma.

15. Licencia de Retiro de Servicio: Documento por medio del cual la Autoridad Regulatoria autoriza a la Entidad Responsable, bajo ciertas condiciones, para que lleve a cabo todas las etapas necesarias hasta alcanzar el retiro de servicio de una instalación Clase I.

16. Responsable Primario: Persona que asume la responsabilidad directa por la seguridad radiológica de una Instalación Clase I.

17. Retiro de Servicio: Proceso en virtud del cual se lleva a cabo el cierre definitivo de una instalación Clase I, a los efectos de posibilitar el uso irrestricto del sitio de su emplazamiento.

D. CRITERIOS

18. No podrá iniciarse la construcción, la puesta en marcha, la operación o el retiro de servicio de una instalación Clase I sin una previa licencia de construcción, de puesta en marcha, de operación o de retiro de servicio, según corresponda, solicitada por la Entidad Responsable y otorgada por la Autoridad Regulatoria.

19. La Entidad Responsable es la organización responsable por la seguridad radiológica y nu-clear de una instalación Clase I. Esa responsabilidad implica además que la Entidad Respon-sable debe hacer todo lo razonable y compatible con sus posibilidades a favor de la seguridad de la instalación Clase I cumpliendo, como mínimo, las normas y requerimientos de la Autori-dad Regulatoria. Esta responsabilidad se extiende al desarrollo de la instalación Clase I com-prendiendo las etapas de diseño, construcción, puesta en marcha, operación y retiro de servicio.

20. El cumplimiento de las normas y requerimientos no exime a la Entidad Responsable de su responsabilidad por la seguridad radiológica y nuclear de la instalación Clase I.

NORMA AR 0.0.1. LICENCIAMIENTO DE INSTALACIONES CLASE I

3/3

21. La Entidad Responsable podrá delegar total o parcialmente la ejecución de tareas necesa-rias para la seguridad radiológica y nuclear de una instalación Clase I, pero mantendrá en su totalidad la responsabilidad correspondiente.

22. La vigencia de una licencia referente a una instalación Clase I está supeditada al cumpli-miento -por parte de la Entidad Responsable- de las condiciones estipuladas en la misma, de las normas dictadas por la Autoridad Regulatoria y de los requerimientos emitidos por esta autoridad. La inobservancia de uno o más de estos requisitos podrá ser causal para que la Autoridad Regulatoria proceda a suspender o cancelar la vigencia de la licencia de que se tra-te.

23. Todo cambio en la organización de la Entidad Responsable que pueda afectar su capaci-dad para afrontar las responsabilidades que se han definido anteriormente requerirá, para que las licencias de las instalaciones Clase I afectadas mantengan su vigencia, una aprobación formal de la Autoridad Regulatoria.

24. La Entidad Responsable designará al Responsable Primario de una instalación Clase I, quien será el responsable directo de la seguridad radiológica y nuclear, así como del cumpli-miento de las licencias, normas y requerimientos. La Entidad Responsable prestará al Respon-sable Primario todo el apoyo que necesite y realizará una supervisión adecuada para garantizar que la instalación Clase I se opere en condiciones seguras y conforme a los térmi-nos de la licencia de operación.

25. Previamente a la solicitud de una licencia, la Entidad Responsable presentará a la Autoridad Regulatoria, con la antelación que ésta determine, la documentación técnica necesaria para que tal autoridad pueda evaluar la seguridad radiológica y nuclear de la instalación Clase I.

26. Las licencias de construcción y de puesta en marcha determinarán las etapas cuya inicia-ción esté condicionada al consentimiento expreso de la Autoridad Regulatoria. En tales oportu-nidades la prosecución de la construcción o de la puesta en marcha de la instalación Clase I quedará sujeta al cumplimiento de los requerimientos que para cada caso establezca la Autori-dad Regulatoria.

1/4


Licenciamiento de personal de instalaciones Clase I

Aprobada en la Resolución del Directorio de la Autoridad Regulatoria Nuclear Nº 36/01 (Boletín Oficial 15/1/02) República Argentina – 2006

AR 0.11.1.

REVISIÓN 3

1/4

NORMA AR 0.11.1.

LICENCIAMIENTO DE PERSONAL DE INSTALACIONES CLASE I

A. OBJETIVO

1. Establecer los requisitos que debe cumplir una persona para solicitar ante la Autoridad Regula-toria una licencia individual o una autorización específica.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al licenciamiento de personal de instalaciones Clase I que así lo requie-ran.

El cumplimiento de la presente norma y de las normas y requerimientos establecidos por la Autori-dad Regulatoria, no exime del cumplimiento de otras normas y requerimientos no relacionados con la seguridad radiológica, establecidos por otras autoridades competentes.


3. Aptitud Psicofísica: Compatibilidad adecuada, evaluada por el médico examinador, entre el profesiograma psicofísico de una función especificada y el conjunto de cualidades y condiciones psicofísicas del postulante a dicha función.

4. Autorización Específica: Certificado, expedido por la Autoridad Regulatoria, por el que se au-toriza a una persona, que posee Licencia Individual, a ejercer una función especificada, en una Instalación Clase I determinada. 5. Capacitación Complementaria: Capacitación teórico-práctica complementaria de la formación básica, cuyo objeto es impartir conocimientos de carácter introductorio a la formación especializa-da.

6. Capacitación Específica: Conocimientos y experiencia necesarios para el desempeño ade-cuado de una función especificada en una instalación Clase I determinada.

7. Entidad Responsable: Titular de las licencias de una Instalación Clase I.

8. Entrenamiento en el Trabajo: Desempeño transitorio de una función especificada para la cual se solicita autorización específica, bajo la supervisión y responsabilidad de personal autorizado. El desempeño transitorio podrá llevarse a cabo en la misma instalación Clase I donde luego se ejer-cerá permanentemente la función especificada, o en otra instalación similar.

9. Formación Básica: Estudios universitarios o técnicos acordes con el nivel requerido para una función genérica.

10. Formación Especializada: Estudios especializados acordes con el nivel requerido para una función genérica.

11. Función Especificada: Conjunto de tareas necesarias para la operación de una dada instala-ción Clase I, cuyo desempeño implica tomar decisiones que podrían incidir sobre la seguridad de esa instalación.

12. Función Genérica: Tipo de función que se realiza en una instalación Clase I para la que se requiere licencia individual.

13. Instalación Clase I: Instalación o práctica que requiere un proceso de licenciamiento de más de una etapa.

NORMA AR 0.11.1. LICENCIAMIENTO DE PERSONAL DE INSTALACIONES CLASE I

2/4

14. Licencia Individual: Certificado, expedido por la Autoridad Regulatoria, por el que se recono-ce la capacidad técnico-científica de un individuo para desempeñar una función dada en una Insta-lación Clase I.

15. Médico Examinador: Médico designado por la Entidad Responsable y reconocido por la Auto-ridad Regulatoria, con apoyo profesional suficiente para establecer los profesiogramas psicofísi-cos de las funciones especificadas y evaluar la aptitud psicofísica de los postulantes

16. Profesiograma Psicofísico: Conjunto de cualidades y condiciones psicofísicas mínimas ne-cesarias para desempeñar, en forma adecuada, una función especificada.

17. Reentrenamiento: Realización periódica de cursos y prácticas, por parte del personal que desempeña funciones especificadas en una instalación Clase I determinada, con el objeto de man-tener actualizados sus conocimientos y aptitudes para el eficaz desempeño de sus funciones, principalmente ante situaciones no rutinarias incluyendo las accidentales postuladas.

D. CRITERIOS

D1. Generales 18. Para ejercer una función especificada en una instalación Clase I determinada, el personal permanente o contratado, debe poseer la licencia individual y la autorización específica que co-rrespondan, ambas otorgadas por la Autoridad Regulatoria.

19. La persona que posea una licencia individual podrá solicitar a la Autoridad Regulatoria, con el acuerdo de la Entidad Responsable, una autorización específica para desempeñar una función especificada. Eventualmente podrá solicitar una autorización específica para otra función especifi-cada siempre que la nueva función requiera acreditar la misma capacidad técnico-científica que la reconocida por su licencia individual.

20. La persona que posea más de una autorización específica, sólo podrá desempeñar una única función especificada por vez. En el caso de reactores nucleares de potencia no podrá desempeñar más de una función especificada por jornada laboral.

21. Las funciones especificadas correspondientes al organigrama de operación de una instalación Clase I determinada serán propuestas por la Entidad Responsable y aprobadas por la Autoridad Regulatoria.

22. Las funciones genéricas y su naturaleza dependerán de las características de cada tipo de instalación Clase I y del organigrama de operación que para cada una de estas instalaciones apruebe la Autoridad Regulatoria.

D2. Obtención y Validez de una Licencia Individual 23. La persona que solicite una licencia individual debe satisfacer los siguientes requisitos:

a) Poseer formación básica. b) Haber realizado la capacitación complementaria, cuando corresponda, a propuesta de la

Entidad Responsable y a satisfacción de la Autoridad Regulatoria c) Acreditar la formación especializada.

24. La formación básica debe estar certificada mediante un título reconocido por la Autoridad Re-gulatoria que acredite la condición de profesional o técnico, según corresponda. La capacitación complementaria debe estar certificada por organismos educativos competentes reconocidos por la Autoridad Regulatoria.

25. La formación especializada debe acreditarse mediante la aprobación de un examen que, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, demuestre la posesión de los conocimientos técnico-científicos requeridos para la función genérica de que se trate.

26. El postulante que no aprobara el examen mencionado en el criterio N° 25 sólo podrá rendir un nuevo examen una vez que hayan transcurrido noventa (90) días corridos contados a partir de la fecha del primer examen. En el caso que nuevamente no aprobara, podrá rendir otro examen lue-go de transcurrido un año como mínimo.


3/4

27. La licencia individual es intransferible y tiene validez permanente. Podrá ser revocada por la Autoridad Regulatoria en el caso que se evidencie falsedad u omisión en los datos declarados en la solicitud de la licencia individual.

D3. Obtención y Validez de una Autorización Específica 28. Para poder desempeñar una función especificada en una instalación Clase I, la persona pro-puesta por una Entidad Responsable para obtener una autorización específica debe satisfacer los siguientes requisitos:

a) Poseer licencia individual apropiada para la función genérica en el tipo de instalación Cla-se I involucrada.

b) Poseer certificado de aptitud psicofísica correspondiente a la función especificada.

c) Haber realizado satisfactoriamente la capacitación específica y el entrenamiento en el tra-bajo adecuados para desempeñar la función especificada en la instalación Clase I de que se trate.

29. El cumplimiento de los requisitos establecidos en el criterio N° 28c se acreditará de la siguiente forma:

a) La capacitación específica debe determinarse mediante la aprobación de un examen que, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, demuestre la posesión de los conocimientos necesarios para desempeñar la función especificada correspondiente.

b) El entrenamiento en el trabajo debe ser certificado por el personal calificado bajo cuya su-pervisión se haya efectuado y debe ser refrendado por la Entidad Responsable de la insta-lación donde se realizó dicho entrenamiento. Las certificaciones del entrenamiento en el trabajo deben estar reconocidas por la Autoridad Regulatoria.

c) Excepcionalmente, el período efectivo de entrenamiento en el trabajo podrá extenderse hasta un 50% del plazo fijado inicialmente en el programa correspondiente.

30. El postulante que no aprobara el examen mencionado en el criterio N° 29a sólo podrá rendir un nuevo examen una vez que hayan transcurrido noventa (90) días corridos contados a partir de la fecha del primer examen. En el caso que nuevamente no aprobara, podrá rendir otro examen lue-go de transcurrido un año como mínimo.

31. Las autorizaciones específicas tendrán una validez máxima de dos (2) años supeditada a la del certificado de aptitud psicofísica. Además podrán ser modificadas, suspendidas o revocadas por la Autoridad Regulatoria, conforme a lo establecido en los criterios N° 34 y N° 35.

D4. Renovación de una Autorización Específica 32. El trámite de renovación de una autorización específica debe ser iniciado con una antelación de treinta (30) días corridos contados a partir de la fecha de vencimiento de tal autorización. Para solicitar esta renovación, su titular debe presentar a la Autoridad Regulatoria:

a) La solicitud de renovación de la autorización específica. b) El certificado de aptitud psicofísica. c) La certificación de la Entidad Responsable de la instalación Clase I, que atestigüe el efec-

tivo y correcto desempeño de la función especificada y el cumplimiento y aprobación del programa de reentrenamiento oportunamente presentado a la Autoridad Regulatoria.

33. Si el titular no desempeñara efectivamente la función especificada durante el lapso de vigencia de la autorización específica, la Autoridad Regulatoria podrá exigir un examen y/o una prueba de desempeño para considerar la renovación correspondiente.

D5. Modificación, Suspensión o Revocación de una Autorización Específica 34. Las autorizaciones específicas podrán ser modificadas, suspendidas o revocadas por la Auto-ridad Regulatoria si se advirtiera:


4/4

a) Violación u omisión del cumplimiento de normas o requerimientos o de la licencia de ope-ración de la instalación.

b) Desempeño inadecuado de la función especificada. c) Que no se haya ejercido la función especificada durante un período de un año o más. d) Cualquier comportamiento del titular de la autorización específica que, a juicio de la Auto-

ridad Regulatoria, pueda afectar la operación segura de la instalación. e) Falsedad u omisión en los datos declarados en la solicitud de la autorización específica.

35. A la persona que no aprobase la evaluación del reentrenamiento anual, la Autoridad Regulato-ria le suspenderá la validez de su autorización específica y le concederá un plazo adecuado para completar el programa de reentrenamiento. Si esta segunda instancia no se cumpliera le será re-vocada su autorización específica, en tal caso podrá iniciar la gestión para solicitar una nueva.

D6. Capacitación Específica y Entrenamiento en el Trabajo 36. Los programas de capacitación específica, de entrenamiento en el trabajo y, si correspondiera, de reentrenamiento deben asegurar suficientes conocimientos actualizados y entrenamiento para un desempeño satisfactorio de las funciones especificadas.

37. La capacitación específica del personal debe ajustarse a los programas correspondientes oportunamente presentados por la Entidad Responsable a la Autoridad Regulatoria y debe ser certificada por la Entidad Responsable.

38. Además de los programas de capacitación específica del personal, la Entidad Responsable debe someter a consideración de la Autoridad Regulatoria: la duración de los cursos, las califica-ciones que se exigirán para la aprobación de los mismos y el procedimiento de evaluación y certi-ficación de la capacitación específica del personal.

39. Los programas de capacitación específica deben incluir, entre otros, los temas contenidos en la documentación mandatoria indicada en la licencia de operación de la instalación Clase I.

40. El entrenamiento en el trabajo debe ser el que corresponde a la función especificada de que se trate.

D7. Registros 41. La Entidad Responsable debe mantener un archivo actualizado de la documentación del per-sonal que posea licencia individual y autorización específica, en lo referente a formación básica, capacitación complementaria, formación especializada, aptitud psicofísica, capacitación específica, entrenamiento en el trabajo y cursos de reentrenamiento, así como cualquier otro tipo de informa-ción de interés relacionada con el tema.

1/3


Requerimientos de aptitud psicofísica para autorizaciones específicas


AR 0.11.2.

REVISIÓN 2

1/3

NORMA AR 0.11.2.

REQUERIMIENTOS DE APTITUD PSICOFÍSICA PARA AUTORIZACIONES ESPECÍFICAS

A. OBJETIVO

1. Establecer los requerimientos necesarios para evaluar la aptitud psicofísica de una persona que solicita una autorización específica o la renovación de la misma.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a toda persona propuesta por la Entidad Responsable de una instala-ción Clase I para obtener o renovar una autorización específica.



3. Aptitud Psicofísica: Compatibilidad adecuada, evaluada por el médico examinador, entre el profesiograma psicofísico de una función especificada y el conjunto de cualidades y condiciones psicofísicas del postulante a dicha función.

4. Autorización Específica: Certificado, expedido por la Autoridad Regulatoria, por el que se au-toriza a una persona, que posee Licencia Individual, a ejercer una función especificada, en una Instalación Clase I determinada.


6 Función Especificada: Conjunto de tareas necesarias para la operación de una dada instala-ción Clase I, cuyo desempeño implica tomar decisiones que podrían incidir sobre la seguridad de esa instalación.

7. Funcionamiento Normal: Operación de una instalación Clase I dentro de los límites y condi-ciones operacionales especificados, incluidos el estado de parada, el funcionamiento en régimen, la parada, la puesta en marcha, el mantenimiento, las pruebas y, en el caso de reactores nuclea-res, la recarga de combustible.

8. Incidente Operacional: Proceso operacional que produce una alteración del funcionamiento normal pero que, debido a la existencia de características de diseño apropiadas, no ocasiona da-ños significativos a los elementos de importancia para la seguridad ni conduce a situaciones acci-dentales.

9. Instalación: Instalación Nuclear, Instalación Radiactiva, Instalación Minero Fabril o Acelerador de Partículas.


NORMA AR 0.11.2. REQUERIMIENTOS DE APTITUD PSICOFÍSICA PARA AUTORIZACIONES ESPECÍFICAS

2/3

11. Médico Examinador: Médico designado por la Entidad Responsable y reconocido por la Auto-ridad Regulatoria, con apoyo profesional suficiente como para establecer los profesiogramas psi-cofísicos de las funciones especificadas y evaluar la aptitud psicofísica de los postulantes.

12. Profesiograma Psicofísico: Conjunto de cualidades y condiciones psicofísicas mínimas ne-cesarias para desempeñar, en forma adecuada, una función especificada.

13. Situación Accidental: Alteración grave de una situación operacional que puede conducir a consecuencias radiológicas significativas para las personas expuestas a radiación, si los corres-pondientes sistemas de seguridad no funcionan según se ha previsto en el diseño.

14. Situación Operacional: Situación definida como funcionamiento normal o incidente operacional.

D. CRITERIOS

15. Los postulantes a obtener o renovar la autorización específica deben poseer una aptitud psico-física tal que les permita desempeñar apropiadamente la función especificada.

16. La aptitud psicofísica debe estar certificada por un médico examinador mediante un certificado de aptitud psicofísica. Si tal certificación se expide con algún condicionamiento especial, éste de-berá constar en el certificado correspondiente.

17. La Entidad Responsable debe designar a un médico examinador, para la ejecución del exa-men de aptitud psicofísica a los postulantes a obtener o renovar la autorización específica.

18. La Entidad Responsable debe hacer todos los esfuerzos posibles para verificar que las perso-nas autorizadas mantengan la aptitud psicofísica que fuera requisito para el otorgamiento o reno-vación de la autorización específica. En particular, debe promover la realización de exámenes de verificación, cuando haya razonable evidencia que la aptitud psicofísica pudiera haber disminuido en forma significativa.

19. El médico examinador debe, en consulta con la Entidad Responsable, establecer los profesio-gramas psicofísicos de las funciones especificadas para las cuales dicha entidad solicita el otor-gamiento o la renovación de la autorización específica, teniendo en cuenta el horario de trabajo que desarrollará el postulante.

20. La Entidad Responsable debe informar al médico examinador, cuales son las responsabilida-des y tareas inherentes a cada una de las funciones especificadas que correspondan. En particu-lar, deberá informar sobre la descripción de las tareas y el ambiente de trabajo, incluyendo las tareas previstas en potenciales situaciones accidentales; la información debe ser lo suficientemen-te detallada como para establecer sin dificultades, el profesiograma psicofísico de la función espe-cificada.

21. La Entidad Responsable debe informar al médico examinador, cual es la función especificada que cumplirá la persona examinada. En el caso de renovaciones, el informe deberá contener una descripción del comportamiento de la persona verificado desde el primer examen, incluyendo su actuación en incidentes operacionales o en situaciones accidentales. Asimismo, debe remitir al médico examinador, la información adicional que éste solicite para poder realizar la evaluación.

22. Para la evaluación de la aptitud psicofísica el médico examinador deberá considerar no sólo las tareas asignadas en situaciones operacionales a la persona examinada, sino también las ta-reas previstas en situaciones no rutinarias, incluyendo las situaciones accidentales postuladas.

23. El examen de aptitud psicofísica tendrá por objeto verificar que la persona examinada posee, en el grado requerido por la función especificada propuesta, las siguientes condiciones generales:

NORMA AR 0.11.2. REQUERIMIENTOS DE APTITUD PSICOFÍSICA PARA AUTORIZACIONES ESPECÍFICAS

3/3

• Estabilidad emocional y psíquica, así como capacidad de reacción; • Agudeza de los sentidos que permita una capacidad normal de recepción de la informa-

ción hablada y escrita, y de toda otra información audible, visible o palpable en la forma en que la proporcionen los aparatos o dispositivos previstos para ello, así como una capaci-dad de expresión que permita una comunicación rápida y segura;

• Capacidad física, de potencia motora, de campo de movimientos y de destreza de movi-mientos, tal que le permitan ejecutar adecuadamente las tareas asignadas.

24. Para otorgar el certificado de aptitud psicofísica el médico examinador debe, en el grado re-querido por el profesiograma psicofísico de la función especificada, verificar el cumplimiento de las condiciones que correspondan. En la Guía Regulatoria GR 3/AR 0.11.2. se describen condiciones que pueden ser seguidas con este propósito.

NORMA AR 0.11.3. REENTRENAMIENTO DE PERSONAL DE INSTALACIONES RELEVANTES

1/3


Reentrenamiento de personal de instalaciones Clase I

Aprobada en la Resolución del Directorio de la Autoridad Regulatoria Nuclear Nº 36/01 (Boletín Oficial 15/1/02) República Argentina - 2006

AR 0.11.3.

REVISIÓN 1

NORMA AR 0.11.3. REENTRENAMIENTO DE PERSONAL DE INSTALACIONES RELEVANTES

1/3

NORMA AR 0.11.3.

REENTRENAMIENTO DE PERSONAL DE INSTALACIONES CLASE I

A. OBJETIVO

1. Establecer los requisitos que debe cumplir la Entidad Responsable de una instalación Clase I para el reentrenamiento de personal.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al personal que desempeñe una función especificada en una instala-ción Clase I.



3. Autorización Específica: Certificado, expedido por la Autoridad Regulatoria, por el que se au-toriza a una persona, que posee Licencia Individual, a ejercer una función especificada, en una Instalación Clase I determinada.


5 Función Especificada: Conjunto de tareas necesarias para la operación de una dada instala-ción Clase I, cuyo desempeño implica tomar decisiones que podrían incidir sobre la seguridad de esa instalación.



8. Reentrenamiento: Realización periódica de cursos y prácticas, por parte del personal que des-empeña funciones especificadas en una instalación Clase I determinada, con el objeto de mante-ner actualizados sus conocimientos y aptitudes para el eficaz desempeño de sus funciones, princi-palmente ante situaciones no rutinarias incluyendo las accidentales postuladas.

D. CRITERIOS

D.1. Generales

9. La Entidad Responsable debe asegurar un adecuado reentrenamiento del personal que desem-peña funciones especificadas en una instalación Clase I.

NORMA AR 0.11.3. REENTRENAMIENTO DE PERSONAL DE INSTALACIONES CLASE I

2/3

10. La Entidad Responsable debe proponer a la Autoridad Regulatoria -durante el primer trimestre de cada año calendario- la nómina del personal que será reentrenado durante ese año, así como el programa de reentrenamiento correspondiente. La propuesta original podrá ser modificada por la Entidad Responsable, en caso de ser necesario.

11. El programa de reentrenamiento debe contener la lista de los cursos que se dictarán durante el año calendario para cada función especificada, sus respectivos cronogramas, el temario a desarrollarse en cada uno de tales cursos y los docentes designados para el dictado y evaluación de los mismos.

12. La Entidad Responsable llevará a cabo el reentrenamiento del personal que proponga en el año calendario. Cuando así lo considere la Autoridad Regulatoria requerirá la inclusión de temas adicionales específicos, la ampliación de la nómina de personal a ser reentrenado o modificar la nómina de docentes e instructores propuestos.

13. El temario de los cursos de reentrenamiento debe incluir, como mínimo, los siguientes temas:

• Revisión y actualización de conceptos teóricos básicos sobre las características técnicas de la instalación Clase I, y de aspectos prácticos sobre su funcionamiento.

• Análisis de las modificaciones que se hubieren realizado en estructuras, componentes, equipos o sistemas importantes para la seguridad.

• Estudio de cambios que se hubieren producido en la documentación mandatoria. • Revisión del procedimiento o plan de emergencia y análisis de los resultados de su aplica-

ción durante simulacros. • Análisis de las situaciones de apartamiento de las condiciones normales de operación que

produzcan o puedan producir una exposición injustificada a la radiación, que hubieren ocu-rrido últimamente en la propia instalación, o en otras instalaciones semejantes (nacionales o extranjeras).

• Estudio de las situaciones de apartamiento de las condiciones normales de operación pre-visibles que pudieren ocurrir en la instalación, incluyendo el análisis de los eventos inician-tes, de las acciones preventivas y correctivas a seguir en cada caso, y de las eventuales consecuencias radiológicas.

• Conceptos sobre cultura de la seguridad, incluyendo el análisis y discusión de casos prác-ticos que permitan el desarrollo de actitudes positivas hacia la seguridad y la prioridad de esta última frente a otras cuestiones.

14. Las tareas destinadas a impartir experiencia práctica a ser efectuadas en instalaciones Clase I -excepto reactores nucleares de potencia- serán determinadas por la Entidad Responsable acorde con las características de dichas instalaciones.

D.2. Específicos y Adicionales para Reactores Nucleares de Potencia

15. Cuando un reactor nuclear de potencia no cuente con simuladores de "escala completa" ("full-scope" en idioma inglés), las prácticas podrán realizarse en simuladores de reactores semejantes, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

16. Las prácticas en los simuladores se realizarán en forma periódica; la frecuencia, extensión y temario de estas prácticas deben ser propuestos por la Entidad Responsable, y aceptados por la Autoridad Regulatoria.

17. Las prácticas realizadas en simuladores deben contemplar, principalmente, la simulación de situaciones de apartamiento de las condiciones normales de operación que produzcan o puedan producir una exposición injustificada a la radiación en un reactor nuclear de potencia, así como ejercicios de los procedimientos operativos de emergencia.

NORMA AR 0.11.3. REENTRENAMIENTO DE PERSONAL DE INSTALACIONES CLASE I

3/3

18. Para el caso del personal de un reactor nuclear de potencia que desempeña una función es-pecificada, el programa de reentrenamiento correspondiente debe incluir -además de lo requerido en los criterios Nº 12 y Nº 13- prácticas en los circuitos de prueba y maquetas pertenecientes al mismo reactor.

19. El personal que haya realizado prácticas en simuladores o en circuitos de prueba y maquetas de una reactor nuclear de potencia deberá ser evaluado por instructores calificados. La nómina de estos instructores deberá contar con la aceptación de la Autoridad Regulatoria.

D.3. Evaluaciones del Personal Reentrenado

D.3.1. Evaluaciones del Personal Reentrenado de Instalaciones Clase I, excepto Reactores Nucleares de Potencia.

20. Al término del reentrenamiento, y dentro del año calendario, la Entidad Responsable debe efectuar una evaluación del personal reentrenado, para lo cual constituirá una mesa examinadora a satisfacción de la Autoridad Regulatoria. En los casos que así lo considere, la Autoridad Regula-toria integrará la mesa examinadora.

D.3.2. Evaluación del Reentrenamiento del personal de Reactores Nucleares de Po-tencia

21. Al término del reentrenamiento, y dentro del año calendario, la Entidad Responsable de un Reactor Nuclear de Potencia debe efectuar una evaluación del reentrenamiento del personal, para lo cual constituirá una mesa examinadora a satisfacción de la Autoridad Regulatoria. La mesa examinadora analizará las evaluaciones realizadas por los instructores de los diferentes cursos y emitirá un dictamen estableciendo la nómina del personal aprobado. En los casos en que así lo considere, la Autoridad Regulatoria integrará la mencionada mesa examinadora y podrá profundi-zar diversos aspectos de dicha evaluación.

D.3.3. Resultado de las evaluaciones del personal reentrenado

22. A la persona que no aprobase la evaluación del reentrenamiento anual, la Autoridad Regulato-ria le suspenderá la validez de su autorización específica y le concederá un plazo adecuado para completar el programa de reentrenamiento. Si esta segunda instancia no se cumpliera le será re-vocada su autorización específica y, en tal caso, la persona podrá gestionar una nueva.

1/3


Criterios de seguridad radiológica para la gestión de los residuos radiactivos provenientes de instalaciones minero fabriles


AR 2.12.1.

REVISIÓN 0

1/3

NORMA AR 2.12.1.

CRITERIOS DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA PARA LA GESTIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS

PROVENIENTES DE INSTALACIONES MINERO FABRILES

A. OBJETIVO

1. Establecer criterios, con el objeto de que la gestión de residuos radiactivos, se realice con un nivel adecuado de protección radiológica de las personas y de preservación del ambiente.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a la gestión de residuos radiactivos provenientes de instalaciones minero fabriles, que se encuentren en operación o hubieran finalizado la operación. La presen-te norma no es de aplicación a nuevas instalaciones minero fabriles, ni a los casos exentos o los casos excluidos del control por la Autoridad Regulatoria de acuerdo a la normativa vigente.

El cumplimiento de la presente norma y de las normas y requerimientos establecidos por la Au-toridad Regulatoria no exime del cumplimiento de otras normas y requerimientos no relaciona-dos con la seguridad radiológica establecidos por otras autoridades competentes.


3. Almacenamiento de Residuos Radiactivos: Ubicación segura de los residuos radiactivos en un sitio en forma temporaria.

4. Cierre Definitivo: Conjunto de actividades autorizadas por la Autoridad Regulatoria llevadas a cabo al final de la etapa de operación de una instalación destinada a la disposición final de re-siduos radiactivos.

5. Control Institucional: Acciones, mecanismos y dispositivos implementados para mantener durante un lapso definido las restricciones de acceso a los sitios de disposición final de resi-duos una vez finalizada la etapa del cierre definitivo.

6. Disposición Final de Residuos Radiactivos: Ubicación segura de los residuos radiactivos, sin el propósito de recuperarlos, en instalaciones o sitios licenciados para ese fin.

7. Generadora de Residuos Radiactivos: Instalación controlada por la Autoridad Regulatoria en la que, debido a su operación, se producen residuos radiactivos y en la que se pueden realizar cualesquiera de las actividades incluidas en la gestión de residuos radiactivos, excepto la dis-posición final.

8. Gestionadora de Residuos Radiactivos: Instalación controlada por la Autoridad Regulatoria en la que se realiza la gestión de los residuos radiactivos transferidos por las instalaciones ge-neradoras de residuos radiactivos incluida la disposición final.

9. Intrusión Humana: Acción no premeditada del hombre que en el futuro podría afectar los sistemas de disposición final de residuos radiactivos y, potencialmente, producir consecuen-cias radiológicas.

NORMA AR 2.12.1. CRITERIOS DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA PARA LA GESTIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS PROVENIENTES DE INSTALACIONES MINERO FABRILES – REVISIÓN 0

2/3

10. Escenario normal: Escenario donde se considera que se cumplen los objetivos de diseño tanto en condiciones normales como ante eventos disruptivos concebibles durante el período de aislamiento previsto. Este escenario excluye las situaciones originadas por la intrusión humana.

11. Residuos Radiactivos: Materiales para los cuales no se prevé ningún uso ulterior y que con-tienen sustancias radiactivas con valores de actividad tales que exceden las restricciones de dosis establecidas por la Autoridad Regulatoria para su dispersión en el ambiente.

D. CRITERIOS

12. El titular de licencia de una instalación minero fabril es responsable del almacenamiento, en adecuadas condiciones de seguridad radiológica, de los residuos radiactivos provenientes de las actividades que en ella se realizan o realizaron, hasta tanto se transfieran los mismos a una Gestionadora de Residuos Radiactivos. Es particularmente responsable de la seguridad radio-lógica de los trabajadores y del público durante el período de almacenamiento.

13. La transferencia de residuos radiactivos de una instalación minero fabril a una Gestionadora de Residuos Radiactivos, deberá realizarse acorde a procedimientos previamente aprobados a tal efecto por la Autoridad Regulatoria.

14. El titular de licencia de la Gestionadora de Residuos Radiactivos que recibe los residuos radiac-tivos transferidos por una instalación minero fabril, es responsable de todos los aspectos de seguridad radiológica y física de los mismos.

15. Para la disposición final de los residuos radiactivos provenientes de instalaciones minero fabri-les, el titular de licencia de la Gestionadora de Residuos Radiactivos debe solicitar a la Autori-dad Regulatoria la correspondiente licencia para el cierre definitivo. Para ello deberá presentar, con la debida anticipación y a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, la evaluación de seguri-dad que incluya la documentación técnica describiendo las características del sistema de con-finamiento, su adecuación al sitio de disposición final y el período de control institucional previsto.

16. El titular de licencia de la Gestionadora de Residuos Radiactivos es responsable de que se establezcan mecanismos apropiados de restricción al uso del terreno en el que se encuentra el sitio de disposición final de los residuos radiactivos provenientes de la instalación minero fabril.

17. El titular de licencia de la Gestionadora de Residuos Radiactivos es responsable de que las restricciones mencionadas en el Criterio Nº 16 sean establecidas en documentos que conten-gan una adecuada descripción de la naturaleza de los residuos ubicados en el sitio, y las limita-ciones a la venta y transferencia del terreno. Asimismo dicho titular es responsable de que la correspondiente autoridad de aplicación sea debidamente notificada de tales restricciones.

18. En la documentación técnica mencionada en el Criterio Nº 15, deben acotarse, tanto como sea posible, las incertezas asociadas con la complejidad de los sistemas de confinamiento, con el período de aislamiento necesario, así como con la probabilidad de intrusión humana y sus po-tenciales consecuencias.

19. La selección de un sitio para la disposición final de residuos radiactivos provenientes de una instalación minero fabril debe realizarse teniendo en cuenta las dosis estimadas en el escena-rio normal así como en los posibles escenarios de intrusión humana.

20. El diseño de los sistemas de disposición final de los residuos radiactivos provenientes de una instalación minero fabril debe optimizarse para el escenario normal. Alternativamente, a satis-facción de la Autoridad Regulatoria el Titular de Licencia de la Gestionadora de Residuos Ra-diactivos podrá demostrar que el diseño de tales sistemas es el más adecuado para el sitio y para las características de los residuos involucrados, y que respeta las restricciones de dosis y de riesgo establecidas al efecto por la Autoridad Regulatoria

NORMA AR 2.12.1. CRITERIOS DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA PARA LA GESTIÓN DE LOS RESIDUOS

RADIACTIVOS PROVENIENTES DE INSTALACIONES MINERO FABRILES – REVISIÓN 0

3/3

21. En las evaluaciones del escenario normal, las dosis estimadas que recibirían las generaciones futuras no deberán exceder las restricciones de dosis establecidas al inicio del período de ais-lamiento. Dichas evaluaciones de seguridad, en términos de dosis, riesgos u otros indicadores de seguridad apropiados para los períodos de aislamiento requeridos, deben ser realizadas a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

22. Las características del sitio de disposición final y el diseño del sistema de confinamiento de los residuos radiactivos provenientes de una instalación minero fabril deben ser tales que se mini-mice la necesidad de control institucional una vez finalizada la etapa de cierre definitivo.

23. A los efectos de la optimización de la protección radiológica, la selección del sitio de disposición final y el diseño de los sistemas de ingeniería deben asegurar, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, que en el escenario normal, la dosis en el grupo crítico atribuible a todas las vías de exposición consideradas en dicho escenario no exceda 0,3 mSv en un año lo que corres-ponde a una restricción del riesgo del orden de 10-5 en un año.

24. Si la dosis proyectada al Grupo Crítico como consecuencia de la intrusión humana excediera el valor de 3 mSv en un año, el titular de licencia de la Gestionadora de Residuos Radiactivos de-berá adoptar las medidas que sean necesarias para disminuir tanto como sea posible la proba-bilidad de tal intrusión y limitar sus consecuencias.

25. Si como resultado de la intrusión humana la dosis proyectada al grupo crítico no excediese 3 mSv en un año no se consideraría justificable realizar una intervención. Cuando la dosis pro-yectada al grupo crítico exceda el valor de 30 mSv en un año, la intervención se encuentra ge-neralmente justificada. En los restantes casos deberá analizarse la justificación de la interven- ción en un análisis caso por caso.

1/2


Exposición ocupacional en reactores nucleares de potencia


AR 3.1.1.

REVISIÓN 2

1/2

NORMA AR 3.1.1.

EXPOSICIÓN OCUPACIONAL EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios de protección radiológica ocupacional que se deben tener en cuenta en el diseño.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a las características de diseño de los reactores nucleares de potencia, relacionadas con la exposición de los trabajadores.

El cumplimiento de la presente norma y de las normas y requerimientos establecidos por la Autoridad Regulatoria, no exime del cumplimiento de otras normas y requerimientos no relacionados con la seguridad radiológica, establecidos por otras autoridades competentes.


3. Área Controlada: Lugar de trabajo donde se requiere, en condiciones normales de operación, que los trabajadores apliquen procedimientos preestablecidos para controlar la exposición a la radiación o para prevenir la dispersión de la contaminación radiactiva, y en la que se requieren medidas específicas para prevenir exposiciones potenciales.

4. Concentración Derivada en Aire (DAC): Para un dado radionucleido, es el cociente entre el valor del límite anual de incorporación de ese radionucleido y 2500 m3 de aire.

5. Dosis: Medida de la radiación recibida o absorbida por un órgano o cuerpo. Se utilizan, según el contexto, las magnitudes denominadas dosis efectiva, dosis equivalente, dosis colectiva y dosis efectiva comprometida. Los términos calificativos se suelen omitir cuando no son necesarios para precisar la magnitud de interés

6. Dosis Equivalente Ambiental, H*(d): Dosis equivalente en la esfera ICRU (1)1-a la profundidad d- cuando se encuentra en un campo de radiación alineado y expandido, en el radio opuesto al sentido del campo alineado. Cuando la radiación es penetrante, se adopta d = 10 milímetros.

7. Factor de Ocupación: Fracción del año laboral (2000 horas) en la que una persona ocupa un determinado local.

8. Optimización: Procedimiento para reducir tanto como sea razonablemente alcanzable, teniendo en cuenta factores sociales y económicos, la dosis colectiva originada en una Instalación o en una práctica.

1 International Commission on Radiation Units and Measurements. ICRU Report 51

NORMA AR 3.1.1. EXPOSICIÓN OCUPACIONAL EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

2/2

D. CRITERIOS

9. Las dosis anuales que reciban los trabajadores expuestos deben ser inferiores a las restricciones de dosis establecidas, y los sistemas de protección deben estar optimizados. Para verificar el cumplimiento de este criterio, se podrá tener en cuenta el factor de ocupación previsto para los distintos locales; en cambio no podrá tenerse en cuenta un eventual reemplazo de trabajadores.

10. Debe darse preferencia a la protección radiológica lograda mediante los sistemas propios de la instalación, frente a la obtenible por medios operativos.

11. La tasa de dosis equivalente ambiental en locales sin restricción de acceso para trabajadores, no debe exceder 3 µSv/h; en aquellos lugares donde sea superado este valor deberán preverse procedimientos adicionales de protección. En particular, el acceso a los locales donde la tasa de dosis equivalente ambiental exceda 200 µSv/h deberá estar prevenido mediante una barrera física apropiada.

12. En locales sin restricción de acceso, la concentración de radionucleidos en aire no excederá 1/100 DAC.

13. Ningún trabajador debe estar expuesto a concentraciones de radionucleidos en aire superiores a 1/10 DAC. En los locales donde estos valores de concentración puedan detectarse, deben preverse dispositivos para monitoreo y medios de protección adecuados.

14. El acceso a los locales donde la concentración de radionucleidos en aire exceda 1 DAC debe estar prevenido por una barrera física apropiada.

15. Durante el mantenimiento y la inspección en servicio, ningún trabajador debe estar expuesto a tasas de dosis que excedan 200 µSv/h de todas las radiaciones de las que el componente penetrante no superará los 30 µSv/h.

16. Durante la reparación de fallas habituales, o durante períodos prolongados de mantenimiento e inspección de partes del circuito primario, ningún trabajador debe estar expuesto a tasas de dosis que excedan 1,2 mSv/h de todas las radiaciones de las que el componente penetrante no superará los 200 µSv/h.

17. Como resultado de fallas muy infrecuentes pero previsibles, o durante breves períodos de mantenimiento e inspección de partes del circuito primario, ningún trabajador debe estar expuesto a tasas de dosis que excedan 5 mSv/h de todas las radiaciones de las que el componente penetrante no superará los 0,8 mSv/h.

1/2


Limitación de efluentes radiactivos en reactores nucleares de potencia


AR 3.1.2.

REVISIÓN 2

1/2

NORMA AR 3.1.2.

LIMITACIÓN DE EFLUENTES RADIACTIVOS EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios de protección radiológica que se deben tener en cuenta en el diseño, para limitar las descargas de efluentes radiactivos al ambiente.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño de reactores nucleares de potencia.



3. Efluente Radiactivo: Cualquier material radiactivo líquido, gaseoso o en forma de aerosol pro-cedente de una instalación, que la Entidad Responsable somete a control antes de su descarga al ambiente de manera que la actividad descargada resulte compatible con los límites establecidos por la Autoridad Regulatoria

4. Grupo Crítico: Grupo de población representativo de los individuos más expuestos y homogé-neo en cuanto a los parámetros que influyen en las dosis recibidas, durante la operación normal o en caso de accidentes, en una instalación o práctica no rutinaria.

D. CRITERIOS

5. Deben optimizarse los sistemas de limitación de las descargas de efluentes radiactivos teniendo en cuenta el costo correspondiente a cada alternativa factible y la dosis colectiva total resultante de la liberación de efluentes radiactivos durante toda la vida de la instalación.

6. Debe preverse como mínimo suficiente retención de modo tal que se cumplan las siguientes restricciones de dosis:

a) La dosis efectiva anual en el grupo crítico debida a la liberación de efluentes radiactivos no exceda de 0,3 mSv. b) La dosis efectiva colectiva no exceda 15 mSv hombre por MW año de energía eléctrica generada.

7. Debe preverse que la actividad de los efluentes radiactivos descargados al ambiente en un (1) trimestre calendario, no debe exceder 1/3 del valor anual deducido a partir de los criterios Nº 5 y N° 6.

NORMA 3.1.2. LIMITACIÓN DE EFLUENTES RADIACTIVOS EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

2/2

8. Debe preverse que la actividad de los efluentes radiactivos descargados en un (1) día, no debe exceder 4 veces del valor promedio deducido a partir de los criterios Nº 5 y N° 6.

9. Las descargas de efluentes radiactivos al ambiente deben tener lugar solamente por rutas con-troladas. Las descargas a la atmósfera deben realizarse por rutas controladas que terminen en una chimenea adecuada.

10. Los efluentes radiactivos líquidos deben ser contenidos en tanques ubicados en una conten-ción secundaria cuya superficie sea fácilmente descontaminable. El volumen de la contención secundaria debe ser al menos igual al del mayor tanque primario. La contención secundaria debe poder drenarse a un sumidero con medios adecuados de monitoreo y de remoción de los líquidos. El sistema de monitoreo debe accionar una alarma en el caso de falla de tanques primarios.

11. Debe preverse una planta adecuada de tratamiento de efluentes líquidos, incluyendo: tanques de retardo, sistemas de remoción de material en suspensión y sistemas de monitoreo previo a la descarga ambiental.

12. Debe preverse que los lugares de almacenamiento, tanques y tuberías del sistema de efluen-tes estén identificados con señalización adecuada.

13. Debe preverse la realización del monitoreo de las descargas al ambiente, de efluentes radiac-tivos preferentemente de manera continua o, como alternativa, a intervalos a determinarse de acuerdo con las condiciones de operación y a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

1/3


Criterios radiológicos relativos a accidentes en reactores nucleares de potencia


AR 3.1.3.

REVISIÓN 2

1/3

NORMA AR 3.1.3.

CRITERIOS RADIOLÓGICOS RELATIVOS A ACCIDENTES EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer las condiciones generales que deben cumplirse en el diseño, para prevenir la ocurrencia de accidentes así como mitigar sus consecuencias radiológicas en el caso que éstos ocurran.

B. ALCANCE


El cumplimiento de la presente norma y de las normas y requerimientos establecidos por la Autoridad Regulatoria, no exime del cumplimiento de otras normas y requerimientos no relacio-nados con la seguridad radiológica, establecidos por otras autoridades competentes.


3. Accidente: Suceso de carácter aleatorio que puede ocurrir en una instalación cuyas conse-cuencias reales o potenciales son significativas desde el punto de vista de la seguridad radioló-gica y nuclear.

4. Árboles de Eventos y Árboles de Fallas: Métodos para el análisis de las secuencias acci-dentales que ligan al evento iniciante de un accidente con las consecuencias radiológicas fina-les del mismo. El "análisis del árbol de eventos" comienza con eventos iniciantes especificados y rastrea todas las secuencias accidentales subsiguientes que puedan concebiblemente ocurrir. El "análisis del árbol de fallas" en cambio, comienza con una falla final especificada y rastrea las secuencias de fallas previas que concebiblemente puedan ser la causa de dicha falla final. En ambos análisis se asigna un valor de probabilidad a cada rama del árbol analizado.

5. Falla: Suceso aleatorio que produce la pérdida de la capacidad de un componente, equipo o sistema para cumplir con su función de diseño.

6. Falla Dependiente: Falla que puede ocurrir en uno o más componentes, equipos o sistemas y que depende de la falla de otros componentes, equipos o sistemas, o de una única causa.

7. Grupo Crítico: Grupo de población representativo de los individuos más expuestos y homo-géneo en cuanto a los parámetros que influyen en las dosis recibidas, durante la operación normal o en caso de accidentes, en una instalación o práctica no rutinaria.

8. Secuencia Accidental: Serie de fallas que eventualmente pueden acontecer, a partir de la ocurrencia de un evento iniciante.

D. CRITERIOS

9. Deben tomarse todas las medidas que sean razonables para evitar accidentes y, en el caso que estos ocurran, minimizarse los riesgos radiológicos de miembros del público.

NORMA AR 3.1.3. CRITERIOS RADIOLÓGICOS RELATIVOS A ACCIDENTES EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

2/3

10. Se deben identificar, mediante métodos aceptados, el conjunto de secuencias accidentales asociadas a las exposiciones potenciales de miembros del público.

11. Debe calcularse, usándose árboles de eventos y árboles de fallas, la probabilidad anual de ocurrencia de cada una de las secuencias accidentales antes citadas.

12. El análisis de fallas debe cubrir sistemáticamente todas las fallas y secuencias accidentales previsibles, incluyendo las fallas dependientes, las combinaciones de fallas y las situaciones que excedan las bases de diseño, y que ante la ocurrencia de un accidente impliquen un au-mento del riesgo radiológico sobre los límites fijados para la operación normal.

13. Podrá simplificarse el tratamiento de las secuencias accidentales eligiendo a una secuencia accidental para representar a un grupo de ellas. En este caso debe seleccionarse aquella se-cuencia accidental que dé lugar a la peor consecuencia radiológica de las del grupo, y su pro-babilidad anual de ocurrencia resultará de la suma de las probabilidades anuales de ocurrencia de las secuencias accidentales que componen el grupo.

14. El análisis debe tener en cuenta que una función de seguridad puede haber perdido opera-tividad antes de la ocurrencia de una falla o secuencia accidental, o perderla a consecuencia de ellas.

15. Los análisis de las fallas o secuencias accidentales, o de partes de ellas, deben basarse en datos experimentales tanto como sea posible. Cuando esto no pueda hacerse, los métodos de evaluación deben demostrarse mediante estudios analíticos.

16. En las evaluaciones de la probabilidad de falla de sistemas tecnológicos se deberán justifi-car los valores de las tasas de fallas u otros parámetros de confiabilidad que se asignen a los componentes. En el caso de no disponerse de valores justificables para algunos de los compo-nentes, se debe usar los que indique la Autoridad Regulatoria.

17. Cuando se intente justificar el valor de un parámetro de confiabilidad basándose en la apli-cación de un sistema de calidad debe explicarse, en detalle, la parte del sistema que permite proponer ese valor.

18. Los análisis de fallas deben tener en cuenta los procedimientos de mantenimiento y prueba de estructuras, componentes, equipos y sistemas, así como los intervalos de tiempo entre su-cesivos mantenimientos o pruebas.

19. Deben justificarse los valores de los parámetros de confiabilidad que se postulen para las acciones humanas, en consonancia con la complejidad de la tarea, con el esfuerzo involucrado y con cualquier otro factor que pueda influir sobre dichos parámetros.

20. Deben calcularse, mediante métodos aceptados, las dosis en el grupo crítico resultantes de la liberación y dispersión de radionucleidos. Al calcularse estas dosis se tendrán en cuenta las condiciones meteorológicas y su probabilidad de ocurrencia y no se debe tener en cuenta, en cambio, la eventual aplicación de contramedidas.

21. Ninguna secuencia accidental -con consecuencias radiológicas para el público- debe tener una probabilidad anual de ocurrencia que graficada en función de la dosis efectiva, calculada de acuerdo con lo indicado en el criterio Nº 20, resulte en un punto ubicado en la zona no acep-table de la Figura 1.

22. Si el número N de secuencias accidentales fuese mayor que 10, los valores de la escala de ordenadas de la Figura 1 deben ser divididos por la relación N/10 antes de representarse al citado punto.

NORMA AR 3.1.3. CRITERIOS RADIOLÓGICOS RELATIVOS A ACCIDENTES EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

3/3

Figura 1

CURVA CRITERIO PARA EL PÚBLICO

1/3


Criterios generales de seguridad para el diseño de reactores nucleares de potencia


AR 3.2.1.

REVISIÓN 2

1/3

NORMA AR 3.2.1.

CRITERIOS GENERALES DE SEGURIDAD PARA EL DISEÑO DE REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer las condiciones generales a las que debe ajustarse el diseño de reactores nucleares de potencia.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño de reactores nucleares de potencia del tipo térmico.



3. Criterio de la Falla Única: Criterio para diseñar un sistema de manera tal que admita la ocu-rrencia de una única falla en cualquier subsistema o componente del mismo, sin que por ello deje de prestar la función que le compete.

4. Extinción del Reactor: Proceso mediante el cual el núcleo del reactor es llevado al estado subcrítico, permaneciendo en este estado con un margen suficiente de antirreactividad durante un intervalo de tiempo apropiado.


6. Función de Seguridad: Función destinada a lograr un objetivo específico con fines de seguri-dad.

7. Funcionamiento Normal: Operación de una Instalación Clase I dentro de límites y condiciones operacionales especificadas, incluidos el estado de parada, el funcionamiento en régimen, la para-da, la puesta en marcha, el mantenimiento, las pruebas y , en el caso de reactores nucleares la recarga de combustible.

8. Incidente Operacional: Proceso operacional que produce una alteración del funcionamiento normal, pero que, debido a la existencia de características de diseño apropiadas, no ocasiona daños significativos a los elementos de importancia para la seguridad ni conduce a situaciones accidentales.

9. Límite de Seguridad: Valor máximo que puede tomar una variable de importancia para la segu-ridad, sin afectar la seguridad del reactor nuclear de potencia.

10. Parada Segura: Estado en el cual el reactor se mantiene extinguido y adecuadamente refrige-rado, durante un intervalo de tiempo apropiado.

NORMA AR 3.2.1. CRITERIOS GENERALES DE SEGURIDAD PARA EL DISEÑO DE REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

2/3

11. Redundancia: Provisión de dos o más sistemas -idénticos o diversos- independientes entre sí, cada uno de los cuales puede llevar a cabo una misma función.

12. Segregación: Separación física entre componentes o subsistemas de un sistema, mediante barreras adecuadas que incluyen el simple alejamiento entre ellos.

13. Sistema de Seguridad: Sistema que lleva a cabo una función de seguridad para prevenir o mitigar las consecuencias resultantes de una falla, mal función o mala operación.

14. Situación Operacional: Situación definida como Funcionamiento Normal o Incidente Opera-cional.

D. CRITERIOS

15. Deben identificarse y analizarse las eventuales fallas y secuencias accidentales del reactor nuclear de potencia que impliquen riesgos radiológicos, y deben proveerse las funciones de segu-ridad necesarias, todo lo cual permita cumplir con la norma AR 3.1.3. "Criterios Radiológicos Rela-tivos a Accidentes en Reactores Nucleares de Potencia".

16. El reactor y sus sistemas asociados deben diseñarse y construirse de manera que siempre se pueda efectuar rápidamente la extinción del reactor y mantenerlo en estado de parada segura.

17. Se debe contemplar la adecuada aplicación del concepto de "Defensa en Profundidad", es decir la interposición de múltiples barreras físicas y consecutivos niveles de protección entre el material radiactivo del núcleo del reactor y las personas (trabajadores y miembros del público) con el objeto de asegurar la protección de éstas.

18. Se debe minimizar la sensibilidad frente a fallas que puedan preverse. En orden decreciente de preferencia, las consecuencias resultantes de una falla, mal función o mala operación deben:

a. No producir un cambio significativo en el funcionamiento normal del reactor. b. Producir un cambio en el estado del reactor llevándolo a una condición segura. c. Transformarse en condición segura por la acción de sistemas de seguridad continuamente

en funcionamiento. d. Transformarse en condición segura por la acción de sistemas de seguridad que deben en-

trar en servicio en respuesta a la situación.

19. Cada parámetro relacionado con la seguridad debe mantenerse por debajo de su límite de seguridad, aún en un incidente operacional o en una secuencia de fallas.

20. En estructuras, sistemas y componentes importantes para la seguridad deben contemplarse márgenes adecuados para cubrir las incertidumbres de los datos y de los métodos de diseño.

21. Las estructuras, sistemas y componentes importantes para la seguridad deben ser , hasta donde resulte practicable, inherentemente seguros. Se debe asegurar que puedan probarse en condiciones por lo menos tan severas como las que se prevean para la operación.

22. Se debe cumplir con el criterio de la falla única, de modo que una falla cualquiera no produzca consecuencias radiológicas, ni evite el funcionamiento adecuado de los sistemas de seguridad en caso de demanda.

23. La probabilidad de ocurrencia de fallas dependientes debe reducirse a valores tan bajos como resulte practicable, mediante una adecuada redundancia y segregación.

NORMA AR 3.2.1. CRITERIOS GENERALES DE SEGURIDAD PARA EL DISEÑO DE REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

3/3

24. Las estructuras, sistemas y componentes importantes para la seguridad deben ser diseñados, manufacturados y construidos según normas de ingeniería adecuadas para satisfacer la confiabili-dad implicada en el criterio N° 15 teniendo en cuenta la provisión de redundancia cuando ello sea necesario. Las normas de ingeniería y el sistema de calidad empleados deben ser identificados.

25. Las estructuras, sistemas y componentes importantes para la seguridad deben poderse moni-torear, probar funcionalmente e inspeccionar durante el servicio. En los casos en que esto no sea factible, debe demostrarse que la deficiencia está compensada por provisiones adicionales de diseño.

26. Se debe asegurar que el operador disponga en todo momento de la información necesaria para poder tomar decisiones relacionadas con la seguridad.

27. Se debe asegurar que durante el desarrollo de secuencias accidentales y por un lapso apro-piado después de la ocurrencia del evento iniciante, la acción del operador no debe ser indispen-sable para mantener la seguridad.

28. El operador debe poder siempre tomar medidas para remediar una situación que afecte la seguridad; pero el operador nunca debe poder impedir el funcionamiento necesario de los siste-mas de seguridad.

29. Se debe prevenir, mediante medidas adecuadas de diseño, la modificación no autorizada de estructuras, sistemas y componentes importantes para la seguridad.

1/3


Seguridad contra incendios en reactores nucleares de potencia


AR 3.2.3.

REVISIÓN 2

1/8

NORMA AR 3.2.3.

SEGURIDAD CONTRA INCENDIOS EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios de seguridad contra incendios -o los eventos generados por estos- y las explosiones derivadas de incendios, que puedan afectar la seguridad radiológica y nuclear.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño, puesta en marcha y operación de reactores nucleares de potencia.



3. Barrera contra Incendios: Barrera estructural, parcial o completa, utilizada para atenuar las consecuencias de un incendio.

4. Carga de Fuego: Masa de madera por unidad de superficie (kg/m2) capaz de desarrollar una cantidad de calor equivalente a la de los materiales contenidos en el sector de incendio. Como patrón de referencia se considera madera con un poder calorífico no inferior a 18,41 MJ/kg.

5. Combustión: Reacción exotérmica de una sustancia, llamada combustible, con un oxidante, llamado comburente (el fenómeno viene acompañado generalmente con una emisión lumínica en forma de llamas o incandescencia con desprendimiento de productos volátiles y/o humos y que puede dejar un residuo de cenizas).

6. Componente Activo: Componente del sistema de seguridad contra incendios cuyo funcio-namiento depende del aporte de algún tipo de energía externa.

7. Componente Pasivo: Componente del sistema de seguridad contra incendios cuya función está asegurada por su sola presencia.

8. Escape: Medio de salida exigido, que constituye la línea natural de tránsito que garantiza una evacuación rápida y segura.

9. Estanquidad al Fuego: Aptitud de un elemento de construcción de impedir el paso de lla-mas y productos de combustión a través del mismo, por un determinado período.

10. Explosión: Reacción abrupta de oxidación o descomposición que produce un aumento brusco de temperatura o de presión, o de ambas cosas simultáneamente.

11. Humo: Conjunto visible de partículas sólidas y líquidas en suspensión en el aire, o en los productos volátiles, resultantes de una combustión.

NORMA AR 3.2.3. SEGURIDAD CONTRA INCENDIOS EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

2/8

12. Ignición: Acción y efecto de estar un cuerpo encendido, si es combustible, o enrojecido por un fuerte calor, si es incombustible.

13. Incendio: Fuego que se desarrolla sin control en el tiempo y el espacio.

14. Líquido Inflamable: Líquido que puede emitir vapores los que, mezclados en proporciones adecuadas con el aire, originan mezclas combustibles.

15. Material Combustible: Material que puede mantener la combustión aún después de su-primida la fuente externa de ignición; por lo general necesita un abundante flujo de aire. En particular se aplica a aquellos materiales que pueden arder en hornos diseñados para ensayos de incendios o a los que están integrados por hasta un 30% de su peso por materiales "muy combustibles".

16. Material muy Combustible: Material que expuesto al aire puede ser encendido y continúa ardiendo una vez retirada la fuente de ignición.

17. Muro Cortafuego: Muro divisor de sectores de incendio construido con materiales de resis-tencia al fuego similar a la exigida para los materiales del sector de incendio más comprometido.

18. Propagación del Fuego: Desplazamiento del frente de una llama.

19. Protección Estructural: Estructura pasiva que impide o limita la propagación de incendios brindando a las personas una posibilidad de escape y la máxima protección contra el fuego.

20. Resistencia al Fuego: Aptitud de un elemento de construcción, estructura, componente, equipo o sistema de conservar, durante un tiempo determinado, la estabilidad, la estanquidad, el aislamiento térmico requerido y la no emisión de gases inflamables, especificados en los ensayos de resistencia al fuego.

21. Sector de Incendio: Local, conjunto de locales, o áreas delimitados por muros y/o entrepi-sos de resistencia al fuego acorde con el riesgo y la carga de fuego que contienen, comunica-dos con un medio de escape. Las áreas al aire libre donde se desarrollan trabajos se consideran sector de incendio.

22. Sistema de Seguridad: Sistema que lleva a cabo una función de seguridad para prevenir o mitigar las consecuencias resultantes de una falla, mal función o mala operación

23. Sistema de Seguridad contra Incendios: Sistema para la prevención, detección, alarma, extinción y atenuación de incendios.

D. CRITERIOS

D1. REFERENTES AL DISEÑO

Generales

24. La Entidad Responsable debe demostrar, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, que el reactor nuclear de potencia está diseñado de manera de cumplir con los criterios de diseño establecidos en la presente norma.

25. La seguridad del reactor nuclear de potencia debe depender, en lo posible, de la protección estructural y no de los sistemas de extinción de incendios.

26. La seguridad contra incendios debe basarse preferentemente en sistemas propios de la instalación y no en medios operativos.


3/8

27. Deben analizarse los incendios postulados para todas las zonas en que haya elementos importantes para la seguridad y para las zonas adyacentes.

28. La prevención de incendios debe considerar las medidas a aplicar en el diseño del reactor nuclear de potencia para reducir, tanto como sea razonablemente posible, la probabilidad de ocurrencia de un incendio.

29. Se debe contar con sistemas adecuados que permitan la pronta detección de incendios y con medios para extinguirlos; tales medios deben incluir la utilización de componentes activos.

30. Para la atenuación de los efectos de los incendios debe considerarse la utilización de com-ponentes pasivos que minimicen las consecuencias del evento.

31. Se debe prever el uso racional del espacio y ubicación de equipos o instrumentos, de ma-nera que el mantenimiento, prueba y calibración de los mismos se pueda desarrollar normal-mente y en las condiciones de seguridad establecidas.

32. Se debe prever una adecuada planificación de la lucha contra el fuego.

D1.2. Prevención de Incendios

33. Al seleccionar los materiales a emplear en la confección de estructuras, componentes, equipos y sistemas del reactor nuclear de potencia, la Entidad Responsable debe comparar el grado de combustibilidad de aquellos materiales potencialmente utilizables, y debe optar por los menos combustibles.

34. Todos los sistemas del reactor nuclear de potencia deben, en lo posible, diseñarse de ma-nera que su funcionamiento o sus fallas no puedan ocasionar incendios.

35. Los edificios que conforman un reactor nuclear de potencia se deben construir y ubicar de manera tal que los efectos de una combustión queden circunscriptos a la zona en que se desa-rrolla. Además, prioritariamente debe asegurarse la estanquidad al fuego y cuando esto no sea posible, la contención al fuego debe asegurarse por otros medios y por la posibilidad de una correcta intervención.

36. Cuando un local no pueda ser subdividido en sectores de incendio, el diseño debe tener en cuenta la separación de su contenido en base a la disposición geométrica.

37. Todos los sistemas de seguridad y de importancia para la seguridad del reactor nuclear de potencia, se deben situar en sectores de incendio especialmente diseñados para alojarlos. Las redundancias de los sistemas de seguridad se deben ubicar en distintos sectores de incendio.

D1.3. Sistemas de Detección, Alarma y Extinción de Incendios

38. Debe disponerse de equipos que detecten y extingan incendios, que sean autosuficientes y estén diseñados de acuerdo a normas reconocidas por la Autoridad Regulatoria.

39. En los sectores de incendio que contengan elementos importantes para la seguridad, los componentes de mayor probabilidad de falla de los sistemas de detección y extinción de incen-dios deben tener la redundancia suficiente para asegurar su funcionamiento.

40. Los sistemas de detección y extinción de incendios deben protegerse contra posibles rotu-ras, ya sea debido a movimientos sísmicos o a eventuales golpes.

41. Los sistemas de detección de incendios deben tener capacidad y funcionalidad apropiadas para dar la alarma temprana.


4/8

42. En el diseño de los sistemas de extinción de incendios deben tenerse en cuenta aquellos incendios que concebiblemente pudieran producirse simultánea o independientemente en cual-quier parte del reactor nuclear de potencia.

43. Deben instalarse sistemas de extinción de incendios que permitan reducir al mínimo razo-nablemente posible los efectos del fuego que resulten perjudiciales para los elementos de im-portancia para la seguridad.

44. Los equipos automáticos de extinción de incendios podrán poseer un dispositivo manual de retardo y/o corte que permita al operador evaluar las consecuencias de la descarga del agente extintor.

45. Los sistemas de extinción de incendios deben diseñarse y ubicarse de manera que sus fallas o su accionamiento indebido o accidental, no afecten la capacidad funcional de los ele-mentos de importancia para la seguridad.

D1.3.1. Sistemas de Detección y de Alarma en Caso de Incendios

46. En los sectores de incendio que contengan elementos importantes para la seguridad y en los sectores de incendio con alto riesgo de originar incendios, se deben instalar sistemas de detección y alarma de incendios.

47. Los sistemas de detección de incendios deben cumplimentar, como mínimo, los siguientes requisitos:

a. Dar aviso del incendio, identificar el área de ocurrencia, dar señal de falla e indicar cir-cuitos fuera de servicio.

b. Operar en caso de siniestro las aberturas y los dispositivos de clapetas de los conduc-tos de los sistemas de ventilación y/o poner en funcionamiento los dispositivos automá-ticos de extinción de incendios donde ello fuera requerido.

48. Se debe prever la prueba periódica de los sistemas de detección de incendios.

49. Para la instalación de los detectores se deben tener en cuenta las características particula-res de cada uno de los recintos a proteger.

50. Los detectores se deben instalar por sector de incendio. Se ubicarán teniendo en cuenta su capacidad de respuesta ante la presencia de productos de la combustión de los equipos insta-lados en el local y de los materiales constructivos.

51. El accionamiento de los sistemas de extinción de incendios debe realizarse mediante la señal proveniente de dos detectores de distintos circuitos, como mínimo, a efectos de evitar disparos por señales espúreas.

52. La alimentación eléctrica de todo el sistema debe ser redundante y separada físicamente, para garantizar su operación segura.

D1.3.2. Sistemas de Extinción de Incendios

53. Los sistemas fijos de extinción de incendios contendrán sustancias extintoras adecuadas al riesgo a cubrir.

54. Cualquier sistema de extinción de incendios del reactor nuclear de potencia, independien-temente de su ubicación en la red antiincendio y de su relación funcional con otros sistemas del mismo tipo, debe satisfacer las condiciones de diseño y tener alimentación eléctrica y suminis-tro de sustancia extintora de incendios asegurados.


5/8

55. En todos los sectores de incendio que conforman un reactor nuclear de potencia, se deben instalar extinguidores de incendio portátiles y móviles, los que cumplirán con las características y pruebas exigidas en las reglamentaciones vigentes en el país.

56. La cantidad, calidad y capacidad de los extinguidores portátiles y móviles se debe regular teniendo en cuenta las situaciones particulares de los locales y sectores de incendio que con-forman el reactor nuclear de potencia.

57. Para la adecuada intervención de brigadas contra incendios, el diseño debe contemplar:

a. La facilidad de desplazamiento hacia y en todos los sectores de incendio internos y ex-ternos.

b. La autonomía de sistemas y equipos, debiendo para ello considerarse el tiempo de arri-bo de los servicios de bomberos externos a la instalación.

c. El equipamiento compatible con el de las unidades operativas de bomberos urbanos y rurales.

D1.4. Atenuación de los Efectos de los Incendios

58. Cada uno de los subsistemas redundantes que conforman los sistemas de seguridad para la extinción de la fisión nuclear en el reactor y para la extracción del calor residual deben estar suficientemente protegidos contra las consecuencias de posibles incendios, de forma que si alguno de ellos resultase afectado por tal evento, sus funciones puedan ser desempeñadas por los restantes subsistemas de seguridad análogos.

59. Los materiales radiactivos deben ser protegidos de los efectos de un eventual incendio, para evitar su liberación a la atmósfera.

60. Los sistemas de extinción de incendios y sus sistemas auxiliares que pertenezcan a un sector de incendio deben ser independientes de los sistemas análogos que pertenezcan a cualquier otro sector de incendio.

D1.4.1. Disposición de los Edificios que Integran un Reactor Nuclear de Potencia

61. La distribución de los edificios debe cumplimentar los siguientes requisitos:

a. tendrán que conformar sectores de incendio; b. los servicios que interrelacionan a los edificios deberán ser diseñados de tal manera

que el conducto de comunicación no se transforme en un medio de propagación de un eventual siniestro;

c. las escaleras utilizadas para el acceso y escape en casos de emergencia se dotarán de ventilación forzada, para mantenerlas libres de humo.

D1.4.2. Ventilación

62. Los sistemas de ventilación se deben diseñar de forma tal que se impida la propagación -a través de ellos- del fuego, el calor o el humo, de un sector de incendio a otro.

63. Los componentes y equipos de los sistemas de ventilación se deben diseñar e instalar de manera tal que posean, por sí mismos o por las estructuras que los contienen, una resistencia al fuego acorde al riesgo del sector de incendio al que pertenecen.


6/8

64. Cuando los filtros utilizados en los sistemas de ventilación contengan sustancias combusti-bles que presenten riesgos de incendio para los elementos de importancia para la seguridad, tales filtros deben cumplir los siguientes requisitos:

a. Las baterías de filtros se deben separar de todo otro equipo, mediante barreras contra incendio.

b. Se deben utilizar métodos adecuados para la protección automática de los filtros, co-ntra los efectos del fuego.

c. Se deben instalar detectores de incendio en el interior de los ductos, antes y después de la batería de filtros.

65. Las tomas de aire exterior deben ubicarse a distancia suficiente de las salidas de aire y humos, y de toda fuente potencial de ignición.

D1.4.3. Extracción de Humos

66. Con el objeto de dar salida a los productos de combustión, se instalarán dispositivos de extracción de humos en los siguientes sectores de incendio:

a. Sectores con alta carga de fuego. b. Sectores donde existan sistemas de seguridad, y que estén normalmente ocupados por

el personal de operación. c. Sectores donde haya materiales cuya combustión produzca gases tóxicos o alta con-

centración de humos.

D1.4.4. Sistemas Eléctricos

67. Los dispositivos eléctricos que pudieran generar incendios deben estar segregados física-mente.

68. Los componentes eléctricos de los sistemas de seguridad se deben proteger contra las consecuencias de los incendios.

69. La longitud total del conductor entre el suministro y los aparatos a servir deben estar libre de toda derivación y/o empalme.

70. En los casos de muros cortafuegos que sean atravesados por cables, el paso de los mis-mos debe poseer una resistencia al fuego no menor que la exigible a dicho muro.

71. Los medios de interrupción de la alimentación eléctrica deben estar ubicados en lugares de fácil acceso.

72. La disposición de los cables sobre bandejas debe ser tal que impida cualquier influencia inadmisible entre ellos.

D1.4.5 Incendios Originados en el Exterior

73. Se debe tener en cuenta la eventual ocurrencia de incendios en las zonas exteriores a los edificios del reactor, cuyas consecuencias pudieran afectarlo, con el fin de minimizar los efec-tos.

74. Las señales de alarma provenientes de los detectores de incendios ubicados en las tomas de aire exterior deben indicar, también, la ubicación del detector emisor.


7/8

75. Se deben instalar clapetas en el sistema de toma de aire exterior, las que deben tener co-mo función primordial la aislación del humo y servir como barrera de fuego.

76. Las clapetas del sistema de toma de aire exterior deben tener dos dispositivos de acciona-miento: uno automático y otro manual. Se debe prever que el accionamiento de dichas clapetas no comprometa el desempeño de las funciones de seguridad indispensables.

D1.4.6. Sectores de Incendio que Contienen Elementos de Importancia para la Seguridad

77. Los elementos de importancia para la seguridad cuyo mal funcionamiento o falla pudieran dar lugar a exposiciones indebidas a la radiación o descargas inaceptables de material radiacti-vo al ambiente se protegerán contra los eventos que puedan causar incendios.

78. Los sistemas de detección de incendios deben contar con indicadores acústicos y lumino-sos ubicados en las salas de control. En los casos en que corresponda, la señal emitida por cada sensor debe, además, activar el cierre de clapetas de los sistemas de ventilación.

D1.4.7. Sala de Generadores Diesel

79. Deben existir barreras entre los generadores Diesel que, a modo de protección estructural, conformen sectores de incendios diferenciados, de forma tal que impidan la propagación del fuego durante un tiempo no inferior a 3 horas.

80. Se debe instalar un sistema fijo automático de extinción de incendios, con dispositivos de retardo de disparo no mayor a 1 minuto. El equipo para la provisión del agente extintor al sis-tema, debe ser redundante e independiente.

D1.4.8. Sala de Control Principal, Sala de Control Secundaria y Sala de Computadoras

81. Se debe instalar un sistema fijo automático de extinción de incendios adecuado que pro-duzca la inundación total del local y permita al personal la continuación de sus tareas dentro del mismo, debiéndose descargar en forma manual y/o automática. El equipo para la provisión del agente extintor al sistema, debe ser redundante e independiente.

D1.4.9. Sala de Derivación de Cables

82. Se debe instalar un sistema fijo automático de extinción de incendios adecuado que pro-duzca la inundación total del local y permita al personal la realización de las tareas que sean necesarias dentro del mismo. El equipo para la provisión del agente extintor al sistema debe ser redundante e independiente.

D1.4.10. Transformadores

83. Se debe instalar un sistema fijo automático de extinción de incendios. Debe optarse entre un sistema de rociadores automáticos o un sistema de cañería seca ("mulcifire").

D2. REFERENTES A LA PUESTA EN MARCHA Y OPERACIÓN

84. Se debe minimizar la utilización y evitar el almacenamiento de sustancias combustibles, inflamables o explosivas, en zonas en las que haya elementos de importancia para la seguridad o en zonas adyacentes a éstas.


8/8

85. Los locales o áreas destinadas al almacenamiento de gases peligrosos deben ser secos y bien ventilados, tener una resistencia acorde a la carga de fuego y estar ubicados lejos de fuen-tes de ignición.

86. Se debe evitar, en lo posible, el almacenamiento de gases peligrosos en sótanos o zonas de bajo nivel. Los contenedores deben estar permanentemente protegidos y amarrados.

87. El Responsable Primario debe mantener disponible un programa escrito de protección co-ntra incendios que contemple, como mínimo, los siguientes puntos:

a. Definición de la organización que implementará el programa y asignación de las res-ponsabilidades.

b. Identificación de los sistemas de seguridad del reactor y de los relacionados con la se-guridad del mismo.

c. Identificación de las posibles situaciones de incendio y una evaluación del riesgo aso-ciado a cada una de ellas.

d. Procedimientos para todas las actividades relacionadas con la protección contra incen-dios.

e. Procedimientos para la utilización de equipos no previstos en el diseño y que puedan ser fuentes de ignición.

f. Procedimientos para la inspección, pruebas, calibración y mantenimiento de los siste-mas de seguridad contra incendios.

g. Procedimientos para el registro de las actividades relacionadas con la protección contra incendios.

h. Formación, entrenamiento y reentrenamiento de una brigada contra incendios, planea-miento de la lucha contra el fuego, coordinación de las acciones con las unidades ope-rativas de bomberos urbanas y rurales.

i. Entrenamiento del personal, para que en las operaciones que se realicen en la instala-ción se contemple el riesgo de incendio y se controlen las operaciones peligrosas.

j. Disponibilidad de medios técnicos adecuados.

88. El programa de lucha contra incendios debe garantizar que se preserve la capacidad de la instalación, para llevar al reactor al estado de extinción segura de la fisión nuclear. Dicho pro-grama debe incluir una evaluación de los sistemas de seguridad y de los sistemas de seguridad contra incendios, con posterioridad a la ocurrencia de un siniestro.

89. Se debe evaluar periódicamente el programa contra incendios a fin de verificar que el mis-mo sigue siendo adecuado. Los cambios que surjan de dicha evaluación deben provocar la identificación, corrección y registro del proceso en la documentación correspondiente.


Diseño del núcleo de reactores nucleares de potencia

Aprobada por Resolución del Directorio de la Autoridad Regulatoria Nuclear Nº 41/01 (Boletín Oficial 8/2/02) República Argentina - 2006

AR 3.3.1.

REVISIÓN 2

1/2

NORMA AR 3.3.1.

DISEÑO DEL NÚCLEO DE REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer criterios generales de seguridad para el diseño del núcleo.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño de reactores nucleares de potencia .



3. Criterio de la Falla Única: Criterio para diseñar un sistema de manera tal que admita la ocurrencia de una única falla en cualquier subsistema o componente del mismo, sin que por ello deje de prestar la función que le compete.


5. Núcleo del Reactor: Conjunto de elementos combustibles, moderador, reflector, refrigerante primario, dispositivos de control de reactividad e instrumentación asociada, y componentes estructurales que se encuentren ubicados dentro del reactor.

6. Parada Segura: Estado en el cual el reactor se mantiene extinguido y adecuadamente refri-gerado, durante un intervalo de tiempo apropiado.

D. CRITERIOS

7. Se deben identificar las variables que tienen importancia para la seguridad del núcleo del reactor, en condiciones normales y de falla. Los límites de seguridad de estas variables estarán específicamente indicados, y debe demostrarse que en la operación normal y en todas las fa-llas previsibles las variables del núcleo se mantienen dentro de estos límites.

8. Debe garantizarse el comportamiento estable del núcleo del reactor en el rango normal de operación, y la ausencia de cambios abruptos fuera de dicho rango.

9. El diseño del núcleo del reactor debe estar basado en métodos probados. Se deben usar datos de diseño aplicables a las condiciones específicas, con un margen suficiente como para cubrir las incertidumbres. En aspectos fundamentales relacionados con el comportamiento neu-trónico y termohidráulico del núcleo, los datos deben basarse en información - experimental o de otras fuentes, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria - aplicable a la configuración y composición del núcleo proyectado.

NORMA AR 3.3.1. DISEÑO DEL NÚCLEO DE REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

2/2

10. Se debe garantizar la seguridad del núcleo del reactor contra los efectos adversos de las condiciones operativas sobre materiales y estructuras, adoptando márgenes adecuados que cubran las incertidumbres.

11. Las tensiones y deformaciones estructurales del núcleo del reactor deben limitarse de ma-nera de garantizar márgenes adecuados que cubran las incertidumbres durante las pruebas, la operación normal y las fallas previsibles.

12. Se debe prever condiciones que permitan llevar a cabo métodos adecuados de monitoreo in-situ o por muestreo, de aquellas características del núcleo que puedan alterarse adversa-mente por las condiciones operativas del reactor.

13. Se debe prever una instrumentación adecuada para monitorear las condiciones del núcleo y otras partes del reactor, para asegurar el cumplimiento del criterio N° 7.

14. Debe preverse que, tanto los componentes como la geometría del núcleo del reactor, se mantengan siempre en condiciones que aseguren el funcionamiento estable de éste, su refrige-ración, el funcionamiento adecuado de la instrumentación, la capacidad de extinguirlo rápida-mente, su parada segura y la posibilidad de extraer elementos combustibles u otros componen-tes.

15. Deben preverse medios para minimizar la probabilidad de bloqueo de la circulación del refrigerante. En el caso de fallar los dispositivos de control o limitación del caudal, no debe po-nerse en peligro la integridad de los elementos combustibles o la de otros componentes del núcleo del reactor.

16. Se debe cumplir con el criterio de la falla única, a los efectos de que ninguna falla única de un componente impida el funcionamiento de los sistemas de seguridad del reactor ni conduzca a situaciones donde no se cumpla con la norma AR 3.1.3. "Criterios Radiológicos Relativos a Accidentes en Reactores Nucleares de Potencia”.

17. El diseño debe prever los medios para:

a. Verificar que las dimensiones y configuración del núcleo del reactor permanecen, du-rante toda la vida del reactor, dentro de los límites especificados.

b. Realizar inspecciones periódicas durante el servicio, y reparar o reemplazar los com-ponentes del núcleo del reactor que se relacionan con la seguridad.

c. Extraer el núcleo del reactor cuando sea necesario.

1/3


Sistemas de remoción de calor de reactores nucleares de potencia


AR 3.3.2.

REVISIÓN 2

1/4

NORMA AR 3.3.2.

SISTEMAS DE REMOCIÓN DE CALOR DE REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer criterios de seguridad para el diseño de los sistemas de remoción de calor.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño de los sistemas de remoción de calor de reactores nuclea-res de potencia .



3. Calor Residual: Calor desarrollado posteriormente a la extinción del reactor, resultante de sumar el calor generado en el núcleo debido al decaimiento radiactivo, a las fisiones por neu-trones retardados y a otros procesos de fisión, más el calor acumulado transitoriamente en estructuras, sistemas y componentes relacionados con el reactor y con los medios de transfe-rencia de calor.

4. Criterio de la Falla Única: Criterio para diseñar un sistema de manera tal que admita la ocurrencia de una falla única en cualquier subsistema o componente del mismo, sin que por ello deje de prestar la función que le compete.

5. Extinción del Reactor: Proceso mediante el cual el núcleo del reactor es llevado al estado subcrítico, permaneciendo en este estado con un margen suficiente de reactividad negativa durante un intervalo de tiempo apropiado.

6. Falla Única: Conjunto de fallas compuesto por una falla inicial y por todas las eventuales fallas en cascada consecuentes de la inicial, que pudieran acontecer.

7. Funcionamiento Normal: Operación de una instalación Clase I dentro de los límites y con-diciones operacionales especificados, incluidos el estado de parada, el funcionamiento en ré-gimen, la parada, la puesta en marcha, el mantenimiento, las pruebas y, en el caso de reactores nucleares, la recarga de combustible.

8. Incidente Operacional: Proceso operacional que produce una alteración del funcionamiento normal pero que, debido a la existencia de características de diseño apropiadas, no ocasiona daños significativos a los elementos de importancia para la seguridad ni conduce a situaciones accidentales.

9. Sistema de Remoción de Calor: Sistema necesario para mantener la temperatura de una dada estructura, sistema, subsistema o componente de un reactor nuclear de potencia, dentro de valores inferiores al respectivo límite de seguridad prefijado.

NORMA AR 3.3.2. SISTEMAS DE REMOCIÓN DE CALOR DE REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

2/4

10. Situación Accidental: Alteración grave de una situación operacional que puede conducir a consecuencias radiológicas significativas para las personas expuestas a radiación, si los co-rrespondientes sistemas de seguridad no funcionan según se ha previsto en el diseño.

11. Situación Operacional: Situación definida como funcionamiento normal o incidente opera-cional.

12. Sumidero Final de Calor: La atmósfera o una masa de agua asociada a un reactor nuclear de potencia, capaz de absorber el calor residual correspondiente a estados operacionales o accidentales del reactor, sin que se observen en tales medios cambios apreciables de estado físico o aumentos sensibles de la temperatura media.

D. CRITERIOS

D1. Generales

13. Para todas las situaciones operacionales y accidentales postuladas de un reactor nuclear de potencia, el diseño de los sistemas de remoción de calor debe prevenir -mediante una ade-cuada refrigeración- la eventual ocurrencia de daños por sobrecalentamiento en:

a. Los elementos combustibles irradiados que se encuentren alojados: en el núcleo del reactor, en el sistema de recarga de combustible y en los sistemas de almacenamiento de estos elementos.

b. Los sistemas de seguridad o relacionados con la seguridad.

14. Los sistemas de remoción de calor deben diseñarse de manera que:

a. Cumplan la función que les compete, con una confiabilidad adecuada. b. Tengan capacidad suficiente, con un adecuado margen, para soportar las solicitaciones

físico - químicas producidas por cualquier situación operacional o accidental postulada.

15. En todos los casos mencionados en el criterio N° 13 se deben identificar las diferentes fuen-tes de calor y las cantidades de calor a ser removidas de cada una de ellas; la identificación tendrá en cuenta, principalmente, los procesos de fisión, de decaimiento radiactivo y de mode-ración, las reacciones químicas, así como el calor almacenado en estructuras, sistemas y com-ponentes relacionados con el reactor y con los medios de transferencia de calor.

16. La evaluación de las cantidades de calor a ser removidas y de las variables relacionadas con la transferencia y transporte de calor debe basarse en información específica para el tipo de reactor nuclear considerado. La extrapolación o interpolación de datos será aceptable sólo si se cuenta con una adecuada justificación. Debe dejarse un margen apropiado para cubrir las incertidumbres de los datos.

17. Se deben prever sistemas para monitorear, registrar y controlar las variables asociadas con la generación y remoción del calor que se produzca en situaciones operacionales, y en situa-ciones accidentales postuladas.

18. Debe asegurarse la transferencia del calor residual al sumidero final de calor, en todas las condiciones previsibles externas o internas del reactor, de manera de cumplir las previsiones del criterio N° 13.

19. Se deben tener en cuenta las interacciones físico-químicas que existan entre los sistemas de remoción de calor y sus respectivos sistemas interconectados.

20. Se debe asegurar que cada sistema de remoción de calor cumpla con el criterio de la falla única.


3/4

21. Se deben prever medios para minimizar aquellas consecuencias de eventos iniciantes ex-ternos al recipiente del reactor, que pudieran propagarse por los sistemas de remoción de calor dañando a los elementos combustibles u otros componentes alojados en el núcleo del reactor, en el sistema de recarga de combustible o en los sistemas de almacenamiento de elementos combustibles irradiados.

22. Si es posible postular una secuencia accidental que provoque la falla de algún sistema de remoción de calor tal que se invalide el criterio N° 13, se debe prever un sistema de remoción de calor adicional e independiente del afectado.

23. Si el sobrecalentamiento de los elementos combustibles puede causar o estar asociado con la falla de la integridad del circuito primario (accidentes con pérdida de refrigerante) o con la falla de alguna otra barrera de seguridad, se debe prever que la probabilidad de ocurrencia de cada una de las secuencias accidentales asociadas a estas fallas y las consecuencias radioló-gicas correspondientes, cumplan con la Norma AR 3.1.3. "Criterios Radiológicos Relativos a Accidentes en Reactores Nucleares de Potencia". Para ello, y si fuera necesario, el diseño de-be prever sistemas de seguridad adicionales.

24. En el caso de reactores con refrigerante líquido, se debe asegurar un adecuado margen para los valores de las variables que influyen en el régimen de transferencia de calor durante el funcionamiento normal, teniendo en cuenta el apartamiento de la ebullición nucleada (DNBR)1 . El valor mínimo de este margen debe justificarse en relación con la incertidumbre de los datos y de los métodos de cálculo usados, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

25. Se debe prever que los sistemas de remoción de calor puedan ser inspeccionados periódi-camente a fin de verificar que en estos sistemas se mantiene dentro de lo previsto:

a. La degradación de las propiedades estructurales de aquellos subsistemas y componen-tes expuestos a la radiación.

b. La capacidad para remover calor en las condiciones especificadas por diseño. c. La estabilidad estructural de aquellos subsistemas y componentes que, a su vez, sean

parte de la barrera de presión.

D2. Sobre el Fluido Refrigerante

26. Se deben prever las especificaciones técnicas del refrigerante permitidas para la operación del reactor nuclear, incluyendo la composición química y los valores límites del grado de impu-rezas y de la actividad. Los respectivos parámetros deben ser adecuadamente monitoreados, con indicación en la sala de control.

27. Se debe prever que el refrigerante tenga una composición química y un grado de impurezas tales que su interacción con estructuras, sistemas y componentes importantes para la seguri-dad cuyo reemplazo no esté previsto en el mantenimiento normal del reactor, no limite la vida útil de los mismos. Se debe prever un adecuado monitoreo para la verificación de estas propie-dades del refrigerante.

28. Se debe prever una reserva apropiada de refrigerante, independiente del suministro normal, para la reposición inmediata de éste en caso de pérdida accidental.

29. Se debe prever que las pérdidas de refrigerante durante el funcionamiento normal se man-tengan tan bajas como resulte practicable, y que se puedan monitorear para verificar que se cumplen los límites especificados.

30. Se debe prever que las estructuras, sistemas y componentes de seguridad o relacionados con la seguridad así como las personas que se encuentren en el reactor nuclear sean protegi-das de efectos físico-químicos resultantes de eventuales pérdidas anormales de refrigerante. El

1 Sigla de la expresión en idioma inglés: “Departure from Nucleate Boiling Ratio”


4/4

diseño debe prever, también, que la gestión de estas pérdidas pueda efectuarse cumpliendo con los requisitos radiológicos pertinentes. La eficiencia de esta gestión debe poderse probar en cualquier momento.

31. Se deben prever medios para extraer completamente el refrigerante primario y almacenarlo íntegramente, a fin de que en el reactor puedan llevarse a cabo tareas de mantenimiento o reparación, así como pruebas e inspecciones periódicas.

1/3


Circuito primario de presión en reactores nucleares de potencia


AR 3.3.3.

REVISIÓN 1

1/2

NORMA AR 3.3.3.

CIRCUITO PRIMARIO DE PRESIÓN EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios de diseño para garantizar el adecuado funcionamiento del circuito primario de presión.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño del circuito primario de presión de reactores nucleares de potencia.


C. CRITERIOS

3. Debe diseñarse y construirse el circuito primario de presión de manera que retenga su inte-gridad y estanqueidad en las condiciones operativas, de prueba y de falla.

4. Deben especificarse los parámetros de diseño del circuito primario de presión. Las especifi-caciones deben incluir la evolución prevista de solicitaciones estáticas y dinámicas durante condiciones operativas, de prueba y de falla.

5. El diseño debe ser conservador, utilizar técnicas de cálculo probadas y satisfacer los reque-rimientos de códigos adecuados, que deben especificarse.

6. Deben usarse límites para los esfuerzos y deformaciones, tales que garanticen márgenes adecuados de seguridad durante las condiciones operativas, de prueba y de falla.

7. Se debe tener en cuenta el efecto de deformaciones de origen térmico, mecánico y de irra-diación, de la presencia de anclajes y conexiones, y de cargas internas y externas y deben incorporarse en el diseño medios adecuados para enfrentar estos efectos.

8. Las penetraciones, conexiones o cierres en el circuito primario deben llevarse a cabo me-diante técnicas establecidas. No deben ubicarse en zonas de discontinuidad del circuito prima-rio.

9. Deben preverse medios adecuados para detectar, ubicar y medir pérdidas del circuito prima-rio de presión durante la operación normal.

10. El diseño del circuito primario de presión debe permitir la inspección, el monitoreo y las prueba. En los casos en que partes del circuito primario de presión no puedan inspeccionarse en condiciones de operación, deben preverse medios adicionales de seguridad.

11. Se deben proveer medios adecuados para permitir el mantenimiento y reparación del circui-to primario de presión.

NORMA AR 3.3.3. CIRCUITO PRIMARIO DE PRESIÓN EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

2/2

12. Deben especificarse las propiedades físicas y químicas de los materiales utilizados en el circuito primario de presión. Estos materiales deben ser adecuados para el ambiente operativo durante la vida del reactor.

13. El diseño debe prever que se lleve a cabo una inspección completa del circuito primario de presión durante las pruebas preliminares y la puesta en marcha, y que los resultados obtenidos en esta primera inspección sean correlacionables con los resultados de posteriores inspeccio-nes en servicio.

14. En general, los cierres en el circuito primario de presión serán dobles. No obstante, un cie-rre único será aceptable si es simple, robusto e inspeccionable en servicio, siempre que su falla no cause despresurización ni pérdida significativa de refrigerante.

15. Cuando se usen sellos, deben preverse dos sellos por cada cierre y un sistema adecuado para monitorear su integridad.

16. Cada cierre debe ser adecuado para la carga en condiciones operativas, de falla y de prue-ba. En el caso de cierres dobles, el cierre externo debe poder soportar la carga antes mencio-nada junto con una eventual interacción del cierre interno fallado.

17. Cuando una penetración tiene dos cierres, deben preverse medios adecuados para detec-tar y alertar al operador en caso de falla del cierre interno y presurización del cierre externo.

18. La carga en cualquier cierre debe transmitirse y distribuirse en la estructura principal me-diante transmisores de carga adecuados.

19. El diseño debe permitir verificar que un cierre está adecuadamente ajustado y probar su seguridad antes del servicio.

20. En el caso de cañerías conectadas al circuito primario de presión, deben preverse válvulas tan cercanas a dicho circuito como sea practicable, de manera de poder aislar una rotura de la cañería y mantener la integridad del circuito primario de presión.

21. Se debe prever suficiente redundancia y diversidad de los sistemas de válvulas de aislación de modo de cumplir con la confiabilidad especificada. Se deben poder probar las válvulas en cuanto a estanqueidad y se debe asegurar adecuadamente su mantenimiento y reparación.

22. Se debe incluir medios adecuados para proteger la integridad de cierres y penetraciones contra proyectiles y otras cargas.

23. Los cierres, válvulas y otros ítem esenciales para la integridad del circuito primario de pre-sión deben estar protegidos contra las acciones no autorizadas.

1/3


Seguridad de elementos combustibles para reactores nucleares de potencia


AR 3.3.4.

REVISIÓN 1

1/1

NORMA AR 3.3.4.

SEGURIDAD DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES PARA REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer criterios de seguridad para el diseño y utilización de elementos combustibles.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a reactores nucleares de potencia.



3. Situación Accidental: Alteración grave de una situación operacional que puede conducir a consecuencias radiológicas significativas para las personas expuestas a radiación, si los corres-pondientes sistemas de seguridad no funcionan según se ha previsto en el diseño.

4. Situación Operacional: Situación definida como funcionamiento normal o incidente operacio-nal.

D. CRITERIOS

5. Los elementos combustibles se deben diseñar, fabricar, probar, inspeccionar y usar en el reac-tor de modo de minimizar la probabilidad y la magnitud de las eventuales fugas de material radiac-tivo de dichos elementos, durante su utilización en el reactor y posterior almacenamiento.

6. Se debe establecer un programa de pruebas que confirme el cumplimiento de los objetivos de diseño.

7. Debe ser un objetivo del diseño de los elementos combustibles prevenir, mediante un adecuado margen de seguridad, que las situaciones operacionales y accidentales postuladas impliquen ex-ceder los criterios base del diseño. Para ello, el diseño debe fundarse en modelos teóricos que tengan en cuenta todos los procesos que afectan el comportamiento del combustible, verificados experimentalmente tanto como sea posible.

8. El diseño debe tener en cuenta, tanto para la operación normal como para situaciones de falla, los siguientes aspectos: propiedades de los materiales, efectos de la irradiación, procesos físico-químicos que afecten los materiales, esfuerzos estáticos y dinámicos, la necesidad de mantener una geometría que permita suficiente refrigeración, la incertidumbre involucrada en los cálculos que fundamentan el diseño, y las tolerancias en la fabricación.

9. El diseño de los elementos combustibles debe asegurar la adecuada compatibilidad mecánica y físico-química de los elementos combustibles con el resto del sistema.


Sistema de protección e instrumentación relacionada con la seguridad de reactores nucleares de potencia


AR 3.4.1.

REVISIÓN 1

1/3

NORMA AR 3.4.1.

SISTEMA DE PROTECCIÓN E INSTRUMENTACIÓN RELACIONADA CON LA SEGURIDAD DE REACTORES

NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios de diseño para el adecuado funcionamiento del sistema de protección e instrumentación relacionada con la seguridad.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño del sistema de protección e instrumentación relacionada con la seguridad de Reactores Nucleares de Potencia.



3. Diversidad: Provisión de diferentes medios para lograr el mismo objetivo.


5. Sistema de Protección: Equipamiento provisto para actuar directamente en el caso de fallas de la instalación, mala operación o eventos externos, garantizando la seguridad mediante acciones protectivas apropiadas.

6. Instrumentación Relacionada con la Seguridad: Instrumentación que tiene un efecto directo sobre la seguridad, ya sea por sus funciones de monitoreo o porque su falla puede demandar la activación del sistema de protección.

D. CRITERIOS

7. Debe preverse un sistema de protección que se mantenga operativo mientras haya combustible en el reactor.

8. Deben preverse acciones protectoras para cada falla de la instalación. La confiabilidad y efi-ciencia de estas acciones deben satisfacer las condiciones de la Norma AR 3.1.3. "Criterios Radio-lógicos Relativos a Accidentes en Reactores Nucleares de Potencia".

9. Al activarse como consecuencia de una falla, mala operación o evento externo, el sistema de protección, éste debe parar rápidamente al reactor y mantenerlo en estado subcrítico y adecua-damente refrigerado.

NORMA AR 3.4.1. SISTEMA DE PROTECCIÓN E INSTRUMENTACIÓN RELACIONADA CON LA SEGURIDAD DE REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

2/3

10. Las acciones protectoras deben ser tan simples como sea posible y tender a contrarrestar las fallas tan cerca de su origen como sea posible.

11. Cuando un equipo tenga varias funciones, una de las cuales sea la de protección, el equipo debe clasificarse como parte del sistema de protección. La función de protección no debe afectar-se por las otras funciones.

12. El diseño del sistema de protección debe asegurar que las fallas en el mismo sistema no afec-ten las acciones protectoras. El diseño debe, además, limitar la probabilidad de acciones indebidas del sistema de protección sin afectar la compatibilidad requerida para el mismo.

13. El sistema de protección debe ser diseñado de manera tal que se asegure que las fallas de la instalación no causen la pérdida de funciones de protección y que se cumpla la Norma AR 3.1.3. "Criterios Radiológicos Relativos a Accidentes en Reactores Nucleares de Potencia".

14. El sistema de protección debe activarse automáticamente. La acción del operador no debe ser necesaria durante un lapso apropiado después de la activación. El diseño debe asegurar que el operador pueda iniciar funciones de protección, pero que no pueda impedir el funcionamiento del sistema de protección.

15. Los componentes del sistema de protección deben tener confiabilidad y efectividad demostra-das.

16. Debe especificarse la cantidad mínima de equipos del sistema de protección que se deben mantener operativos para permitir la operación del reactor en distintas circunstancias. Los equipos bajo prueba o mantenimiento no serán considerados en estado operativo.

17. La redundancia mínima del sistema de protección será tal que, en condiciones de mínimo equipamiento (criterio N° 16), ninguna falla única en el sistema de protección impedirá una acción protectora apropiada en caso de demanda.

18. Cuando la tasa de falla requerida del sistema de protección deba ser menor que 10-4 por de-manda, debe preverse adecuada diversidad de equipos de protección, de medios de activación y de tipos de acciones protectoras. Si no puede cuantificarse la probabilidad de falla iniciante o la confiabilidad del sistema de protección, se debe usar diversidad en la protección.

19. Se debe demostrar a satisfacción de la Autoridad Regulatoria que la probabilidad de ocurrencia de toda falla previsible que pueda invalidar una acción protectiva redundante, es mucho menor que la probabilidad de que dicha acción no se efectúe por causas intrínsecas.

20. Se debe demostrar a satisfacción de la Autoridad Regulatoria que la probabilidad de ocurrencia de cualquier falla que demande la acción del sistema de protección es mucho mayor que la proba-bilidad de falla de dicho sistema.

21. El cumplimiento de los criterios N° 8, 13, 17, 18, 19 y 20 debe ser demostrado mediante análi-sis de árboles de fallas y eventos, o análisis de validez equivalente.

22. Todos los componentes del sistema de protección deben poder probarse con el reactor en funcionamiento o parado, sin pérdida de funciones protectoras, a los intervalos requeridos por el nivel de confiabilidad.

23. Debe proveerse indicación al operador del estado de todas las acciones protectoras.

24. Todos los equipos del sistema de protección, incluyendo cableado y tuberías, deben estar segregados de todo otro equipo y tener sus funciones claramente indicadas en el diseño. Debe justificarse cada caso en el que la segregación no se pueda cumplir.

25. Deben minimizarse las entradas espúreas en el funcionamiento del sistema de protección .

NORMA AR 3.4.1. SISTEMA DE PROTECCIÓN E INSTRUMENTACIÓN RELACIONADA CON LA SEGURIDAD DE REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

3/3

26. El diseño debe asegurar que el acceso a todos los equipos del sistema de protección esté prevenido mediante una barrera física apropiada.

27. Debe preverse instrumentación confiable para monitorear, controlar y registrar las variables que puedan tener influencia sobre la seguridad.

28. Debe preverse un sistema adecuado de comunicaciones, interno y externo.

29. Debe preverse un sistema confiable de protección contra el fuego, incluyendo la detección y, en los casos apropiados, de extinción automática del mismo.

30. La instrumentación provista para satisfacer los criterios N° 27, 28 y 29 debe permitir al opera-dor efectuar todas las acciones necesarias desde la sala de control. El objetivo del diseño será asegurar la posibilidad de ocupación de la sala de control en todas las situaciones.

31. Debe preverse en un lugar separado y aislado de la sala de control, instrumentación suficiente para parar al reactor y mantenerlo parado en situación segura, y para monitorear los parámetros esenciales.

32. Debe especificarse la mínima instrumentación relacionada con la seguridad que permita la operación del reactor.

33. Todas las variables monitoreadas o controladas deben tener alarmas asociadas para indicar valores fuera del rango normal.

34. Deben preverse medios adecuados para probar y calibrar en cualquier momento toda la ins-trumentación relacionada con la seguridad, sin pérdida de alguna función esencial.

35. Toda la instrumentación relacionada con la seguridad y su alimentación eléctrica deben tener redundancia, diversidad y segregación adecuadas de modo que una falla única no cause la pérdi-da de una función esencial.

36. Toda la instrumentación relacionada con la seguridad y su alimentación eléctrica debe ser identificable en el diseño.

1/3


Sistemas de extinción para reactores nucleares de potencia


AR 3.4.2.

REVISIÓN 1

1/2

NORMA AR 3.4.2.

SISTEMAS DE EXTINCIÓN PARA REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer criterios de seguridad para el diseño de los sistemas de extinción.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño de los sistemas de extinción de un reactor nuclear de poten-cia.





5. Secuencia Accidental: Serie de fallas que eventualmente pueden acontecer, a partir de la ocurrencia de un evento iniciante.

6. Sistema de Extinción: Sistema que provoca la extinción del reactor. El sistema incluye cada uno de los componentes necesarios para cumplir su función, desde el sensor de la señal de dispa-ro del mecanismo activador hasta el material absorbente de neutrones.

D. CRITERIOS

7. Se debe asegurar una adecuada extinción del reactor en todas las situaciones operacionales y las situaciones accidentales, y que dicha extinción pueda mantenerse por períodos tan largos co-mo sea necesario, aún en las condiciones más reactivas del núcleo.

8. La eficiencia de funcionamiento, el margen de reactividad negativa y la velocidad de acción de los sistemas de extinción deben ser tales que los parámetros del núcleo relacionados con la segu-ridad no excedan los márgenes especificados.

9. El conjunto de sistemas de extinción debe tener por lo menos dos sistemas independientes de extinción con adecuada diversidad, cada uno con suficiente reactividad negativa como para causar la extinción del reactor sin que sea necesaria la acción del otro.

10. Entre los sistemas de extinción, por lo menos uno debe ser capaz de causar rápidamente la extinción en situaciones operacionales y en situaciones accidentales, y por lo menos uno debe ser

NORMA AR 3.4.2. SISTEMAS DE EXTINCIÓN PARA REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

2/2

capaz de causar la extinción durante el funcionamiento normal y mantenerlo sin necesidad de alimentación eléctrica externa aún en las condiciones más reactivas del núcleo.

11. Una falla única no debe impedir el adecuado funcionamiento de un sistema de extinción.

12. La confiabilidad de los sistemas de extinción debe ser suficiente para que las probabilidades y consecuencias de secuencias accidentales cumplan con la Norma AR 3.1.3. "Criterios Radiológi-cos Relativos a Accidentes en Reactores Nucleares de Potencia ".

13. El diseño de cada sistema de extinción debe asegurar que su funcionamiento no sea dificulta-do o interferido por la presencia o funcionamiento de otros componentes del reactor, ni por las consecuencias de deformación mecánica o de corrosión, o por el estado físico-químico del refrige-rante. Las pérdidas previsibles de capacidad de absorción de neutrones, como consecuencia de procesos físicos o químicos, deben mantenerse dentro de límites especificados de manera de asegurar un suficiente margen de reactividad negativa.

14. Se deben especificar explícitamente los márgenes de seguridad de los sistemas de extinción para cubrir los cambios de configuración por temperatura y otras causas, los cambios de la capa-cidad de absorción de neutrones por quemado, corrosión, depósito y otros procesos físico-químicos, y los cambios de reactividad debidos a variaciones temporales de temperatura y otros parámetros funcionales durante la extinción.

15. El diseño debe prever una adecuada capacidad para el monitoreo del estado operativo de cada sistema de extinción, y debe permitir pruebas e inspecciones periódicas de cada sistema, aún cuando el reactor esté en operación.

16. El conjunto de sistemas de extinción debe ser diseñado, fabricado, montado y puesto en mar-cha con el máximo nivel de garantía de calidad.

1/3


Sistema de confinamiento en reactores nucleares de potencia


AR 3.4.3.

REVISIÓN 1

1/2

NORMA AR 3.4.3.

SISTEMA DE CONFINAMIENTO EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios de diseño para el adecuado funcionamiento del sistema de confinamiento.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño del sistema de confinamiento de reactores nucleares de po-tencia.



3. Barreras de Confinamiento: Estructuras y sistemas diseñados para prevenir o mitigar la dis-persión en el ambiente de materiales radiactivos en situaciones operacionales o accidentales.

D. CRITERIOS

4. Deben preverse una o más barreras de confinamiento alrededor del reactor y del circuito prima-rio de presión, salvo que se demuestre que aún sin dichas barreras las situaciones accidentales que puedan implicar fallas del circuito primario de presión cumplen con los requerimientos de la Norma AR 3.1.3. "Criterios Radiológicos Relativos a Accidentes en Reactores Nucleares de Po-tencia".

5. Las barreras de confinamiento deben asegurar el cumplimiento de los requerimientos de la Norma AR 3.1.3. Para las condiciones accidentales en las que se postulen fallas en la integridad de las barreras, éstas deben ser capaces de retener indefinidamente los materiales radiactivos, con las características de confinamiento postuladas. En estos casos las barreras de confinamiento deben ser capaces de resistir las cargas debidas a las situaciones accidentales, teniendo en cuen-ta las presiones y temperaturas resultantes así como los proyectiles y cargas impulsivas que se generen en dichas condiciones accidentales. El diseño estructural debe incluir un adecuado mar-gen para cubrir las incertidumbres involucradas en la estimación de las cargas y del desempeño de los sistemas reductores de presión y temperatura.

6. El diseño de las barreras de confinamiento debe permitir una prueba de integridad estructural a la presión de diseño, especificando las bases para establecer los criterios de aceptabilidad corres-pondientes.

7. Debe especificarse la tasa de fuga de la atmósfera confinada por el sistema de contención a la presión de diseño, teniendo en cuenta todas las penetraciones. Esta tasa de fuga debe ser verifi-cable a la presión de diseño durante las pruebas preliminares y, a intervalos periódicos durante la vida útil del reactor. En este último caso la tasa de fuga deberá poderse estimar ya sea con prue-bas a la presión de diseño o a presión reducida

NORMA AR 3.4.3. SISTEMA DE CONFINAMIENTO EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

2/2

8. Los daños en las barreras de confinamiento no deben impedir que se pueda extinguir el reactor y mantenerlo en condición segura.

9. Los componentes, equipos y sistemas necesarios para el adecuado desempeño de las barreras de confinamiento, incluyendo la remoción de calor del área confinada, deben ser diseñados con suficiente redundancia, diversidad y segregación para asegurar la confiabilidad necesaria para el cumplimiento de la Norma AR 3.1.3. "Criterios Radiológicos Relativos a Accidentes en Reactores Nucleares de Potencia". Estos componentes, equipos y sistemas deben estar protegidos contra cargas impulsivas, latigazos de cañerías y proyectiles que puedan generarse en situaciones acci-dentales.

10. Las penetraciones y los conductos y cañerías que constituyan prolongaciones selladas de las barreras de confinamiento, deben cumplir con los mismos requerimientos de desempeño que las barreras.

11. Debe reducirse al mínimo el número de conductos que atraviesen las barreras de contención. Estos conductos deben, en caso de necesidad, cerrarse automáticamente, con una confiabilidad y en un tiempo adecuados. El desempeño de las válvulas correspondientes debe tener el mismo nivel de eficiencia y de confiabilidad que el de las estructuras de confinamiento.

12. El acceso de personal o de materiales al área confinada debe hacerse por esclusas con dos compuertas enclavadas, de modo de asegurar que por lo menos una de las compuertas esté ce-rrada durante la operación o las situaciones accidentales.

13. Deben preverse sistemas de monitoreo adecuados para evaluar la situación dentro del área confinada tanto en la operación normal como en condiciones accidentales.

1/3


Alimentación eléctrica esencial en reactores nucleares de potencia


AR 3.5.1.

REVISIÓN 1

1/2

NORMA AR 3.5.1.

ALIMENTACIÓN ELÉCTRICA ESENCIAL EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios generales de seguridad para la provisión de alimentación eléctrica esen-cial efectiva y confiable durante situaciones operacionales y accidentales.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a rectores nucleares de potencia.



3. Alimentación Eléctrica Esencial: Suministro eléctrico necesario para el funcionamiento del sistema de protección, de la instrumentación y de los sistemas importantes para la seguridad.

4. Criterio de Falla Única: Criterio para diseñar un sistema de manera tal que admita la ocurren-cia de una falla única en cualquier subsistema o componente del mismo, sin que por ello deje de prestar la función que le compete.


D. CRITERIOS

6. Debe demostrarse que la alimentación eléctrica esencial cumple con los criterios de seguridad pertinentes del sistema de protección y de la instrumentación de los sistemas importantes para la seguridad.

7. Deben especificarse las funciones que debe cumplir la alimentación eléctrica esencial. Estas especificaciones deben incluir las intensidades de corrientes, secuencias de cargas y períodos de demanda y el tipo de alimentación requeridos para cada caso.

8. Se deben especificar la confiabilidad y disponibilidad requeridas para la alimentación eléctrica esencial y describir los medios usados para cumplir con tal requerimiento.

9. Debe demostrarse por análisis, y verificarse por pruebas y mediciones, que la alimentación eléc-trica esencial funcionará adecuadamente bajo todas las condiciones de demanda (incluyendo los efectos de cargas continuas, pulsadas y transitorias).

10. Solamente las cargas esenciales para la seguridad deben normalmente estar conectadas a la alimentación eléctrica esencial. Si otras cargas no esenciales para la seguridad están conectadas a la alimentación eléctrica esencial, debe probarse que esto no es en perjuicio de la confiabilidad y efectividad de dicha alimentación. Estas cargas, que no sean automáticamente desconectadas por

NORMA AR 3.5.1. ALIMENTACIÓN ELÉCTRICA ESENCIAL EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

2/2

el sistema de protección frente a una situación de falla, deben incluirse en el cálculo total de de-manda. Además, estas cargas no deben impedir el ensayo de la alimentación eléctrica esencial.

11. La alimentación eléctrica esencial debe ser independiente de otros suministros eléctricos, en el sentido que fallas de estos suministros no afecten la confiabilidad y efectividad de la alimentación eléctrica esencial.

12. Debe proveerse suficiente generación eléctrica in situ para enfrentar fallas en el reactor nu-clear en el caso de faltar el suministro de la red.

13. El equipamiento de protección que es alimentado por la alimentación eléctrica esencial debe estar conectado a ella por vías redundantes permanentes. Debe demostrarse que dichas vías cumplen con los criterios de seguridad pertinentes del sistema de protección.

14. El diseño y la distribución espacial de la alimentación eléctrica esencial debe tener en cuenta una protección adecuada contra fuego, misiles y ambientes hostiles que puedan ocurrir durante la operación normal, situaciones accidentales, eventos externos y sabotaje.

15. Deben proveerse controles e instrumentación para operar y monitorear la alimentación eléctri-ca esencial en la sala de control y en otra ubicación suplementaria adecuada, tal que se pueda disponer de suficiente información operacional de dicha alimentación para todas las situaciones operacionales y accidentales.

16. La operación de la alimentación eléctrica esencial debe poderse hacer en forma automática y manual, sin que dependa solamente de una secuencia temporal automática. Debe iniciarse en forma automática en caso de demanda y no debe requerir la acción de un operador durante los primeros 30 minutos. Un operador puede iniciar la operación de la alimentación eléctrica esencial, pero no puede impedir su funcionamiento normal. La operación manual debe cumplir requisitos de confiabilidad compatibles con los del sistema de protección.

17. La alimentación eléctrica esencial debe ser capaz de funcionar durante todo el tiempo que sea necesario para mantener la seguridad.

18. Debe asegurarse la disponibilidad de los servicios necesarios para el correcto funcionamiento de la alimentación eléctrica esencial. En el caso que estos servicios involucren combustible, acei-tes lubricantes, agua de refrigeración o aire comprimido, los sistemas que almacenen, vehiculicen o utilicen estos suministros, y los suministros mismos, deben ser considerados parte de la alimen-tación eléctrica esencial y deben cumplir con criterios de seguridad compatibles con los del siste-ma de protección.

19. Debe almacenarse in situ combustible y preverse otros suministros necesarios para asegurar la provisión de alimentación eléctrica esencial, durante por lo menos 72 horas, sin recurrir a sumi-nistro eléctrico externo. El combustible debe almacenarse, como mínimo, en dos ubicaciones se-paradas, cada una con una cantidad suficiente para cumplir con el abastecimiento durante el tiempo requerido. Se debe evaluar periódicamente la calidad del combustible, para reemplazarlo cuando sea necesario.

20. Cuando se usen suministros eléctricos de la red externa para alimentar el sistema de protec-ción, debe demostrarse que la red y todos los equipos involucrados en la conexión cumplen con los requerimientos y criterios de seguridad del sistema de protección, estén o no en el emplaza-miento del reactor nuclear. En particular, deben cumplir con el criterio de la falla única.

21. Si se incorporan baterías en la alimentación eléctrica esencial, se debe proveer un adecuado margen de capacidad teniendo en cuenta la función requerida y el periodo de funcionamiento. Se deben proveer medios de monitoreo del estado de las baterías y de protección contra fallas que pudieran disminuir la alimentación de las baterías.

22. Las baterías deben mantenerse en condiciones de plena carga durante las situaciones opera-tivas normales mediante operación en paralelo con cargadores adecuados. Los cargadores de baterías deben estar conectados a una alimentación de tipo adecuado. La capacidad de los car-gadores debe ser suficiente como para restaurar la carga de las baterías en un tiempo convenien-te, simultáneamente con la máxima demanda prevista, incluyendo transitorios.


Sistema de calidad de reactores nucleares de potencia


AR 3.6.1.

REVISIÓN 2

1/4

NORMA AR 3.6.1.

SISTEMA DE CALIDAD EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A OBJETIVO

1. Fijar criterios para desarrollar, establecer e implementar un sistema de calidad que cubra todos los aspectos relacionados con la seguridad radiológica y nuclear.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a todas las actividades involucradas en el diseño, construcción, puesta en marcha, operación y retiro de servicio de reactores nucleares de potencia. Con las debidas adaptaciones, esta norma es también aplicable a otras instalaciones Clase I.



3. Calidad: La totalidad de las características de un ítem que le confieren la aptitud para satisfacer tanto las necesidades establecidas como las implícitas.

4. Diseño: El proceso y los resultados del desarrollo de los conceptos, los planes detallados, los cálculos de soporte y las especificaciones para un reactor nuclear de potencia y sus componentes, equipos y sistemas.

5. Eficiencia: Capacidad de producir los resultados deseados con un gasto mínimo de energía, tiempo y recursos.


7. Evaluación: Examen sistemático con el fin de determinar en qué medida un ítem satisface los requisitos especificados.


9. Ítem: Cualquier elemento que pueda ser considerado y descrito individualmente.

10. No Conformidad: No satisfacción de un requisito especificado.

11. Política de Calidad: Orientaciones y objetivos generales de una organización concernientes a la calidad, establecidos y refrendados por la jerarquía máxima de tal organización.

12. Proceso: Conjunto de recursos y actividades relacionados entre sí que transforman elementos entrantes en elementos salientes.

NORMA AR 3.6.1. SISTEMA DE CALIDAD EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

2/4

13. Programa de Calidad: Programa donde se definen la política de calidad, los objetivos, la pla-nificación, la organización, las responsabilidades, los procesos y aquellas actividades que requie-ren procedimientos escritos.

14. Punto de Detención: Etapa en la secuencia de un trabajo, más allá de la cual el ítem no puede ser procesado hasta ser liberado, por el inspector de calidad o persona que solicite la detención.

15. Punto de Presencia: Etapa en la secuencia de un trabajo que debe ser notificada al inspector de calidad a fin de que éste pueda presenciar el desarrollo de las actividades involucradas. En el caso que el inspector no pueda asistir, el ítem puede avanzar hasta la próxima etapa de la se-cuencia de trabajo.

16. Requisito: Expresión formal de las exigencias, o su traducción en un conjunto de especifica-ciones, establecidas -cualitativa o cuantitativamente- para las características de un ítem, con el fin de permitir su realización y su examen.

17. Servicio: Resultado generado por actividades en la interfase entre el proveedor y el cliente y por actividades internas del proveedor, con el fin de responder a las necesidades del cliente.

18. Sistema de Calidad: Conjunto de actividades planificadas e implementadas para asegurar el nivel de calidad de una instalación o práctica.

19. Trabajo: Todo proceso factible de ser planeado, ejecutado, evaluado y mejorado.

20. Validación: Confirmación -lograda por examen y aporte de información cuya veracidad puede demostrarse en base a hechos y obtenida por observación, medición, ensayos u otros medios- de que los requisitos particulares para un uso específico previsto han sido satisfechos.

D. CRITERIOS

DIRECCIÓN

Sistema de Calidad

21. La Entidad Responsable debe establecer un adecuado sistema de calidad que sea compatible con la política de calidad de esa organización. Tal política debe reflejar el compromiso de dicha organización con la mejora continua de la calidad.

22. La Entidad Responsable debe definir la organización que aplicará el programa de calidad, las responsabilidades funcionales, los niveles de conducción y autoridad, las interfases y las líneas de comunicación.

23. El programa de calidad debe definir detalladamente cómo los trabajos van a ser dirigidos, eje-cutados y evaluados, y explicitar las acciones gerenciales previstas, la planificación de éstas y la asignación de los recursos correspondientes.

24. El sistema de calidad debe evidenciar que los niveles de conducción son responsables de proveer la planificación, la dirección, los recursos y el apoyo necesarios para alcanzar los objetivos de la organización; que la calidad especificada para un trabajo se logra por medio de quien lo eje-cuta; y que se evalúa la eficiencia en la ejecución de los trabajos y en la gestión de la dirección.

25. La determinación de la eficiencia en la implementación del programa de calidad y del grado de obtención de los objetivos debe llevarse a cabo mediante indicadores apropiados.

26. El sistema de calidad debe contar con un método para clasificar los ítem y servicios del reactor nuclear de potencia a fin de determinar sus requisitos de calidad. Dicho método debe tener en cuenta la importancia de tales requisitos para la seguridad.


3/4

27. El máximo nivel de conducción de la Entidad Responsable con funciones ejecutivas debe de-signar a un miembro del grupo de dirección con autoridad definida y documentada para establecer y mantener el sistema de calidad.

28. Los sistemas de calidad de contratistas y subcontratistas deben ser consistentes con el de la Entidad Responsable. Tanto la Entidad Responsable como los contratistas y subcontratistas po-drán delegar a terceros la ejecución total o parcial de sus respectivos programas de calidad, pero mantendrán completamente la responsabilidad que les corresponda.

Entrenamiento y Calificación

29. Los trabajos deben ser ejecutados por personal competente, entrenado, calificado y motivado que comprenda claramente las consecuencias que tiene su actividad sobre la seguridad.

30. Los programas de capacitación, entrenamiento, reentrenamiento y motivación deben focalizar la atención sobre el concepto de "hacerlo bien la primera vez" y estar documentados de acuerdo a procedimientos escritos.

Control de No Conformidades y Acciones Correctivas y Preventivas

31. Se deben identificar todos los ítem, servicios y procesos que no cumplan con los requisitos establecidos y evaluar qué incidencia tienen sobre la seguridad. Al respecto, se debe:

- Determinar las causas de las no conformidades y elaborar las acciones correctivas que co-rrespondan.

- Analizar los procesos para prever la ocurrencia de eventuales defectos, fallas o no con-formidades, tomando las medidas preventivas correspondientes.

Control de Documentos y Registros

32. Se debe aplicar un método apropiado para elaborar, emitir, modificar, identificar, validar, revi-sar, aprobar, distribuir y conservar los documentos que correspondan relativos a sistemas, equi-pos, componentes, procesos y servicios del reactor nuclear de potencia.

33. Se debe establecer e implementar un sistema adecuado de registros que asegure que se es-pecifican, preparan, revisan, aprueban y mantienen suficientes registros de los trabajos realizados.

EJECUCIÓN

Trabajos

34. Todos los trabajos deben estar adecuadamente controlados, usando procedimientos, instruc-ciones, planos u otro medio apropiado, para asegurar la calidad de los resultados. Los documen-tos referidos a los trabajos deben tener un nivel de detalle acorde con la complejidad de las tareas, con el grado de automatismo de los equipos, y con la importancia que tengan para la seguridad.

35. Los equipos de monitoreo, medición y ensayo deben poseer un rango, una precisión y una exactitud adecuados para el uso previsto, y estar calibrados de acuerdo a procedimientos escritos.

36. Todos aquellos materiales, componentes, equipos, herramientas y otros elementos que se usen en el reactor nuclear de potencia y que sean importantes para la seguridad deben ser ade-cuadamente identificados para evitar su uso incorrecto. Además se debe controlar la manipulación y el almacenamiento de tales elementos, con vistas a evitar el deterioro de los mismos.


4/4

Diseño

37. Las actividades de diseño deben ser llevadas a cabo de acuerdo a códigos y normas apropia-dos de ingeniería, y por personal calificado y dotado de recursos adecuados y suficientes.

38. Todas las especificaciones para el diseño, especialmente las vinculadas con condiciones signi-ficativas para la seguridad, deben ser identificadas, documentadas y revisadas con el fin de evitar incompatibilidades, conflictos o ambigüedades.

39. Los resultados del diseño deben ser documentados, y su validación realizada por personas distintas de las que realizaron el diseño original.

40. Los métodos de diseño y los criterios utilizados para la aceptación de los resultados del diseño deben ser documentados.

41. Las modificaciones del diseño deben ser sometidas a los mismos requisitos a que fue someti-do el diseño original y ser identificadas, documentadas, revisadas y aprobadas antes de su imple-mentación, por individuos competentes y autorizados.

Compras

42. Se deben establecer procedimientos que aseguren que los ítem y servicios comprados cum-plen los requisitos establecidos.

43. Los proveedores deben ser evaluados y seleccionados -en base a criterios definidos y docu-mentados- previamente a la realización de las compras correspondientes. Se deben mantener registros actualizados de proveedores aceptables.

44. Previo al uso de un ítem o servicio comprado, se debe verificar si se satisfacen los requisitos de calidad establecidos.

Inspección y Ensayo

45. Se deben definir los ítem que requieren inspecciones o ensayos y el alcance, en cada caso, de tales inspecciones y ensayos.

46. Las inspecciones y ensayos deben efectuarse siguiendo procedimientos escritos, los que de-ben contener los criterios de aceptación correspondientes.

47. Se deben tomar medidas adecuadas -tales como "puntos de detención" o "puntos de presen-cia"- para evitar la omisión indebida de inspecciones o ensayos relevantes para la seguridad.

EVALUACIÓN

Autoevaluación Gerencial

48. Los directivos de la organización encargada de aplicar el sistema de calidad deben, continua-mente, evaluar la eficiencia de los procesos de los cuales son responsables, e identificar, corregir y prevenir aquellos problemas relativos a la gestión gerencial que atenten contra el logro de los objetivos establecidos.

49. Los resultados y conclusiones de las auto evaluaciones gerenciales deben documentarse ade-cuadamente.

Evaluación Independiente

50. La eficiencia en la aplicación del sistema de calidad debe ser evaluada como mínimo anual-mente, por organismos técnicamente competentes e independientes de aquellos que realizan la ejecución de los trabajos. Los resultados deben ser comunicados al máximo nivel de conducción y tenidos en cuenta para el mejoramiento de la calidad.

1/3


Cronograma de la documentación a presentar antes de la operación comercial de un reactor nuclear de potencia


AR 3.7.1.

REVISIÓN 1

1/3

NORMA AR 3.7.1.

CRONOGRAMA DE LA DOCUMENTACIÓN A PRESENTAR ANTES DE LA OPERACIÓN COMERCIAL DE UN

REACTOR NUCLEAR DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer el cronograma de la documentación que debe presentar la Entidad Responsable a la Autoridad Regulatoria para solicitar las licencias de construcción, puesta en marcha y ope-ración.

B. ALCANCE

2. La presente norma es aplicable a reactores nucleares de potencia.



3. Construcción: Proceso que comprende la ejecución de obras civiles de la instalación Clase I, el montaje de sus componentes, equipos y sistemas, así como la realización de las pruebas respectivas. Tal ejecución excluye los trabajos de preparación y excavación del sitio del empla-zamiento, y se considera iniciada cuando se procede a la colada de hormigón correspondiente.


5. Licencia: Documento por medio del cual la Autoridad Regulatoria autoriza, bajo ciertas con-diciones, la operación de una instalación o la ejecución de una dada etapa de la vida de dicha instalación. Estas etapas pueden ser la construcción, puesta en marcha, retiro de servicio o cualquier otra que la Autoridad Regulatoria juzgue necesario licenciar.

6. Licencia de Construcción: Documento por medio del cual la Autoridad Regulatoria autoriza a la Entidad Responsable, bajo ciertas condiciones, para que inicie la construcción de una ins-talación Clase I.


8. Licencia de Puesta en Marcha: Documento por medio del cual la Autoridad Regulatoria autoriza a la Entidad Responsable de una instalación nuclear Clase I, bajo ciertas condiciones, a que inicie las actividades de puesta en marcha de la misma.

9. Programa de Calidad: Programa donde se definen la política de calidad, los objetivos, la planificación, la organización, las responsabilidades, los procesos y aquellas actividades que requieren procedimientos escritos.

10. Pruebas Preliminares: Conjunto de pruebas realizadas en una instalación Clase I o Clase II antes de la recepción o montaje de aquellos materiales o dispositivos previstos en el diseño que generen o sean capaces de generar radiaciones ionizantes, y planificadas para comprobar

NORMA AR 3.7.1. CRONOGRAMA DE LA DOCUMENTACIÓN A PRESENTAR ANTES DE LA OPERACIÓN COMERCIAL DE UN REACTOR NUCLEAR DE POTENCIA – REVISIÓN 1

2/3

que, previo a la puesta en marcha, los componentes, equipos y sistemas cumplen con sus ba-ses originales de diseño y con los criterios de performance pertinentes.

11. Puesta en Marcha: Conjunto de pruebas realizadas en una instalación Clase I o Clase II después de la recepción o montaje de aquellos materiales o dispositivos previstos en el diseño que generen o sean capaces de generar radiaciones ionizantes, y planificadas para comprobar que la instalación reúne todas las condiciones para su operación en condiciones de seguridad.

12. Sistema de Calidad: Conjunto de actividades planificadas y desarrolladas para asegurar el nivel de calidad de una instalación o práctica.

D. CRITERIOS

13. La puesta en marcha de un reactor nuclear de potencia debe considerarse iniciada con la carga de combustible y moderador en el reactor.

14. El cronograma de la documentación a presentar es el siguiente:

1 Presentación del Informe Preliminar de Seguridad (IPS).

Nueve (9) meses antes de solicitarse la licencia de construcción.

2

Presentación sistemática de informes relacionados con los eventuales cam-bios de diseño y otros aspectos, resultantes de la interacción entre la Entidad Responsable y la Autoridad Regulatoria.

Se inicia dos (2) meses después de la presentación del IPS y continúa hasta un (1) mes antes de la carga del combustible y moderador en el reactor.

3 Presentación del sistema de calidad, incluyendo el correspondiente programa y toda otra documentación relacionada con la calidad.

Se inicia un (1) mes después de la presentación del IPS y continúa actualizándose progresivamente.

4 Presentación sistemática de informes de progreso sobre la construcción del reactor, excluyendo las pruebas preli-minares.

Mensualmente, a partir de la obtención de la licencia de construcción.

5 Presentación del proyecto de organigrama de operación y del programa de entrenamiento del personal.

En la fecha de comienzo de la construcción. Debe actualizarse toda vez que se produzcan cambios.

6 Presentación del programa de pruebas preliminares.

Seis (6) meses antes del inicio de las pruebas preliminares.

7 Presentación sistemática de informes de progreso sobre el desarrollo del programa de pruebas preliminares.

A partir del comienzo de las pruebas preliminares y en forma continuada durante la ejecución del programa.

8 Presentación del Informe de Seguridad (IS).

Doce (12) meses antes de solicitarse la licencia de puesta en marcha.

9

Presentación de eventuales informes adicionales y modificaciones al IS re-sultantes de la interacción entre la Entidad Responsable y la Autoridad Regulatoria.

A partir de la presentación del IS y en forma continuada hasta un (1) mes antes de solicitarse la licencia de operación.

NORMA AR 3.7.1. CRONOGRAMA DE LA DOCUMENTACIÓN A PRESENTAR ANTES DE LA OPERACIÓN COMERCIAL DE UN REACTOR NUCLEAR DE POTENCIA – REVISIÓN 1

3/3

10 Presentación del programa de puesta en marcha, incluyendo la puesta a crítico del reactor, pruebas y subida de potencia.

Doce (12) meses antes de solicitarse la licencia de puesta en marcha.

11 Presentación sistemática de informes de progreso sobre el desarrollo del programa de puesta en marcha.

A partir del comienzo de la puesta en marcha y en forma continuada durante la ejecución del programa.

12 Presentación del código de práctica y de la versión preliminar del manual de operación.

Cuatro (4) meses antes de la puesta a crítico del reactor.

13 Presentación de un informe conteniendo los resultados de la implementación del programa de calidad.


14 Presentación del pedido de licencias del personal junto con los resultados de los exámenes psicofísicos y teórico-prácticos.


15 Presentación de la documentación referente a la constitución de un comité ad-hoc de arranque y subida de potencia.

Tres (3) meses antes de la puesta a crítico del reactor.

16 Presentación del plan de emergencia. Tres (3) meses antes de la puesta a críti-co del reactor.

17 Presentación del manual de mantenimiento.

Un (1) mes antes de solicitarse la licencia de operación.

18 Presentación del informe del comité ad-hoc.

Después de finalizarse la puesta en marcha y un (1) mes antes de solicitarse la licencia de operación.

19 Presentación de la versión final del manual de operación.


15. Los plazos que figuran en el criterio N° 14, son los mínimos exigidos por la Autoridad Regu-latoria.

1/4


Pruebas preliminares y puesta en marcha de reactores nucleares de potencia


AR 3.8.1.

REVISIÓN 1

1/4

NORMA AR 3.8.1

PRUEBAS PRELIMINARES Y PUESTA EN MARCHA DE REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer criterios generales que se deben cumplir en las pruebas preliminares y en la puesta en marcha.

B. ALCANCE

2. La presente norma es aplicable a reactores nucleares de potencia.



3. Construcción: Proceso que comprende la ejecución de obras civiles de una instalación Clase I, el montaje de sus componentes, equipos y sistemas, así como la realización de las pruebas respectivas. Tal ejecución excluye los trabajos de preparación y excavación del sitio del emplazamiento, y se considera iniciada cuando se procede a la colada de hormigón corres-pondiente.




7. Pruebas Preliminares: Conjunto de pruebas realizadas en una instalación Clase I o Clase II antes de la recepción o montaje de aquellos materiales o dispositivos previstos en el diseño que generen o sean capaces de generar radiaciones ionizantes, y planificadas para comprobar que, previo a la puesta en marcha, los componentes, equipos y sistemas cumplen con sus ba-ses originales de diseño y con los criterios de performance pertinentes.



NORMA AR 3.8.1. PRUEBAS PRELIMINARES Y PUESTA EN MARCHA DE REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA – REVISIÓN 1

2/4

D. CRITERIOS

10. La puesta en marcha de un reactor nuclear de potencia debe considerarse iniciada con la carga de combustible y moderador en el reactor; las pruebas preliminares, en cambio, están comprendidas en la etapa de construcción de la instalación.

11. No puede iniciarse la puesta en marcha de un reactor nuclear de potencia sin la previa li-cencia de puesta en marcha solicitada por la Entidad Responsable y otorgada por la Autoridad Regulatoria.

12. La Entidad Responsable de un reactor nuclear de potencia debe establecer un programa de pruebas preliminares, un programa de puesta en marcha y una organización que los ponga en práctica. Los programas y la descripción de la organización deben ser remitidos a la Autoridad Regulatoria, de acuerdo al cronograma y requisitos mínimos establecidos en la Norma AR 3.7.1 “Cronograma de la Documentación a Presentar Antes de la Operación Comercial de un Reactor Nuclear de Potencia”.

13. La Entidad Responsable es responsable de coordinar y controlar tanto las pruebas prelimi-nares como la puesta en marcha, pudiendo delegar total o parcialmente la ejecución de las mismas, sin perjuicio de mantener en su totalidad la responsabilidad que le corresponde.

14. La Entidad Responsable debe asignar formalmente las responsabilidades para los ensayos de los distintos componentes equipos y sistemas, identificando las personas que tienen asig-nadas tales responsabilidades, asegurando tanto una adecuada coordinación temporal y fun-cional como la disponibilidad de los recursos necesarios, y fijando la calificación requerida del personal involucrado.

15. Deben establecerse un sistema de calidad de las actividades comprendidas en las pruebas preliminares y en la puesta en marcha que satisfagan, con una adecuada gradación, los crite-rios de la Norma AR 3.6.1. “Sistema de Calidad”.

16. El programa de pruebas preliminares y el programa de puesta en marcha deben formularse de modo que los objetivos, los métodos, las condiciones y los criterios de aceptación de las pruebas de componentes, equipos y sistemas estén clara y explícitamente especificados.

17. El programa de pruebas preliminares debe demostrar que tales pruebas permitirán verificar el cumplimiento, por parte de los componentes, equipos y sistemas de la instalación que co-rrespondan en esta etapa, de los requerimientos y objetivos de diseño incorporados al informe de seguridad.

18. El programa de puesta en marcha debe permitir demostrar que se cumplirán los objetivos de diseño de todos los componentes, equipos y sistemas, que la instalación operará en condi-ciones de seguridad -tanto en funcionamiento normal como en incidentes operacionales- y que funcionarán adecuadamente los sistemas destinados a enfrentar situaciones accidentales.

Pruebas Preliminares

19. El programa de pruebas preliminares debe enumerar todas las pruebas que sean necesa-rias para demostrar que el reactor nuclear de potencia ha sido diseñado y construido de modo tal que podrá operarse en condiciones de seguridad.

20. El programa de pruebas preliminares debe estar dividido en etapas, especificando qué gru-po de pruebas debe completarse en cada etapa y qué aprobaciones son necesarias para em-pezar la etapa siguiente. El programa debe también prever las acciones correctivas ante defi-ciencias que puedan encontrarse como resultado de las pruebas preliminares.

21. El programa de pruebas preliminares debe prever un examen y análisis inicial para asegu-rar que la construcción y montaje de estructuras, componentes, equipos y sistemas se realizará de acuerdo con los requerimientos del diseño y las especificaciones pertinentes.


3/4

22. Las pruebas preliminares deben incluir pruebas de performance “en frío” y “en caliente”. Las pruebas “en frío” deben verificar la información operativa de los equipos, la compatibilidad de sistemas que comparten interfases y la performance funcional de los sistemas. Las pruebas “en caliente” deben verificar el cumplimiento de requerimientos específicos simulando condiciones operativas del reactor en cuanto a temperaturas, presiones y caudales.

23. La Entidad Responsable debe asegurar la adecuada interfaz entre el montaje de compo-nentes, equipos y sistemas, y las pruebas preliminares, facilitando en particular el cumplimiento del criterio N° 13; y debe asegurar, también, el adecuado traspase de la información pertinente al grupo de operación de la instalación.

24. La Entidad Responsable debe identificar a un grupo que esté a cargo de las pruebas preli-minares, el que debe estar compuesto y dirigido por personas que acrediten conocimientos y experiencia adecuados para cada una de las funciones.

Puesta en Marcha

25. La Entidad Responsable debe establecer un comité “ad-hoc" para la puesta en marcha integrado por personas calificadas y con experiencia en el diseño, construcción, puesta en marcha y operación de reactores nucleares de potencia.

26. El programa de puesta en marcha debe estar dividido en etapas las que, como mínimo, son las siguientes:

Carga del combustible y moderador. Pruebas precríticas. Pruebas de criticidad inicial. Pruebas a potencia creciente. Pruebas a plena potencia.

Antes de pasar de una etapa a la siguiente la Entidad Responsable debe efectuar una revisión adecuada de los resultados de la etapa previa y contar con la aprobación del comité “ad hoc".

27. La información obtenida a partir de las pruebas de puesta en marcha debe permitir demos-trar que no existen diferencias relevantes entre los parámetros reales del reactor y los utilizados en el informe de seguridad, y que se confirman las hipótesis usadas para predecir el compor-tamiento del reactor en situaciones operacionales y accidentales.

28. El programa de puesta en marcha debe prever la verificación, mediante pruebas, de que los procedimientos operativos para todas las situaciones previstas de la instalación son apropiados y de que los límites de operación establecidos son adecuados y practicables.

29. El programa de puesta en marcha debe describir los aspectos de seguridad adoptados los que, como mínimo, deben cubrir:

a. Un plan de emergencia específico destinado a mitigar eventuales accidentes durante la puesta en marcha.

b. Los sistemas de alarma destinados a alertar sobre un incremento indebido de flujo neu-trónico durante la carga de combustible y moderador.

c. Las verificaciones de las características del caudal del refrigerante y de la efectividad del sistema de manipulación de elementos combustibles usados, que deben realizarse luego de la carga de combustible.

d. Los procedimientos a utilizarse durante la puesta a crítico para que, una vez alcanzado el rango de lectura de los instrumentos de medición neutrónica, se comparen las pre-dicciones de reactividad calculadas con los valores efectivamente medidos.

e. Los ensayos de eficacia de los sistemas de extinción automáticos previos a las pruebas de criticidad y el criterio de fijación de los niveles de disparo correspondientes.


4/4

f. Las precauciones que se establezcan para evitar una dilución accidental en el modera-dor de los venenos neutrónicos líquidos, durante las pruebas de criticidad.

g. Las precauciones para asegurar la eficacia de los sistemas de protección cuando las condiciones del refrigerante se acerquen a las de cambio de fase.


Criterios generales de seguridad para la operación de reactores nucleares de potencia


AR 3.9.1.

REVISIÓN 1

1/4

NORMA AR 3.9.1

CRITERIOS GENERALES DE SEGURIDAD PARA LA OPERACIÓN DE

REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer criterios de seguridad radiológica para la operación.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a la operación de reactores nucleares de potencia .



3. Responsable Primario: Persona que asume la responsabilidad directa por la seguridad radiológica de una Instalación Clase I.



D. CRITERIOS

6. La Entidad Responsable solo podrá operar el reactor nuclear de potencia si cuenta previa-mente con:

a. Licencia de operación otorgada por la Autoridad Regulatoria. b. El personal de la instalación que ocupa funciones especificadas en el organigrama de

operación, licenciado y autorizado por la Autoridad Regulatoria.

7. El Responsable Primario tiene la responsabilidad directa por la seguridad radiológica y nu-clear de la instalación debiendo hacer todo lo razonable y compatible con sus posibilidades en favor de la seguridad durante la operación del reactor nuclear de potencia, cumpliendo como mínimo las normas y requerimientos de la Autoridad Regulatoria.

8. El Responsable Primario debe estar asesorado por un Comité Interno Asesor de Seguridad (CIAS) en los aspectos relacionados con la seguridad radiológica y nuclear. Los miembros del CIAS serán designados por el Responsable Primario; el 60 % de dichos miembros debe perte-

NORMA AR 3.9.1 CRITERIOS GENERALES DE SEGURIDAD PARA LA OPERACIÓN DE REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

2/4

necer al plantel de la instalación y el resto a otros sectores de la Entidad Responsable, o ser expertos independientes.

9. La Entidad Responsable debe contar con una estructura orgánica adecuada y disponer de los recursos necesarios para efectuar una supervisión que garantice que la instalación opera en condiciones de seguridad y prestar todo el apoyo que necesite el Responsable Primario para cumplir con sus responsabilidades.

10. La Entidad Responsable debe estar asesorada por un Comité de Revisión Técnica (CRT), independiente de la instalación, constituido por profesionales con amplia experiencia en la ope-ración de reactores nucleares de potencia. Este comité se reunirá como mínimo mensualmente a fin de revisar el desarrollo de la operación del reactor, analizar la importancia de los inciden-tes operacionales previstos y eventos relevantes ocurridos y evaluar las propuestas de modifi-caciones al diseño, que pudiesen afectar los sistemas relacionados con la seguridad.

11. La Entidad Responsable debe efectuar una realimentación de la experiencia operativa, promoviendo las investigaciones que sean necesarias y proponiendo modificaciones a los componentes, sistemas o procedimientos que introduzcan mejoras a la seguridad de la instala-ción.

12. La Entidad Responsable debe mantener una comunicación apropiada con las entidades encargadas del diseño, la construcción y la puesta en marcha, y con otras entidades operado-ras de reactores nucleares de potencia semejantes para asegurar el intercambio adecuado de información y experiencia.

13. La Entidad Responsable debe establecer un programa para el reentrenamiento del personal que ocupa las posiciones licenciables del organigrama de operación.

14. La Entidad Responsable debe establecer un programa de garantía de calidad en operación a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

15. El reactor nuclear de potencia debe ser operado dentro de los límites y condiciones de ope-ración establecidos en la documentación mandatoria que se indica en la Licencia de operación.

16. Los valores límites de las variables asociadas a la actuación de los sistemas de seguridad deben mantenerse en el rango que asegure el cumplimiento de los postulados enunciados en la documentación mandatoria.

17. Después de producida una salida de servicio imprevista del reactor, se deben evaluar las causas del evento y, de ser necesario, tomar las acciones correctivas correspondientes para asegurar el rearranque del reactor en condiciones seguras. En caso de que el evento haya implicado un apartamiento de los límites y condiciones de operación establecidos, las causas deben ser debidamente investigadas. En todos los casos debe darse intervención al Comité Interno Asesor de Seguridad.

18. Toda modificación importante propuesta para un sistema, componente o procedimiento debe ser evaluada y conformada por el Comité Interno Asesor de Seguridad y, cuando sea necesario y posible, se debe requerir la opinión del diseñador. Si dicha modificación pudiera tener influencia significativa en la seguridad del reactor, en la protección radiológica o implicase un apartamiento de los límites y condiciones de operación establecidos en la documentación mandatoria, además debe ser evaluada por el Comité de Revisión Técnica y previamente auto-rizada por la Autoridad Regulatoria.

19. El reactor nuclear de potencia debe contar permanentemente con una reserva para alma-cenar elementos combustibles irradiados, equivalente como mínimo al número de elementos combustibles contenidos en el núcleo del reactor.

20. Debe efectuarse periódicamente en la instalación un ejercicio de aplicación del plan de emergencia, debiendo convenirse con antelación con la Autoridad Regulatoria el cronograma y contenido del ejercicio.


3/4

21. Todas las tareas de mantenimiento, ensayo o inspección que impliquen alguna modificación transitoria de los límites y condiciones de operación, deben ser verificadas por personal califi-cado independiente del que realizó la tarea.

22. De acuerdo a lo establecido en el organigrama de operación, se deben mantener adecua-damente cubiertos los puestos de trabajo allí establecidos.

23. El plantel mínimo de operación debe contemplar la cantidad necesaria de personal autori-zado de manera de cubrir los turnos de operación, los reemplazos, la permanencia como míni-mo de dos operadores en la sala de control y asegurar que cada operador no exceda de un turno diario de labor, admitiéndose, en circunstancias debidamente justificadas, la extensión a dos (2) turnos como máximo.

24. Toda la documentación presentada por la Entidad Responsable para la obtención de la licencia de operación, a la que la Autoridad Regulatoria otorgue carácter mandatorio, debe estar permanentemente actualizada.

25. El informe final de seguridad debe ser actualizado cada vez que haya modificaciones al diseño de la instalación o a los límites y condiciones de operación y revisado al menos una vez cada cinco (5) años.

26. Debe existir un sistema de conservación y archivo de los registros de manera que puedan ser adecuadamente recuperados.

27. Durante la vida útil de la instalación debe mantenerse un conjunto completo y actualizado de planos y descripciones de la instalación, del reactor, de sus correspondientes equipos auxi-liares y de todos los dispositivos relacionados con la seguridad.

28. Durante la vida útil de la instalación deben conservarse los registros históricos de compo-nentes y equipos de sistemas importantes para la seguridad.

29. Deben conservarse los protocolos y registros de operación y los resultados del programa de inspección en servicio y de pruebas repetitivas durante la vida útil de la instalación o por los plazos que específicamente se indiquen en la licencia de operación.

30. Deben conservarse durante la vida útil de la instalación las actas de las reuniones del Co-mité Interno Asesor de Seguridad y del Comité de Revisión Técnica.

31. Debe registrarse toda modificación de un sistema, componente o procedimiento que tenga influencia en la seguridad de la instalación o en la protección radiológica de su personal o del público.

32. Deben registrarse todos los incidentes operacionales que ocurran en la instalación. En caso que alguno de estos incidentes sea relevante debe, además, efectuarse la comunicación co-rrespondiente a la Autoridad Regulatoria.

33. Deben conservarse durante la vida útil de la instalación los registros de la actividad y forma de descarga de efluentes radiactivos al ambiente.

34. Deben registrarse mensualmente las dosis ocupacionales debidas a:

a. La exposición externa. b. La incorporación de material radiactivo en ese período.


4/4

Estos registros se deben confeccionar de manera tal que la instalación pueda informar:

a. Las dosis individuales. b. Las dosis colectivas resultantes del desarrollo de las distintas tareas de operación,

mantenimiento y reparación.

Estos registros deben conservarse durante treinta años contados a partir de la finalización de la prestación de servicios del personal involucrado.

35. Deben registrarse los niveles de radiación y las concentraciones de radionucleidos en aire y en superficie de las áreas de trabajo.

36. Debe registrarse toda reparación o cambio de componentes de sistemas que contengan material radiactivo.

37. Deben conservarse durante la vida útil de la instalación las revisiones fuera de vigencia de planos y procedimientos de operación y mantenimiento.

38. Debe conservarse durante la vida útil de la instalación toda la documentación de montaje y puesta en marcha.

39. Deben conservarse durante la vida útil de la instalación los registros del control de calidad.

1/3


Comunicación de eventos relevantes en reactores nucleares de potencia


AR 3.9.2.

REVISIÓN 1

1/1

NORMA AR 3.9.2.

COMUNICACIÓN DE EVENTOS RELEVANTES EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios que deben seguirse para la comunicación de eventos relevantes.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a reactores nucleares de potencia.



3. Evento Relevante: Evento anormal durante la operación considerado como significativo desde el punto de vista de la seguridad nuclear.

D. CRITERIOS

4. La Entidad Responsable debe informar a la Autoridad Regulatoria, tan pronto como sea po-sible, la ocurrencia de un evento relevante y, posteriormente, presentar un informe analítico, en el plazo y con la modalidad establecida en la licencia de operación.

5. Se deben considerar como eventos relevantes aquellos que impliquen:

a. Una disminución significativa del nivel de la seguridad de los sistemas relacionados con: el control de la reactividad, de la presión, del caudal o de la temperatura del circui-to primario; los parámetros del sistema del moderador; los parámetros del sistema se-cundario.

b. Una indisponibilidad verificada de sistemas de protección, de la instrumentación rela-cionada con la seguridad y de los suministros esenciales.

c. Una degradación significativa de una de las barreras principales de seguridad (vainas de elementos combustibles, circuito primario de presión y sistema de confinamiento).

d. Una exposición ocupacional o una descarga de efluentes radiactivos al ambiente, en exceso de los límites autorizados correspondientes.

6. También se deben considerar eventos relevantes:

a. Eventos internos o externos, de origen natural o resultantes de la acción humana, que concebiblemente puedan afectar directa o indirectamente la seguridad de la instalación.

b. Todo otro evento considerado como relevante por el Comité Interno Asesor de Seguri-dad de la instalación.

NORMA AR 3.9.2. COMUNICACIÓN DE EVENTOS RELEVANTES EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

2/2

7. El informe analítico de los eventos relevantes debe incluir una descripción del estado de la instalación antes del evento; una descripción del evento con la secuencia de acontecimientos; análisis de las fallas o secuencias de fallas de componentes o sistemas; las acciones de los operadores en relación con el evento, y las consecuencias del evento. Debe, además, hacer referencia a eventos similares o relacionados que hayan ocurrido en la instalación, y analizar las implicancias del evento para la seguridad, indicando si correspondiera las acciones correcti-vas.


Protección contra terremotos en reactores nucleares de potencia


AR 3.10.1.

REVISIÓN 1

1/2

NORMA AR 3.10.1.

PROTECCIÓN CONTRA TERREMOTOS EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios de diseño contra los terremotos que puedan afectar la seguridad radioló-gica o nuclear.

B. ALCANCE




3. Terremoto Probable: El terremoto más relevante entre los que se espera que ocurran por lo menos una vez durante la vida del reactor nuclear de potencia.

4. Terremoto Severo: El terremoto más relevante que pueda razonablemente postularse para el emplazamiento sobre la base de la mejor información geológica y sismológica disponible, de modo que la probabilidad anual estimada de ocurrencia de terremotos mayores que el postulado no ex-ceda 10-3.

D. CRITERIOS

5. Para el lugar de emplazamiento del reactor nuclear de potencia deben definirse el terremoto probable y el terremoto severo, expresados mediante parámetros adecuados tales como los es-pectros de respuesta para diversos amortiguamientos.

6. Se debe garantizar que el nivel de seguridad del reactor nuclear de potencia no se deteriore significativamente por la ocurrencia de un terremoto probable, y que pueda restablecerse la opera-ción normal después de una adecuada inspección.

7. Las estructuras, sistemas y componentes importantes para la seguridad deben asegurar que el reactor pueda extinguirse y que pueda removerse el calor residual durante el tiempo que sea ne-cesario aún si ocurriera un terremoto severo.

8. Debe demostrarse que las consecuencias radiológicas de fallas de la instalación, causadas por terremotos mayores que el terremoto severo y la probabilidad de su ocurrencia cumplen con las condiciones establecidas en la Norma AR 3.1.3. "Criterios Radiológicos Relativos a Accidentes en Reactores Nucleares de Potencia".

NORMA AR 3.10.1. PROTECCIÓN CONTRA TERREMOTOS EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

2/2

9. El cumplimiento de los criterios N° 6, 7 y 8 de la presente Norma debe demostrarse teniendo en cuenta que:

a. el terremoto puede ocurrir durante la situación operacional más adversa; b. el terremoto puede afectar suministros importantes para la seguridad del reactor, y c. el terremoto puede afectar las características del emplazamiento, causando otros eventos

externos o la pérdida del sumidero final de calor.

1/3


Desmantelamiento de reactores nucleares de potencia


AR 3.17.1.

REVISIÓN 2

1/2

NORMA AR 3.17.1.

DESMANTELAMIENTO DE REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios para el desmantelamiento seguro.

B. ALCANCE

2. La presente norma es aplicable al desmantelamiento de un reactor nuclear de potencia.





5. Retiro de Servicio: Proceso en virtud del cual se lleva a cabo el cierre definitivo de una ins-talación Clase I, a los efectos de posibilitar el uso irrestricto del sitio de su emplazamiento.

D. CRITERIOS

6. La Entidad Responsable poseedora de la Licencia de Retiro de Servicio es responsable de planificar y proveer los medios necesarios para el desmantelamiento seguro del Reactor Nu-clear de Potencia.

7. El programa de desmantelamiento debe contemplar los arreglos institucionales necesarios y prever una adecuada protección radiológica en cada uno de sus pasos. La puesta en práctica de dicho programa requiere la aprobación previa de la Autoridad Regulatoria.

8. El programa de desmantelamiento debe incluir todos los pasos que sean necesarios para asegurar la adecuada protección radiológica con el mínimo de vigilancia a posteriori del des-mantelamiento.

9. La Entidad Responsable podrá delegar en todo o en parte la ejecución del desmantelamien-to, pero mantendrá totalmente su responsabilidad. Durante el proceso de desmantelamiento, la Entidad Responsable debe considerar, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, los siguien-tes aspectos:

a. Gestión del proyecto b. Gestión en el emplazamiento

NORMA AR 3.17.1. DESMANTELAMIENTO DE REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

2/2

c. Papel y responsabilidades de las organizaciones involucradas d. Protección radiológica e. Garantía de calidad f. Segregación, acondicionamiento, transporte y eliminación de residuos g. Monitoreo después de terminar etapas parciales del desmantelamiento h. Protección física i. Cumplimiento de los acuerdos internacionales de salvaguardias

10. Cuando el desmantelamiento sea diferido por un tiempo significativo después de haberse iniciado la etapa de retiro de servicio del reactor, la Entidad Responsable debe proveer el ade-cuado resguardo de los planos, informes, datos y de toda otra documentación que sea de im-portancia para el desmantelamiento. En este caso, la Entidad Responsable también mantendrá su responsabilidad durante dicho tiempo.

1/2


Exposición ocupacional en reactores nucleares de investigación


AR 4.1.1.

REVISIÓN 0

1/2

NORMA AR 4.1.1.

EXPOSICIÓN OCUPACIONAL EN REACTORES NUCLEARES DE INVESTIGACIÓN

A. OBJETIVO


B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a las características de diseño de los reactores nucleares de investiga-ción, relacionadas con la exposición de los trabajadores.





5. Dosis: Medida de la radiación recibida o absorbida por un órgano o cuerpo. Se utilizan, según el contexto, las magnitudes denominadas dosis efectiva, dosis equivalente, dosis colectiva y dosis efectiva comprometida. Los términos calificativos se suelen omitir cuando no son necesarios para precisar la magnitud de interés

6. Dosis Equivalente Ambiental, H*(d): Dosis equivalente en la esfera ICRU1 -a la profundidad d- cuando se encuentra en un campo de radiación alineado y expandido, en el radio opuesto al senti-do del campo alineado. Cuando la radiación es penetrante, se adopta d = 10 milímetros.


8. Optimización: Procedimiento para reducir tanto como sea razonablemente alcanzable, tenien-do en cuenta factores sociales y económicos, la dosis colectiva originada en una Instalación o en una práctica.

1 International Commission on Radiation Units and Measurements. ICRU Report 51.

NORMA AR 4.1.1. EXPOSICIÓN OCUPACIONAL EN REACTORES NUCLEARES DE INVESTIGACIÓN

2/2

D. CRITERIOS

9. Las dosis anuales que reciban los trabajadores expuestos deben ser inferiores a las restriccio-nes de dosis establecidas, y los sistemas de protección deben estar optimizados. Para verificar el cumplimiento de este criterio, se podrá tener en cuenta el factor de ocupación previsto para los distintos locales; en cambio no podrá tenerse en cuenta un eventual reemplazo de trabajadores.

10. Debe darse preferencia a la protección radiológica lograda mediante los sistemas propios de la instalación, frente a la obtenible por medios operativos.

11. La tasa de dosis equivalente ambiental en locales sin restricción de acceso para trabajadores, no debe exceder 3 µSv/h; en aquellos lugares donde sea superado este valor deberán preverse procedimientos adicionales de protección. En particular, el acceso a los locales donde la tasa de dosis equivalente ambiental exceda 200 µSv/h debe estar prevenido mediante una barrera física apropiada.

12. En locales sin restricción de acceso, la concentración de radionucleidos en aire no excederá 1/100 DAC.

13. Ningún trabajador debe estar expuesto a concentraciones de radionucleidos en aire superiores a 1/10 DAC. En los locales donde estos valores de concentración puedan detectarse, deben pre-verse dispositivos para monitoreo y medios de protección adecuados.


15. El diseño debe permitir el adecuado mantenimiento y las reparaciones del reactor sin que los trabajadores estén expuesto a tasas de dosis equivalente ambiental superiores a 200 µSv/h.

1/2


Limitación de efluentes radiactivos en reactores nucleares de investigación


AR 4.1.2.

REVISIÓN 1

1/2

NORMA AR 4.1.2.

LIMITACIÓN DE EFLUENTES RADIACTIVOS EN REACTORES NUCLEARES DE INVESTIGACIÓN

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios de protección radiológica que se deben tener en cuenta en el diseño para limitar las descargas de efluentes radiactivos al ambiente.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño de reactores nucleares de investigación.



3. Efluente Radiactivo: Cualquier material radiactivo líquido, gaseoso o en forma de aerosol pro-cedente de una instalación, que la Entidad Responsable somete a control antes de su descarga al ambiente de manera que la actividad descargada resulte compatible con los límites establecidos por la Autoridad Regulatoria.

4. Grupo Crítico: Grupo de población representativo de los individuos más expuestos y homogé-neo en cuanto a los parámetros que influyen en las dosis recibidas, durante la operación normal o en caso de accidentes, en una instalación o práctica no rutinaria.

D. CRITERIOS

5. Deben optimizarse los sistemas de limitación de las descargas de efluentes radiactivos teniendo en cuenta el costo correspondiente a cada alternativa factible y la dosis colectiva total resultante de la liberación de efluentes radiactivos durante toda la vida de la instalación.

6. Debe preverse como mínimo suficiente retención de modo tal que se cumplan las siguientes restricciones de dosis:

a) La dosis efectiva anual en el grupo crítico debida a la liberación de efluentes radiactivos no exceda de 0,3 mSv. b) La dosis efectiva colectiva por unidad de energía térmica generada no exceda de 5 mSv hombre por MW año.

7. Debe preverse que la actividad descargada al ambiente en un (1) trimestre calendario no debe exceder 1/3 del valor anual deducido a partir de los criterios N° 5 y N° 6.

8. Debe preverse que la actividad descargada al ambiente en un (1) día no debe exceder de cua-tro veces el valor promedio deducido a partir de los criterios N° 5 y N° 6.

9. Las descargas de efluentes radiactivos al ambiente deben tener lugar solamente por rutas con-troladas. Las descargas a la atmósfera deben realizarse por rutas controladas que terminen en una chimenea adecuada.

NORMA AR 4.1.2. LIMITACIÓN DE EFLUENTES RADIACTIVOS EN REACTORES NUCLEARES DE INVESTIGACIÓN

2/2

10. Los efluentes radiactivos líquidos deben ser contenidos en tanques ubicados en una conten-ción secundaria cuya superficie sea fácilmente descontaminable. El volumen de la contención secundaria debe ser al menos igual al del mayor tanque primario. La contención secundaria debe poder drenarse a un sumidero con medios adecuados de monitoreo y de remoción de los líquidos. El sistema de monitoreo debe accionar una alarma en el caso de falla de tanques primarios.

11. Debe preverse una planta adecuada de tratamiento de efluentes líquidos, incluyendo: tanques de retardo, sistemas de remoción de material en suspensión y sistemas de monitoreo previo a la descarga ambiental.

12. Debe preverse que los lugares de almacenamiento, tanques y tuberías del sistema de efluen-tes estén identificados con señalización adecuada.

13. Debe preverse la realización del monitoreo de las descargas al ambiente, de efluentes radiac-tivos preferentemente de manera continua o, como alternativa, a intervalos a determinarse de acuerdo con las condiciones de operación y a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

1/4


Criterios radiológicos relativos a accidentes en reactores de investigación


REVISIÓN 2

AR 4.1.3.

1/3

NORMA AR 4.1.3.

CRITERIOS RADIOLÓGICOS RELATIVOS A ACCIDENTES EN REACTORES DE INVESTIGACIÓN

A. OBJETIVO

1. Establecer las condiciones generales que se deben cumplir, para prevenir la ocurrencia de acci-dentes así como mitigar las consecuencias radiológicas en el caso que estos ocurran.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a reactores de investigación.



3. Accidente: Suceso de carácter aleatorio que puede ocurrir en una instalación, cuyas conse-cuencias reales o potenciales son significativas desde el punto de vista de la seguridad radiológica y nuclear.

4. Árboles de Eventos y Árboles de Fallas: Métodos para el análisis de las secuencias accidentales que ligan al evento iniciante de un accidente con las consecuencias radiológicas finales del mismo. El "análisis del árbol de eventos" comienza con eventos iniciantes especificados y rastrea todas las secuencias accidentales subsiguientes que puedan concebiblemente ocurrir. El "análisis del árbol de fallas" en cambio, comienza con una falla final especificada y rastrea las secuencias de fallas previas que concebiblemente puedan ser la causa de dicha falla final. En ambos análisis se asigna un valor de probabilidad a cada rama del árbol analizado.



7. Grupo Crítico: Grupo de población representativo de los individuos más expuestos y homogé-neo en cuanto a los parámetros que influyen en las dosis recibidas, durante la operación normal o en caso de accidentes, en una instalación o práctica no rutinaria

8. Secuencia Accidental: Serie de fallas que eventualmente pueden acontecer a partir de la ocu-rrencia de un evento iniciante.

D. CRITERIOS

9. Deben tomarse todas las medidas que sean razonables para evitar accidentes y, en el caso que estos ocurran, minimizarse los riesgos radiológicos tanto del público como de los trabajadores de la instalación.

NORMA AR 4.1.3. CRITERIOS RADIOLÓGICOS RELATIVOS A ACCIDENTES EN REACTORES DE INVESTIGACIÓN

2/3

10. Se debe identificar, mediante métodos aceptados, el conjunto de secuencias accidentales aso-ciadas a las exposiciones potenciales de miembros del público o de trabajadores.

11. Debe calcularse, usándose árboles de eventos y árboles de fallas, la probabilidad de ocurren-cia de cada una de las secuencias accidentales antes citadas.

12. El análisis de fallas debe cubrir sistemáticamente todas las fallas y secuencias accidentales previsibles, incluyendo las fallas dependientes, las combinaciones de fallas y las situaciones que excedan las bases de diseño, y que ante la ocurrencia de un accidente impliquen un aumento de riesgo radiológico sobre los límites fijados para la operación normal.

13. Podrá simplificarse el tratamiento de las secuencias accidentales eligiendo a una secuencia accidental para representar a un grupo de ellas. En este caso debe seleccionarse aquella secuen-cia accidental que dé lugar a la peor consecuencia radiológica de las del grupo, y su probabilidad anual de ocurrencia resultará de la suma de las probabilidades anuales de ocurrencia de las se-cuencias accidentales que componen el grupo.

14. El análisis debe tener en cuenta que una función de seguridad puede haber perdido operativi-dad antes de la ocurrencia de la falla o secuencia accidental, o perderla a consecuencia de ellas.

15. Los análisis de las fallas o secuencia accidentales, o de partes de ellas, deben basarse en datos experimentales tanto como sea posible. Cuando esto no pueda hacerse, los métodos de evaluación deben demostrarse mediante estudios analíticos.

16. En las evaluaciones de la probabilidad de falla de sistemas tecnológicos se debe justificar los valores de las tasas de falla u otros parámetros de confiabilidad que se asignen a los componen-tes. En caso de no disponerse de valores justificables para algunos de los componentes, se deben usar los que indique la Autoridad Regulatoria.

17. Cuando se intente justificar el valor de un parámetro de confiabilidad basándose en la aplica-ción de un sistema de calidad debe explicarse, en detalle, la parte del sistema que permite propo-ner ese valor.

18. Los análisis de fallas deben tener en cuenta los procedimientos de mantenimiento y prueba de estructuras, componentes, equipos y sistemas, así como los intervalos de tiempo entre sucesivos mantenimientos o pruebas.

19. Deben justificarse los valores de los parámetros de confiabilidad para las acciones humanas, en consonancia con la complejidad de la tarea, con el esfuerzo involucrado y con cualquier otro factor que pueda influir sobre dichos parámetros.

20. Deben calcularse, mediante métodos aceptados, las dosis en el grupo crítico resultantes de la liberación y dispersión de radionucleidos. Al calcularse estas dosis se deben tener en cuenta las condiciones meteorológicas y su probabilidad de ocurrencia y no se debe tener en cuenta, en cambio, la eventual aplicación de contramedidas.

21. Ninguna secuencia accidental -con consecuencias radiológicas para el público- debe tener una probabilidad anual de ocurrencia que, graficada en función de la dosis efectiva calculada de acuerdo a lo indicado en el criterio Nº 20, resulte en un punto ubicado en la zona no aceptable de la figura Nº 1.

22. Si el número N de secuencias accidentales fuese mayor que 10, los valores de la escala de ordenadas de la figura Nº 1 deben ser divididos por la relación N/10 antes de representarse al citado punto.

23. Será considerado accidente con consecuencias radiológicas para los trabajadores, todo suce-so disruptivo a raíz del cual estas personas incurran en una dosis superior a 0,2 mSv.

NORMA AR 4.1.3. CRITERIOS RADIOLÓGICOS RELATIVOS A ACCIDENTES EN REACTORES DE INVESTIGACIÓN

3/3

24. Para aquellas secuencias accidentales que en caso de ocurrir provoquen una exposición a la radiación de los trabajadores debe calcularse, mediante métodos aceptados, la dosis efectiva del trabajador más expuesto.

25. Ninguna secuencia accidental - con consecuencias radiológicas para los trabajadores - debe tener una probabilidad anual de ocurrencia que graficada en función de la dosis efectiva, calculada de acuerdo a lo indicado en el criterio Nº 24, resulte en un punto ubicado en la zona no aceptable de la figura Nº 2.

26. Si el número N de secuencias accidentales fuese mayor que 10, los valores de la escala de ordenadas de la figura Nº 2 deben ser divididos por la relación N/10 antes de representarse al citado punto.

Figura 1

Figura 2

1/6


Diseño de conjuntos críticos


AR 4.2.1.

REVISIÓN 1

1/6

NORMA AR 4.2.1

DISEÑO DE CONJUNTOS CRÍTICOS

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios a los que debe ajustarse el diseño.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño de conjuntos críticos, con una potencia máxima de 100 vatios.

Los conjuntos críticos que pueden operar produciendo pulsos controlados de potencia o cuyos núcleos estén configurados con elementos combustibles que hayan sido irradiados en un reac-tor de investigación, deben cumplir los requisitos de seguridad adicionales que determine la Autoridad Regulatoria en cada caso.



3. Accidente: Suceso de carácter aleatorio que puede ocurrir en una instalación, cuyas conse-cuencias reales o potenciales son significativas desde el punto de vista de la seguridad radioló-gica y nuclear.

4.- Canal de Activación: Sistema compuesto por dos o más detectores de una variable física, y otros dispositivos electrónicos, eléctricos y mecánicos que, ante demanda, pueden generar una señal para iniciar la ejecución de una función de seguridad.

5. Coeficiente de Reactividad Global por Potencia: Función que expresa la dependencia de la reactividad ρ con la potencia global P, y cuya variación es debida a los mecanismos de re-alimentación de reactividad intrínsecos del reactor. Su expresión matemática es:

PP =

∂ρ∂α

6. Criterio de la Falla Única: Criterio para diseñar un sistema de manera tal que admita la ocurrencia de una falla única en cualquier subsistema o componente del mismo, sin que por ello el sistema deje de prestar la función que le compete.

7. Dispositivo Experimental: Dispositivo instalado en el reactor o en torno a él para utilizar los neutrones y las otras radiaciones ionizantes del reactor con fines de investigación, desarrollo, producción de isótopos o con otros propósitos.


NORMA 4.2.1. DISEÑO DE CONJUNTOS CRÍTICOS – REVISIÓN 1

2/6


10. Extinción del Conjunto Crítico: Proceso mediante el cual el núcleo del conjunto crítico es llevado al estado subcrítico, permaneciendo en este estado con un margen suficiente de anti-rreactividad durante un intervalo de tiempo indefinido.


12. Funcionamiento Normal: Operación de una instalación Clase I dentro de los límites y con-diciones operacionales especificados, incluidos el estado de parada, el funcionamiento en ré-gimen, la parada, la puesta en marcha, el mantenimiento, las pruebas y, en el caso de reacto-res nucleares, la recarga de combustible.

13. Función de Seguridad: Función destinada a lograr un objetivo específico con fines de seguridad.

14. Instalación: Instalación Nuclear, Instalación Radiactiva, Instalación Minero Fabril o Acele-rador de Partículas.


16. Máximo Exceso de Reactividad: Exceso de reactividad que tendría el reactor con los experimentos removibles en operación y las demás variables que afectan la reactividad en la condición más reactiva posible.

17. Parada Segura: Estado en el cual el reactor se mantiene extinguido y adecuadamente refrigerado, durante un intervalo de tiempo apropiado.

18. Redundancia: Provisión de dos o más sistemas -idénticos o diversos- independientes entre sí, cada uno de los cuales puede llevar a cabo una misma función.

19. Sistema de Calidad: Conjunto de actividades planificadas y desarrolladas para asegurar el nivel de calidad de una instalación o de una práctica.

20. Sistema de Extinción: Sistema que provoca la extinción del reactor. El sistema incluye cada uno de los componentes necesarios para cumplir su función, desde el sensor de la señal de disparo del mecanismo activador hasta el material absorbente de neutrones.





25. Umbrales de Disparo: Valores escogidos de las variables del proceso para la actuación del sistema de protección.


3/6

D. CRITERIOS

26. Se debe garantizar que durante la operación normal del conjunto crítico las dosis que reci-ban los trabajadores y los miembros del público resulten tan bajas como sea razonablemente obtenible y que no se superen las restricciones de dosis anuales establecidas por la Autoridad Regulatoria.

27. El diseño debe tener en cuenta, además de los aspectos de seguridad inherentes al conjun-to crítico en sí mismo, cualquier interacción entre éste y otras instalaciones asociadas ubicadas en el mismo emplazamiento, que pudieren afectar a la seguridad.

28. En el diseño del conjunto crítico debe contemplarse adecuadamente la aplicación del crite-rio de defensa en profundidad.

29. Debe aplicarse redundancia, diversidad, independencia y el criterio de la falla única, para asegurar una apropiada confiabilidad de los sistemas importantes para la seguridad.

30. El diseño debe asegurar una adecuada extinción del conjunto crítico en todas las situacio-nes operacionales y accidentales postuladas, aun en las condiciones de máximo exceso de reactividad.

31. Los canales de activación de los sistemas de extinción del conjunto crítico deberán ser redundantes y, en lo posible, diversos y diseñarse con una lógica 1 de 3 como mínimo.

32. Debe determinarse, mediante la aplicación de la técnica del árbol de fallas o cualquier otra metodología de validez equivalente, la probabilidad de falla de los sistemas de seguridad. La tasa de falla por demanda para cada sistema de seguridad debe ser inferior a 10-3.

33. La redundancia de los sistemas de seguridad será tal que en las condiciones de mínimo equipamiento mencionadas en el criterio N° 41 , ninguna falla única debe impedir la actuación de dichos sistemas en caso de demanda.

34. El diseño debe prever que la operación del conjunto crítico se realice en adecuadas condi-ciones de seguridad, y que los valores de las variables de proceso se mantengan dentro de los límites de seguridad durante todas las situaciones operacionales.

35. Se deben prever, en relación con los factores humanos, adecuadas interfaces hombre-máquina y aplicar principios ergonómicos al diseño de la sala de control para que el operador disponga de representaciones visuales claras y señales sonoras audibles de aquellas variables o parámetros que sean de importancia para la seguridad.

36. Se debe prever que la respuesta del conjunto crítico y sistemas conexos ante cualquier situación operacional permita el funcionamiento normal del conjunto crítico, la reducción de potencia o su extinción sin necesidad de recurrir a los sistemas de seguridad.

37. El coeficiente de reactividad global por potencia debe ser negativo para todas las situacio-nes operacionales y accidentales postuladas.

38. El diseño debe prever la verificación periódica del nivel de confiabilidad de los sistemas de seguridad. Las pruebas que se realicen durante el funcionamiento normal no deben afectar las funciones de seguridad de dichos sistemas.

39. El diseño debe prever que todos los componentes de los sistemas de seguridad puedan ser adecuadamente inspeccionados y verificados antes de la puesta en marcha y a intervalos regu-lares durante la etapa de operación.

40. Cuando un equipo o componente tenga varias funciones y una de las cuales sea de seguri-dad, debe ser clasificado como parte del sistema de seguridad. La función de seguridad no debe ser afectada por las otras funciones que ese equipo o componente tenga asignadas.


4/6

41. Debe especificarse la cantidad mínima de componentes de los sistemas de seguridad que deban mantenerse operativos para garantizar el cumplimiento de la función de seguridad en cualquier situación operacional. Los equipos bajo prueba o mantenimiento no deben ser consi-derados en estado operativo.

42. El diseño del blindaje del conjunto crítico debe garantizar el cumplimiento de los criterios N° 26 y 45.

43. El blindaje del conjunto crítico debe ser fijo. En el caso que se usen mampuestos deben poder ser removidos mediante medios adecuados.

44. El diseño debe prever accesibilidad apropiada, blindajes adecuados y los dispositivos de manipulación y descontaminación necesarios para facilitar las tareas de inspección y manteni-miento de los sistemas importantes para la seguridad y de los dispositivos experimentales.

45. En el caso de conjuntos críticos tipo piscina, la dosis efectiva en cualquier puesto de trabajo en una excursión crítica que implique 1018 fisiones (aproximadamente 32 MJoule de energía liberada) debe ser inferior a 50 mSv, considerando la radiación directa y reflejada.

46. El diseño de dispositivos experimentales debe basarse en requisitos de seguridad aplica-bles a situaciones operacionales y accidentales postuladas.

47. El diseño debe prever una adecuada selección de los materiales estructurales, en especial los utilizados en la cercanía del núcleo, con el fin de que mantengan sus propiedades mecáni-cas durante la operación del conjunto crítico y se reduzcan las dosis ocupacionales.

48. Se deben prever enclavamientos adecuados que impidan inhibir o modificar de manera no autorizada los valores de los umbrales de disparo.

49. En el caso de conjuntos críticos tipo piscina deben existir enclavamientos que impidan cambios de configuración en presencia del moderador.

50. Se debe prever la existencia de enclavamientos que limiten adecuadamente la probabilidad de ocurrencia de accidentes de reactividad.

51. Se debe diseñar el conjunto crítico de forma tal que la falla de un sistema relacionado con la seguridad no afecte la seguridad del conjunto crítico.

52. Debe preverse un sistema de comunicaciones que funcione adecuadamente durante todas las situaciones operacionales o accidentales postuladas.

53. La Entidad Responsable debe implementar un adecuado sistema de calidad en el diseño que, como mínimo, cubra los sistemas importantes para la seguridad.

54. Se deben prever las características específicas de diseño que permitan el retiro de servicio del conjunto crítico en condiciones adecuadas de seguridad.

55. Deben identificarse y justificarse los códigos y normas utilizados para el diseño de los sis-temas importantes para la seguridad.

56. En el diseño de estructuras, sistemas o componentes de los sistemas importantes para la seguridad para los que no existan códigos o normas apropiados, se pueden aplicar códigos o normas para estructuras, sistemas o componentes similares, o aplicar los resultados de expe-riencias, ensayos y análisis, o una combinación de ambos métodos. Tal aplicación debe ser justificada apropiadamente.

57. Se debe prever que se pueda verificar el funcionamiento adecuado de los sistemas impor-tantes para la seguridad durante y después de la ocurrencia de accidentes postulados.


5/6

58. El diseño del núcleo del conjunto crítico debe prever que en caso de accidentes postulados, se pueda mantener la integridad del combustible, la de los dispositivos experimentales y la de los sistemas de seguridad.

59. El sistema de protección debe permitir que el operador pueda iniciar acciones de protección pero que éste no pueda impedir su funcionamiento si el mismo fuera solicitado en forma auto-mática.

60. Debe asegurarse que una vez actuado el sistema de protección éste no reinicie el funcio-namiento normal del conjunto crítico en forma automática, sino mediante una acción deliberada del operador.

61. El conjunto crítico debe contar como mínimo con dos sistemas de extinción funcionalmente independientes y diversos. Al menos uno de ellos debe producir la extinción rápida del conjunto crítico.

62. Ambos sistemas deben ser capaces de producir la extinción del reactor en cualquier situa-ción operacional y accidental postulada, aún en la condición de máxima reactividad. El diseño debe asegurar que estos sistemas puedan llevar al conjunto crítico a parada segura y mante-nerlo en ese estado durante un lapso ilimitado.

63. El sistema de protección debe ser capaz de producir la actuación simultánea de los siste-mas de extinción.

64. Se debe garantizar la extinción del conjunto crítico, cualquiera sea la situación operacional en que se encuentre, en caso de ocurrencia de alguno de los siguientes sucesos:

a. Pérdida total de suministro de energía eléctrica. b. Incendio interno. c. Inundación interna. d. Eventos externos iniciantes inherentes al lugar del emplazamiento (terremoto, tornado,

inundación, etc.). e. Sucesos inducidos por el hombre.

65. La probabilidad de falla de los sistemas de extinción considerados como un solo conjunto, debe ser menor a 10-4 por demanda.

66. En el caso de conjuntos críticos tipo piscina se debe prevenir la caída de objetos o perso-nas en el interior de la piscina. En el caso de caída de objetos se debe, asimismo, prevenir la obstrucción de los canales de refrigeración.

67. Se deben prever barreras físicas adecuadas para prevenir el acceso libre de personas no autorizadas a ciertas áreas o recintos del edificio del conjunto crítico.

68. El diseño debe prever suficiente instrumentación de indicación y registro para vigilar los elementos o sistemas importantes para la seguridad del conjunto crítico durante situaciones operacionales, accidentales postuladas y post-accidentales.

69. Se debe prever la instalación de sistemas de alarma acústica y visual que proporcionen una indicación adecuada de aquellas modificaciones en las condiciones de operación del conjunto crítico que conduzcan a una degradación de la seguridad.

70. Se debe prever un sistema de monitoreo de las radiaciones, que posea sensores ubicados convenientemente en el conjunto crítico y provistos de alarmas locales.

71. La tasa de falla de los sistemas de alarma y monitoreo de las radiaciones debe ser inferior a 10-2 por demanda.


6/6

72. Los dispositivos experimentales que se introduzcan en el conjunto crítico deben diseñarse con los mismos criterios de seguridad establecidos para el mismo y deben ser compatibles con el conjunto crítico en términos de comportamiento de materiales utilizados e integridad estructu-ral.

73. Los dispositivos experimentales que se introduzcan en el conjunto crítico, deben diseñarse de modo que se mantengan las condiciones originales para el blindaje del conjunto crítico.

74. El diseño de dispositivos experimentales debe basarse en requisitos de seguridad aplica-bles a situaciones operacionales y situaciones accidentales postuladas.

75. Los criterios N° 31, 43, 45 y 64 no son aplicables a conjuntos críticos cuyo exceso de reac-tividad sea tal que el período sea mayor a 20 s, en cualquier condición operativa. Para este tipo de conjuntos críticos , los canales de activación de los sistemas de extinción del mismo debe-rán ser redundantes y en lo posible diversos y diseñarse con una lógica 1 de 2 como mínimo.

1/6


Diseño de reactores de investigación


AR 4.2.2.

REVISIÓN 1

1/6

NORMA AR 4.2.2.

DISEÑO DE REACTORES DE INVESTIGACIÓN

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios a los que debe ajustarse el diseño.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño de reactores de investigación tipo piscina y a las modifica-ciones de los sistemas importantes para la seguridad, que se realicen en los reactores existen-tes.

Los reactores de investigación con potencia de varias decenas de megavatios, con espectro de neutrones rápidos o con dispositivos especiales tales como circuitos de alta presión para ensa-yos de combustible o fuente fría o caliente de neutrones, deben cumplir los requisitos de segu-ridad adicionales que determine la Autoridad Regulatoria en cada caso.



3. Accidente: Suceso de carácter aleatorio que puede ocurrir en una instalación, cuyas conse-cuencias reales o potenciales son significativas desde el punto de vista de la seguridad radioló-gica y nuclear.

4. Canal de Activación: Sistema compuesto por dos o más detectores de una variable física, y otros dispositivos electrónicos, eléctricos y mecánicos que, ante demanda, pueden generar una señal para iniciar la ejecución de una función de seguridad.

5. Coeficiente de Reactividad Global por Potencia: Función que expresa la dependencia de la reactividad ρ con la potencia global P, y cuya variación es debida a los mecanismos de re-alimentación de reactividad intrínsecos del reactor. Su expresión matemática es:

PP =

∂ρ∂α

6. Criterio de la Falla Única: Criterio para diseñar un sistema de manera tal que admita la ocurrencia de una falla única en cualquier subsistema o componente del mismo, sin que por ello el sistema deje de prestar la función que le compete.



NORMA AR 4.2.2. DISEÑO DE REACTORES DE INVESTIGACIÓN – REVISIÓN 1

2/6

9. Edificio del Reactor: Sistema que comprende las estructuras, el sistema de ventilación, las penetraciones al edificio del reactor y cualquier otro dispositivo que sea importante para la fun-ción de confinamiento.




13. Falla Dependiente: Falla que puede ocurrir en uno o más componentes, equipos o siste-mas y que depende de la falla de otros componentes, equipos o sistemas o de una única cau-sa.

14. Funcionamiento Normal: Operación de una instalación Clase I dentro de los límites y con-diciones operacionales especificados, incluidos el estado de parada, el funcionamiento en ré-gimen, la parada, la puesta en marcha, el mantenimiento, las pruebas y, en el caso de reacto-res nucleares, la recarga de combustible.

15. Función de Seguridad: Función destinada a lograr un objetivo específico con fines de seguridad.

16. Instalación: Instalación Nuclear, Instalación Radiactiva, Instalación Minero Fabril o Acele-rador de Partículas.


18. Máximo Exceso de Reactividad: Exceso de reactividad que tendría el reactor con los experimentos removibles en operación y las demás variables que afectan la reactividad en la condición más reactiva posible.

19. Parada Segura: Estado en el cual el reactor se mantiene extinguido y adecuadamente refrigerado, durante un intervalo de tiempo apropiado.

20. Redundancia: Provisión de dos o más sistemas –idénticos o diversos- independientes entre sí, cada uno de los cuales puede llevar a cabo una misma función.


22. Sistema de Extinción: Sistema que provoca la extinción del reactor. El sistema incluye cada uno de los componentes necesarios para cumplir su función, desde el sensor de la señal de disparo del mecanismo activador hasta el material absorbente de neutrones.




NORMA AR 4.2.2 DISEÑO DE REACTORES DE INVESTIGACIÓN – REVISIÓN 1

3/6



D. CRITERIOS

28. Se debe garantizar que durante la operación normal de la instalación las dosis que reciban los trabajadores y los miembros del público resulten tan bajas como sea razonablemente obte-nible y que no se superen las restricciones de dosis anuales establecidas por la Autoridad Re-gulatoria.

29. Deben identificarse y analizarse las eventuales fallas y secuencias accidentales y proveerse las funciones de seguridad necesarias, todo lo cual permita cumplir con la norma AR 4.1.3. "Criterios Radiológicos Relativos a Accidentes en Reactores de Investigación”.

30. El diseño debe tener en cuenta, además de los aspectos de seguridad inherentes al reac-tor en sí mismo, cualquier interacción entre éste y otras instalaciones asociadas ubicadas en el mismo emplazamiento, que pudieren afectar a la seguridad.

31. En el diseño del reactor debe contemplarse adecuadamente la aplicación del criterio de defensa en profundidad.

32. Debe aplicarse redundancia, diversidad, independencia y el criterio de la falla única, para asegurar una apropiada confiabilidad de los sistemas importantes para la seguridad.

33. Los canales de activación de los sistemas de extinción del reactor de investigación deben ser redundantes y, en lo posible, diversos y diseñarse con una lógica 2 de 3 como mínimo.

34. Debe determinarse, mediante la aplicación de la técnica de árbol de fallas o cualquier otra metodología de validez equivalente, la probabilidad de falla de los sistemas de seguridad. La tasa de falla por demanda para cada sistema de seguridad debe ser inferior a 10-3.

35. La redundancia de los sistemas de seguridad debe ser tal que, en las condiciones de míni-mo equipamiento mencionadas en el criterio N° 43, ninguna falla única debe impedir la actua-ción de dichos sistemas en caso de demanda.

36. El diseño debe prever que la operación del reactor se realice en adecuadas condiciones de seguridad, y que los valores de las variables de proceso se mantengan dentro de los límites de seguridad durante todas las situaciones operacionales.

37. Se deben prever, en relación con los factores humanos, adecuadas interfaces hombre-máquina y aplicar principios ergonómicos al diseño de la sala de control para que el operador disponga de representaciones visuales claras y señales sonoras audibles de aquellas variables o parámetros que sean de importancia para la seguridad.

38. Se debe prever que la respuesta del reactor y sistemas conexos ante cualquier situación operacional permita el funcionamiento normal del reactor, la reducción de potencia o su extin-ción sin necesidad de recurrir a los sistemas de seguridad.

39. El coeficiente de reactividad global por potencia debe ser negativo para todas las situacio-nes operacionales y accidentales postuladas.

40. El diseño debe prever la verificación periódica del nivel de confiabilidad de los sistemas de seguridad. Las pruebas que se realicen durante el funcionamiento normal no deben afectar las funciones de seguridad que esos sistemas tengan asignadas.


4/6

41. El diseño debe prever que todos los componentes de los sistemas de seguridad puedan ser adecuadamente inspeccionados y verificados antes de la puesta en marcha y a intervalos regu-lares durante la etapa de operación.

42. Cuando un equipo o componente tiene varias funciones y una de las cuales es de seguri-dad, debe ser clasificado como parte del sistema de seguridad. La función de seguridad no debe ser afectada por las otras funciones que ese equipo o componente tenga asignadas.

43. Debe especificarse la cantidad mínima de componentes de los sistemas de seguridad que deban mantenerse operativos para garantizar el cumplimiento de la función de seguridad en cualquier situación operacional. Los equipos bajo prueba o mantenimiento no deben ser consi-derados en estado operativo.

44. El diseño debe prever accesibilidad apropiada, blindajes adecuados y los dispositivos de manipulación y descontaminación necesarios para facilitar las tareas de inspección y manteni-miento de los sistemas importantes para la seguridad y de los dispositivos experimentales.

45. Se debe prever la vigilancia y seguimiento de aquellos materiales utilizados en los compo-nentes de los sistemas de seguridad cuyas propiedades mecánicas puedan cambiar durante la vida útil del reactor debido a factores tales como corrosión bajo tensiones o modificaciones inducidas por la radiación.

46. El diseño debe prever una adecuada selección de los materiales estructurales, en especial los utilizados en la cercanía del núcleo, con el fin de reducir las dosis ocupacionales durante la operación, el mantenimiento y el retiro de servicio.

47. Se debe prever enclavamientos adecuados que impidan inhibir o modificar de manera no autorizada los valores de los umbrales de disparo.

48. Se debe diseñar el reactor de forma tal que la falla de un sistema importante para la seguri-dad no afecte la seguridad del reactor.

49. Debe preverse un sistema de comunicaciones que funcione adecuadamente durante todas las situaciones operacionales o accidentales postuladas.

50. La Entidad Responsable debe implementar un adecuado sistema de calidad en el diseño que, como mínimo, cubra los sistemas importantes para la seguridad.

51. Se deben prever las características específicas que permitan el retiro de servicio del reac-tor en condiciones adecuadas de seguridad.

52. Deben identificarse y justificarse los códigos y normas utilizados para el diseño de los sis-temas importantes para la seguridad.

53. En el diseño de estructuras, sistemas o componentes de los sistemas importantes para la seguridad para los que no existan códigos o normas apropiados, se pueden aplicar códigos o normas para estructuras, sistemas o componentes similares, o aplicar los resultados de expe-riencias, ensayos y análisis, o una combinación de ambos métodos. Tal aplicación debe ser justificada apropiadamente.

54. Se debe prever un lugar separado y aislado de la sala de control con equipamiento suficien-te para llevar al reactor a parada segura y que permita monitorear las variables de proceso esenciales durante situaciones accidentales postuladas.

55. Se debe prever que se pueda verificar el funcionamiento adecuado de los sistemas impor-tantes para la seguridad durante y después de la ocurrencia de accidentes postulados.

56. Se debe prever que los elementos de importancia para la seguridad puedan resistir los efectos de cargas y condiciones ambientales extremas en el caso de ocurrencia de accidentes postulados.

NORMA AR 4.2.2 DISEÑO DE REACTORES DE INVESTIGACIÓN – REVISIÓN 1

5/6

57. El diseño del núcleo del reactor debe prever que en caso de un accidente postulado se pueda mantener la integridad del combustible, la de los dispositivos experimentales y la de los sistemas de seguridad.

58. El sistema de protección debe permitir que el operador pueda iniciar acciones de protección pero que éste no pueda impedir su funcionamiento si el mismo fuera solicitado en forma auto-mática.

59. Debe asegurarse que una vez actuado el sistema de protección éste no reinicie el funcio-namiento normal del reactor en forma automática, sino mediante una acción deliberada del operador.

60. Debe preverse por lo menos un sistema capaz de producir la extinción rápida del reactor en cualquier situación operacional y accidental postulada, aun en la condición de máximo exceso de reactividad.

61. En caso que se requiera un segundo sistema de extinción, éste debe ser diverso e inde-pendiente del primero y tener un margen suficiente de antirreactividad, sin la activación del primero.

62. El diseño debe asegurar que el o los sistemas de extinción y el de refrigeración primario tengan la capacidad suficiente para llevar el reactor a parada segura y mantenerlo en ese esta-do durante un lapso ilimitado, aún en la condición de máximo exceso de reactividad.

63. Se debe garantizar la extinción del reactor, cualquiera sea la situación operacional en que se encuentre, en caso de ocurrencia de alguno de los siguientes sucesos:

a. Pérdida total de suministro de energía eléctrica. b. Incendio interno. c. Inundación interna. d. Eventos externos iniciantes inherentes al lugar del emplazamiento (terremoto, tornado,

inundación, etc.). e. Sucesos inducidos por el hombre.

64. El sistema de refrigeración debe diseñarse de modo tal que proporcione suficiente refrige-ración al núcleo del reactor en cualquier situación operacional y que, en funcionamiento normal, en ningún punto del refrigerante se alcance la ebullición local.

65. Se debe prevenir la caída de objetos o personas en el interior de la piscina. En el caso de caída de objetos, se debe asimismo prevenir la obstrucción de los canales de refrigeración.

66. Se debe prever un sistema de detección de la eventual presencia de productos de fisión en el sistema de refrigeración primario.

67. A los efectos del cumplimiento de la norma AR 4.1.3, “Criterios Radiológicos Relativos a Accidentes en Reactores de Investigación”, el edificio del reactor debe ser considerado como parte del sistema de confinamiento.

68. Las penetraciones, los conductos y las cañerías que constituyan prolongaciones selladas del sistema de confinamiento deben cumplir con los mismos requisitos de seguridad que el sistema de confinamiento.

69. El número de conductos de ventilación que atraviesen el sistema de confinamiento debe reducirse al mínimo. Los conductos que no presenten filtros deben poder cerrarse automática-mente en caso de accidente. Las válvulas de cierre deben tener el mismo nivel de confiabilidad que el de los demás componentes del sistema de confinamiento.


6/6

70. El diseño debe prever que en caso de que la falla de un sistema relacionado con la seguri-dad produzca la emisión de efluentes radiactivos al ambiente por encima de los valores estima-dos como límites de descarga, dicho sistema debe incluirse en el de confinamiento.

71. El diseño debe prever el ensayo y sustitución periódica de los filtros del sistema de ventila-ción.

72. El diseño debe prever el almacenamiento de los elementos combustibles frescos e irradia-dos en disposiciones geométricas que garanticen un margen apropiado de antirreactividad, aún en el caso de situaciones accidentales postuladas.

73. Se debe prever barreras físicas adecuadas para prevenir el acceso libre de personas no autorizadas a ciertas áreas o recintos del edificio del reactor.

74. El diseño de los sistemas de confinamiento debe prever que en situaciones accidentales postuladas, la tasa de fuga de la atmósfera confinada se reduzca al valor más bajo que pueda razonablemente alcanzarse. Los daños que puedan producirse en el sistema de confinamiento no deben impedir que se pueda llevar al reactor a parada segura.

75. El diseño debe prever suficiente instrumentación de indicación y registro para vigilar los elementos o sistemas importantes para la seguridad del reactor durante situaciones operacio-nales, accidentales postuladas y post-accidentales.

76. Se debe prever la instalación de sistemas de alarma acústica y visual que proporcionen una rápida indicación de aquellas modificaciones en las condiciones de operación del reactor que conduzcan a una degradación de la seguridad.

77. Se debe prever un sistema de monitoreo de las radiaciones, que posea sensores ubicados convenientemente en el reactor y provistos de alarmas locales.

78. La tasa de falla de los sistemas de alarma y monitoreo de las radiaciones debe ser inferior a 10-2 por demanda.

79. Los dispositivos experimentales que se introduzcan en el reactor deben diseñarse con los mismos criterios de seguridad establecidos para el mismo y deben ser compatibles con el reac-tor en términos de materiales utilizados e integridad estructural.

80. Los dispositivos experimentales que penetren las barreras del reactor deben diseñarse de modo que se mantengan las condiciones requeridas para el confinamiento y el blindaje del reactor.

81.El diseño de dispositivos experimentales debe basarse en requisitos de seguridad aplicables a situaciones operacionales y situaciones accidentales postuladas.

1/6


Seguridad contra incendios en reactores de investigación


AR 4.2.3.

REVISIÓN 2

1/6

NORMA AR 4.2.3

SEGURIDAD CONTRA INCENDIOS EN REACTORES DE INVESTIGACIÓN

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios de seguridad contra incendios -o los eventos generados por estos- y explosiones derivadas de incendios, que puedan afectar la seguridad radiológica o nuclear.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño, puesta en marcha y operación de reactores de investigación.



3. Barrera contra Incendios: Barrera estructural, parcial o completa, utilizada para atenuar las consecuencias de un incendio.

4. Carga de Fuego: Masa de madera por unidad de superficie (kg/m2) capaz de desarrollar una cantidad de calor equivalente a la de los materiales contenidos en el sector de incendio. Como patrón de referencia se considera madera con un poder calorífero no inferior a 18,41 MJ/kg.

5. Combustión: Reacción exotérmica de una sustancia, llamada combustible, con un oxidante, llamado comburente (el fenómeno viene acompañado generalmente con una emisión lumínica en forma de llamas o incandescencia con desprendimiento de productos volátiles y/o humos y que puede dejar un residuo de cenizas).

6. Componente Activo: Componente del sistema de seguridad contra incendios cuyo funciona-miento depende del aporte de algún tipo de energía externa.

7. Componente Pasivo: Componente del sistema de seguridad contra incendios cuya función está asegurada por su sola presencia.

8. Escape: Medio de salida exigido, que constituye la línea natural de tránsito que garantiza una evacuación rápida y segura.

9. Estanquidad al Fuego: Aptitud de un elemento de construcción de impedir el paso de llamas y productos de combustión a través del mismo, por un determinado lapso.

10. Explosión: Reacción abrupta de oxidación o descomposición que produce un aumento brusco de temperatura o de presión, o de ambas cosas simultáneamente.

11. Humo: Conjunto visible de partículas sólidas y líquidas en suspensión en el aire, o en los pro-ductos volátiles, resultantes de una combustión.

12. Ignición: Acción y efecto de estar un cuerpo encendido, si es combustible, o enrojecido por un fuerte calor, si es incombustible.

13. Incendio: Fuego que se desarrolla sin control en el tiempo y el espacio.

NORMA AR 4.2.3. SEGURIDAD CONTRA INCENDIOS EN REACTORES DE INVESTIGACIÓN

2/6

14. Líquido Inflamable: Líquido que puede emitir vapores los que, mezclados en proporciones adecuadas con el aire, originan mezclas combustibles.

15. Material Combustible: Material que puede mantener la combustión aún después de suprimida la fuente externa de calor; por lo general necesitan un abundante flujo de aire. En particular se aplica a aquellos materiales que pueden arder en hornos diseñados para ensayos de incendios y a los que están integrados por hasta un 30% de su peso por materiales "muy combustibles".

16. Material muy Combustible: Material que expuesto al aire puede ser encendido y continúa ardiendo una vez retirada la fuente de ignición.

17. Muro Cortafuego: Muro divisor de sectores construido con materiales de resistencia al fuego similar a la exigida para los materiales del sector de incendio más comprometido.

18. Propagación del Fuego: Desplazamiento del frente de una llama.

19. Protección Estructural: Estructura pasiva que impide o limita la propagación de incendios brindando a las personas una posibilidad de escape y la máxima protección contra el fuego.

20. Resistencia al Fuego: Aptitud de un elemento de construcción, estructura, componente, equi-po o sistema, de conservar durante un tiempo determinado la estabilidad, la estanquidad, el aisla-miento térmico requerido y la no emisión de gases inflamables, especificados en los ensayos de resistencia al fuego.

21. Sector de Incendio: Local, conjunto de locales o áreas delimitados por muros y/o entrepisos de resistencia al fuego acorde con el riesgo y la carga de fuego que contienen, comunicados con un medio de escape. Las áreas al aire libre donde se desarrollan trabajos se consideran sector de incendio.


23. Sistema de Seguridad contra Incendios: Sistema para la prevención, detección, alarma, extinción y atenuación de incendios.

D. CRITERIOS

REFERENTES AL DISEÑO

Generales

24. La seguridad contra incendios de un reactor de investigación debe depender fundamentalmen-te de la protección estructural antes que de los sistemas de extinción de incendios.

25. La extinción de incendios debe basarse en sistemas propios de la instalación y no en medios operativos.

26. Deben postularse y analizarse incendios que pudieran ocurrir en todas las zonas en las que haya componentes importantes para la seguridad y en las zonas adyacentes.

27. Todos los sistemas de seguridad y de importancia para la seguridad deben situarse en sectores de incendio especialmente diseñados para alojarlos. Los componentes redundantes de los sistemas de seguridad se deben ubicar en distintos sectores de incendio, siempre que sea posible.

28. Para la prevención de incendios se deben aplicar medidas en el diseño del reactor de investi-gación para reducir, tanto como sea razonablemente posible, su probabilidad de ocurrencia.

29. Se debe limitar la carga máxima de fuego en todos los locales de la instalación.

30. Los sistemas de detección de incendios deben lograr la detección temprana de los mismos.

31. Los sistemas de extinción de incendios deben utilizar componentes activos.


3/6

32. Deben utilizarse componentes pasivos para minimizar las consecuencias de los incendios.

33. El diseño de un reactor de investigación debe prever el uso racional del espacio y ubicaciones apropiadas de equipos o instrumentos contra incendios para que el mantenimiento, prueba y cali-bración de los mismos puedan desarrollarse adecuadamente y en las condiciones de trabajo apro-piadas.

34. Se debe prever una adecuada planificación de la lucha contra el fuego.

Prevención de Incendios

35. Para la selección de los materiales se debe tener en cuenta el grado de combustibilidad de los mismos y se debe optar, preferentemente, por el menos combustible.

36. Los locales que conforman un reactor de investigación se deben construir y ubicar de manera tal que los efectos de una combustión queden circunscriptos a la zona en que se desarrolla. En todos los casos debe asegurarse la contención y estanquidad al fuego y que pueda realizarse una correcta intervención para la lucha contra el fuego.

Sistemas de Detección, Alarma y Extinción de Incendios

37. Debe disponerse de equipos que detecten y extingan incendios, que sean autosuficientes y estén diseñados de acuerdo a normas reconocidas por la Autoridad Regulatoria.

38. Para asegurar una confiabilidad adecuada, los sistemas de detección, alarma y extinción de incendios se deben diseñar aplicando los criterios de redundancia, diversidad, independencia y falla única. La tasa de falla por demanda para cada uno de los sistemas deberá ser inferior a 10-2

39. El diseño de los sistemas de detección, alarma y extinción debe:

a. Ser antisísmico, cuando sea necesario. b. Tratar de evitar roturas debido a eventuales golpes.

40. Los sistemas de detección de incendios deben tener capacidad y funcionalidad apropiadas para dar la alarma temprana.

41. En los locales que contengan componentes importantes para la seguridad y en los de alto riesgo de origen de incendios, se deben instalar sistemas de detección y alarma.

42. Los sistemas de detección deben cumplimentar, como mínimo, los siguientes requisitos:

a. Dar aviso de incendio, identificar el área de ocurrencia, dar señal de falla e indicar circuitos fuera de servicio;

b. Operar, en caso de incendio, los dispositivos de clapetas de los conductos de los sistemas de ventilación que correspondan en las distintas situaciones operacionales y/o poner en funcionamiento los dispositivos automáticos de extinción, donde ello fuera requerido.

43. El diseño de los sistemas de detección de incendios debe prever la prueba periódica de los mismos.

44. Para la elección de los tipos de detectores a instalar se deben tener en cuenta las característi-cas particulares de cada uno de los recintos a proteger.

45. Los detectores se deben ubicar teniendo en cuenta su capacidad de respuesta ante la presen-cia de productos de la combustión de los equipos instalados en el local y de los materiales cons-tructivos.


4/6

46. En el diseño de los sistemas de extinción de incendios deben tenerse en cuenta aquellos in-cendios que concebiblemente pudieran producirse simultánea o independientemente en cualquier parte del reactor de investigación.

47. Deben instalarse sistemas de extinción de incendios que permitan reducir al mínimo razona-blemente posible los efectos del fuego que resulten perjudiciales para los elementos de importan-cia para la seguridad.

48. Los equipos automáticos de extinción deben poseer un dispositivo manual de retardo y/o corte que permita al operador evaluar las consecuencias de la descarga del agente extintor.

49. Los sistemas de extinción de incendios deben diseñarse y ubicarse de manera que sus fallas o su accionamiento indebido o accidental no afecten la capacidad funcional de los componentes de importancia para la seguridad.

50. El accionamiento de los sistemas de extinción de incendios debe realizarse mediante las seña-les provenientes de dos detectores de distintos circuitos, a efectos de evitar disparos por señales espurias.

51. Los sistemas fijos de extinción de incendios deben contener sustancias extintoras adecuadas al riesgo a cubrir.

52. Deben determinarse y justificarse los códigos y normas utilizados para el diseño de los siste-mas de extinción de incendios, independientemente de su ubicación en la red antiincendio y de su relación funcional con otros sistemas del mismo tipo. Asimismo, deberá tener alimentación eléctri-ca o todo otro servicio necesario y suministro de sustancia extintora asegurados.

53. En todos los sectores de la instalación, se deben instalar extinguidores de incendio portátiles y móviles, los que cumplirán con las características y pruebas exigidas en las reglamentaciones vigentes en el país.

54. La cantidad, calidad y capacidad de los extinguidores portátiles y móviles se debe regular te-niendo en cuenta las situaciones particulares de los locales y sectores del reactor de investigación.

55. Para la adecuada intervención de brigadas contra incendios, el diseño debe contemplar:

a. Facilidad de desplazamiento hacia y en todos los sectores internos y externos. b. Autonomía de sistemas y equipos, debiendo para ello considerarse el tiempo de arribo de

los servicios de bomberos externos a la instalación. c. Equipamiento compatible con el de las unidades operativas de bomberos urbanos y rurales.

Atenuación de los Efectos de los Incendios

56. Los sistemas de seguridad para la parada del reactor y para la extracción del calor residual deben estar suficientemente protegidos contra las consecuencias de posibles incendios.

57. Los materiales radiactivos deben ser protegidos de los efectos de un eventual incendio, para evitar su liberación a la atmósfera.

58. Los sistemas de extinción de incendios y sus sistemas auxiliares pertenecientes a un determi-nado sector deben ser independientes de los sistemas homólogos pertenecientes a los restantes sectores.

59. La distribución de los locales debe cumplimentar los siguientes requisitos:

a. Deben conformar sectores de incendio. b. Los servicios que interrelacionan a los distintos sectores de incendio deben ser diseñados

de tal manera que el conducto de comunicación no se transforme en un medio de propa-gación de un eventual incendio.


5/6

c. Las escaleras utilizadas para el acceso y escape en casos de emergencia se deben dotar de ventilación forzada para mantenerlas libres de humo.

Ventilación

60. Los sistemas de ventilación se deben diseñar de forma tal que se impida la propagación -a través de ellos- del fuego, el calor o el humo de un sector de incendio a otro.

61. Los componentes y equipos de los sistemas de ventilación se deben diseñar e instalar de ma-nera tal que posean por sí mismos o por las estructuras que los contienen una resistencia al fuego acorde al riesgo del sector al que pertenecen.

62. Cuando los filtros utilizados en los sistemas de ventilación contengan sustancias combustibles que presenten riesgos de incendio para los componentes de importancia para la seguridad, se deben cumplir los siguientes requisitos:

a. Las baterías de filtros deben separarse de todo otro equipo mediante barreras contra in-cendio.

b. Se deben utilizar métodos adecuados para la protección automática de los filtros contra los efectos del fuego.

c. Se deben instalar detectores de incendio en el interior de los conductos, antes y después de la batería de filtros.

63. Las tomas de aire exterior deben estar a distancia suficiente de las salidas de aire y humos y de toda fuente potencial de ignición.

Extracción de Humos

64. Con el objeto de dar salida a los productos de combustión, se deben instalar dispositivos de extracción de humos en:

a. Sectores con alta carga de fuego. b. Sectores con sistemas de seguridad normalmente ocupados por el personal de operación. c. Sectores donde haya materiales cuya combustión produzca gases tóxicos o alta concen-

tración de humos.

Sistemas Eléctricos

65. La alimentación eléctrica debe cumplir con la norma AR 4.5.1. "Diseño del Sistema de Sumi-nistro de Energía Eléctrica de Reactores de Investigación".

66. Los dispositivos eléctricos que pudieran generar incendios deben estar segregados físicamente.

67. Los componentes eléctricos de los sistemas de seguridad se deben proteger contra las conse-cuencias de los incendios.

68. La longitud total de los conductores entre los suministros y los aparatos a servir debe estar libre de toda derivación y/o empalme. Se pueden usar cajas de paso, con borneras de compresión, para facilitar la agrupación de circuitos y solucionar los casos de cables de gran longitud.

69. En los casos de muros cortafuegos que sean atravesados por cables, el paso de los mismos debe poseer una resistencia al fuego no menor que la exigible a dicho muro.

70. Los equipos o aparatos de interrupción de la alimentación eléctrica deben estar ubicados en lugares de fácil acceso.

71. La disposición de los cables sobre bandejas debe ser tal que impida cualquier propagación de fuego entre ellos.


6/6

Incendios Originados en el Exterior

72. Se debe tener en cuenta la ocurrencia de incendios en las zonas exteriores y/o aledañas a la propiedad de la instalación, cuyas consecuencias pudieran afectarla, con el fin de minimizar los efectos.

73. Las señales de alarma de los detectores ubicados en las tomas de aire exterior deben estable-cer inequívocamente la ubicación del detector emisor.

74. Se deben instalar clapetas en el sistema de toma de aire exterior, las que deben tener como función primordial la aislación del humo y servir como barrera de fuego.

75. Las clapetas del sistema de toma de aire exterior deben tener dos dispositivos de acciona-miento, uno automático y otro manual. Se debe prever que el accionamiento de dichas clapetas no comprometa el funcionamiento de los sistemas de seguridad.

REFERENTES A LA PUESTA EN MARCHA Y OPERACIÓN

76. Se debe contar con un programa escrito de protección contra incendios. Dicho programa debe incluir como mínimo los siguientes puntos:

a. Definición de la organización que debe implementar el programa y asignación de las res-ponsabilidades.

b. Identificación de los sistemas importantes para la seguridad. c. Identificación de las posibles situaciones de incendio y una evaluación del riesgo asociado

a cada una de ellas. d. Procedimientos para todas las actividades relacionadas con la protección contra incendios. e. Procedimientos para la utilización de equipos no previstos en el diseño y que puedan ser

fuentes de ignición. f. Procedimientos para la inspección, pruebas, calibración y mantenimiento de los sistemas

de seguridad contra incendios. g. Procedimientos para el registro de las actividades relacionadas con la protección contra

incendios. h. Formación, entrenamiento y reentrenamiento de una brigada contra incendios, planea-

miento de la lucha contra el fuego, coordinación de las acciones con las unidades operati-vas de bomberos urbanas y rurales.

i. Entrenamiento del personal, para que en las operaciones que se realicen en la instalación se contemple el riesgo de incendio y se controlen las operaciones peligrosas.

j. Disponibilidad de medios técnicos adecuados.

77. El programa de lucha contra incendios debe garantizar que se preserva la capacidad de la instalación de llevar a parada segura el reactor. Dicho programa debe incluir una evaluación de los sistemas de seguridad y de seguridad contra incendios con posterioridad a la ocurrencia de un siniestro.

78. Se debe evaluar periódicamente el programa contra incendios a fin de verificar que el mismo sigue siendo adecuado. Los cambios que surjan de dicha evaluación deben provocar la identifica-ción, corrección y registro del proceso en la documentación correspondiente.

79. Se debe minimizar la utilización y evitar el almacenamiento de sustancias combustibles, infla-mables o explosivas en zonas en las que haya componentes de importancia para la seguridad o en zonas adyacentes a ellas.

1/2


Diseño del sistema de suministro de energía eléctrica de reactores de investigación


AR 4.5.1.

REVISIÓN 1

1/2

NORMA AR 4.5.1.

DISEÑO DEL SISTEMA DE SUMINISTRO DE ENERGÍA ELÉCTRICA DE REACTORES DE INVESTIGACIÓN

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios a los que debe ajustarse el diseño del sistema de suministro de ener-gía eléctrica.

B. ALCANCE

2. Esta norma se aplica al diseño de reactores de investigación.



3. Alimentación Eléctrica Esencial: Suministro eléctrico necesario para el funcionamiento del sistema de protección, de la instrumentación y de los sistemas importantes para la seguridad .

D. CRITERIOS

4. Deben determinarse las bases de diseño de los sistemas de suministro de energía eléctrica normal y de alimentación eléctrica esencial.

5. La alimentación eléctrica esencial debe ser independiente de la alimentación eléctrica nor-mal.

6. Debe demostrarse que la alimentación eléctrica esencial cumple con los requisitos pertinen-tes del sistema de protección y de la instrumentación de los sistemas importantes para la segu-ridad.

7. Deben especificarse las funciones requeridas para la alimentación eléctrica esencial. Estas especificaciones deben incluir las secuencias de conexión de las cargas, los períodos de de-manda y el tipo de alimentación requerido para cada caso.

8. Deben especificarse la confiabilidad y disponibilidad requeridas para la alimentación eléctrica esencial y describir los medios usados para cumplir con tal requerimiento.

9. Debe demostrarse, por análisis, que la alimentación eléctrica esencial funcionará adecuada-mente bajo todas las condiciones de demanda (incluyendo los efectos de cargas continuas, pulsadas y transitorias).

10. Solamente las cargas esenciales para la seguridad deben normalmente estar conectadas a la alimentación eléctrica esencial. Si otras cargas no esenciales para la seguridad están conec-tadas a la alimentación eléctrica esencial, debe probarse que esto no es en perjuicio de la con-fiabilidad y efectividad de dicha alimentación. Las cargas no esenciales, que no sean automáti-

NORMA AR 4.5.1. DISEÑO DEL SISTEMA DE SUMINISTRO DE ENERGÍA ELÉCTRICA DE REACTORES DE INVESTIGACIÓN – REVISIÓN 1

2/2

camente desconectadas por el sistema de protección frente a una situación accidental, deben incluirse en el cálculo total de la demanda. Además, estas cargas no deben impedir el ensayo de la alimentación eléctrica esencial.

11. El diseño y la distribución espacial de la alimentación eléctrica esencial deben tener en cuenta una protección adecuada contra fuego, mísiles y ambientes hostiles que puedan ocurrir durante la operación normal, situaciones accidentales, eventos internos o externos.

12. Deben preverse controles e instrumentación para operar y monitorear la alimentación eléc-trica esencial en la sala de control y en otra ubicación suplementaria adecuada, tal que se pue-da disponer de suficiente información operativa de dicha alimentación para todas las situacio-nes operacionales y accidentales.

13. La alimentación eléctrica esencial debe poder operarse en forma automática o manual. Debe iniciarse en forma automática en caso de demanda y no debe requerir la acción de un operador durante los primeros treinta (30) minutos. Un operador podrá iniciar la operación de la alimentación eléctrica esencial , pero no podrá impedir su funcionamiento normal. La operación manual debe cumplir requisitos de confiabilidad compatibles con los del sistema de protección.

14. La alimentación eléctrica esencial debe ser capaz de funcionar adecuadamente durante todo el tiempo que sea necesario.

15. Debe asegurarse la disponibilidad de los servicios necesarios para el correcto funciona-miento de la alimentación eléctrica esencial. En el caso que estos servicios involucren combus-tible, aceites lubricantes, agua de refrigeración o aire comprimido, los sistemas que almacenen, vehiculicen o utilicen estos suministros, y los suministros mismos, serán considerados parte de la alimentación eléctrica esencial y deben cumplir con criterios de seguridad compatibles con los del sistema de protección.

16. Si se incorporan baterías en la alimentación eléctrica esencial, el diseño debe:

a. Proveer un adecuado margen de capacidad teniendo en cuenta la función requerida y el período de funcionamiento.

b. Proveer medios de monitoraje de su estado y de protección contra fallas que pudieran disminuir la alimentación de las baterías.

c. Mantener las baterías en condiciones de plena carga durante las situaciones operacio-nales.

d. Proveer adecuada ventilación del local donde se hallan instaladas las baterías a efec-tos de evitar la concentración de gases que produzcan mezclas explosivas.

e. Asegurar que los cargadores de baterías estén conectados a una alimentación de tipo adecuado y que su capacidad sea suficiente como para restaurar la carga de las bate-rías en un tiempo adecuado, con la máxima demanda prevista, incluyendo los transito-rios.

1/3


Cronograma de la documentación a presentar antes de la operación de un reactor de investigación


AR 4.7.1.

REVISIÓN 1

1/3

NORMA AR 4.7.1.

CRONOGRAMA DE LA DOCUMENTACIÓN A PRESENTAR ANTES DE LA OPERACIÓN

DE UN REACTOR DE INVESTIGACIÓN

A. OBJETIVO


B. ALCANCE

2. La presente norma es aplicable a reactores nucleares de investigación.










NORMA AR 4.7.1. CRONOGRAMA DE LA DOCUMENTACIÓN A PRESENTAR ANTES DE LA OPERACIÓN DE UN REACTOR DE INVESTIGACIÓN – REVISIÓN 1

2/3

2




D. CRITERIOS

13. La puesta en marcha de un reactor nuclear de investigación debe considerarse iniciada al recibirse el combustible nuclear en la instalación.


1 Presentación del Informe Prelimi-nar de Seguridad (IPS).

Cuatro (4) meses antes de solicitarse la licencia de construcción.

2

Presentación sistemática de informes relacionados con los eventuales cambios de diseño y otros aspectos, resultantes de la interacción entre la Entidad Responsable y la Autoridad Regulatoria.

Se inicia un (1) mes después de la presentación del IPS y continúa hasta un (1) mes antes de la carga del combustible y moderador en el reactor.

3

Presentación del sistema de calidad, incluyendo el correspondiente programa y toda otra documentación relacionada con la calidad.


4

Presentación sistemática de informes de progreso sobre la construcción del reactor, excluyendo las pruebas preliminares.




6 Presentación del programa de pruebas preliminares.

Dos (2) meses antes del inicio de la pruebas preli-minares.

7 Presentación sistemática de in-formes de progreso sobre el de-sarrollo del programa de pruebas preliminares.

A partir del comienzo de las pruebas preliminares y en forma continuada durante la ejecución del pro-grama.


Seis (6) meses antes de solicitarse la licencia de puesta en marcha.

NORMA AR 4.7.1. CRONOGRAMA DE LA DOCUMENTACIÓN A PRESENTAR ANTES DE LA OPERACIÓN DE UN REACTOR DE INVESTIGACIÓN – REVISIÓN 1

3/3

9

Presentación de eventuales informes adicionales y modificaciones al IS resultantes de la interacción entre la Entidad Responsable y la Autoridad Re-gulatoria.

A partir de la presentación del IS y en forma continuada hasta un (1) mes antes de solicitarse la licencia de operación.

10 Presentación del programa de puesta en marcha, incluyendo la puesta a crítico del reactor, pruebas y subida de potencia.


11 Presentación sistemática de informes de progreso sobre el desarrollo del programa de puesta en marcha.

A partir del comienzo de la puesta en marcha y en forma continuada durante la ejecución del programa.

12 Presentación del código de práctica y de la versión preliminar del manual de operación.


13 Presentación de un informe con-teniendo los resultados de la im-plementación del programa de calidad.

Dos (2)meses antes de la puesta a crítico del reactor.



15 Presentación de la documentación referente a la constitución de un comité ad-hoc de arranque y subida de potencia.


16 Presentación del plan de emergencia.






19 Presentación de la versión final del manual de operación.



1/3


Cronograma de la documentación a presentar antes de la operación de un conjunto crítico


AR 4.7.2.

REVISIÓN 0

1/3

NORMA AR 4.7.2.

CRONOGRAMA DE LA DOCUMENTACIÓN A PRESENTAR ANTES DE LA OPERACIÓN DE UN CONJUNTO CRÍTICO

A. OBJETIVO


B. ALCANCE

2. La presente norma es aplicable a conjuntos críticos.










10. Pruebas Preliminares: Conjunto de pruebas realizadas en una instalación Clase I o Clase II antes de la recepción o montaje de aquellos materiales o dispositivos previstos en el diseño

NORMA AR 4.7.2. CRONOGRAMA DE LA DOCUMENTACIÓN A PRESENTAR ANTES DE LA OPERACIÓN DE UN CONJUNTO CRÍTICO – REVISIÓN 0

2/3

que generen o sean capaces de generar radiaciones ionizantes, y planificadas para comprobar que, previo a la puesta en marcha, los componentes, equipos y sistemas cumplen con sus ba-ses originales de diseño y con los criterios de performance pertinentes.



D. CRITERIOS

13. La puesta en marcha de un conjunto crítico debe considerarse iniciada al recibirse el com-bustible nuclear en la instalación.


1 Presentación del Informe Preli-minar de Seguridad (IPS).


2


Se inicia un (1) mes después de la presentación del IPS y continúa hasta un (1) mes antes de la carga del combustible y moderador en el conjunto crítico.

3

Presentación del sistema de calidad, incluyendo el correspon-diente programa y toda otra documentación relacionada con la calidad.


4

Presentación sistemática de informes de progreso sobre la construcción del conjunto crítico, excluyendo las pruebas prelimi-nares.




6

Presentación del programa de pruebas preliminares y del programa de puesta en marcha, incluyendo la puesta a crítico, pruebas y subida de potencia.

Dos (2) meses antes del inicio de la pruebas preliminares.



NORMA AR 4.7.2. CRONOGRAMA DE LA DOCUMENTACIÓN A PRESENTAR ANTES DE LA OPERACIÓN DE UN CONJUNTO CRÍTICO – REVISIÓN 0

3/3

8

Presentación sistemática de informes de progreso sobre el desarrollo de los programas de pruebas preliminares y de puesta en marcha.

A partir del comienzo de las pruebas preliminares y la puesta en marcha y en forma continuada durante la ejecución de ambos programas.

9 Presentación del código de prác-tica, del manual de operación y del plan de emergencia.

Tres (3) meses antes de la puesta a crítico del conjunto.



11 Presentación de la documentación referente a la constitución de un comité ad-hoc de puesta en marcha.





Después de finalizarse la puesta en marcha y hasta un (1) mes antes de solicitarse la licencia de operación.


1/3


Pruebas preliminares y puesta en marcha de conjuntos críticos


AR 4.8.1.

REVISIÓN 1

1/3

NORMA AR 4.8.1

PRUEBAS PRELIMINARES Y PUESTA EN MARCHA DE CONJUNTOS CRÍTICOS

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios generales que se deben cumplir en las pruebas preliminares y en la puesta en marcha.

B. ALCANCE

2. La presente norma es aplicable a conjuntos críticos.










NORMA AR 4.8.1. PRUEBAS PRELIMINARES Y PUESTA EN MARCHA DE CONJUNTOS CRÍTICOS – REVISIÓN 1

2/3

D. CRITERIOS

10. La puesta en marcha de un conjunto crítico debe considerarse iniciada al recibirse el com-bustible nuclear en la instalación; las pruebas preliminares, en cambio, están comprendidas en la etapa de construcción de la misma.

11. No puede iniciarse la puesta en marcha de un conjunto crítico sin la previa licencia de pues-ta en marcha solicitada por la Entidad Responsable y otorgada por la Autoridad Regulatoria.

12. La Entidad Responsable de un conjunto crítico debe establecer un programa de pruebas preliminares, un programa de puesta en marcha y una organización que los ponga en práctica. Los programas y la descripción de la organización deben ser remitidos a la Autoridad Regulato-ria, de acuerdo al cronograma y requisitos mínimos establecidos en la Norma AR 4.7.2 “Crono-grama de la Documentación a Presentar Antes de la Operación de un Conjunto Crítico”.








19. El programa de pruebas preliminares debe enumerar todas las pruebas que sean necesa-rias para demostrar que el conjunto crítico ha sido diseñado y construido de modo tal que podrá ser operado en condiciones adecuadas de seguridad.



22. La Entidad Responsable debe asegurar la adecuada interfaz entre el montaje de compo-nentes, equipos y sistemas, y las pruebas preliminares, facilitando en particular el cumplimiento

NORMA AR 4.8.1. PRUEBAS PRELIMINARES Y PUESTA EN MARCHA DE CONJUNTOS CRÍTICOS – REVISIÓN 1

3/3

del criterio N° 13; y debe asegurar, también, el adecuado traspase de la información pertinente al plantel de operación.

23. La Entidad Responsable debe identificar una organización que esté a cargo de las pruebas preliminares, la que debe estar compuesta y dirigida por personas que acrediten conocimientos y experiencia adecuados para cada una de las funciones.

Puesta en Marcha

24. La Entidad Responsable debe establecer un comité “ad hoc" para la puesta en marcha integrado por personas calificadas y con experiencia en el diseño, construcción, puesta en marcha y operación de conjuntos críticos.


a. Carga de combustible y moderador. b. Pruebas de los núcleos subcríticos. c. Pruebas del núcleo de primera criticidad. d. Pruebas del primer núcleo de arranque.


26. La información obtenida a partir de las pruebas de puesta en marcha debe permitir demos-trar que no existen diferencias relevantes entre los parámetros reales del conjunto y los utiliza-dos en el informe de seguridad, y que se confirman las hipótesis usadas para predecir el com-portamiento del conjunto crítico en situaciones operacionales y accidentales.



a. La garantía de que, como mínimo, las dos primeras configuraciones del núcleo sean subcríticas, aún en la condición más reactiva.

b. La existencia de un plan de emergencia específico destinado a mitigar eventuales acci-dentes durante la puesta en marcha.

c. El adecuado funcionamiento de los sistemas de alarma destinados a alertar sobre un incremento indebido de flujo neutrónico durante la carga de combustible y moderador o reflector.

d. La verificación del tiempo de actuación del sistema de extinción previo al núcleo de primera criticidad y adecuación de los criterios de fijación de los niveles de disparo co-rrespondientes a los canales de activación del sistema de protección.

1/3


Pruebas preliminares y puesta en marcha de reactores de investigación


AR 4.8.2.

REVISIÓN 1

1/3

NORMA AR 4.8.2

PRUEBAS PRELIMINARES Y PUESTA EN MARCHA DE REACTORES DE INVESTIGACIÓN

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios generales que se deben cumplir en las pruebas preliminares y en la puesta en marcha.

B. ALCANCE

2. La presente norma es aplicable a reactores de investigación.










NORMA AR 4.8.2. PRUEBAS PRELIMINARES Y PUESTA EN MARCHA DE REACTORES DE INVESTIGACIÓN – REVISIÓN 1

2/3

D. CRITERIOS

10. La puesta en marcha de un reactor de investigación debe considerarse iniciada al recibirse el combustible nuclear en la instalación; las pruebas preliminares, en cambio, están comprendi-das en la etapa de construcción de la misma.

11. No puede iniciarse la puesta en marcha de un reactor de investigación sin la previa licencia de puesta en marcha solicitada por la Entidad Responsable y otorgada por la Autoridad Regu-latoria.

12. La Entidad Responsable de un reactor de investigación debe establecer un programa de pruebas preliminares, un programa de puesta en marcha y una organización que los ponga en práctica. Los programas y la descripción de la organización deben ser remitidos a la Autoridad Regulatoria, de acuerdo al cronograma y requisitos mínimos establecidos en la Norma AR 4.7.1 “Cronograma de la Documentación a Presentar Antes de la Operación de un Reactor de Inves-tigación”.








19. El programa de pruebas preliminares debe enumerar todas las pruebas que sean necesa-rias para demostrar que el reactor de investigación ha sido diseñado y construido de modo tal que podrá ser operado en condiciones adecuadas de seguridad.



NORMA AR 4.8.2. PRUEBAS PRELIMINARES Y PUESTA EN MARCHA DE REACTORES DE INVESTIGACIÓN – REVISIÓN 1

3/3

22. La Entidad Responsable debe asegurar la adecuada interfaz entre el montaje de compo-nentes, equipos y sistemas, y las pruebas preliminares, facilitando en particular el cumplimiento del criterio N° 13; y debe asegurar, también, el adecuado traspase de la información pertinente al plantel de operación.

23. La Entidad Responsable debe identificar una organización que esté a cargo de las pruebas preliminares, la que debe estar compuesta y dirigida por personas que acrediten conocimientos y experiencia adecuados para cada una de las funciones.

Puesta en Marcha

24. La Entidad Responsable debe establecer un comité “ad hoc" para la puesta en marcha integrado por personas calificadas y con experiencia en el diseño, construcción, puesta en marcha y operación de reactores de investigación.


a. Carga de combustible, moderador y reflector. b. Pruebas de los sistemas de refrigeración. c. Pruebas de los núcleos subcríticos. d. Pruebas del núcleo de primera criticidad. e. Pruebas del núcleo de arranque. f. Pruebas a potencia creciente. g. Pruebas a la máxima potencia autorizada.


26. La información obtenida a partir de las pruebas de puesta en marcha debe permitir demos-trar que no existen diferencias relevantes entre los parámetros reales del reactor y los utilizados en el informe de seguridad, y que se confirman las hipótesis usadas para predecir el compor-tamiento del reactor en situaciones operacionales y accidentales.



a. La garantía de que, como mínimo, las dos primeras configuraciones del núcleo sean subcríticas, aún en la condición más reactiva.

b. La existencia de un plan de emergencia específico destinado a mitigar eventuales acci-dentes durante la puesta en marcha.

c. El adecuado funcionamiento de los sistemas de alarma destinados a alertar sobre un incremento indebido de flujo neutrónico durante la carga de combustible y moderador o reflector.

d. La verificación del tiempo de actuación del sistema de extinción previo al núcleo de primera criticidad y adecuación de los criterios de fijación de los niveles de disparo co-rrespondientes a los canales de activación del sistema de protección.

e. La verificación de que en el núcleo de arranque se cumplen los requerimientos impues-tos al sistema de extinción.

f. La verificación del correcto funcionamiento de los sistemas de refrigeración en cada modo de operación.

g. La verificación del caudal efectivo a través del núcleo. h. La verificación de que no se supere la máxima potencia autorizada.

1/5


Operación de conjuntos críticos


AR 4.9.1.

REVISIÓN 1

1/5

NORMA AR 4.9.1.

OPERACIÓN DE CONJUNTOS CRÍTICOS

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios mínimos de seguridad radiológica y nuclear para la operación.

B. ALCANCE

2. Esta norma se aplicará a la operación de conjuntos críticos, con una potencia máxima de operación de 100 vatios, con excepción de aquellos que puedan operar produciendo pulsos controlados de potencia.



3. Área Controlada: Lugar de trabajo donde se requiere, en condiciones normales de opera-ción, que los trabajadores apliquen procedimientos preestablecidos para controlar la exposición a la radiación o para prevenir la dispersión de la contaminación radiactiva, y en la que se re-quieren medidas específicas para prevenir exposiciones potenciales.

4. Coeficiente de Reactividad Global por Potencia (ααααP): Función que expresa la dependen-cia de la reactividad ρ con la potencia global P, y cuya variación es debida a los mecanismos de realimentación de reactividad intrínsecos del reactor. Su expresión matemática es:

PP =

∂ρ∂α




8. Responsable Primario: Persona que asume la responsabilidad directa por la seguridad radiológica de una instalación Clase I.


NORMA AR 4.9.1. OPERACIÓN DE CONJUNTOS CRÍTICOS – REVISIÓN 1

2/5



12. Tasa Relativa de Potencia: Magnitud definida por la siguiente expresión:

ψp[%] = dtdP

P1 x100


D. CRITERIOS

14. La Entidad Responsable sólo podrá iniciar la operación de un conjunto crítico si cuenta previamente con:

a. La licencia de operación otorgada por la Autoridad Regulatoria. b. El personal de la instalación que ocupa funciones especificadas en el organigrama de

operación, licenciado y autorizado por la Autoridad Regulatoria.

15. El Responsable Primario tiene la responsabilidad directa por la seguridad radiológica y nu-clear del conjunto crítico y debe hacer todo lo razonable y compatible con sus posibilidades en favor de la seguridad, cumpliendo como mínimo las normas y requerimientos de la Autoridad Regulatoria.

16. El Responsable Primario debe estar asesorado por un comité interno de seguridad en los aspectos relacionados con la seguridad radiológica y nuclear. Los miembros de este comité deben ser designados por el Responsable Primario.

17. La Entidad Responsable, puede delegar total o parcialmente la ejecución de tareas necesa-rias para la seguridad radiológica y nuclear y las tareas de mantenimiento y operación, pero manteniendo en su totalidad la responsabilidad correspondiente.

18. La Entidad Responsable debe contar con una estructura orgánica adecuada y disponer de los recursos necesarios para efectuar una supervisión que garantice que el conjunto crítico opere en condiciones de seguridad y prestar todo el apoyo que necesite el Responsable Prima-rio para cumplir con sus responsabilidades.

19. La Entidad Responsable debe constituir un comité de revisión técnica independiente del plantel de personal de la instalación, que se reunirá con la periodicidad que fije su reglamento, a fin de revisar el desarrollo de la operación del conjunto crítico, analizar la importancia de las fallas, eventos anormales y relevantes ocurridos, y evaluar las propuestas de modificaciones al diseño que pudiesen afectar los sistemas importantes para la seguridad.

20. La Entidad Responsable debe mantener, en los casos que corresponda, una comunicación apropiada con las entidades encargadas del diseño, la construcción y la puesta en marcha para asegurar el intercambio adecuado de información y experiencia.

21. La Entidad Responsable debe efectuar una evaluación de su experiencia operativa, propo-niendo, cuando corresponda, modificaciones a los componentes, sistemas o procedimientos que introduzcan mejoras a la seguridad de la instalación y promoviendo las investigaciones o desarrollos necesarias.


3/5

22. La Entidad Responsable debe establecer un sistema de calidad en operación y una organi-zación que lo ponga en práctica, de manera de asegurar que todas las actividades de impor-tancia para la seguridad se vigilan y controlan adecuadamente y se ajustan a los objetivos de diseño y a los límites y condiciones de operación.

23. La Entidad Responsable debe establecer especificaciones y procedimientos escritos para la adquisición, la carga, la utilización, la descarga, el ensayo del combustible y los componentes del núcleo y la manipulación de los mismos.

24. El movimiento de personas dentro de la instalación debe ajustarse a lo establecido en la documentación mandatoria. En particular para ingresar al recinto del reactor se requerirá la autorización del Responsable Primario o quien éste designe.

25. La Entidad Responsable debe establecer un programa para el reentrenamiento periódico del personal que ocupe funciones especificadas en el organigrama de operación.

26. El Responsable Primario debe autorizar el ingreso al recinto donde se encuentre ubicado el conjunto crítico cuando se encuentre en operación o se esté realizando un cambio de configu-ración.

27. El Responsable Primario debe autorizar cada cambio de configuración del núcleo antes que dicha configuración sea llevada a la práctica.

28. El conjunto crítico debe ser operado dentro de los límites y condiciones de operación, y según procedimientos establecidos en la documentación mandatoria.

29. Se debe garantizar que durante la operación del reactor los umbrales de disparo del siste-ma de protección no sean modificados ni anulados.

30. Los puestos de trabajo establecidos en el organigrama de operación se deben mantener adecuadamente cubiertos.

31. Se debe asegurar que durante la operación del conjunto crítico permanezcan, como míni-mo, dos operadores en la sala de control.

32. El conjunto crítico debe contar permanentemente con un lugar para almacenar elementos combustibles irradiados equivalente, como mínimo, al mayor número de elementos combusti-bles que pueda llegar a contener su núcleo.

33. Los cambios de configuración del núcleo no podrán realizarse con la presencia de modera-dor.

34. Se debe garantizar el funcionamiento de los sistemas de seguridad del reactor de acuerdo a los límites y condiciones establecidos en la documentación mandatoria.

35. Debe garantizarse que la tasa media de inserción positiva de reactividad, asociada a la operación de un sistema de control dado sea inferior a 20 pcm/s y, además, el período debe ser mayor a 40 s durante el arranque del conjunto crítico y mayor a 20 s durante los cambios de potencia, luego de alcanzar la condición de crítico. Estos valores se deben asegurar durante la extracción de barras de control, durante el incremento del nivel de moderador y durante la ope-ración de cualquier otro sistema de control.

36. Se debe garantizar que el coeficiente de reactividad global por potencia sea siempre nega-tivo.

37. Todas las tareas de mantenimiento, ensayo o inspección que impliquen alguna modifica-ción transitoria de los límites y condiciones de operación deben ser controladas por personal calificado independiente, designado por la Entidad Responsable.


4/5

38. Se debe cumplir con un programa de ensayos y verificaciones periódicas de los sistemas o componentes relacionados con la seguridad, a fin de asegurar que se cumplen los límites y condiciones de operación establecidos en la documentación mandatoria y en la licencia de operación, y que se mantienen los niveles de confiabilidad establecidos en la norma de diseño.

39. Las actividades que deben realizarse siguiendo procedimientos escritos son, como mínimo, las siguientes:

• Arranque, operación y parada. • Carga, descarga y movimiento de elementos combustibles, o de reflectores, o de ins-trumentación nuclear o de cualquier otro componente del núcleo. • Calibración de la instrumentación. • Mantenimiento. • Ensayos y verificaciones. • Irradiaciones. • Monitoreo. • Respuesta a incidentes operacionales. • Acceso a las áreas controlada y supervisada.

40. Toda la documentación presentada por la Entidad Responsable para la obtención de la licencia de operación, y a la que la Autoridad Regulatoria le dé carácter mandatorio, debe estar permanentemente actualizada.

41. El informe de seguridad debe ser actualizado cada vez que haya modificaciones al diseño de la instalación o a los límites y condiciones de operación.

42. Se debe mantener, durante la vida útil del conjunto crítico, un conjunto completo y actuali-zado de planos y descripciones de la instalación que, como mínimo, comprenda los sistemas y dispositivos importantes para la seguridad.

43. Se deben conservar los protocolos correspondientes a los ensayos de puesta en marcha y los registros de operación, por los plazos que establezca la licencia de operación o durante la vida útil del conjunto crítico.

44. Deben registrarse todos los incidentes operacionales que ocurran en la instalación. En caso que alguno de estos eventos sea relevante, debe comunicarse a la Autoridad Regulatoria tan pronto como sea posible y posteriormente presentar un informe analítico en el plazo y con la modalidad establecida en la documentación mandatoria.

45. Se deben registrar mensualmente las dosis ocupacionales. Se conservarán estos registros, como mínimo durante treinta (30) años, contados a partir de la finalización de la prestación de servicio del personal involucrado.

46. Se deben registrar todas las reparaciones y modificaciones de sistemas, componentes o procedimientos que tengan influencia en la seguridad del conjunto crítico o en la seguridad radiológica del personal o del público.

47. Se deben registrar los resultados de los ensayos y verificaciones de los sistemas o compo-nentes importantes para la seguridad.

48. Se deben registrar las conclusiones que surjan de las reuniones del comité interno de segu-ridad y del comité de revisión técnica.

49. Se debe conservar, por los plazos que se establece en la licencia de operación, o bien du-rante la vida útil de la instalación, cualquier otro registro requerido por la Autoridad Regulatoria o por la Entidad Responsable.


5/5

50. Cualquier modificación del diseño del conjunto crítico, de la documentación mandatoria o de procedimientos que puedan tener influencia significativa en la seguridad radiológica y nu-clear, en especial en lo relacionado con el exceso de reactividad y el coeficiente global por potencia o en la potencia máxima autorizada de operación, debe contar con la aprobación pre-via de la Autoridad Regulatoria.

51. El uso y manipuleo de dispositivos experimentales debe ser realizado en base a procedi-mientos escritos. Estos procedimientos deben tener en cuenta los efectos sobre la seguridad del conjunto crítico, particularmente los cambios en la reactividad.

52. Los procedimientos para la revisión y aprobación de propuestas para experimentos y modi-ficaciones, y para el control de su implementación deben incluir en los casos aplicables temas tales como:

a. Una descripción del propósito del experimento o modificación. b. Justificación de la necesidad del experimento o modificación. c. Requerimientos y criterios de diseño incluyendo la evaluación de seguridad. d. Procesos de manufactura. e. Procedimientos de instalación. f. Procesos de puesta en servicio. g. Revisión de procedimientos operativos y de emergencia. h. Disposición de los residuos radiactivos generados por el experimento o modificación. i. Actualización de la documentación. j. Requerimientos especiales para el entrenamiento y, si fuera necesario, el relicencia-

miento de operadores. k. Requerimientos de calidad.

53. Los dispositivos experimentales que se instalen durante la operación del conjunto crítico, deben someterse a ensayos previos y no deben modificar el cumplimiento de los límites y con-diciones de operación.

54. Cualquier modificación significativa de dispositivos experimentales debe sujetarse a los mismos procedimientos para el diseño, operación y aprobación utilizados para el dispositivo experimental original.

55. El Responsable Primario debe aprobar la realización de irradiaciones o experimentos aún cuando ellos sean repetición o incluyan pequeñas variaciones de otros que hayan sido realiza-dos en ocasiones anteriores.

56. Para que el Responsable Primario pueda aprobar irradiaciones o experimentos que impli-quen apartamientos significativos con respecto a la experiencia adquirida debe mediar la apro-bación previa del comité interno de seguridad.

57. Las experiencias o irradiaciones propuestas que pudieran modificar las condiciones de seguridad establecidas en la documentación mandatoria, deben ser previamente autorizadas por la Autoridad Regulatoria a propuesta del comité de revisión técnica.

58. No deben ser autorizadas las experiencias que puedan llevar a un coeficiente de reactivi-dad global por potencia positivo.

59. Debe efectuarse anualmente un ejercicio de aplicación del plan de emergencia, debiendo convenirse con antelación con la Autoridad Regulatoria el cronograma y contenido del ejercicio.

1/7


Operación de reactores nucleares de investigación


AR 4.9.2.

REVISIÓN 2

1/7

NORMA AR 4.9.2.

OPERACIÓN DE REACTORES NUCLEARES DE INVESTIGACIÓN

OBJETIVO

Establecer los criterios mínimos de seguridad radiológica y nuclear para la operación de reacto-res nucleares de investigación.

ALCANCE

Esta norma se aplica a la operación de reactores nucleares de investigación tipo piscina.

Los reactores nucleares de investigación con potencia de varias decenas de megavatios, con espectro de neutrones rápidos o con dispositivos especiales tales como circuitos de alta pre-sión para ensayos de combustible o fuente fría o caliente de neutrones, deben cumplir los crite-rios de seguridad adicionales que determine la Autoridad Regulatoria en cada caso.

El cumplimiento de la presente norma y de las demás normas o requerimientos establecidos por la Autoridad Regulatoria, no exime del cumplimiento de otras normas y requerimientos no relacionados con la seguridad radiológica establecidos por otras autoridades competentes.

CRITERIOS

1. El titular de licencia sólo puede iniciar la operación del reactor si previamente:

a. Cuenta con la licencia de operación otorgada por la Autoridad Regulatoria. b. Dispone del personal de la instalación previsto para desempeñar funciones especifica-

das según el organigrama de operación, y este personal cuenta con licencia individual y autorización específica vigente otorgadas por la Autoridad Regulatoria.

c. Cuenta con el personal necesario para que desempeñe las restantes funciones del or-ganigrama de operación.

2. El titular de licencia debe contar con una organización que le permita asignar al responsable primario los recursos necesarios para que éste pueda cumplir adecuadamente sus responsabi-lidades y debe, además, supervisar que efectivamente cumple tales responsabilidades.

3. El responsable primario tiene la responsabilidad directa por la seguridad radiológica y nu-clear de la instalación y debe hacer todo lo razonable y compatible con sus posibilidades en favor de la seguridad durante la operación del reactor cumpliendo, como mínimo, las normas aplicables y requerimientos de la Autoridad Regulatoria.

4. El responsable primario debe estar asesorado por un comité interno de seguridad en los aspectos relacionados con la seguridad radiológica y nuclear. Los miembros de este comité deben ser designados por el responsable primario y la composición del comité debe ser tal que los miembros que pertenecen al plantel de la instalación no deben superar el 50% en tanto que los restantes deben pertenecer a otros sectores de la organización del titular de licencia o ser expertos independientes.

NORMA AR 4.9.2. OPERACIÓN DE REACTORES NUCLEARES DE INVESTIGACIÓN – REVISIÓN 2

2/7

5. El titular de licencia puede delegar total o parcialmente la ejecución de las tareas necesarias para la seguridad radiológica y nuclear así como las tareas de mantenimiento (preventivo o correctivo) y operación, pero mantiene en su totalidad la responsabilidad correspondiente.

6. El titular de licencia debe estar asesorado por un comité de revisión técnica, independiente de la instalación, constituido por profesionales con amplia experiencia en la operación de reac-tores nucleares de investigación y aceptados por la Autoridad Regulatoria. Este comité debe reunirse periódicamente para revisar el desarrollo de la operación del reactor desde el punto de vista de la seguridad de la instalación y de la protección de las personas, incluyendo el análisis de incidentes operacionales y otros sucesos relevantes que hubieren ocurrido y la evaluación de las propuestas que el titular de licencia hiciere acerca de modificaciones al diseño de la instalación o de experimentos o irradiaciones que involucren al reactor.

7. El titular de licencia debe mantener una comunicación apropiada con las entidades encarga-das del diseño, la construcción y la puesta en marcha, y con otras organizaciones operadoras de reactores semejantes para asegurar el intercambio adecuado de información y experiencia operativa.

8. El titular de licencia debe efectuar una evaluación de su experiencia operativa y proponer, cuando corresponda, modificaciones a las estructuras, sistemas, equipos, componentes o pro-cedimientos que introduzcan mejoras a la seguridad de la instalación, promoviendo las investi-gaciones o desarrollos necesarios.

9. El titular de licencia debe establecer un sistema efectivo de calidad en operación y una orga-nización que lo ponga en práctica, de manera de asegurar que todas las actividades de impor-tancia para la seguridad se vigilan y controlan adecuadamente, y se ajustan a los objetivos de diseño y a los límites y condiciones de operación.

10. El titular de licencia debe establecer un programa para el reentrenamiento periódico del personal que desempeña funciones especificadas según el organigrama de operación.

11. El titular de licencia debe establecer especificaciones y procedimientos escritos para la adquisición, la recepción, la carga, la utilización, la descarga, el almacenamiento, el ensayo del combustible y los componentes del núcleo y la manipulación de los mismos.

12. El responsable primario debe autorizar cada configuración del núcleo antes que dicha con-figuración sea llevada a la práctica.

13. El reactor debe ser operado dentro de los límites y condiciones de operación establecidos en la documentación mandatoria.

14. El responsable primario debe garantizar que durante la operación del reactor los umbrales de disparo del sistema de protección no sean modificados ni anulados.

15. El responsable primario debe garantizar el funcionamiento de los sistemas de seguridad del reactor de acuerdo a los límites y condiciones establecidos en la documentación mandatoria.

16. El responsable primario debe garantizar que el coeficiente de reactividad global por poten-cia sea siempre negativo.

17. Las funciones especificadas deben ser desempeñadas, en todo momento, por personal que tenga la correspondiente licencia individual y la autorización específica vigente.

18. El plantel mínimo de personal de operación debe ajustarse a lo establecido en la documen-tación mandatoria .

19. El movimiento de personas dentro de la instalación debe ajustarse a lo establecido en la documentación mandatoria. En particular, previo a ingresar al recinto del reactor se debe obte-ner la autorización del responsable primario o de quien éste designe.


3/7

20. El reactor debe contar permanentemente con lugar para almacenar en condiciones seguras (es decir, sin criticidad potencial, adecuadamente refrigerados, monitoreo de la corrosión, etc.):

a. elementos combustibles irradiados en cantidad equivalente, como mínimo, al mayor número de elementos combustibles que pueda llegar a contener el núcleo del reactor.

b. elementos combustibles no irradiados.

21. El responsable primario debe garantizar que la tasa media de inserción positiva de reactivi-dad asociada a la operación de un sistema de control dado sea inferior a 20 pcm/s y, además, el período debe ser mayor a 40 s durante el arranque del reactor, y mayor a 20 s durante los cambios de potencia, luego de alcanzar la condición de crítico. El responsable primario debe asegurar estos valores durante la extracción de barras de control, durante el incremento del nivel de moderador y durante la operación de cualquier otro sistema de control.

22. Todas las tareas de mantenimiento (preventivo o correctivo), ensayo o inspección que im-pliquen alguna modificación transitoria de los límites y condiciones de operación deben ser controladas por personal calificado independiente del que realiza la tarea, designado por el titular de licencia.

23. Toda la documentación presentada por el titular de licencia para la obtención de la licencia de operación, y a la que la Autoridad Regulatoria le dé carácter mandatorio, debe estar perma-nentemente actualizada.

24. El titular de licencia debe asegurar que el informe de seguridad sea actualizado cada vez que haya modificaciones al diseño de la instalación o a los límites y condiciones de operación, y revisado al menos una vez cada cinco (5) años.

25. La realización de cualquier modificación del reactor o de la documentación mandatoria que pueda tener influencia significativa en la seguridad radiológica y nuclear de la instalación debe contar con la autorización previa de la Autoridad Regulatoria.

26. Durante la vida útil de la instalación el titular de licencia debe mantener un conjunto comple-to y actualizado de planos y descripciones de la instalación y de las estructuras, sistemas, equipos, componentes y procedimientos importantes para la seguridad.

27. El responsable primario debe hacer cumplir un programa de ensayos e inspecciones perió-dicas de los sistemas o componentes relacionados con la seguridad, a fin de asegurar que se cumplen los límites y condiciones de operación establecidos en la documentación mandatoria y en la licencia de operación, y que se mantienen los niveles de confiabilidad establecidos en la norma AR 4.2.2 “Diseño de Reactores Nucleares de Investigación”.

28. El responsable primario debe asegurar que las actividades que deben realizarse siguiendo procedimientos escritos sean, como mínimo, las siguientes:

• Arranque, operación y parada. • Carga, descarga y movimiento de elementos combustibles, de reflectores, de instru-

mentación nuclear o de cualquier otro componente del núcleo. • Calibración de la instrumentación. • Mantenimiento preventivo o correctivo. • Ensayos e inspecciones periódicas de los sistemas o componentes relacionados con la

seguridad. • Experimentos e irradiaciones. • Monitoreo de personal y de áreas. • Respuesta a incidentes o accidentes. • Acceso a áreas controladas y supervisadas.


4/7

29. El responsable primario debe hacer registrar mensualmente las dosis ocupacionales y con-servar los registros, como mínimo, durante treinta (30) años contados a partir de la finalización de la prestación de servicio del personal involucrado.

30. El responsable primario debe conservar durante la vida útil de la instalación los registros de la actividad y forma de descarga de efluentes radiactivos al ambiente.

31. El responsable primario debe hacer llevar, como mínimo, los siguientes registros relaciona-dos con la operación:

a. Libro de operación. b. Libro de novedades. c. Planillas operativas (verificaciones previas al arranque y verificaciones del estado de

sistemas del reactor). d. Libro de ingreso/egreso de personas a áreas controladas. e. Registros de movimiento de fuentes radiactivas y materiales físiles. f. Registros del sistema de calidad. g. Registros de los resultados de los ensayos e inspecciones periódicas realizados a los

sistemas o componentes importantes para la seguridad. h. Registros del mantenimiento preventivo o correctivo.

El responsable primario debe conservar durante la vida útil de la instalación las actas de reunión del comité interno de seguridad. A su vez, el titular de licencia debe conservar durante igual período las actas de reunión del comité de revisión técnica.

32. El responsable primario debe hacer registrar toda modificación de una estructura, sistema, equipo, componente o procedimiento que tenga influencia en la seguridad de la instalación o en la protección radiológica de su personal o del público.

33. El responsable primario debe conservar los protocolos correspondientes a los ensayos de puesta en marcha y los registros de operación por los plazos que establezca la licencia de ope-ración o durante la vida útil del reactor.

34. El responsable primario debe hacer registrar todos los incidentes operacionales que ocu-rran en la instalación. En caso que alguno de estos eventos sea relevante, debe ser comunica-do a la Autoridad Regulatoria, tan pronto como sea posible, y posteriormente el titular de licen-cia debe presentarle un informe analítico en el plazo y con la modalidad establecida en la licen-cia de operación.

35. El responsable primario debe hacer registrar los niveles de radiación y las concentraciones de radionucleidos en aire y en superficie de las áreas de trabajo.

36. El responsable primario debe verificar que toda vez que se modifique la configuración del núcleo se asegure previamente el cumplimiento de los límites y condiciones operacionales.

37. Los cambios de configuración del núcleo deben realizarse de acuerdo a especificaciones previamente establecidas y con procedimientos escritos.

38. El uso y manipuleo de dispositivos experimentales debe ser realizado en base a procedi-mientos escritos. Estos procedimientos deben tener en cuenta los efectos de estos dispositivos sobre la seguridad del reactor, particularmente sobre los cambios en la reactividad.

39. Los procedimientos para la revisión y aprobación de propuestas para experimentos y modi-ficaciones, y para el control de su implementación deben incluir, en los casos aplicables, temas tales como:

a. Una descripción del propósito del experimento o modificación; b. Justificación de la necesidad del experimento o modificación;


5/7

c. Requerimientos y criterios de diseño incluyendo la evaluación de seguridad; d. Procesos de manufactura; e. Procedimientos de instalación; f. Procesos de puesta en servicio; g. Revisión de procedimientos operativos y de emergencia; h. Gestión de los residuos radiactivos generados por el experimento o modificación; i. Actualización de la documentación; j. Requerimientos especiales para entrenamiento y, si fuera necesario, el relicenciamien-

to de operadores; k. Requerimientos de calidad.

40. Los dispositivos experimentales que se instalen durante la operación del reactor deben someterse a ensayos previos y no deben modificar el cumplimiento de los límites y condiciones de operación.

41. Cualquier modificación significativa de dispositivos experimentales debe sujetarse a los mismos procedimientos que se utilizaron para el diseño, la operación y la aprobación de los dispositivos experimentales originales.

42. El responsable primario debe aprobar la realización de experimentos o irradiaciones, aun cuando ellos sean repetición o incluyan pequeñas variaciones de otros que hayan sido realiza-dos en ocasiones anteriores.

43. Para que el responsable primario pueda aprobar experimentos o irradiaciones que impli-quen apartamientos significativos con respecto a la experiencia adquirida debe mediar, previa-mente, la opinión favorable del comité interno de seguridad.

44.- La realización de experimentos o irradiaciones propuestas por el titular de licencia que no se encuadren en lo establecido en la documentación mandatoria debe contar con la opinión favorable del comité de revisión técnica y ser previamente autorizada por la Autoridad Regula-toria.

45. No se deben realizar experiencias que puedan llevar a un coeficiente de reactividad global por potencia positivo.

46. El titular de licencia debe hacer efectuar anualmente un ejercicio de aplicación del plan de emergencia, debiendo convenirse previamente el cronograma y contenido del ejercicio con la Autoridad Regulatoria.


6/7

GLOSARIO

Accidente: Suceso de carácter aleatorio que puede ocurrir en una instalación, cuyas conse-cuencias reales o potenciales no son despreciables desde el punto de vista de la seguridad radiológica y nuclear.

Coeficiente de Reactividad Global por Potencia (ααααp): Función que expresa la dependencia de la reactividad ρ con la potencia global P, y cuya variación es debida a los mecanismos de realimentación de reactividad intrínsecos del reactor. Su expresión matemática es:

PP =

∂ρ∂α

Configuración del Núcleo: Disposición de elementos combustibles, reflectores, barras de control y sensores de control de la potencia.

Dispositivo Experimental: Dispositivo instalado en el reactor o en torno a él para utilizar los neutrones y las otras radiaciones ionizantes del reactor con fines de investigación, desarrollo, producción de isótopos o con otros propósitos.

Titular de Licencia (también denominado Entidad Responsable): Persona física o jurídica a la que la Autoridad Regulatoria ha otorgado una o más licencias para una instalación clase I o clase II.

Extinción del Reactor: Proceso mediante el cual el núcleo del reactor es llevado al estado subcrítico, permaneciendo en este estado con un margen suficiente de antirreactividad durante un intervalo de tiempo apropiado.

Falla: Suceso aleatorio que produce la pérdida de la capacidad de un componente, equipo o sistema para cumplir con su función de diseño.

Grupo Crítico: Grupo de población representativo de los individuos más expuestos y homogé-neo en cuanto a los parámetros que influyen en las dosis recibidas, durante la operación nor-mal o en caso de accidentes, en una instalación o práctica no rutinaria.

Licencia: Documento por medio del cual la Autoridad Regulatoria autoriza, bajo ciertas condi-ciones, la operación de una instalación o la ejecución de una dada etapa de la vida de dicha instalación. Estas etapas pueden ser la construcción, puesta en marcha, retiro de servicio o cualquier otra que la Autoridad Regulatoria juzgue necesario licenciar.

Responsable Primario: Persona que asume la responsabilidad directa por la seguridad de una instalación clase I.

Sistema de Calidad: Conjunto de actividades planificadas y desarrolladas para asegurar el nivel de calidad de una instalación o práctica.

Sistema de Protección: Equipamiento provisto para actuar directamente en el caso de fallas de la instalación, mala operación o eventos externos, garantizando la seguridad mediante ac-ciones protectivas apropiadas.


7/7

Sistema de Seguridad: Sistema para lograr, en cualquier circunstancia, la extinción de la fisión nuclear en el reactor en condiciones de seguridad y la eliminación del calor del núcleo, o para limitar las consecuencias de incidentes operacionales y de situaciones accidentales.

Situación Operacional: Situación definida como funcionamiento normal o incidente operacio-nal previsto.

Umbrales de Disparo: Valores escogidos de las variables de proceso para la actuación del sistema de protección.

11//55


Exposición ocupacional en aceleradores de partículas Clase I


AR 5.1.1.

REVISIÓN 1

1/3

NORMA AR 5.1.1.

EXPOSICIÓN OCUPACIONAL EN ACELERADORES DE PARTÍCULAS CLASE I

A. OBJETIVO


B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a las características de diseño de los aceleradores de partículas Clase I, relacionadas con la exposición de los trabajadores.

El cumplimiento de la presente norma y de las normas y requerimientos establecidos por la Auto-ridad Regulatoria, no exime del cumplimiento de otras normas y requerimientos no relacionados con la seguridad radiológica, establecidos por otras autoridades competentes.


3. Acelerador de Partículas: Instalación que cuenta con un dispositivo tecnológico que acelera partículas cargadas y utiliza las radiaciones ionizantes producidas con fines científicos, industria-les o médicos.

4. Acelerador de Partículas Clase I: Aceleradores de partículas que operen con energías supe-riores a 1 MeV, excluyendo aceleradores de uso médico.

5. Área Bajo Control Toxicológico: Área en la cual la generación de gases tóxicos, producidos por la irradiación del acelerador, puede dar lugar a concentraciones superiores a los límites ocu-pacionales correspondientes.


7. Área de Acceso No Reglamentado: Área de acceso sin restricciones.

8. Área de Acceso reglamentado: Se consideran como tales a las áreas controladas, áreas su-pervisadas y a las áreas de restricción total.

9. Área de Restricción Total: Área de acceso o estadía no permitida durante la operación del acelerador.

10. Área Supervisada: Lugar de trabajo donde las condiciones radiológicas deben mantenerse bajo supervisión aun cuando no se requieran rutinariamente procedimientos especiales


NORMA AR 5.1.1. EXPOSICIÓN OCUPACIONAL EN ACELERADORES DE PARTÍCULAS CLASE I

2/3

12. Dosis: Medida de la radiación recibida o absorbida por un órgano o cuerpo. Se utilizan, según el contexto, las magnitudes denominadas dosis efectiva, dosis equivalente, dosis colectiva y dosis efectiva comprometida. Los términos calificativos se suelen omitir cuando no son necesarios para precisar la magnitud de interés.

13. Dosis Equivalente Ambiental, H*(d): Dosis equivalente en la esfera ICRU1 -a la profundidad d- cuando se encuentra en un campo de radiación alineado y expandido, en el radio opuesto al sentido del campo alineado. Cuando la radiación es penetrante, se adopta d = 10 milímetros.

14. Factor de Ocupación: La mayor fracción del año laboral (2000 horas) en que una misma persona ocupa un determinado local.


16. Optimización: Procedimiento para reducir tanto como sea razonablemente alcanzable, te-niendo en cuenta factores sociales y económicos, la dosis colectiva originada en una Instalación o en una práctica.

D. CRITERIOS

17. Las dosis anuales que reciban los trabajadores expuestos deben ser inferiores a las restriccio-nes de dosis establecidas, y los sistemas de protección deben estar optimizados. Para verificar el cumplimiento de este criterio, se podrá tener en cuenta el factor de ocupación previsto para los distintos locales; en cambio no podrá tenerse en cuenta un eventual reemplazo de trabajadores.

18. La seguridad se implementará dando preferencia a los sistemas previstos en el diseño de la instalación, y se complementará con la protección obtenida por medios operativos.

19. Deben quedar definidas las áreas controladas, supervisadas, de restricción total, bajo control toxicológico y las no reglamentadas.

20. Para acceder a un área de determinada clasificación, no se debe atravesar previamente un local de clasificación más restringida.

21. Se debe prever la señalización correspondiente, según la clasificación de las áreas, y la seña-lización para evacuación en casos de emergencia.

22. Se debe prever que las áreas controladas y supervisadas dispongan de señalización luminosa durante la irradiación y, acorde con los riesgos involucrados, deben tener además, señalización acústica, alarmas, interruptor de irradiación y sistemas de escape.

23. Las áreas de restricción total dispondrán de señalamiento luminoso, alarma acústica, encla-vamientos e interruptor de irradiación, en los modos más adecuados para cumplimentar los reque-rimientos de seguridad.

24. Se debe prever que las áreas controladas dispongan de monitores apropiados para radiación externa, contaminación radiactiva o control toxicológico, según corresponda. De la misma manera deben estar protegidas las áreas de restricción total, cuando se consideren como áreas controla-das en situaciones de post irradiación.

25. La confiabilidad de la instrumentación, alarmas y enclavamientos deben ser adecuadas a los riesgos involucrados, y la tasa de falla en ningún caso será superior a 10-2 por demanda.

26. Los componentes electrónicos, eléctricos o mecánicos, vinculados al control del acelerador, a la seguridad radiológica y a la detección de incendios, que se encuentren sometidos a campos de


NORMA AR 5.1.1. EXPOSICIÓN OCUPACIONAL EN ACELERADORES DE PARTÍCULAS CLASE I

3/3

radiación mayores de 100 Gy/h, y que estén constituidos, aunque parcialmente, por plásticos u otros materiales susceptibles de ser dañados por la radiación, deben quedar identificados en la documentación de diseño, a efecto de poder establecer un programa de inspecciones que permita la prevención de una degradación inaceptable de dichos componentes. Se deben prever asimis-mo, los espacios y accesos que faciliten su inspección y reemplazo.

27. El acceso a áreas donde la tasa de dosis equivalente ambiental supere 200 µSv/h, debe estar prevenido mediante alguna barrera física apropiada.


29. Se deben prever un sistema de verificación personal de las áreas de restricción total, mediante una secuencia que finalmente habilite la consola de mando para iniciar la irradiación.

30. Se debe prever que la rehabilitación de la irradiación del acelerador, cuando haya cesado por la acción de un enclavamiento o de un interruptor de irradiación, se efectúe con posterioridad a la inspección visual del local donde haya actuado el dispositivo de seguridad.

31. Deben preverse los medios y la ubicación adecuados para probar y calibrar la instrumentación relacionada con la seguridad.

32 Debe preverse el uso racional de los espacios y ubicaciones de equipos o instrumentos para que el mantenimiento se pueda desarrollar normalmente y dentro de los límites de seguridad es-tablecidos.

33. Se debe prever la disponibilidad de fuentes de energía eléctrica de emergencia para la alimen-tación de sistemas esenciales a los fines de la seguridad.

34. Se debe prever el transporte, utilización y almacenamiento en condiciones de seguridad del material radiactivo que se emplee o produzca en la instalación.

35. Se debe garantizar la necesaria seguridad contra riesgos de índole no radiológica, tales como los debidos a la utilización de fuentes de alta tensión eléctrica y los debidos al empleo de sustan-cias de acción tóxica.

1/3


Cronograma de la documentación a presentar antes de la operación de un acelerador de partículas


AR 5.7.1.

REVISIÓN 1

1/3

NORMA AR 5.7.1.

CRONOGRAMA DE LA DOCUMENTACIÓN A PRESENTAR ANTES DE LA OPERACIÓN

DE UN ACELERADOR DE PARTÍCULAS

A. OBJETIVO


B. ALCANCE

2. La presente norma es aplicable a aceleradores de partículas con energías mayores o iguales a 1 MeV (excepto aceleradores de uso médico).










NORMA AR 5.7.1. CRONOGRAMA DE LA DOCUMENTACIÓN A PRESENTAR ANTES DE LA OPERACIÓN DE UN ACELERADOR DE PARTÍCULAS – REVISIÓN 1

2/3




D. CRITERIOS

13. La puesta en marcha de un acelerador de partículas con energías mayores o iguales a 1 MeV (excepto aceleradores de uso médico) debe considerarse iniciada con la generación del haz.




2


Se inicia un (1) mes después de la presentación del IPS y continúa hasta un (1) mes antes de procederse a la generación del haz.

3

Presentación del sistema de calidad, incluyendo el correspondiente programa y toda otra documentación relacionada con la calidad.


4

Presentación sistemática de informes de progreso sobre la construcción del acelerador, excluyendo las pruebas preliminares.




NORMA AR 5.7.1. CRONOGRAMA DE LA DOCUMENTACIÓN A PRESENTAR ANTES DE LA OPERACIÓN DE UN ACELERADOR DE PARTÍCULAS – REVISIÓN 1

3/3

6

Presentación del código de práctica (incluyendo los procedimientos para situaciones de emergencia) y del manual de operación.

Dos (2) meses antes de solicitarse la licencia de puesta en marcha.



8

Presentación del Informe de Seguridad (IS), incluyendo la distribución espacial de las tasas de dosis en la instalación para distintas condiciones de haces y blancos.


9

Presentación de los programas de pruebas preliminares y de puesta en marcha, incluyendo la subida de energía y corriente de blanco para distintas combinaciones de haces y blancos, y para distintos puntos de extinción del haz.


10

Presentación sistemática de in-formes de progreso sobre el desarrollo de los programas de pruebas preliminares y puesta en marcha.

A partir del comienzo de las pruebas preliminares y la puesta en marcha y en forma continuada durante la ejecución de ambos programas.


Tres (3) meses antes de solicitarse la licencia de operación.



Exposición ocupacional de instalaciones radiactivas Clase I


AR 6.1.1.

REVISIÓN 1

1/2

NORMA AR 6.1.1.

EXPOSICIÓN OCUPACIONAL EN INSTALACIONES RADIACTIVAS CLASE I

A. OBJETIVO


B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a las características de diseño de las instalaciones radiactivas Clase I, relacionadas con la exposición de los trabajadores.



3. Área Controlada: Lugar de trabajo donde se requiere, en condiciones normales de opera-ción, que los trabajadores apliquen procedimientos preestablecidos para controlar la exposición a la radiación o para prevenir la dispersión de la contaminación radiactiva, y en la que se re-quieren medidas específicas para prevenir exposiciones potenciales.


5. Dosis: Medida de la radiación recibida o absorbida por un órgano o cuerpo. Se utilizan, se-gún el contexto, las magnitudes denominadas dosis efectiva, dosis equivalente, dosis colectiva y dosis efectiva comprometida. Los términos calificativos se suelen omitir cuando no son nece-sarios para precisar la magnitud de interés.

6. Dosis Equivalente Ambiental, H*(d): Dosis equivalente en la esfera ICRU1 -a la profundi-dad d- cuando se encuentra en un campo de radiación alineado y expandido, en el radio opuesto al sentido del campo alineado. Cuando la radiación es penetrante, se adopta d = 10 milímetros.



9. Instalación Radiactiva: Instalación donde se procesa, manipula, almacena transitoriamente o utiliza material radiactivo no fisionable.


NORMA AR 6.1.1. EXPOSICIÓN OCUPACIONAL EN INSTALACIONES RADIACTIVAS CLASE I

2/2

10. Optimización: Procedimiento para reducir tanto como sea razonablemente alcanzable, teniendo en cuenta factores sociales y económicos, la dosis colectiva originada en una Instala-ción o en una práctica.

D. CRITERIOS

11. Las dosis anuales que reciban los trabajadores expuestos deben ser inferiores a las res-tricciones de dosis establecidas, y los sistemas de protección deben estar optimizados. Para verificar el cumplimiento de este criterio, se podrá tener en cuenta el factor de ocupación pre-visto para los distintos locales; en cambio no podrá tenerse en cuenta un eventual reemplazo de trabajadores.

12. La protección debe implementarse mediante sistemas propios de la instalación radiactiva, en lugar de hacerlo por medios operativos.

13. La tasa de dosis equivalente ambiental en áreas sin ningún condicionamiento de acceso o permanencia no debe exceder de 1 µSv/h.

14. El acceso a áreas donde la tasa de dosis equivalente ambiental exceda de 200 µSv/h debe estar prevenido mediante alguna barrera física apropiada.

15. En locales sin restricción de acceso, la concentración de radionucleidos en aire no excede-rá 1/100 DAC.

16. Ningún trabajador debe estar expuesto a concentraciones de radionucleidos en aire supe-riores a 1/10 DAC. Deben preverse medios de protección adecuados para las áreas donde estos niveles de contaminación radiactiva puedan ocurrir.


18. Se debe prever una adecuada distribución de áreas y suficientes blindajes, contención y sistemas de ventilación y purificación del aire para cumplir con los criterios 11 a 17.

19. Cuando la posición o el estado de una o más fuentes radiactivas sea variable y la seguri-dad dependa de una adecuada prevención de acceso, se deben prever adecuados sistemas de monitoreo con sus correspondientes alarmas. Si en estos casos son posibles tasas de dosis equivalente ambiental superiores a 20 mSv/h en un área dada, se deben prever enclavamientos entre las barreras de acceso a esa área y los sistemas que lleven las fuentes radiactivas a posi-ción segura blindada. Si la tasa de dosis equivalente ambiental puede exceder de 400 mSv/h, dichos sistemas deberán poder activarse mediante accionamientos de emergencia en el área.

20. La confiabilidad de la instrumentación de monitoreo y alarma y de los enclavamientos debe ser adecuada para los riesgos involucrados y la tasa de fallas en ningún caso será superior a 10-2 por demanda.

21. Se deben prever medios adecuados para probar y calibrar la instrumentación relacionada con la seguridad.

22. Los sistemas de manipulación y visión a distancia, así como los sistemas de transferencia y transporte interno de los materiales radiactivos, cuando sean necesarios para la operación segura de la instalación radiactiva, deben estar previstos en el diseño.

23. Se debe permitir el adecuado mantenimiento y las reparaciones de la instalación radiactiva sin que el personal esté expuesto a tasas de dosis equivalente ambiental superiores a 200 µSv/h.

1/3


Limitación de efluentes radiactivos de instalaciones radiactivas Clase I


AR 6.1.2.

REVISIÓN 1

1/2

NORMA AR 6.1.2.

LIMITACIÓN DE EFLUENTES RADIACTIVOS EN INSTALACIONES RADIACTIVAS CLASE I

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios de protección radiológica que se deben tener en cuenta en el diseño, para limitar las descargas de efluentes radiactivos al ambiente.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño de instalaciones radiactivas Clase I.



3. Efluente Radiactivo: Cualquier material radiactivo líquido, gaseoso o en forma de aerosol procedente de una instalación, que la Entidad Responsable somete a control antes de su des-carga al ambiente de manera que la actividad descargada resulte compatible con los límites establecidos por la Autoridad Regulatoria.



6.Instalación Radiactiva: Instalación donde se procesa, manipula, almacena transitoriamente o utiliza material radiactivo no fisionable.

7. Inventario Integrado Anual: Integral temporal de la actividad presente en la instalación a lo largo de un año.

D. CRITERIOS

8. Deben optimizarse los sistemas de limitación de las descargas de efluentes radiactivos, te-niendo en cuenta el costo de las diversas alternativas factibles y las dosis efectivas colectivas debidas a la liberación de efluentes radiactivos durante toda la vida de la instalación.

9. Debe proveerse como mínimo suficiente retención de modo que se cumplan las siguientes restricciones de dosis:

NORMA AR 6.1.2. LIMITACIÓN DE EFLUENTES RADIACTIVOS DE INSTALACIONES RADIACTIVAS CLASE I

2/2

a) La dosis efectiva anual en el grupo crítico debida a la liberación de efluentes radiacti-vos no exceda 0,3 mSv.

b) La dosis efectiva colectiva debida a la liberación de efluentes radiactivos, no debe ex-ceder 1,5 sievert hombre por terabecquerel año del valor del inventario integrado anual.

10. Debe preverse que la actividad descargada al ambiente en un (1) trimestre calendario no excederá 1/3 del valor anual deducido a partir de los criterios N° 8 y N° 9.

11. Debe preverse que la actividad descargada al ambiente en un (1) día no excederá cuatro veces el valor diario promedio deducido a partir de los criterios N° 8 y N° 9.

12. Las descargas de efluentes radiactivos al ambiente deben tener lugar solamente por rutas controladas. Las descargas a la atmósfera deben realizarse por rutas controladas que terminen en una chimenea adecuada.

13. Los efluentes radiactivos líquidos deben ser contenidos en tanques ubicados en una con-tención secundaria cuya superficie sea fácilmente descontaminable. El volumen de la conten-ción secundaria debe ser al menos igual al del mayor tanque primario. La contención secundaria debe contar con medios adecuados de monitoreo y de remoción de los líquidos. El sistema de monitoreo debe accionar una alarma en el caso de falla de tanques primarios.

14. Debe preverse que los lugares de almacenamiento, tanques y tuberías del sistema de efluentes radiactivos estén identificados con señalización adecuada.

15. Debe preverse la realización del monitoreo de las descargas al ambiente, de efluentes ra-diactivos preferentemente de manera continua o, como alternativa, a intervalos a determinarse de acuerdo con las condiciones de operación y a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

1/5


Diseño de plantas de irradiación fijas con fuentes de irradiación móviles depositadas bajo agua


AR 6.2.1.

REVISIÓN 2

1/5

NORMA AR 6.2.1.

DISEÑO DE PLANTAS DE IRRADIACIÓN FIJAS CON FUENTES DE IRRADIACIÓN MÓVILES DEPOSITADAS BAJO AGUA

OBJETIVO

Establecer criterios de seguridad radiológica para el diseño de plantas de irradiación fijas que posean fuentes de irradiación móviles.

ALCANCE

Esta norma es aplicable al diseño de plantas de irradiación fijas cuyas fuentes de irradiación sean móviles y se encuentren sumergidas en agua durante su posición de depósito.

CUMPLIMIENTO

El cumplimiento de la presente norma no excluye la observancia de cualquier otra norma o requerimiento aplicable establecido por la Autoridad Regulatoria.

Asimismo, el cumplimiento de las normas y requerimientos de la Autoridad Regulatoria no ex-ime de la observancia de otras normas y requerimientos no relacionados con la seguridad ra-diológica establecidos por otras autoridades competentes.

CRITERIOS

1. El diseño debe garantizar que durante la operación normal de la planta de irradiación los límites de dosis anuales establecidos por la Autoridad Regulatoria no sean superados y las dosis que reciban los trabajadores y los miembros del público resulten tan bajas como sea ra-zonablemente obtenible. Además, el diseño debe prevenir adecuadamente la posibilidad de accidentes.

2. Se debe demostrar que la protección radiológica de las personas y la seguridad de las fuen-tes de radiación se basa en el adecuado diseño de estructuras, componentes, equipos y siste-mas, y no en procedimientos operativos.

3. Los niveles de seguridad de las variables de proceso deben contemplar un margen de segu-ridad adecuado respecto de los límites de seguridad asociados.

4. El diseño debe tener en cuenta las características del emplazamiento que pudieran afectar la integridad de los blindajes y demás estructuras, sistemas, equipos y componentes de impor-tancia para la seguridad.

5. Se deben identificar el recinto de irradiación y las áreas controladas, supervisadas y no re-glamentadas.

6. La sala de control debe ubicarse en un área de acceso no reglamentado pero restringido, por medios físicos, a personal no autorizado.

NORMA AR 6.2.1. DISEÑO DE PLANTAS DE IRRADIACIÓN FIJAS CON FUENTES DE IRRADIACIÓN MÓVILES DEPOSITADAS BAJO AGUA – REVISIÓN 2

2/5

7. Se debe prever que en ningún momento el personal de la instalación se vea expuestos a una concentración de gases tóxicos superior a los límites establecidos en la normativa correspon-diente.

8. Se debe prever, en la selección de los materiales, la degradación que los campos intensos de radiación pueden producir en las estructuras, sistemas, equipos y componentes de impor-tancia para la seguridad.

9. Se debe prever que las tareas de mantenimiento en la instalación se puedan desarrollar dentro de las condiciones de seguridad radiológica requeridas.

10. Se debe concebir y ejecutar un sistema de calidad efectivo a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, particularmente en relación con las estructuras, sistemas, equipos y componentes de importancia para la seguridad.

11. Los blindajes - de hormigón u otros materiales - deben ser monolíticos.

12. La tasa de falla de los componentes de la instrumentación, alarmas y enclavamientos en ningún caso debe ser superior a 10-2 por demanda.

13. La barrera de acceso de personas al recinto de irradiación debe permanecer enclavada siempre que ocurra una de las siguientes situaciones:

a. La tasa de dosis equivalente ambiental en el recinto de irradiación supera el nivel de seguridad.

b. El nivel del agua de la pileta está por debajo del nivel de seguridad. c. Los detectores de radiación no emiten señal. d. La fuente de irradiación no se encuentra en la posición de depósito. e. Se interrumpe la alimentación eléctrica a la instalación.

Estas condiciones deben anunciarse mediante alarmas de señal acústica y luminosa. Cada uno de los canales correspondientes debe actuar al menos con lógica 1 de 2.

14. El sistema que lleva la fuente de irradiación a su posición de depósito se accionará automá-ticamente toda vez que se viole el enclavamiento de la barrera de acceso de personas al recin-to de irradiación. Dicho accionamiento incluirá una alarma por señal acústica y luminosa ubica-da en la consola.

15. Se debe disponer de un sistema que detecte mediante sistemas adecuados (v.g. rayos infrarrojos) el ingreso de personas al recinto de irradiación cuando la fuente de irradiación se aparte de su posición de depósito. Dicho sistema debe accionar automáticamente el retorno de la fuente a su posición de depósito.

16. Debe existir un dispositivo de accionamiento manual ubicado perimetralmente en el recinto de irradiación que lleve la fuente de irradiación a su posición de depósito en el caso de ocupa-ción indebida de este recinto.

17. El recinto de irradiación debe permanecer a oscuras cuando la fuente de irradiación se encuentre en su posición de irradiación; no obstante, se deben disponer los medios que permi-tan la inmediata salida de personas en el caso de ocupación indebida del recinto.

18. El diseño debe prever barreras físicas que impidan el ingreso de personas al recinto de irradiación por la zona de carga-descarga de material; también debe prever para el caso que se intente violar estas barreras, el retorno automático de la fuente de irradiación a su posición de depósito y la existencia de una alarma por señal acústica y luminosa.

19. En los casos en que el recinto de irradiación no posea un laberinto de acceso a la sala de irradiación debe preverse la visión directa o indirecta de la fuente de irradiación.


3/5

20. El eventual arrastre de material radiactivo por el sistema de transporte del producto a ser irradiado debe poder detectarse mediante un monitor fijo con alarma por señal acústica y lumi-nosa ubicada en la consola. El accionamiento de esta alarma debe causar la detención inme-diata del sistema de transporte.

21. El diseño debe asegurar que la secuencia de izado de la fuente de irradiación esté tempori-zada y se inicie en la sala de irradiación con el accionamiento obligatorio de un dispositivo ade-cuado. Dicho accionamiento debe disparar una alarma por señal acústica y luminosa detecta-ble en el recinto de irradiación, barrera de acceso de personas y sala de comando, la cual debe permanecer en funcionamiento durante toda la secuencia de izado de la fuente de irradiación.

22. El dispositivo que acciona el sistema temporizado debe ser el mismo que habilita, en la consola, el izado de la fuente de irradiación.

23. El correcto cierre de la barrera de acceso de personas al recinto de irradiación debe ser una de las condiciones a cumplir para la secuencia de izado de la fuente de irradiación. Al res-pecto:

f. Debe estar claramente identificada la posición "cerrada" de la barrera. g. Debe existir un mecanismo que asegure que la barrera no se puede abrir con la fuente

de irradiación fuera de su posición de depósito.

24. El diseño debe ser tal que cualquier modificación de la secuencia de izado de la fuente de irradiación obligue a reiniciar dicha operación.

25. El recinto de irradiación y el área controlada deben disponer de señalización luminosa de advertencia durante la irradiación.

26. En caso de resultar bloqueado el movimiento de la fuente de irradiación en alguna posición de su recorrido, el diseño debe prever las acciones correctivas, de modo tal que las dosis que reciba el personal interviniente resulten tan bajas como sea razonablemente posible.

27. El diseño debe prever, entre otras señalizaciones, la de las posiciones de irradiación y de depósito de la fuente de irradiación, en la sala de comando.

28. Deben preverse medios adecuados en lugares apropiados para llevar manualmente y de manera segura a la fuente de irradiación a su posición de depósito.

29. El diseño debe prever que la instalación disponga de un sistema eléctrico de emergencia adecuado que alimente los sistemas, equipos y componentes de importancia para la seguridad.

30. El diseño debe prever los medios adecuados de detección y extinción de incendios en la instalación para proteger la integridad de la fuente de irradiación y los sistemas de seguridad.

31. El diseño debe prever la existencia de detectores de humo adecuados ubicados en la en-trada de los conductos de extracción de aire conectados a una alarma por señal acústica y luminosa ubicada en la consola.

32. En caso de utilizarse sistemas de extinción de incendios por inundación total de gas en el recinto de irradiación, el diseño debe prever que el funcionamiento del sistema de ventilación se interrumpa automáticamente.

33. El material radiactivo contenido en la fuente de irradiación debe estar bajo forma sólida no dispersable.

34. La fuente de irradiación debe contener fuentes selladas que respondan a estándares acep-tables para la Autoridad Regulatoria en base a modelos que contemplen los posibles efectos del fuego, las explosiones, la corrosión y el uso continuo de tales fuentes.


4/5

35. Se debe prever una adecuada protección mecánica de la fuente de irradiación con el fin de evitar su interacción con los productos tratados y con los sistemas mecánicos en movimiento.

36. El diseño debe prever, dentro de la instalación, el traslado, el almacenamiento. la carga y descarga, y el retiro de las fuentes selladas en condiciones seguras. Asimismo, debe contem-plar el retiro de dichas fuentes.

37. La pileta debe ser estanca y estar diseñada para soportar los contenedores de transporte de las fuentes selladas de forma tal que éstos no comprometan su integridad.

38. Se debe prevenir un vaciamiento accidental de la pileta por fallas o incidentes operaciona-les.

39. Se debe prever el mantenimiento del nivel de seguridad del agua de la pileta en forma au-tomática.

40. Los componentes que estén en contacto con el agua de la pileta deben fabricarse con ma-teriales que minimicen los efectos físico-químicos que puedan deteriorar las estructuras, siste-mas, equipos y componentes de importancia para la seguridad.

41. La pileta debe estar equipada con un sistema de purificación del agua tal que la conductivi-dad del agua no exceda los 10 µS/cm.

42. Se debe prever una barrera física en la pileta para evitar la caída accidental de personas u objetos.

GLOSARIO

Área Controlada: Lugar de trabajo donde se requiere, en condiciones normales de operación, que los trabajadores apliquen procedimientos preestablecidos para controlar la exposición a la radiación o para prevenir la dispersión de la contaminación radiactiva, y en la que se requieren medidas específicas para prevenir exposiciones potenciales.

Área Supervisada: Lugar de trabajo donde las condiciones radiológicas deben mantenerse bajo supervisión aun cuando no se requieran rutinariamente procedimientos especiales.

Enclavamiento: Dispositivo que actúa para impedir la entrada o permanencia inadvertida de personas en zonas peligrosas, a fin de evitar su exposición indebida.

Fuente de Irradiación: Conjunto de fuentes selladas montadas en un portafuentes al cual será expuesto el producto a irradiar.

Fuente Sellada: Fuente radiactiva en la que el material radiactivo se halla en una o más cápsulas suficientemente resistentes como para prevenir el contacto y la dispersión del material radiactivo, bajo las condiciones de uso para la cual fue diseñada.

Límite de Seguridad: Valor máximo que puede tomar una variable de importancia para la se-guridad, sin afectar la seguridad de la instalación.

Nivel de Seguridad: Valor especificado de las variables de proceso para el cual deben iniciar-se acciones automáticas de los sistemas de seguridad.

Ocupación Indebida: Presencia de personas en el recinto de irradiación desde que se inicia la secuencia de izado de la fuente de irradiación.

Posición de Depósito: Es aquella posición de la fuente de irradiación correspondiente al límite inferior de su recorrido.


5/5

Posición de Irradiación: Es aquella posición de la fuente de irradiación a lo largo de su reco-rrido, necesaria para satisfacer una dada geometría de irradiación.

Recinto de Irradiación: Local de la instalación destinado a la irradiación, con suficiente blinda-je para limitar adecuadamente las dosis en el exterior del mismo. Incluye la sala de irradiación y las zonas o laberinto de acceso.

Sala de Irradiación: Sala donde se expone el producto a tratar, a la fuente de irradiación.

Secuencia de Izado: Conjunto de acciones y condiciones que se cumplen ordenadamente para llevar a la fuente de irradiación desde la posición de depósito a la posición de irradiación.

1/2


Cronograma de la documentación a presentar antes de la operación de una planta industrial de irradiación


AR 6.7.1.

REVISIÓN 1

1/2

NORMA AR 6.7.1.

CRONOGRAMA DE LA DOCUMENTACIÓN A PRESENTAR ANTES DE LA OPERACIÓN DE UNA

PLANTA INDUSTRIAL DE IRRADIACIÓN

A. OBJETIVO


B. ALCANCE

2. La presente norma es aplicable a plantas industriales de irradiación con fuente móvil deposi-tada bajo agua.










NORMA AR 6.7.1. CRONOGRAMA DE LA DOCUMENTACIÓN A PRESENTAR ANTES DE LA OPERACIÓN DE UNA PLANTA INDUSTRIAL DE IRRADIACIÓN – REVISIÓN 1

2/2



D. CRITERIOS

12. La puesta en marcha de una planta industrial de irradiación con fuente móvil depositada bajo agua debe considerarse iniciada al cargarse la fuente.




2


Se inicia un (1) mes después de la presentación del IPS y continúa hasta un (1) mes antes de la carga de la fuente.

3 Presentación del sistema de calidad, incluyendo el correspondiente programa y toda otra documentación relacionada con la calidad.


4 Presentación del proyecto de organigrama de operación y del pro-grama de entrenamiento del personal.


5

Presentación de los programas de pruebas preliminares y de puesta en marcha, del código de práctica radiológica (incluyendo los procedimientos para situaciones de emergencia) y del manual de operación.






8 Presentación de un informe sobre el desarrollo de los programas de pruebas preliminares y puesta en marcha.

En la fecha de finalización de la puesta en marcha.


Dos (2) meses antes de solicitarse la licencia de operación.


1/4


Operación de plantas de irradiación fijas con fuentes de irradiación móviles depositadas bajo agua

Aprobada por Resolución del Directorio de la Autoridad Regulatoria Nuclear Nº 15/03 (Boletín Oficial Nº 5/8/03) República Argentina – 2006

AR 6.9.1.

REVISIÓN 2

1/4

NORMA AR 6.9.1.

OPERACIÓN DE PLANTAS DE IRRADIACIÓN FIJAS CON FUENTES DE IRRADIACIÓN MÓVILES

DEPOSITADAS BAJO AGUA

OBJETIVO

Establecer criterios de seguridad radiológica para la operación de plantas de irradiación fijas que posean fuentes de irradiación móviles.

ALCANCE

Esta norma es aplicable a la operación de plantas de irradiación fijas cuyas fuentes de irradia-ción sean móviles y se encuentren sumergidas en agua durante su posición de depósito.

CUMPLIMIENTO

El cumplimiento de la presente norma no excluye la observancia de cualquier otra norma o requerimiento aplicable establecido por la Autoridad Regulatoria.

Asimismo, el cumplimiento de las normas y requerimientos de la Autoridad Regulatoria no ex-ime de la observancia de otras normas y requerimientos no relacionados con la seguridad ra-diológica establecidos por otras autoridades competentes.

CRITERIOS

1. La Entidad Responsable sólo podrá operar la instalación si cuenta previamente con:

a) la licencia de operación otorgada por la Autoridad Regulatoria.

b) el plantel de operación a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, incluyendo al per-sonal que desempeña funciones especificadas en el organigrama de operación, con autorizaciones específicas vigentes.

2. Durante la operación de la instalación se debe garantizar que no se superen las restricciones de dosis establecidas por la Autoridad Regulatoria. Asimismo, las dosis que reciban los traba-jadores y los miembros del público deben resultar tan bajas como sea razonablemente posible.

3. Debe limitarse tanto como sea razonablemente posible la probabilidad de ocurrencia de si-tuaciones accidentales, mediante la detección temprana de tales situaciones.

4. Deben estar previstas las acciones que se lleven a cabo cuando ocurran situaciones acci-dentales de modo de mitigar las consecuencias radiológicas en las personas involucradas.

5. Una vez producida una situación accidental se adoptarán medidas para prevenir la ocurren-cia de situaciones similares.

NORMA AR 6.9.1. OPERACIÓN DE PLANTAS DE IRRADIACIÓN FIJAS CON FUENTES DE IRRADIACIÓN MÓVILES DEPOSITADAS BAJO AGUA - REVISIÓN 2

2/4

6. La instalación debe ser operada de acuerdo a los límites y condiciones establecidos en la licencia de operación y demás documentación mandatoria.

7. Se debe concebir y ejecutar un sistema de calidad efectivo a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, particularmente en relación con aquellas operaciones que puedan tener directa o indirectamente influencia sobre la seguridad de la instalación.

8. La Entidad Responsable debe mantener actualizada la documentación mandatoria durante el tiempo de vida útil de la instalación. Estos documentos deben estar a disposición de la Autori-dad Regulatoria.

9. Toda modificación de la instalación, de la documentación mandatoria o de la organización de la Entidad Responsable (incluyendo el plantel de operación) que afecte la protección radiológi-ca de las personas o la seguridad de las fuentes de radiación requiere una aprobación previa de la Autoridad Regulatoria.

10. La Entidad Responsable de la instalación debe definir, por escrito, los criterios para gene-rar, revisar, aprobar, distribuir, y archivar los documentos necesarios para la operación de la planta.

11. El personal que desempeñe funciones especificadas debe mantener actualizados los cono-cimientos relacionados con las normas aplicables de seguridad radiológica y la documentación mandatoria.

12. El personal auxiliar que trabaja en la instalación debe poseer un adecuado conocimiento de los riesgos radiológicos inherentes a la instalación.

13. La ejecución de las tareas que tengan influencia sobre la seguridad de la instalación debe ser supervisada por un miembro del plantel de operación autorizado para tal fin.

14. La Entidad Responsable debe implementar un programa de pruebas periódicas del funcio-namiento de los sistemas equipos y componentes importantes para la seguridad.

15. Las pruebas, mantenimiento, reparaciones y cualquier tarea que requiera la supresión o modificaciones transitorias de sistemas importantes para la seguridad deben ejecutarse de acuerdo con procedimientos aprobados que establezcan la restitución de las condiciones inicia-les de dichos sistemas.

16. Deben evaluarse las características fisicoquímicas del material a irradiar de modo de ase-gurar que su irradiación no implique riesgos para la integridad de la fuente de irradiación ni de la instalación.

17. Se deben utilizar dosímetros individuales para ingresar al recinto de irradiación o a las áreas controladas.

18. La Entidad Responsable debe aplicar un adecuado programa de mantenimiento a todas las estructuras, sistemas, equipos y componentes relacionados con la seguridad.

19. Debe contarse con equipos portátiles de medición de tasa de dosis equivalente ambiental, disponibles y adecuadamente calibrados.

20. Toda vez que se ingrese al recinto de irradiación debe verificarse, mediante el uso de un monitor portátil, que la tasa de dosis equivalente ambiental esté por debajo de los límites esta-blecidos en la licencia de operación.

21. Las personas que no pertenezcan al plantel de operación sólo pueden ingresar al recinto de irradiación precedidas por personal autorizado.


3/4

22. La barrera de acceso de personas al recinto de irradiación debe permanecer cerrada y la fuente de irradiación en su posición de depósito, cuando no esté presente el responsable de la operación.

23. Debe verificarse la ausencia de personas en el recinto de irradiación antes que la fuente de irradiación pueda abandonar su posición de depósito.

24. Deben ejecutarse de acuerdo a procedimientos aprobados, como mínimo, las siguientes actividades:

a) la irradiación de materiales, y la carga, movimientos y descarga de fuentes selladas; b) el mantenimiento de la instalación y las pruebas tendientes a asegurar que los sistemas

equipos y componentes importantes para la seguridad funcionan apropiadamente; c) la reposición de sistemas, equipos y componentes importantes para la seguridad; d) la operación del sistema de purificación de agua de la pileta.

25. Deben existir procedimientos aprobados que prevean las acciones que se deben llevar a cabo, como mínimo, en las siguientes situaciones:

a) falla de los enclavamientos; b) traba de la fuente de irradiación; c) pérdida del agua de la pileta; d) pérdidas en las fuentes selladas; e) incendio o explosión.

26. Con el fin de verificar la ausencia de pérdidas en las fuentes selladas deben existir proce-dimientos para el adecuado monitoreo periódico del agua de la pileta, de filtros y de resinas.

27. Debe verificarse, periódicamente y a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, que la contami-nación superficial en el recinto de irradiación no exceda los límites establecidos en la licencia de operación. En el caso de comprobarse la presencia de contaminación se deben tomar las medi-das correctivas previstas y notificar la situación a la Autoridad Regulatoria de inmediato.

28. En los filtros y resinas del sistema de desmineralización del agua de pileta, se debe verificar que la contaminación radiactiva no exceda los límites establecidos en la licencia de operación antes de proceder a su lavado o regeneración.

29. Antes de efectuar operaciones de limpieza o vaciado de la pileta debe verificarse que la con-taminación radiactiva en el agua no supera los límites establecidos en la licencia de operación.

30. Luego de la carga, descarga o movimiento de fuentes selladas se debe verificar el nivel de contaminación radiactiva en el agua de la pileta.

31. No debe efectuarse ningún tipo de manipulación en la pileta si existen, o se supone que existen, pérdidas en la fuente de irradiación. Asimismo, dicha situación debe notificarse inme-diatamente a la Autoridad Regulatoria.

32. El personal de la instalación no debe verse expuesto a una concentración de gases tóxicos superior a los límites establecidos en la normativa correspondiente.

33. Los registros de las dosis que resultan del monitoreo individual deben conservarse durante treinta (30) años como mínimo contados a partir de la finalización de la prestación de servicios del personal involucrado.

34. Debe implementarse un sistema de registro y archivo que describa las condiciones en que se produzcan las situaciones anormales, modificaciones, reparaciones y los resultados de las


4/4

pruebas llevadas a cabo en la instalación. Dicho sistema debe mantenerse permanentemente actualizado durante la vida útil de la misma.

35. El ingreso o egreso al recinto de irradiación de personas que no pertenezcan al plantel de operación debe quedar registrado en un libro de registro de ingreso o egreso y verificado me-diante firma autorizada.

36. El responsable primario debe mantener un inventario actualizado de las fuentes selladas de la instalación, tanto para las existentes como para las que se fueron recambiando.

37. Debe ser inmediatamente comunicada a la Autoridad Regulatoria toda situación anormal que pueda afectar directa o indirectamente la protección radiológica de las personas o la segu-ridad de las fuentes de radiación.

38. Para aquellas situaciones anormales que se consideren significativas desde el punto de vista radiológico, se debe realizar una investigación cuyos resultados deben comunicarse a la Autoridad Regulatoria dentro de los treinta (30) días de ocurrido el incidente.

39. Toda vez que – dentro de la actividad máxima autorizada - se incremente la actividad de la fuente de irradiación debe mediar, previamente, una comunicación a la Autoridad Regulatoria.

40. Se deben comunicar trimestralmente los resultados de la ejecución del plan de monitoreo.

41. Para el cese definitivo de operación la Entidad Responsable debe presentar, con la sufi-ciente antelación, un plan de retiro de servicio de la instalación.

GLOSARIO

Dosis Equivalente Ambiental (H* (d)): Dosis equivalente en la esfera ICRU1 -a la profundidad d- cuando se encuentra en un campo de radiación alineado y expandido, en el radio opuesto al sentido del campo alineado. Cuando la radiación es penetrante, se adopta d = 10 milímetros.

Entidad Responsable: Titular de las licencias de una instalación clase I.

Fuente de Irradiación: Conjunto de fuentes selladas montadas en un portafuentes al cual será expuesto el producto a irradiar.

Fuente Sellada: Fuente radiactiva en la que el material radiactivo se halla en una o más cápsu-las suficientemente resistentes para prevenir el contacto y dispersión del material radiactivo, bajo las condiciones de uso para la cual fue diseñada.

Licencia: Documento por medio del cual la Autoridad Regulatoria autoriza, bajo ciertas condi-ciones, la operación de una instalación o la ejecución de una dada etapa de la vida de dicha instalación. Estas etapas pueden ser la construcción, puesta en marcha, retiro de servicio o cualquier otra que la Autoridad Regulatoria juzgue necesario licenciar.

Plantel de Operación: Personal cuyas funciones y responsabilidades de supervisión y opera-ción están definidas en el organigrama de operación.

Posición de Depósito: Es aquella posición de la fuente de irradiación correspondiente al límite inferior de su recorrido.

Recinto de Irradiación: Local de la instalación destinado a la irradiación, con suficiente blinda-je para limitar adecuadamente las dosis en el exterior del mismo. Incluye la sala de irradiación y las zonas o laberinto de acceso.


1/7


Operación de equipos de gammagrafía industrial


AR 7.9.1.

REVISIÓN 1

1/7

NORMA AR 7.9.1

OPERACIÓN DE EQUIPOS DE GAMMAGRAFÍA INDUSTRIAL

A. OBJETIVO

1. Establecer criterios generales de seguridad radiológica para la operación.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a la operación de equipos de gammagrafía industrial.



3. Área Abierta: Zona delimitada en la que se realizan tareas de gammagrafía industrial, con protección específica para el personal y los miembros del público, adecuada a cada eventual localización.

4. Área de Operación: Lugar donde se realizan tareas de gammagrafía industrial. Se clasifican en: área abierta o recinto de irradiación.

5. Contenedor: Recipiente blindado diseñado para transportar una o más fuentes de gamma-grafía, y transferir las mismas hacia o desde un equipo de gammagrafía. Cuando se utilice para el transporte por la vía pública debe responder a un modelo reconocido por la Autoridad Regu-latoria.

6. Depósito Autorizado: Recinto autorizado por la Autoridad Regulatoria destinado a la guarda de fuentes, que brinda una adecuada seguridad radiológica.

7. Dosis Equivalente Ambiental: Dosis equivalente en la esfera ICRU1 -a la profundidad d- cuando se encuentra en un campo de radiación alineado y expandido, en el radio opuesto al sentido del campo alineado. Cuando la radiación es penetrante, se adopta d = 10 milímetros.

8. Equipo de Gammagrafía: Aparato que comprende un proyector y los accesorios que sean necesarios para su operación.

9. Fuente Sellada: Fuente radiactiva en la que el material radiactivo se halla en una o más cápsulas suficientemente resistentes para prevenir el contacto y dispersión del material radiac-tivo, bajo las condiciones de uso para la cual fue diseñada.

10. Gammagrafía Industrial: Radiografía industrial realizada mediante radiación gamma.

11. Instalación Clase II: Instalación o práctica que sólo requiere licencia de operación.


NORMA AR 7.9.1. OPERACIÓN DE EQUIPOS DE GAMMAGRAFÍA INDUSTRIAL – REVISIÓN 1

2/7

12. Operador: Persona física autorizada para operar un equipo de gammagrafía, que tiene la responsabilidad de hacerlo en forma segura de acuerdo a las reglas del arte, y cumpliendo como mínimo con las normas aplicables.

13. Portafuente: Dispositivo por medio del cual la fuente sellada puede fijarse al equipo de gammagrafía o al elemento de mando a distancia, diseñado para ser utilizado con un modelo de equipo determinado, y que brinda protección adicional a la fuente sellada.

14. Proyector: Recipiente blindado que responde a un modelo reconocido por la Autoridad Regulatoria para utilizar, en forma controlada en gammagrafía industrial, la radiación gamma proveniente de una fuente sellada.

15. Recinto de Irradiación: Recinto autorizado por la Autoridad Regulatoria para el uso de equipos de gammagrafía, con blindajes adecuados y con los elementos de seguridad radiológi-ca necesarios para la protección del personal y los miembros del público.

16. Responsable: Persona que asume la responsabilidad directa por la seguridad radiológica de una instalación Clase II o Clase III o de una práctica no rutinaria.


18. Titular de Licencia: Persona física o jurídica a la que la Autoridad Regulatoria ha otorgado una o más licencias para una instalación Clase I o Clase II.

D. CRITERIOS

D1. Criterios Generales

19. Las dosis de radiación originadas en tareas de gammagrafía deben resultar tan bajas como sea razonablemente alcanzable, y no deben superar las restricciones de dosis establecidas por la Autoridad Regulatoria.

20. Debe limitarse tanto como sea razonablemente posible la probabilidad de ocurrencia de situaciones accidentales, utilizando procedimientos y elementos de seguridad apropiados, que permitan, además, la detección temprana de tales situaciones.

21. En caso de situaciones accidentales deben llevarse a cabo las acciones correctivas nece-sarias, mediante los procedimientos y los elementos apropiados, de modo que las dosis que se generen resulten tan bajas como sea razonablemente posible.

22. Para operar una instalación o para llevar a cabo una práctica de gammagrafía industrial, se debe contar con la licencia de operación otorgada por la Autoridad Regulatoria, con un Res-ponsable y con operadores con permiso individual vigente para este propósito.

23. Los titulares de licencias, los responsables y los operadores, en sus respectivos niveles, deben cumplir con los siguientes criterios particulares para la operación:

D2. Criterios Particulares para la Operación

24. Todo equipo de gammagrafía debe ser operado utilizando, como mínimo:

a. Los accesorios que sean necesarios para su operación segura. b. Monitor de radiación acorde con lo establecido en el criterio Nº 45 a), en condiciones

operativas. c. Colimadores y blindajes adicionales, cuando sea posible, compatibles con la técnica de

radiografiado.


3/7

d. El instrumental de radioprotección acorde con lo establecido en el criterio Nº 45 b), c) y d), en condiciones operativas y en cantidad suficiente para que pueda ser utilizado por todo el personal afectado a la operación.

25. Ningún operador puede operar más de un equipo de gammagrafía simultáneamente, ni efectuar otro tipo de tareas mientras realice una exposición.

26. La operación de un equipo de gammagrafía debe ser realizada en un área abierta o en un recinto de irradiación siguiendo procedimientos operativos preparados al efecto. En la opera-ción de cada equipo deben intervenir dos personas como mínimo y, al menos, una de ellas autorizada para este propósito por la Autoridad Regulatoria.

27. Cuando en la misma área de operación se trabaje con más de un equipo, los operadores deben coordinar las tareas de modo de prevenir que ocurran situaciones accidentales.

28. Sólo pueden ingresar en el área de operación las personas autorizadas o supervisadas por el operador.

29. Los distintos elementos intercambiables o acoplables de los equipos y contenedores de gammagrafía deben ser compatibles, y utilizarse en las condiciones para las que fueron dise-ñados.

30. Los operadores deben evitar la operación y/o desplazamiento de elementos móviles ajenos al equipo de gammagrafía en el área de operación, así como cualquier otro elemento o material que pueda dañar el equipamiento o afectar el normal desplazamiento de la fuente.

31. Luego de cada exposición radiográfica el operador debe verificar el correcto reingreso de la fuente al proyector mediante monitoreo con un medidor portátil.

32. Mientras no estén en uso, los proyectores y fuentes de gammagrafía deben guardarse en el depósito autorizado por la Autoridad Regulatoria. Cuando alguno de estos elementos deba permanecer en obra, el responsable debe tomar las medidas para implementar un depósito transitorio que ofrezca, como mínimo, la misma seguridad radiológica que el depósito autoriza-do.

33. Las llaves de los proyectores y contenedores deben mantenerse separadas de los mismos mientras no estén en uso, permaneciendo bajo el control directo del responsable o del opera-dor a cargo del equipo de gammagrafía, según la circunstancia.

34. La transferencia de fuentes debe efectuarse utilizando contenedores y accesorios diseña-dos específicamente para este propósito y que sean compatibles con el tipo de equipo de gammagrafía y portafuente en cuestión.

35. Los contenedores y proyectores deben identificarse mediante dos o más placas metálicas, ubicadas en la parte externa de los mismos, con la siguiente información grabada o estampada en forma visible: marca, modelo y número de serie del contenedor o proyector; radionucleido; símbolo normalizado de radiación y la palabra "RADIACTIVO".

36. En la parte externa del contenedor debe también identificarse la fuente radiactiva en el cual se aloja, conteniendo la siguiente información: símbolo químico y número de masa del nucleido, actividad y fecha de calibración, modelo y número de serie de la fuente y nombre del fabricante.

37. Toda fuente fuera de uso debe almacenarse en el depósito autorizado dentro de un conte-nedor adecuado, señalizado y con su placa de identificación colocada en la parte externa del mismo, hasta tanto se disponga su eliminación como residuo o se autorice otro destino.


4/7

D3. Criterios Adicionales para Áreas Abiertas

38. Los operadores deben:

a. Delimitar el área de operación mediante barreras físicas apropiadas, ubicadas de tal manera que permitan: • prevenir el acceso inadvertido de personas a la misma y • limitar las dosis individuales de acuerdo con lo indicado en el criterio Nº 19. • establecer límites para la tasa de dosis equivalente ambiental en el exterior del

área de operación, para cada caso particular y verificar, por medición, que durante la exposición no se excedan dichos límites.

b. Informar a quien sea responsable del movimiento de personas no relacionadas con el trabajo de gammagrafía, pero que desarrollen tareas en las inmediaciones del área de operación, sobre los riesgos y las precauciones a tomar, en particular la restricción del acceso a la misma.

c. Mantener vigilancia visual directa sobre el área de operación, a fin de detectar en forma inmediata cualquier acceso no autorizado a la misma.

D4. Criterios Particulares para Recintos de Irradiación

39. El recinto de irradiación sólo puede destinarse a la operación y depósito de equipos y fuen-tes de gammagrafía.

40. El comando de los equipos debe efectuarse desde el exterior del recinto de irradiación.

41. El acceso al recinto de irradiación debe señalizarse apropiadamente.

42. Se deben emplear sistemas de seguridad y/o procedimientos operativos que eviten:

a. Que se inicie una exposición mientras haya personas dentro del recinto de irradiación. b. Que ingresen personas al recinto de irradiación durante la operación de los equipos. c. Que los equipos sean operados por personas no autorizadas.

43. Debe disponerse de un exposímetro fijo en el interior del recinto, que tenga asociados los siguientes dispositivos:

a. Una alarma lumínica en cada acceso al recinto, que permanezca activada mientras du-re la exposición.

b. Una alarma acústica que se active cada vez que se intente acceder al recinto de irra-diación con la fuente en exposición.

Ambos dispositivos deben permanecer operativos aún en caso de interrupción del suministro de energía eléctrica de la red; asimismo deben activarse en caso de falla en la alimentación eléctrica a los sensores.

44. Los sistemas de seguridad del recinto de irradiación deben estar sujetos a un programa de inspección y mantenimiento preventivo periódico.

D5. Instrumental de Radioprotección

45. A los efectos de cumplir con las tareas de monitoreo indicadas en los capítulos D1, D2 y D3, el titular de licencia debe asegurar que los operadores tengan a su disposición, como mí-nimo, el siguiente equipamiento en adecuadas condiciones operativas y en cantidad suficiente:

a. Medidores de radiación portátiles cuantitativos. Deben poder medir tasa de dosis equi-valente ambiental, como mínimo, entre 0 y 100 mSv/h (con indicación en estas unida-des o equivalentes).


5/7

b. Monitores portátiles con indicación acústica, cuya tasa de repetición de pulsos sea pro-porcional a la tasa de dosis.

c. Dosímetros individuales integradores de lectura directa (tipo lapicera o similar). El ran-go de medición debe incluir, como mínimo, los valores de 0 a 2 mSv.

d. Dosímetros individuales integradores de lectura diferida asignando uno (1) a cada per-sona afectada a tareas de gammagrafía, que permita la determinación de dosis entre 0,5 mGy y 0,6 Gy.

El error en la indicación de los instrumentos de medición no debe exceder del orden de +50% ni -30% del valor verdadero de la magnitud medida, en todo el rango de medición y energías en las que se utilicen.

D6 Controles, Mantenimiento y Reparación

46. Debe asegurarse que todos los elementos relacionados con las tareas de gammagrafía -proyectores, fuentes, accesorios e instrumental de protección radiológica- se encuentren en condiciones que hagan segura su operación, y que aquellos que no cumplan con tales condi-ciones no sean utilizados.

47. Debe efectuarse el mantenimiento preventivo y el control rutinario del equipamiento.

Para los equipos de gammagrafía este control debe incluir, como mínimo, los siguientes aspec-tos:

• Verificación de conexiones. • Control de los dispositivos de bloqueo del movimiento de la fuente. • Verificación del estado de los sistemas de control de la fuente. • Detección de niveles de exposición en el exterior de los contenedores y proyectores. • Verificación del estado de la identificación de contenedores y proyectores, la que debe

ser repuesta en caso de deterioro.

48. Cada equipo de gammagrafía debe ser sometido anualmente a un control especial a fin de verificar que se encuentre en condiciones operativas seguras.

El control indicado debe ser efectuado por entidades que:

a. Posean el equipamiento y los medios necesarios para cumplir con este propósito. b. Cuenten con personal calificado a satisfacción de la Autoridad Regulatoria. c. Posean un programa de inspección a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

La entidad que efectúe la inspección debe certificar por escrito la aprobación de la misma y colocar una identificación sobre el mismo equipo, en la que conste la fecha de certificación y el nombre de la entidad certificadora; esta identificación no puede ser retirada sino hasta el si-guiente control especial.

49. Las tareas de mantenimiento o reparación de equipos de gammagrafía que requieran el desarme total o parcial de los mismos, o que puedan afectar los sistemas de seguridad deben ser realizadas por personal calificado, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

50. Los instrumentos de medición cuantitativos deben ser adecuadamente calibrados:

a. Como mínimo una vez cada seis (6) meses. b. Cada vez que el instrumento sea sometido a una reparación. c. c) Cuando existan motivos para suponer una alteración de su calibración.


6/7

D7. Criterios Particulares para Fuentes Selladas

51. Toda fuente sellada para gammagrafía industrial debe ajustarse a un modelo aprobado como "material radiactivo en forma especial", según lo establecido en la norma AR 10.16.1. "Transporte de Materiales Radiactivos” y a los requerimientos especiales que sobre el particular determine la Autoridad Regulatoria.

52. Toda fuente sellada que se utilice dentro de un proyector en el que la exposición se pro-duzca sin retirar la fuente del mismo, ya sea por desplazamiento de un obturador, por rotación del portafuente o por otros medios debe contar, como mínimo, con un encapsulado hermético que asegure la estanqueidad de la fuente en las condiciones normales de uso.

53. Toda fuente sellada que se utilice con un proyector en el que la exposición se produzca retirando la fuente del mismo por medio de un sistema de mando a distancia, debe contar como mínimo con un encapsulado hermético, y estar alojada en un portafuente apropiado, de modo que el conjunto brinde una protección suficiente para evitar la fuga o dispersión del material radiactivo en las condiciones normales de uso.

D8. Transporte de Fuentes Radiactivas

54. Para el transporte de fuentes radiactivas se aplica la norma AR 10.16.1. "Transporte de Materiales Radiactivos”.

55. El titular de licencia debe asegurar que:

a. Los contenedores o proyectores que contengan fuentes radiactivas se transporten con las trabas mecánicas necesarias para evitar el desplazamiento de las fuentes.

b. Las llaves correspondientes no se transporten en los mismos bultos que las fuentes. c. Los bultos estén correctamente etiquetados. d. Los transportistas cuenten con procedimientos para casos de emergencia. e. Los transportes que no se ajusten a la totalidad de los requerimientos aplicables, se

realicen previa aprobación escrita por parte de la Autoridad Regulatoria.

56. Las llaves deben permanecer en poder del transportista durante todo el tiempo que dure el transporte.

57. Se debe evitar que el vehículo permanezca fuera del control visual directo de las personas involucradas en el transporte.

D9. Documentación, Registros e Informes a la Autoridad Regulatoria

58. El titular de licencia debe retener la documentación que en la siguiente lista se muestra, mientras tenga la posesión de las fuentes, equipos o bultos que en la misma lista figuran:

a. Certificado de fabricación (original) de cada fuente sellada, con constancia de que el modelo de fuente está aprobado como "material radiactivo en forma especial" según lo establecido en el criterio Nº 51.

b. Documentación que permita identificar fabricante, marca, modelo y número de serie de cada equipo de gammagrafía, los certificados de los controles especiales de condicio-nes operativas según lo indicado en el criterio Nº 48, así como el manual de operación y mantenimiento.

c. Certificado de aprobación por parte de la autoridad competente cuando se trate de bul-tos tipo B.

d. Registro de mantenimiento y de los resultados de los controles efectuados sobre los equipos de gammagrafía, en cumplimiento de lo establecido en los criterios Nº 46 a 50.

e. Manual de operación y certificados de las calibraciones, controles y mantenimiento efectuados en cumplimiento del criterio Nº 50, para cada equipo de radioprotección.


7/7

59. El titular de licencia debe implementar un sistema de registro de material radiactivo que incluya, como mínimo:

a. Inventario de proyectores, contenedores y fuentes radiactivas. b. Movimiento de proyectores y fuentes, y novedades operativas. c. Inventario del instrumental de protección radiológica. d. Información de eliminación de fuentes decaídas.

60. El titular de licencia debe:

a. Mantener los registros de dosis de los operadores, los ayudantes de los operadores, y toda otra persona afectada a tareas de gammagrafía, por un período no inferior a trein-ta (30) años posteriores al cese de sus servicios para el titular de licencia.

b. Registrar la fecha de incorporación y/o baja al servicio de dosimetría para cada perso-na a la que se le haya asignado dosímetro individual.

c. Notificar a cada operador de su correspondiente informe dosimétrico mensual. d. Entregar a cada persona sujeta a dosimetría individual una certificación de la dosis in-

dividual acumulada con una frecuencia mensual y cuando deje de prestar servicios pa-ra el titular de licencia.

e. Entregar anualmente a la Autoridad Regulatoria un resumen de la historia dosimétrica del personal, incluyendo fechas de alta y baja dentro del período.

61. El titular de licencia debe informar a la Autoridad Regulatoria toda compra, venta, alquiler, préstamo o baja de equipos o fuentes de gammagrafía, dentro de los cinco (5) días de produci-da.

62. Independientemente de toda otra comunicación o información que corresponda efectuar en casos de situaciones accidentales, el titular de licencia debe comunicar a la Autoridad Regula-toria:

a. En forma inmediata, por el medio más rápido, todo robo, daño o cualquier otro evento que implique riesgo real o potencial de acceso a la fuente por parte del público, o dis-persión de material radiactivo.

b. Dentro de las 24 horas de ocurrida, y por escrito, toda situación anormal no comprendi-da en a), detallando las medidas tomadas.

c. Inmediatamente de conocida, y por escrito, cualquier situación en la que algún indivi-duo pueda haber resultado expuesto a dosis superiores a los límites de dosis corres-pondientes, y las medidas adoptadas.

d. Dentro de los diez (10) días de conocida, y por escrito, cualquier situación en la que al-gún individuo pueda haber resultado expuesto a dosis menores al límite correspondien-te, pero mayores a los tres décimos (3/10) del mismo en un mes calendario.

63. El titular de licencia debe poner a disposición de la Autoridad Regulatoria la documentación obrante en su poder, que la misma determine en casos particulares.

1/10


Operación de fuentes de radiación para aplicaciones industriales


AR 7.9.2.

REVISIÓN 0

1/10

NORMA AR 7.9.2.

OPERACIÓN DE FUENTES DE RADIACIÓN PARA APLICACIONES INDUSTRIALES

A. OBJETIVO

1. Establecer criterios de seguridad radiológica y seguridad física para la operación.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a la operación de fuentes de radiación para aplicaciones industriales en instalaciones Clase II o Clase III o en prácticas no rutinarias.

Esta norma excluye las prácticas de gammagrafía industrial así como la comercialización de fuentes de radiación y equipos para tal fin y las de generación de rayos X en los términos de la Ley 17.557.



3. Base autorizada: Instalación para aplicaciones petroleras, dependiente del titular de la licencia de operación autorizada por la ARN y localizada en una zona cercana a un área de operaciones petroleras, desde donde se realizan las operaciones locales, y que cuenta con un depósito autorizado e instalaciones accesorias.

4. Contenedor: Recipiente blindado que almacena una o más fuentes radiactivas.

5. Depósito autorizado: Recinto autorizado por la Autoridad Regulatoria destinado al almace-namiento de equipos o fuentes de radiación, que brinda una adecuada seguridad radiológica y seguridad física.

6. Depósito Transitorio: Recinto que brinda como mínimo la misma seguridad radiológica y seguridad física que el Depósito autorizado destinado al almacenamiento temporario de equipos o fuentes de radiación que por razones operativas deban permanecer alojados fuera del depósito autorizado.

7. Equipo para Aplicación Industrial (Equipo): Sistema o conjunto de dispositivos que utiliza fuentes de radiación en aplicaciones industriales.

8. Equipo móvil: Equipo portátil que normalmente es trasladado para realizar operaciones en distintos lugares.

9. Fuente de radiación: Cualquier sustancia natural o artificial, o dispositivo tecnológico que emite radiaciones ionizantes.

10. Fuente radiactiva: Fuente de radiación que contiene material radiactivo.

11. Fuente sellada: Fuente radiactiva en la que el material radiactivo se halla en una o más cápsulas suficientemente resistentes para prevenir el contacto y dispersión del material radiactivo, bajo las condiciones de uso para la cual fue diseñada.

NORMA AR 7.9.2. OPERACIÓN DE FUENTES DE RADIACIÓN PARA APLICACIONES INDUSTRIALES – REVISIÓN 0

2/10

12. Fuente no sellada: Fuente radiactiva que no es una fuente sellada.

13. Operador: Persona física autorizada para operar un equipo o realizar una práctica, que tiene la responsabilidad de hacerlo en forma segura de acuerdo a las reglas del arte, y cumpliendo como mínimo con las normas aplicables bajo la supervisión del responsable por la seguridad radiológica.

14. Procedimiento de emergencia: Conjunto de acciones planificadas para mitigar las consecuencias radiológicas de un accidente o incidente en una instalación Clase II.

15. Situación Accidental: Alteración grave de una situación operacional que puede conducir a consecuencias radiológicas significativas para las personas expuestas a radiación, si los correspondientes sistemas de seguridad no funcionan según se ha previsto en el diseño.

16. Seguridad Física: Medidas encaminadas a prevenir el acceso no autorizado o el daño a fuentes de radiación o la pérdida, robo o traslado no autorizado de esas fuentes.

17. Sistema de Calidad: Conjunto de actividades planificadas y desarrolladas para asegurar un nivel de calidad adecuado en una instalación o practica.

18. Responsable: Persona que asume la responsabilidad directa por la seguridad radiológica de una instalación Clase II o Clase III o de una practica no rutinaria.


20. Titular de Registro: Persona física o jurídica a la que la Autoridad Regulatoria ha otorgado un registro para una instalación Clase III.

21. Titular de Práctica no Rutinaria: Persona física o jurídica a la que la Autoridad Regulatoria ha otorgado una autorización de práctica no rutinaria.

D. CRITERIOS

D1. Criterios Generales

22. La tenencia de fuentes de radiación requiere contar con una Licencia, Registro o Autorización de práctica no rutinaria, según corresponda, emitida por la Autoridad Regulatoria.

23. Para operar una instalación Clase II se debe contar con la Licencia de Operación otorgada por la Autoridad Regulatoria, con un Responsable con permiso individual vigente para el propósito correspondiente y en los casos que la Autoridad Regulatoria así lo determine, con al menos un (1) operador adicional con permiso individual vigente.

24. Para operar una instalación Clase III se debe contar con el correspondiente Registro otorgado por la Autoridad Regulatoria y con un responsable con permiso individual vigente para el propósito correspondiente.

25. Para realizar una práctica no rutinaria se debe contar con la correspondiente Autorización de Práctica no Rutinaria otorgada por la Autoridad Regulatoria y con un responsable con permiso individual vigente para el propósito correspondiente.

26. Toda modificación en la razón social del Titular de Licencia, Registro o Autorización de Práctica no Rutinaria que pueda afectar la capacidad jurídica del mismo, o aquellos aspectos relacionados con la modificación en el objeto social o el domicilio legal de dicho Titular, de acuerdo a la documentación presentada oportunamente, debe ser comunicada en forma inmediata a la Autoridad Regulatoria.

NORMA AR 7.9.2. OPERACIÓN DE FUENTES DE RADIACIÓN

PARA APLICACIONES INDUSTRIALES – REVISIÓN 0

3/10

27. La transferencia, venta, préstamo, depósito transitorio en custodia o alquiler de equipos o fuentes de radiación, solo podrá ser realizada entre titulares de licencia de operación, registro o autorización de práctica no rutinaria para los propósitos correspondientes y previa autoriza-ción escrita otorgada a esos efectos por la Autoridad Regulatoria a ambos titulares.

28. La transferencia de residuos radiactivos a una Gestionadora de Residuos Radiactivos solo podrá ser realizada previa autorización escrita otorgada a esos efectos por la Autoridad Regulatoria.

29. Las dosis de radiación originadas en la operación de una instalación o en la realización de una práctica deben resultar tan bajas como sea razonablemente alcanzable, y no deben superar las restricciones de dosis establecidas por la Autoridad Regulatoria.

30. Debe limitarse tanto como sea razonablemente posible la probabilidad de ocurrencia de situaciones accidentales, utilizando procedimientos y elementos de seguridad apropiados, que permitan la detección temprana de tales situaciones.

31. En caso de situaciones anormales deben tomarse las medidas de seguridad radiológica y seguridad física necesarias hasta tanto se lleven a cabo las acciones correspondientes para recuperar el control de la situación o para mitigar sus consecuencias.

32. Los equipos y fuentes de radiación incluidos en una licencia de operación, registro o autorización de práctica no rutinaria solo podrán ser utilizados para el propósito para el que fueron licenciados, registrados o autorizados según el caso.

33. La importación o exportación de fuentes de radiación debe ser previamente autorizada por la Autoridad Regulatoria.

34. Solo se pueden utilizar en una instalación o almacenar en un depósito autorizado las fuentes de radiación autorizadas por la Autoridad Regulatoria para esa instalación o depósito.

35. El transporte de fuentes radiactivas debe realizarse cumpliendo con lo establecido en la Norma AR 10.16.1. “Transporte de materiales radiactivos”.

D2. Criterios Particulares

36. Los sistemas de protección radiológica deben estar optimizados respetando la restricción de dosis efectiva de 6 mSv en un (1) año para la exposición de los trabajadores. Cuando la jornada de labor sea menor que ocho (8) horas, no deberá superarse la parte proporcional de la restricción de dosis establecida.

37. Los sistemas de protección radiológica deben estar optimizados respetando la restricción de dosis efectiva de 0,1 mSv en un (1) año para los miembros del público.

38. Las instalaciones Clase II o las prácticas no rutinarias deberán poseer o disponer, según corresponda a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, monitores de radiación adecuados para medir el/los tipos de radiaciones ionizantes utilizados.

39. Todo equipo o contenedor deberá identificarse mediante una placa ubicada en su parte externa y de modo claramente visible, conteniendo la siguiente información: el símbolo de material radiactivo, símbolo químico y número de masa del nucleido, actividad y fecha de calibración, número de serie de la fuente radiactiva sellada, marca y modelo del equipo o bulto, o energía y tipo de radiación que corresponda.


4/10

40. Los depósitos autorizados para el almacenamiento de equipos o contenedores deben ofrecer condiciones de seguridad radiológica y sistemas de seguridad física adecuadas que como mínimo reúnan las siguientes características:

• Deben estar construidos con una estructura firme.

• Deben contar con puertas y cierres adecuados de modo que permanezcan en todo mo-mento cerrados bajo llave.

• Deben ser de uso exclusivo para el alojamiento de las fuentes y equipos autorizados.

• Deben poseer baja carga de fuego y deben estar suficientemente alejados de zonas de producción y almacenamiento de explosivos.

• Deben estar ubicados en zonas de bajo factor ocupacional y al mismo tiempo asegurar su seguridad física contra el acceso inadvertido o intencional de personas no autorizadas.

• Deben poseer blindajes adecuados compatibles con los requisitos de los Criterios N° 36 y Nº 37.

• Deben estar correctamente señalizados externamente, mediante carteles en los que consten además los datos del responsable o personas autorizadas y sus números de teléfono o modo de contactarlas.

41. Todos los equipos con fuentes radiactivas, que no estén siendo utilizados, deberán permanecer con su sistema de obturación cerrado con llave o bloqueado y almacenados en el depósito autorizado. Las llaves de los equipos deben mantenerse separadas de los mismos mientras no estén en uso, permaneciendo bajo el control directo del responsable u operador a cargo del equipo.

42. El Titular de una Licencia de Operación, registro o autorización de práctica no rutinaria que posea un equipo para el que no prevea un uso ulterior y que se encuentre en esa situación por un período mayor a seis (6) meses, sin que exista un programa para su reubicación o reutili-zación, deberá reexportarlo, transferirlo o depositarlo en custodia o gestionarlo como residuo radiactivo según corresponda. En cualquier caso el titular debe solicitar previamente la corres-pondiente autorización a la Autoridad Regulatoria según los Criterios Nº 27, Nº 28 o Nº 33.

43. De ser necesario, la Autoridad Regulatoria podrá autorizar depósitos transitorios en los que se tomen medidas de seguridad radiológica y seguridad física adecuadas bajo la supervisión directa del titular.

44. La operación de una instalación Clase II o Clase III o la realización de una práctica no rutinaria deberá enmarcarse dentro de un sistema de calidad que contenga procedimientos escritos, según corresponda para:

a. Compra, recepción, almacenamiento, transferencia e inventario del material radiactivo.

b. Operación y realización de la práctica, manipulación del material radiactivo dentro de la instalación y para aquellos casos en que deba ser utilizado fuera de ella (equipos móviles y fuentes radiactivas no selladas).

c. Vigilancia radiológica individual y de áreas.

d. Mantenimiento y control de calidad de los equipos y todos los elementos de seguridad radiológica.

e. Gestión de los residuos radiactivos.

f. Situaciones anormales.



5/10

45. Los procedimientos para situaciones anormales mencionados en el Criterio N° 44 f) deben incluir, según corresponda, evaluaciones dosimétricas y acciones correctivas apropiadas para el caso en que puedan producirse dosis significativas.

D3. Criterios adicionales para equipos móviles

46. En la operación de cada equipo debe intervenir como mínimo un operador con permiso individual vigente para el propósito específico bajo la supervisión del Responsable.

47. En la operación de un equipo o fuente de radiación para uso petrolero, deben intervenir dos (2) personas como mínimo y, al menos, una de ellas con permiso individual vigente para el propósito específico.

48. Toda vez que por cuestiones operativa, una fuente de radiación deban permanecer guardadas fuera de un depósito autorizado, se deberán guardar en un depósito transitorio.

49. Al finalizar la realización de una práctica, las fuentes de radiación utilizadas deben almace-narse en el depósito autorizado o en un depósito transitorio.

50. Se deberá delimitar según corresponda el área de operación mediante barreras físicas apropiadas, ubicadas de tal manera que permitan prevenir el acceso inadvertido de personas a la misma, manteniendo vigilancia visual directa sobre el área de operación, a fin de detectar en forma inmediata cualquier acceso no autorizado.

51. Se deberá informar a quien sea responsable del movimiento de personas no relacionadas con la operación del equipo, pero que desarrollen tareas en las inmediaciones del área de opera-ción, sobre las precauciones a tomar.

52. Toda base autorizada para aplicaciones petroleras debe contar con al menos una persona con permiso específico correspondiente para el propósito individual correspondiente.

53. Toda vez que un vehículo que transporte fuentes de radiación deba permanecer en la zona de trabajo, el operador debe tomar las medidas necesarias para garantizar la seguridad radioló-gica y la seguridad física del vehículo y su carga.

D4. Criterios adicionales para fuentes no selladas

54. La preparación de los radionucleidos deberá realizarse en instalaciones que cuenten con superficies impermeables y que puedan descontaminarse fácilmente o ser eliminadas como residuo radiactivo.

55. El titular de la instalación debe prever antes del inicio de la operación y a satisfacción de la Autoridad Regulatoria las alternativas para la gestión de los residuos radiactivos que se generen como consecuencia de la práctica.

56. Cuando el período de semidesintegración y la actividad de los radionucleidos utilizados sea tal que no se prevean tiempos de almacenamiento superiores a un (1) año para los residuos radiactivos generados, dichos residuos podrán ser almacenados transitoriamente para su decaimiento en la propia instalación, en caso contrario deberán gestionarse a través de una Gestionadora de Residuos Radiactivos, según lo establecido en la norma AR 10.12.1 “Gestión de Residuos Radiactivos”.

57. Los residuos radiactivos deben ser minimizados (reduciendo volúmenes y racionalizando operaciones), clasificados, segregados e identificados por radionucleido, actividad, fecha de generación y período de almacenamiento requerido. Además deben ser acondicionados adecuadamente para permitir su almacenamiento o transporte para su disposición final.


6/10

58. Los residuos sólidos, tales como jeringas, agujas, guantes, papeles, material de vidrio, plásti-co, filtros, etc. conteniendo material radiactivo deben ser acondicionados de manera adecua-da, para evitar heridas o lesiones que pudieran ocasionar contaminación interna.

59. La instalación debe contar con los elementos de descontaminación adecuados.

60. En la operación con fuentes no selladas deben intervenir dos (2) personas como mínimo y, al menos una de ellas con permiso individual vigente para el propósito específico correspon-diente.

D5. Vigilancia Radiológica Individual

61. Deberá llevarse a cabo el control dosimétrico individual de los trabajadores en los casos que corresponda.

62. El Responsable deberá determinar la nómina de los trabajadores afectados al control dosimé-trico individual.

63. Todo el personal que opera con fuentes radiactivas para perfilaje petrolero o con fuentes no selladas, debe contar con monitoraje individual de la irradiación externa y con dosímetro de mano según corresponda y a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

D6. Controles, Mantenimiento y Reparación

64. Solo podrá operarse una instalación o realizar prácticas que impliquen el uso de fuentes de radiación cuando los equipos y todos los elementos de seguridad radiológica se encuentren en condiciones que hagan segura su operación.

65. Las tareas de instalación, mantenimiento y reparación de equipos que requieran el desarme total o parcial de los mismos y que puedan afectar sus sistemas de seguridad o que puedan significar dosis no despreciables para los trabajadores, deben ser realizadas por empresas licenciadas o autorizadas al efecto por la Autoridad Regulatoria; el personal que realice dichas tareas deberá estar adecuadamente capacitado para esa función y, en los casos que se determine, deberá contar con un Permiso Individual.

66. Debe efectuarse el control rutinario del equipamiento, el cual debe incluir como mínimo los siguientes aspectos:

• Control de los dispositivos de bloqueo del movimiento de la fuente sellada u obturación de la misma.

• Verificación de los niveles normales de tasa de dosis ambiental en el exterior de los equipos.

• Verificación del estado de las identificaciones de equipos y fuentes, las que deben ser repa-radas o recambiadas en caso de deterioro.

67. Los monitores o medidores de radiación mencionados en el Criterio Nº 38 deben ser adecua-damente calibrados:

• Con una frecuencia mínima de dos años o con la frecuencia que determine la Autoridad Regulatoria.

• Cada vez que el instrumento sea sometido a una reparación.

• Cuando existan motivos para suponer una alteración de su calibración.



7/10

68. Debe verificarse como mínimo cada dos (2) meses el funcionamiento de los monitores o medidores de radiación mencionados en el Criterio Nº 38 y los resultados de la verificación deben estar adecuadamente registrados.

D7. Documentación, Registros e Informes

69. El Titular de Licencia, Registro o Autorización de Práctica no Rutinaria deberá enviar a la Autoridad Regulatoria semestralmente, o cada vez que se produzca una modificación en el inventario o ubicación de los equipos y fuentes de radiación, una declaración jurada con el inventario actualizado de los equipos y fuentes de radiación que posea, indicando claramente la ubicación de cada uno de ellos y cualquier modificación en las condiciones de uso. La declaración jurada deberá estar conformada por el Responsable ante la Autoridad Regulatoria.

70. El Titular de Licencia, Registro o Autorización de Práctica no Rutinaria debe poseer la documentación indicada a continuación, según corresponda y determine la Autoridad Regula-toria, mientras mantenga la posesión de los equipos o fuentes de radiación:

a. Descripción general de la instalación.

b. Certificado de fabricación de cada fuente sellada, test de pérdidas y de aprobación de diseño como material radiactivo en forma especial cuando corresponda.

c. Certificados de test periódicos de pérdidas de cada fuente sellada.

d. Localización en planta de los equipos y contenedores (acompañada de esquemas o planos).

e. Registro de mantenimiento y de los resultados de los controles efectuados sobre los equipos.

f. Manuales de operación y mantenimiento de los equipos.

g. Detalles constructivos de los equipos, sus blindajes, portafuentes, obturadores, cerraduras o demás componentes de seguridad.

h. Blindajes que estarán disponibles para ser utilizados en situaciones de emergencia.

i. Sistemas de ventilación, cuando corresponda.

j. Dispositivos de restricción de acceso al área de operación o al depósito autorizado cuando corresponda.

k. Señalizaciones en el área de operación o en el depósito.

l. Cualquier otro sistema de protección que la Autoridad Regulatoria considere necesario.

m. Inventario detallado del total de equipos y fuentes de radiación en posesión del titular de la licencia.

71. El titular debe asegurar que se mantenga actualizado el registro de la contabilidad del material radiactivo que incluya como mínimo radionucleidos ingresados a la entidad, forma física y química, actividad y fechas de ingreso y egreso.

72. El movimiento de equipos o fuentes entre bases o depósitos autorizados, deberán ser comunicados a la Autoridad Regulatoria por el titular de la licencia de operación, dentro de las cuarenta y ocho (48) horas de producido.

73. Debe llevarse el registro detallado de movimientos de equipos móviles toda vez que salgan fuera de la instalación o ingresen a la misma, con fecha, hora, destino y firma del responsable u operador con permiso individual que las retire.


8/10

74. El titular de licencia, registro o autorización de práctica no rutinaria según corresponda, debe informar cualquier tipo de situación anormal que involucre a los equipos o fuentes de radiación:

a. Por el medio más rápido e inmediatamente de producida o de tomado conocimiento por parte del titular o del responsable ante la ARN, de toda pérdida de control sobre sus fuen-tes de radiación, sea por hurto, robo, desaparición, accidente, incendio, explosión, derrum-be o por cualquier otra circunstancia o evento que impida al titular garantizar la integridad de las fuentes de radiación o la protección radiológica de las personas que pudieren estar expuestas a ellas.

b. Por escrito dentro de las 24 horas de producida o de tomado conocimiento por parte del titular o del responsable ante la ARN, de cualquier otra situación anormal, que involucre a sus fuentes de radiación, y que haya producido una exposición real o potencial de perso-nas a las radiaciones ionizantes con dosis que puedan haber superado las restricciones de dosis establecidas.

75. En el caso en que se produzca un proceso judicial de quiebra o convocatoria de acreedores del Titular de Licencia, éste deberá notificar el hecho dentro de las cuarenta y ocho (48) horas de producido a la Autoridad Regulatoria, indicando los datos del Juzgado interviniente y del Síndico designado, así como las medidas de protección que se hubieren adoptado para garantizar la protección radiológica y la seguridad física de los equipos o fuentes no selladas de la instalación.

76. El Titular de Licencia, Registro o Autorización de Práctica no Rutinaria debe poner a dispo-sición de la Autoridad Regulatoria la documentación, que la misma determine en casos particu-lares.

D8. Validez y Renovación de las Licencias de Operación

77. La licencia de operación o registro tendrá una validez máxima de cinco (5) años a partir de la fecha de emisión, salvo que la Autoridad Regulatoria haya estipulado un plazo de validez menor.

78. La renovación de las licencias de operación o registros deberán iniciarse al menos sesenta (60) días hábiles antes de su vencimiento.

D8.1 Autorizaciones de operación con Permisos de Vigencia Permanente

79. El titular de la licencia de operación o de una autorización de operación con permiso de vigencia permanente, deberá renovarlo en un plazo no mayor de tres (3) años a partir de la puesta en vigencia de la presente norma cumplimentando los requisitos de seguridad radioló-gica y seguridad física establecidos en la misma.

80. La Licencia de Operación comprendida en el alcance del Criterio 79, que haya sido renovada, tendrá una validez máxima de cinco (5) años a partir de la fecha de su emisión, salvo que la Autoridad Regulatoria haya estipulado un plazo de validez menor.

81. La licencia de operación comprendida en el alcance del Criterio Nº 79, que no haya sido reno-vada dentro del plazo y en las condiciones establecidas en ese Criterio, quedará Automática-mente suspendida a partir de los tres (3) años de la fecha de puesta en vigencia de la presente norma y hasta tanto su titular tramite su renovación, cumpliendo con los requisitos y condicio-nes establecidos en el Criterio Nº 79.

82. Una vez operada la suspensión indicada en el Criterio Nº 80, el titular deberá proceder de acuerdo a lo expresado en la presente norma a los fines de garantizar la seguridad radiológica y física de las fuentes de radiación.



9/10

83. El titular de una licencia de operación o registro cuyo vencimiento opere dentro del primer (1) año de vigencia de la presente norma, que no se ajuste a sus disposiciones, podrá solicitar por única vez que la Autoridad Regulatoria le otorgue una renovación de su licencia de operación o registro, con una validez que no excederá los dos (2) años a contar de la fecha de puesta en vigencia de la presente norma.

D9. Responsabilidades

Del Titular de la Licencia de Operación, Registro o de la Autorización de Práctica no ruti-naria:

Sin perjuicio del cumplimiento de las otras obligaciones que surgen de la presente norma el Titular de la Licencia de Operación, Registro o de la Autorización de Práctica no Rutinaria estará obligado a:

84. Proveer los medios necesarios para cumplir y hacer cumplir, como mínimo, los requisitos esta-blecidos en la licencia de operación, registro o autorización, en las normas aplicables y en todo otro requerimiento de la Autoridad Regulatoria aplicable a la instalación o práctica.

85. Designar al Responsable, asegurar que la función del mismo esté cubierta mientras perma-nezca vigente la licencia de operación, autorización o registro correspondiente y prestarle al Responsable todo el apoyo que necesite para que la práctica se desarrolle en adecuadas con-diciones de seguridad radiológica y física.

86. Comunicar a la Autoridad Regulatoria en forma fehaciente e inmediata, el caso en que se pro-duzca la ausencia temporal o definitiva del Responsable. En tal caso, la instalación no podrá operar o la práctica no podrá llevarse a cabo hasta tanto se designe un nuevo Responsable, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

87. Establecer un sistema de calidad adecuado y supervisar su correcta implementación.

88. Asegurar la capacitación y reentrenamiento del personal.

89. Facilitar, en todo momento, la realización de inspecciones y auditorias regulatorias por parte del personal de la Autoridad Regulatoria o por quien ésta designe.

90. Notificar a la Autoridad Regulatoria la intención de cesar en forma temporaria o definitiva el uso de material radiactivo.

91. Tramitar, con la debida anticipación, la renovación, modificación o ampliación de la licencia de operación o del registro.

Del Responsable:

Sin perjuicio del cumplimiento de las otras obligaciones que surgen de la presente norma el Responsable estará obligado a:

92. Asegurar que la operación de los equipos o la manipulación de fuentes radiactivas se realice según lo establecido en la presente norma.

93. Implementar el sistema de calidad.

94. Capacitar al personal y difundir los procedimientos de seguridad radiológica.

95. Comunicar a la Autoridad Regulatoria, en forma fehaciente e inmediata, la ocurrencia de even-tos que afecten o puedan afectar la seguridad radiológica, investigar sus causas y conse-cuencias e implementar las medidas correctivas que correspondan.


10/10

96. Comunicar a la Autoridad Regulatoria, en forma fehaciente e inmediata, su cese de funciones temporal o definitivo como Responsable.

97. Informar en forma fehaciente a la Autoridad Regulatoria cuando, a su entender, el titular de la licencia, registro o autorización de práctica no rutinaria no proveyera los medios necesarios para garantizar la seguridad radiológica y física.

98. Mantener actualizados los registros y realizar las comunicaciones indicados en esta norma.

Del Trabajador:

99. Cumplir los procedimientos establecidos para asegurar su propia protección, la de los demás trabajadores y la del público.

1/3


Permisos individuales para operadores de equipos de gammagrafía industrial


AR 7.11.1.

REVISIÓN 1

1/3

NORMA AR 7.11.1.

PERMISOS INDIVIDUALES PARA OPERADORES DE EQUIPOS DE GAMMAGRAFÍA INDUSTRIAL

A. OBJETIVO

1. Establecer los requisitos que se deben cumplir para obtener y renovar permisos individuales.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a los permisos individuales para operadores de equipos de gammagra-fía industrial.



3. Aptitud Psicofísica del Operador: Compatibilidad adecuada, evaluada por el médico exami-nador, entre el profesiograma psicofísico de una función que requiere permiso individual y el con-junto de cualidades y condiciones psicofísicas del postulante a dicha función.

4. Fuente Sellada: Fuente radiactiva en la que el material radiactivo se halla en una o más cápsu-las suficientemente resistentes para prevenir el contacto y dispersión del material radiactivo, bajo las condiciones de uso para la cual fue diseñada.

5. Equipo de Gammagrafía: Aparato que comprende un proyector y los accesorios que sean necesarios para su operación.


7. Operador: Persona física autorizada para operar un equipo de gammagrafía, que tiene la res-ponsabilidad de hacerlo en forma segura de acuerdo a las reglas del arte, y cumpliendo como mínimo con las normas aplicables.

8. Permiso Individual: Certificado, expedido por la Autoridad Regulatoria, por el que se autoriza a una persona a trabajar con fuentes de radiación, en una Instalación Clase II o en una práctica no rutinaria.

9. Profesiograma Psicofísico del Operador: Conjunto de cualidades y condiciones psicofísicas mínimas necesarias para desempeñar, en forma adecuada, la función que requiere permiso indivi-dual.

10. Gammagrafía Industrial: Radiografía industrial realizada mediante un radioisótopo que emite radiación gamma.

NORMA AR 7.11.1 PERMISOS INDIVIDUALES PARA OPERADORES DE EQUIPOS DE GAMMAGRAFÍA INDUSTRIAL

2/3

D. REQUISITOS

D1. Requisitos Generales

11. Sólo pueden operar equipos de gammagrafía personas que posean un permiso individual para tal fin otorgado por la Autoridad Regulatoria.

D2. Solicitud de Permisos Individuales

12. El solicitante de un permiso individual debe ser mayor de veintiún (21) años, poseer como mí-nimo estudios secundarios completos, cuya duración no sea menor de cinco (5) años, o acreditar formación equivalente.

13. El solicitante debe acreditar el haber realizado un curso teórico práctico sobre gammagrafía industrial, reconocido por la Autoridad Regulatoria, cuyo temario de protección radiológica, tenga una duración no menor a cincuenta y cinco (55) horas. La certificación de la aprobación del curso debe ser utilizada para la mencionada acreditación dentro de los dos (2) años de otorgada.

14. El solicitante debe aprobar un examen teórico-práctico del curso mencionado en el requisito N° 13, ante una mesa examinadora conformada por personal de la Autoridad Regulatoria y por personal que posea permiso individual para la operación de equipos de gammagrafía industrial con recono-cida trayectoria en la materia

15. El solicitante debe acreditar que posee un entrenamiento no menor a un (1) año con un tiempo mínimo de cuatrocientas (400) horas en el manejo de equipos y fuentes selladas en gammagrafía industrial, bajo la supervisión de un preceptor propuesto por el solicitante a satisfacción de la Auto-ridad Regulatoria. El preceptor debe poseer permiso individual para operar equipos de gammagra-fía industrial, y comunicar a la Autoridad Regulatoria el inicio del entrenamiento del solicitante dentro de la semana de comenzado el mismo.

16. El entrenamiento debe realizarse luego de la aprobación del curso mencionado en el requisito N° 13. En forma excepcional se puede iniciar dicho entrenamiento hasta seis (6) meses antes del inicio del curso, de forma tal que hasta la aprobación del mismo no se haya realizado más del cua-renta (40) % del entrenamiento.

17. El solicitante debe acreditar ante la Autoridad Regulatoria haber aprobado un examen de apti-tud psicofísica del operador mediante certificado extendido por un médico examinador.

D3. Validez y Renovación de Permisos Individuales

18. Los permisos individuales otorgados para operadores de equipos de gammagrafía industrial tienen una validez de tres (3) años.

19. Para la renovación de un permiso individual, su titular debe presentar ante la Autoridad Regu-latoria, con sesenta (60) días de anticipación a su vencimiento, la correspondiente solicitud. Asi-mismo debe acreditar:

a. Haber aprobado un examen de aptitud psicofísica del operador mediante certificado ex-tendido por un médico examinador.

b. Haber asistido, como mínimo, a un curso de actualización en gammagrafía industrial con una duración no inferior a veinte (20) horas, reconocido por la Autoridad Regulatoria (ver Guía Regulatoria 5/AR 7.11.1).

c. Haber aprobado un examen teórico-práctico del curso de actualización mencionado en el inciso b) , ante una mesa examinadora conformada por personal de la Autoridad Regulato-ria y por personal que posea permiso individual para la operación de equipos de gamma-grafía industrial con reconocida trayectoria en la materia.

NORMA AR 7.11.1 PERMISOS INDIVIDUALES PARA OPERADORES DE EQUIPOS DE GAMMAGRAFÍA INDUSTRIAL

3/3

d. Haber realizado trabajos de gammagrafía industrial durante los seis (6) meses previos al vencimiento del permiso. En caso contrario el solicitante debe efectuar un entrenamiento práctico de treinta (30) días efectivos de trabajo bajo la supervisión de un preceptor, de acuerdo a lo establecido en el requisito N° 15.

20. Los poseedores de permisos individuales que no cumplan con lo requerido en el requisito N° 19, cuyos vencimientos fueran posteriores al año 1991, deben acreditar, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, la cumplimentación de lo requerido en el requisito N° 19 a), b) y c), y realizar una práctica, de acuerdo a lo indicado en el requisito N° 15, la cual no debe ser inferior a treinta (30) días efectivos de trabajo.

21. Los poseedores de permisos individuales que no se encuadren en el requisito N° 19 ni en el requisito N° 20 deben cumplimentar lo requerido en la sección D2 “Solicitud de Permisos Indivi-duales”.

1/3


Permisos individuales para operadores de fuentes de radiación para aplicaciones industriales


AR 7.11.2.

REVISIÓN 0

1/3

NORMA AR 7.11.2.

PERMISOS INDIVIDUALES PARA OPERADORES DE FUENTES DE RADIACIÓN PARA

APLICACIONES INDUSTRIALES

A. OBJETIVO

1. Establecer los requisitos que debe cumplir una persona para solicitar y renovar permisos individuales.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a toda persona que solicite un permiso individual para operar fuentes de radiación en aplicaciones industriales en instalaciones Clase II, Clase III o en Prácticas no Rutinarias licenciadas, registradas o autorizadas respectivamente por la Autoridad Regulatoria, excluyendo la práctica de gammagrafía industrial.


C. DEFINICIONES

3. Equipo para aplicación industrial (Equipo): Sistema o conjunto de dispositivos que utiliza materiales radiactivos o radiaciones ionizantes para realizar tareas de medición o control industrial.

4. Fuente de Radiación (Fuente): Cualquier sustancia natural o artificial, o dispositivo tecnoló- gico que emite radiaciones ionizantes1.

5. Permiso individual: Certificado, expedido por la Autoridad Regulatoria, por el que se autoriza a una persona a trabajar con fuentes de radiación, en una instalación Clase II o en una práctica no rutinaria.

6. Práctica: Toda tarea con fuentes de radiación que produzca un incremento real o potencial de la exposición de personas a radiaciones ionizantes, o de la cantidad de personas expuestas.

7. Responsable: Persona que asume la responsabilidad directa por la seguridad radiológica y la protección física de una instalación o de una práctica no rutinaria, y que posee permiso individual vigente para el o los propósitos correspondientes a su responsabilidad.

D. CRITERIOS

D.1 Criterios Generales

8. Sólo se podrá emplear fuentes de radiación en aplicaciones industriales cuando se posea un permiso individual para tal propósito, otorgado por la Autoridad Regulatoria.

1 Incluyendo a los aceleradores lineales de uso industrial. En concordancia con los términos de la Ley Nº 17.557, se excluyen los equipos destinados a generar específicamente rayos x.

NORMA AR 7.11.2. PERMISOS INDIVIDUALES PARA OPERADORES DE FUENTES DE RADIACIÓN PARA APLICACIONES INDUSTRIALES – REVISIÓN 0

2/3

9. El titular de un permiso individual está autorizado a realizar sólo aquellas prácticas expresamente indicadas en el mismo y puede efectuarlas únicamente en instalaciones o en prácticas no rutinarias que cuenten con la correspondiente Licencia de Operación, Registro o Autorización de Práctica no Rutinaria otorgada por la Autoridad Regulatoria.

D.2 Criterios Particulares

10. El solicitante de un permiso individual debe ser mayor de veintiún (21) años y debe poseer como mínimo estudios secundarios completos con una duración no menor a cinco (5) años.

11. El solicitante de un permiso individual debe acreditar que posee formación específica mediante la aprobación de un curso reconocido por la Autoridad Regulatoria para la práctica de que se trate. La certificación de la aprobación del curso debe ser utilizada para la mencionada acreditación dentro de los tres (3) años de emitida. Pasado ese lapso la certificación de la aprobación del curso carecerá de validez para la tramitación del permiso individual.

12. En las prácticas que la Autoridad Regulatoria determine, el solicitante debe acreditar que posee capacitación y entrenamiento adicionales.

13. Para las prácticas de reparación o mantenimiento de equipos en las que sea necesario realizar el manipuleo de la fuente sin su blindaje, en las que se deba realizar una disminución del mismo o en las que sea necesario realizar una intervención sobre los mecanismos de obturación de la fuente, el solicitante de un permiso individual debe acreditar que posee formación específica mediante la aprobación de un curso ad-hoc a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, la que podrá establecer requisitos de capacitación o entrenamiento específicos adicionales.

14. Para la importación, exportación, distribución o venta de fuentes de radiación para aplicaciones industriales, el solicitante de un permiso individual debe acreditar haber realizado un curso ad-hoc a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

D.3 Responsabilidades del titular de un permiso individual

15. El titular de un permiso individual debe cumplir con la normativa de la Autoridad Regulatoria referida a protección radiológica. protección física y salvaguardias internacionales, así como al transporte seguro de materiales radiactivos.

16. El titular de un permiso individual debe cumplir con los criterios correspondientes de la normativa específica de la Autoridad Regulatoria, que sea de aplicación a la operación de la instalación o a la realización de la práctica no rutinaria de que se trate.

17. El titular de un permiso individual debe:

a. Cumplir con los procedimientos establecidos para asegurar su propia protección, la de los demás trabajadores y la del público.

b. Mantener actualizados sus datos personales ante la Autoridad Regulatoria.

c. Suministrar toda la información sobre temas sujetos a regulación que le sea solicitada por personal de la Autoridad Regulatoria.

d. Comunicar a la ARN en forma inmediata, la ocurrencia de sucesos que afecten o puedan afectar, la protección radiológica de las personas y la seguridad de la instalación.

e. En caso de cumplir la función de Responsable, además de cumplir con lo requerido en la norma específica de operación de que se trate, debe informar por escrito a la Autoridad

NORMA AR 7.11.2. PERMISOS INDIVIDUALES PARA OPERADORES DE FUENTES DE RADIACIÓN


3/3

Regulatoria dentro de las veinticuatro (24) horas de producida, su renuncia o ausencia temporaria en tal función.

D.4 Validez y renovación de un permiso individual

18. Los permisos individuales otorgados para uso de fuentes de radiación en aplicaciones industriales tienen una validez de cinco (5) años.

19. Para la renovación de un permiso individual, su titular debe presentar ante la Autoridad Regula- toria, con al menos sesenta (60) días hábiles de anticipación a su vencimiento, la correspondiente solicitud.

20. Asimismo debe acreditar haber aprobado, como mínimo, un curso de actualización en seguir- dad radiológica en aplicaciones industriales para la práctica de que se trate reconocido por la Autoridad Regulatoria. La certificación de la aprobación del curso puede ser utilizada para la mencionada acreditación dentro de los tres (3) años de otorgada. Pasado ese lapso la certificación de la aprobación del curso carecerá de validez para la tramitación de permiso individual.

21. El titular de un permiso individual de vigencia permanente, debe renovarlo en un plazo no mayor de tres (3) años a partir de la fecha de puesta en vigencia de la presente norma, cumplimentando los requisitos del Criterio 20 para acreditar la actualización de su capacitación en seguridad radiológica. El permiso individual comprendido en el alcance de este Criterio, que no sea renovado dentro del plazo y en las condiciones establecidas en este Criterio, quedará automáticamente suspendido a partir de los tres (3) años de la fecha de puesta en vigencia de la presente norma y hasta tanto su titular tramite su renovación, cumpliendo con estas disposiciones.

22. El titular de un permiso individual cuyo vencimiento opere dentro de los primeros tres (3) años de vigencia de la presente norma, que no se ajuste a las disposiciones del Criterio 20, podrá solicitar por única vez que la Autoridad Regulatoria le otorgue una renovación de su permiso individual, el que poseerá una validez que no excederá los tres (3) años a contar de la fecha de puesta en vigencia de la presente norma.

1/3


Uso de fuentes selladas en braquiterapia

Aprobada por Resolución ENREN Nº 60/95 (Boletín Oficial 8/6/95) El ENREN es el organismo antecesor de La AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR, según Ley Nº 24.804 promulgada en 25 de abril de 1997. República Argentina – 2006

AR 8.2.1.

REVISIÓN 0

1/9

NORMA AR 8.2.1.

USO DE FUENTES SELLADAS EN BRAQUITERAPIA

1. OBJETIVO

1. Establecer los requisitos mínimos de seguridad radiológica aplicables a la utilización de fuentes radiactivas sólidas no dispersables, con fines terapéuticos en aplicaciones de braquiterapia intersti-ciales, superficiales e intracavitarias.

2. ALCANCE

2. Esta norma será aplicable a todas las actividades relacionadas con el uso de fuentes radiactivas sólidas no dispersables en braquiterapia.

3. EXPLICACIÓN DE TÉRMINOS

3. Aplicación Intersticial: técnica de braquiterapia en la que el material radiactivo se implanta en el tumor.

4. Aplicación Intracavitaria: técnica de braquiterapia en la que el material radiactivo se coloca en cavidades naturales.

5. Aplicación Superficial: técnica de braquiterapia para tratamiento de lesiones malignas dérmi-cas u oftálmicas.

6. Blindaje: recinto, pantalla o elemento capaz de atenuar la intensidad de la radiación.

7. Braquiterapia: técnica de tratamiento en la que el material radiactivo se coloca dentro, o muy próximo al volumen de tejido a tratar.

8. Carga Diferida: técnica mediante la cual se ubican en el paciente los aplicadores o guías, previo a la colocación del material radiactivo, que permite efectuar la verificación de su correcto posiciona-miento así como una rápida carga y descarga de la/s fuente/s.

9. Contenedor Primario: recipiente blindado, ubicado dentro del depósito, que aloja el material radiactivo mientras permanece almacenado.

10. Depósito: construcción blindada, ubicada en el local de almacenamiento, que aloja a los con-tenedores primarios.

11. Dosis equivalente ambiental, H*(d): Dosis equivalente en la esfera ICRU1 -a la profundidad d- cuando se encuentra en un campo de radiación alineado y expandido, en el radio opuesto al sentido del campo alineado. Cuando la radiación es penetrante, se adopta d = 10 milímetros.

12. Dosis equivalente individual, (Hp(d)): Dosis equivalente en tejido blando a una profundidad d, debajo de un punto especificado sobre el cuerpo, definida para el monitoreo individual y para radiaciones tanto penetrantes como poco penetrantes. Se adopta d = 10 milímetros, para radiación penetrante y d = 0,07 milímetros, para radiación poco penetrante.

1 International Commission on Radiation Units and Measurements. ICRU Report 39

NORMA AR 8.2.1. USO DE FUENTES SELLADAS EN BRAQUITERAPIA – REVISIÓN 0

2/9

13. Entidad autorizada: persona física o jurídica autorizada por la autoridad de aplicación para la tenencia y/o el uso de fuentes radiactivas en braquiterapia.

14. Equipo de carga diferida remota: equipo con el que se efectúan tratamientos por técnicas de carga a distancia.

15. Exposición: evento en el cual una persona recibe una dosis de radiación ionizante.

16. Fuente no dispersable: fuente radiactiva que por sus características constructivas puede considerar-se no dispersable en las condiciones normales de uso.

17. Límite de dosis aplicable: límite de dosis equivalente o límite de dosis efectiva para personal ocupacionalmente expuesto o para miembros individuales del público, según lo establecido por la autoridad de aplicación.

18. Local de almacenamiento: local destinado al alojamiento, preparación, control y esterilización de fuentes radiactivas.

19. Local de colocación: local donde se efectúa la colocación de las fuentes en el paciente.

20. Local de tratamiento: local en el cual el paciente permanece durante su tratamiento con fuen-tes radiactivas.

21. Mesa de preparados: plano de trabajo ubicado en el local de almacenamiento de diseño ade-cuado para la manipulación segura de material radiactivo.

22. Monitoraje: conjunto de mediciones para la evaluación o control de la exposición a la radiación e interpretación de sus resultados.

23. Personal ocupacionalmente expuesto: personal que presta servicios para la entidad autori-zada y que está expuesto a las radiaciones ionizantes originadas en las actividades que se des-arrollan por cuenta de la misma.

24. Proyecto: diseño de una instalación nueva o adecuación de una existente destinada a un pro-pósito que implique la manipulación de fuentes radiactivas. Comprende la planta física, el equipa-miento y las condiciones de utilización.

25. Responsable: persona física designada por la entidad autorizada para implementar la seguri-dad radiológica, el cumplimiento de la presente norma y todo otro requerimiento de la autoridad de aplicación.

26. Situación anormal: apartamiento de las condiciones normales que puede producir una expo-sición injustificada.

4. CRITERIOS

27. Las dosis de radiación originadas en tareas de braquiterapia deberán ser tan bajas como sea razonablemente alcanzable y no superar los siguientes valores:

a. 100 µSv/año en el caso de miembros del público.

b. 6 mSv/año en el caso de personal ocupacionalmente expuesto que cumpla una jornada la-boral de ocho horas o la parte proporcional de este valor cuando la jornada de labor sea menor.

28. Deberá limitarse tanto como sea razonablemente posible la probabilidad de ocurrencia de si-tuaciones anormales utilizando procedimientos y elementos de seguridad apropiados, que permitan además la detección temprana de tales situaciones.


3/9

29. En caso de situaciones anormales, deberán llevarse a cabo las acciones correctivas necesarias de modo que las dosis que se generen sean tan bajas como sea razonablemente alcanzable me-diante los procedimientos y los elementos apropiados.

30. El personal ocupacionalmente expuesto como consecuencia de prácticas no relacionadas di-rectamente con su actividad no deberá exceder los límites de dosis aplicables a miembros indivi-duales del público.

5. REQUISITOS PARA LA AUTORIZACIÓN

5.1. Requisitos Generales

31. La entidad solicitante deberá designar un responsable que satisfaga los requisitos que esta-blezca la autoridad de aplicación y como mínimo:

a. En el caso de entidades que posean material radiactivo en depósito: que sea un profesional médico autorizado de acuerdo con la Resolución de la CNEA N° 1790/76 o la normativa que la reemplace.

b. En el caso de entidades que solo dispongan de salas de internación para ser utilizadas por terceros: que acredite una formación suficiente para el cumplimiento de sus funciones.

32. La persona designada como responsable según lo establecido en el punto anterior deberá aceptar dicha responsabilidad por escrito.

33. La entidad solicitante deberá disponer de locales de almacenamiento y de tratamiento que sa-tisfagan lo establecido en la presente norma.

34. La entidad solicitante deberá disponer de los elementos necesarios para cumplir en forma satisfacto-ria los requisitos del punto 6 (Operación) del presente documento.

5.2. Local de Almacenamiento

35. El local de almacenamiento deberá destinarse en forma exclusiva al alojamiento, preparación, control y/o esterilización de fuentes radiactivas.

36. Las puertas del local de almacenamiento y del depósito deberán contar con elementos de se-guridad que impidan su apertura por personas no autorizadas.

37. La superficie de la mesa de preparados deberá ser lisa, continua e impermeable.

38. A menos que la entidad solicitante demuestre que no es necesario, la mesa de preparados deberá contar con un blindaje que permita la visión y manipulación de las fuentes sin alterar la capacidad blindante del mismo.

39. El proyecto deberá contemplar la manera en que se almacenarán las fuentes radiactivas dentro de sus respectivos contenedores primarios.

40. Las fuentes radiactivas deberán identificarse de tal manera que puedan diferenciarse por acti-vidad y/o nucleido.

41. Los contenedores deberán tener adherida una placa que indique, para cada tipo de fuente: isótopo, actividad y cantidad.

5.3. Locales de Tratamiento

42. Cuando se incluya el uso de blindajes móviles, se deberán contemplar las condiciones de uso de tales elementos.


4/9

43. Cuando se utilicen equipos de carga diferida remota, la instalación deberá disponer, indepen-dientemente de los dispositivos de seguridad con que cuente el equipo, de:

a. Una alarma acústica y lumínica en el exterior del local de tratamiento que se active cuando la fuente no retorne al blindaje.

b. Un sistema que active una señal lumínica en el exterior del local de tratamiento siempre que las fuentes se encuentren fuera de su blindaje.

44. El local de tratamiento deberá contar con instalaciones sanitarias para uso exclusivo del pa-ciente y de diseño adecuado para impedir el extravío de material radiactivo.

6. OPERACIÓN

6.1. Requerimientos Generales

45. Ninguna entidad podrá adquirir, utilizar, vender, alquilar, ceder ni dar de baja fuentes radiactivas sin autorización previa de la autoridad de aplicación.

46. El uso, control y mantenimiento de fuentes y equipos deberá realizarse teniendo en cuenta las recomendaciones del fabricante y/o de la autoridad de aplicación.

47 La manipulación de fuentes deberá efectuarse utilizando pinzas u otros elementos adecuados para ese propósito.

48. La colocación en el paciente de fuentes radiactivas deberá efectuarse por técnicas de carga diferida, siempre que sea posible.

49. Cuando sea necesario efectuar la localización radiográfica o radioscópica del material radiacti-vo colocado en un paciente, se deberán utilizar procedimientos que contemplen la optimización del tiempo de localización y la distancia entre el paciente y el personal afectado a dicha tarea. Además, deberán seguirse los procedimientos de seguridad aplicables a un servicio de radiología conven-cional.

50. Para la señalización de áreas en las que exista material radiactivo deberá aplicarse la norma IRAM 10005.

6.2. Responsabilidades

51. La Entidad Autorizada deberá:

a. Asegurar que el responsable disponga de las facilidades y el apoyo necesarios para el cumplimiento de sus funciones.

b. Efectuar una adecuada supervisión de las condiciones de seguridad radiológica en que se desarrollen las actividades de braquiterapia.

c. Designar al responsable y asegurar que dicha función se mantenga cubierta.

52. El Responsable deberá:

a. Implementar las medidas necesarias para garantizar la seguridad radiológica de los pacien-tes, del personal ocupacionalmente expuesto y de los miembros del público.

b. Asegurar que el personal afectado a las tareas con fuentes radiactivas sea instruido res-pecto de las medidas de seguridad que deban tomar en su trabajo.


5/9

53. Los profesionales médicos autorizados deberán:

a. Llevar a cabo los trabajos con fuentes radiactivas de acuerdo con las reglas del arte y cumpliendo como mínimo con los procedimientos establecidos por la entidad autorizada, con lo especificado en la presente norma y con los requerimientos de la autoridad de apli-cación, teniendo en cuenta las recomendaciones del responsable.

b. Asegurar que se cumplan los requerimientos de seguridad radiológica relacionados con los pacientes portadores de fuentes que se encuentren bajo su responsabilidad médica e in-tervenir inmediatamente en la solución de cualquier situación anormal que surja con los mismos.

54. Las tareas relacionadas con el uso de fuentes radiactivas deberán ser efectuadas por personal específicamente entrenado.

55. La manipulación de fuentes radiactivas solamente podrá ser efectuada por personal con permi-so específico vigente otorgado por la autoridad de aplicación o bajo la supervisión del mismo.

6.3. Monitoraje y Control Dosimétrico

56. Deberán efectuarse las tareas de monitoraje que sean necesarias para:

a. Evaluar la eficacia de los procedimientos y elementos destinados a la seguridad radiológica, y mejorarla si es necesario.

b. Evitar que ocurran situaciones anormales.

c. Determinar las acciones inmediatas que deban tomarse en situaciones anormales.

57. Para cumplir con lo establecido en el punto 56. la entidad autorizada deberá disponer, como mínimo, de un instrumento para monitoraje de área de las siguientes características:

a. Indicación en unidades de dosis equivalente ambiental

b. Valores a fondo de escala desde 10 µSv/h (o menor) hasta 1 mSv/h (o mayor).

c. Exactitud no menor de ± 30%.

58. Monitoraje individual:

a. Deberá monitorearse la dosis equivalente individual, de todo el personal, excepto el referi-do en el párrafo (30).

b. La decisión de reclasificar a un trabajador al que se le efectúa monitoraje individual, para ubicarlo en la categoría indicada en el párrafo (30), deberá ser tomada por el responsable o con el asesoramiento del mismo.

c. Los trabajadores que manipulen fuentes radiactivas deberán utilizar anillos dosimétricos.

d. Los informes de dosis deberán tener una periodicidad no superior a un mes.

e. La entidad autorizada deberá notificar a cada persona afectada a monitoraje individual su correspondiente informe dosimétrico mensual y la dosis acumulada en el año.

f. La entidad autorizada deberá entregar una certificación de la dosis individual acumulada a toda persona sujeta a monitoraje individual cada vez que la misma lo requiera y cuando de-je de prestar servicios para la entidad autorizada.

6.4. Controles

59. Deberá verificarse el estado de cada fuente como mínimo una vez por año y toda vez que la misma haya sido sometida a una solicitación mecánica no habitual o haya estado expuesta a la acción de agentes corrosivos.


6/9

60. Deberá verificarse el correcto funcionamiento de los equipos de carga diferida remota y de los sistemas de seguridad asociados, de acuerdo con las recomendaciones del fabricante.

61 Deberá verificarse periódicamente el funcionamiento de los sistemas de seguridad de los loca-les donde se trabaje con material radiactivo.

62. El instrumental de medición indicado en el párrafo (57) deberá ser adecuadamente calibrado como mínimo:

a. Una vez por año.

b. Cada vez que el instrumento sea sometido a una reparación.

c. Cuando existan motivos para suponer una alteración de su calibración.

6.5. Local de Almacenamiento

63. El local de almacenamiento y el depósito deberán permanecer bajo llave cuando no se efectú-en tareas en los mismos.

64. Sólo podrá ingresar y permanecer en el local de almacenamiento el personal autorizado. El tiempo de permanencia deberá ser el mínimo compatible con las tareas a realizar.

65. Durante las tareas de cortado de alambres radiactivos y toda otra actividad como consecuencia de la cual pueda haber desprendimiento de material radiactivo deberán:

a. Tomarse las medidas necesarias para evitar la contaminación de personas.

b. Recolectarse y colocarse en contenedores adecuados los residuos radiactivos.

c. Descontaminarse las superficies y/o herramientas que resulten contaminadas.

d. Gestionar como residuo radiactivo, cuando corresponda, los elementos indicados en b) y c).

6.6. Traslado de Fuentes o Pacientes con Fuentes

66. El traslado de fuentes radiactivas deberá ser efectuado en contenedores adecuados a satisfac-ción de la autoridad de aplicación.

67. El traslado de fuentes deberá ser realizado por personal entrenado, evitando en lo posible el paso y permanencia en locales ocupados por miembros del público cuando el traslado se efectúe dentro del mismo edificio.

68. Durante el traslado del contenedor con las fuentes o del paciente, según sea el caso, deberá mantenerse a los mismos bajo la vigilancia constante del personal a cargo del traslado.

69. Si las fuentes se ven involucradas en un accidente durante su transporte dentro del edificio, deberán seguirse los procedimientos de emergencia preparados al efecto.

70. Para el transporte de fuentes por la vía pública se aplicará el "Reglamento para el transporte seguro de material radiactivo" (Norma AR 10.16.1.).

6.7. Locales de Tratamiento

71. El tratamiento de los pacientes deberá efectuarse exclusivamente en los locales que la entidad autorizada esté autorizada a emplear para este propósito.

72. En cada local sólo podrán usarse los radionucleidos que la entidad autorizada haya sido autori-zada a emplear en el mismo.


7/9

73. Los pacientes portadores de fuentes deberán permanecer bajo el cuidado de personal debida-mente instruido.

74. No deberán permanecer en el mismo local de tratamiento en forma simultánea pacientes porta-dores y no portadores de material radiactivo, a menos que esta circunstancia haya sido contempla-da en el diseño y el mismo haya sido autorizado en esas condiciones.

75. Deberá efectuarse en forma rutinaria el monitoraje del local de tratamiento, de la ropa de cama y de todo otro elemento que pudiera contener material radiactivo desprendido del implante.

76. Al finalizar cada tratamiento deberá verificarse que la cantidad de fuentes que se retiren del paciente coincida con la de fuentes colocadas.

77. Mientras el paciente permanezca bajo tratamiento deberán fijarse las señalizaciones e instruc-ciones indicadas a continuación:

a. En la parte exterior de la puerta de acceso:

− Señalización − Régimen de visitas. − Condiciones de uso autorizado del local.

b. En lugar visible dentro de la habitación: instrucciones para el personal dedicado a la atención del paciente. Estas instrucciones deberán, como mínimo, describir:

− Tamaño y apariencia de las fuentes. − Manipulación, almacenamiento seguro y comunicación inmediata en caso de situaciones

anormales o de emergencia. − Atención del paciente. − Control de visitas. − Notificación al responsable en caso de emergencia médica o muerte del paciente.

c. Al pie de la cama: enumeración de las fuentes colocadas y esquema demostrativo.

78. Un duplicado de la información indicada en el párrafo (77) punto c) deberá permanecer en la historia clínica del paciente.

79. Los pacientes portadores de fuentes no deberán abandonar el local de tratamiento, salvo que razones médicas u otras de fuerza mayor así lo requieran.

80. No se permitirán las visitas de menores de 18 años a los pacientes portadores de fuentes ra-diactivas.

81. Deberá disponerse de un contenedor para casos de emergencia dentro del local de tratamien-to.

6.8. Implantes Radiactivos Permanentes

82. Ningún paciente con fuentes radiactivas implantadas en forma permanente podrá retirarse del establecimiento a menos que:

a. Se haya comprobado que las fuentes quedaron colocadas en forma segura. b. Los niveles de radiación emergentes del paciente no excedan lo razonable.

83. Los pacientes que se retiren del establecimiento con implantes permanentes y/o sus familiares deberán ser instruidos por personal idóneo respecto de la forma de mantener las dosis tan bajas como sea razonablemente posible.


8/9

6.9. Situaciones Anormales

84. Deberán existir procedimientos de emergencia que describan las acciones a tomar en caso de:

a. Extravío o robo de material radiactivo.

b. Rotura o daño de fuentes radiactivas.

c. Emergencia médica que involucre a pacientes portadores de fuentes.

d. Eventos externos o catástrofes que afecten a los locales donde existen fuentes.

e. Toda otra situación anormal que pueda llegar a ocurrir teniendo en cuenta las característi-cas particulares de cada instalación.

85. Los procedimientos para situaciones anormales deberán estar escritos y ubicados en lugar visible dentro de las áreas donde tales situaciones puedan llegar a ocurrir. En el caso de equipos de carga diferida remota, los procedimientos deberán ubicarse junto a la consola de mando del equipo.

86. Cuando un paciente portador de fuentes radiactivas deba pasar a condición de cuidado intensi-vo tendrá prioridad la atención del mismo, pero las fuentes deberán retirarse tan pronto como sea posible. Deberá instruirse sobre estos aspectos al personal que puede llegar a intervenir en tales situaciones.

87. En el caso de muerte de un paciente con material radiactivo implantado, las fuentes deberán ser retiradas y trasladadas al depósito. Cuando se trate de implantes permanentes toda acción relativa al tratamiento del cuerpo deberá ser efectuada con el asesoramiento de personal idóneo en seguridad radiológica.

88. En caso de catástrofe que requiera la evacuación inmediata del paciente y del personal, las acciones a tomar deberán seguir el siguiente orden:

a. Atención de las víctimas. b. Segregación de los pacientes portadores de fuentes. c. Retiro de las fuentes, verificación de su cantidad y colocación dentro de un blindaje apropiado.

89. La entidad autorizada deberá comunicar a la autoridad de aplicación en forma inmediata, por el medio más rápido, toda situación anormal que implique riesgo de irradiación de personal del servi-cio o ajeno al mismo.

90. Toda situación anormal resuelta sin la intervención de la Autoridad Regulatoria deberá infor-marse a ésta dentro de las 24 h de producida.

6.10. Documentación y Registros

91. La entidad autorizada deberá poner a disposición de la autoridad de aplicación la documenta-ción y registros que la misma determine, además de los indicados en los puntos siguientes.

92. La entidad autorizada deberá conservar la siguiente documentación mientras tenga la posesión de los elementos a que se haga referencia a continuación:

a. Certificado de fabricación, calibración y características de cada fuente.

b. Manual de operación y mantenimiento de los equipos de carga diferida remota.

c. Manual de operación y mantenimiento del instrumental de radioprotección.

d. Registro de los controles y mantenimiento que se efectúen en cumplimiento de lo indicado en (46); (60); (61) y (62).


9/9

93. Deberá implementarse un registro de material radiactivo, que contenga como mínimo:

a. Inventario de fuentes radiactivas. b. Movimiento de fuentes y novedades operativas. c. Inventario del instrumental de protección radiológica.

94. Se deberá consignar en cada caso toda la información necesaria para documentar, en medida suficiente, el movimiento de fuentes o modificaciones en el inventario.

95. En el caso de instituciones que solamente tengan autorizadas salas de internación, deberá implementarse un registro en el se que detalle cada implante e internación efectuados, y los res-ponsables de los mismos.

96. Los informes de los monitorajes individuales deberán ser registrados y archivados por la enti-dad autorizada durante un período no menor de 30 años, a partir de la finalización de la prestación de servicios del personal involucrado. Los registros deberán incluir la fecha de incorporación y/o desafectación de cada persona al sistema de monitoraje individual.

1/3


Operación de aceleradores lineales de uso médico


AR 8.2.2.

REVISIÓN 1

AR 8.2.2.

1/5

NORMA AR 8.2.2.

OPERACIÓN DE ACELERADORES LINEALES DE USO MÉDICO

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios mínimos de seguridad radiológica para la operación.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a todas las instalaciones Clase II que posean aceleradores lineales de electrones para uso médico, con rango de energía entre 4 y 40 MeV.



3 Equipo: El conjunto formado por el acelerador propiamente dicho, la consola de control de tra-tamiento y la camilla.

4. Gantry: Parte del acelerador propiamente dicho que sostiene y permite realizar los posibles movimientos del cabezal de tratamiento.

5. Interrupción de la Irradiación: Cese de la irradiación y de los movimientos mecánicos de las distintas partes.


7. Recinto de Irradiación: Sala donde se expone al paciente a tratamiento con radiación ionizante proveniente del acelerador, con suficiente blindaje para limitar adecuadamente las dosis en el ex-terior del mismo. Incluye la sala de irradiación y las zonas o laberintos de acceso.


D. CRITERIOS

D.1. Licencia de Operación

9. El solicitante de la licencia de operación deberá presentar a la Autoridad Regulatoria la docu-mentación técnica necesaria para demostrar que la operación del equipo se desarrollará en forma segura. Asimismo, se especificarán todas las previsiones realizadas tendientes a evitar accidentes que puedan ocasionar una exposición indebida. El contenido de la documentación técnica y las modificaciones que surjan durante la vida útil de la instalación deberán ser a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

NORMA AR 8.2.2. OPERACIÓN DE ACELERADORES LINEALES DE USO MÉDICO – REVISIÓN 1

2/5

10. El diseño del recinto de irradiación deberá garantizar que durante la operación normal del ace-lerador, las dosis que reciban los trabajadores y los miembros del público, excluyendo los pacien-tes, resulten tan bajas como sea razonablemente obtenible y que no se superen los límites establecidos en las normas vigentes.

11. Se deberá demostrar que los sistemas de protección están optimizados. En ningún caso la dosis efectiva anual, prorrateada por el tiempo que permanezcan en la instalación, podrá ser supe-rior a 10 mSv para los trabajadores y 0,5 mSv para los miembros del público, excepto los pacien-tes.

Alternativamente, no deberá efectuarse la optimización de los sistemas de protección si se de-muestra que:

a. Ningún trabajador pueda recibir una dosis efectiva anual superior a 6 mSv.

b. Ningún individuo del público, excepto los pacientes, pueda recibir una dosis efectiva anual superior a 0,2 mSv.

12. Deberán estar previstos en el diseño de la instalación sistemas o elementos de seguridad para limitar, tanto como sea razonablemente obtenible, la probabilidad de ocurrencia de situaciones anormales.

13. Deberá existir en la consola de control de tratamiento, un sistema manual que permita al ope-rador interrumpir manualmente la irradiación.

14. Deberán existir en el interior del recinto de irradiación uno o más interruptores manuales, ade-cuadamente ubicados, que permitan interrumpir la irradiación.

15. El recinto de irradiación deberá contar con un sistema de seguridad que impida la irradiación cuando el acceso esté permitido. Dicho sistema, producirá la interrupción automática de la irradia-ción, si se efectúa el acceso al recinto cuando el equipo está irradiando.

16. El acceso al recinto de irradiación debe estar adecuadamente señalizado, a través de señales luminosas que indiquen la situación de equipo irradiando y de equipo listo para irradiar.

17. La consola de control deberá estar instalada de tal manera que, en todo momento, el operador ubicado frente a ella, tenga un total dominio del acceso al recinto de irradiación.

18. Deberán proveerse los medios adecuados para que, en todo momento, el operador tenga una visión clara y correcta del paciente.

19. Deberá demostrarse que el equipo interrumpirá automáticamente la irradiación si se presenta alguna de las siguientes condiciones:

a. La energía de los electrones que llegan al blanco o a la ventana de electrones se aparta del valor preseleccionado en un factor que supera lo establecido en la documentación técnica.

b. La tasa de dosis absorbida medida por el sistema monitor de dosis supera el valor prese-leccionado en consola en un porcentaje superior al establecido en la documentación técnica.

20. Se deberá garantizar que la variación en el isocentro debido a la rotación del gantry, del coli-mador y de la camilla, está confinada en una esfera cuya radio está especificado en la documen-tación técnica.

21. Se deberá garantizar que la correspondencia del campo de radiación y del campo lumínico se mantiene dentro de los valores establecidos en la documentación técnica.

22. Deberá garantizarse que los valores alcanzados por los distintos parámetros del equipo, coin-cidan con las indicaciones correspondientes.


3/5

23. Se deberá garantizar que la correspondencia de los ejes mecánicos de giro del colimador, del haz de radiación y del haz lumínico se mantiene dentro de los valores establecidos en la documen-tación técnica.

24. La instalación deberá contar con un sistema que permita el chequeo de los enclavamientos de seguridad y el correspondiente ajuste de los mismos. En particular, los interruptores de puerta, los de emergencia de dentro y fuera de la sala de irradiación, la correcta actuación de los bloqueos que impiden comenzar la irradiación sin haber seleccionado todos los parámetros correspondien-tes, el correcto funcionamiento del monitor de dosis secundario o redundante y el temporizador de seguridad.

D.2. Operación

25. Solamente podrá operarse el equipo cuando se haya obtenido la licencia de operación, y la dotación de personal prevista para operar el equipo haya obtenido los correspondientes permisos individuales y/o autorizaciones.

26. El equipo será operado dentro de los límites y condiciones establecidos en la documentación técnica.

27. El titular de licencia:

a. Deberá garantizar que la seguridad radiológica de la instalación no se vea afectada por requerimientos de la carga de trabajo del equipo.

b. Podrá delegar total o parcialmente la ejecución de tareas necesarias para la seguridad ra-diológica, pero manteniendo en su totalidad la responsabilidad correspondiente.

c. Deberá disponer de los recursos humanos necesarios y asegurar su capacitación y reen-trenamiento.

d. Deberá designar al responsable primario y asegurar que la función del mismo esté cubier-ta mientras permanezca vigente el permiso institucional de la Entidad Responsable.

e. Deberá mantener actualizados los registros indicados en el capítulo correspondiente y cualquier otra documentación que la Autoridad Regulatoria establezca, durante la vida útil de la instalación. Estos documentos estarán a disposición de la Autoridad Regulatoria.

28. Toda modificación de la instalación, del equipo y/o de la documentación que sea significativa desde el punto de vista de la seguridad radiológica, requerirá la aprobación de la Autoridad Regu-latoria, previo a la implementación de la misma.

29. Para las distintas etapas de operación del equipo, (encendido, en rutina, apagado y programa-da) deberán seguirse las secuencias operativas establecidas en:

a. El manual de operaciones (en idioma español). b. Los procedimientos adicionales que formule el responsable.

Todos estos documentos formarán parte de la documentación técnica y deberán estar disponibles permanentemente en la vecindad de la consola de control de tratamiento.

30. No se admitirá la permanencia ni circulación de personas no imprescindibles a los fines de los tratamientos, durante los períodos de irradiación, dentro de los límites que a tal efecto determine el Responsable y que estarán establecidos en la documentación técnica.

D.3. Mantenimiento

31. Las reparaciones y el mantenimiento sólo podrán ser realizados por personas reconocidas por la Autoridad Regulatoria.

32. Se deberá efectuar un mantenimiento preventivo de todos los sistemas, equipos y componen-tes relacionados con la seguridad, manteniendo las características funcionales originales estable-


4/5

cidas por el fabricante. Todos los procedimientos seguidos para desarrollar el mantenimiento y la frecuencia asociada, deberán estar contenidos en la documentación técnica.

33. Para equipos que puedan operar con energías mayores a 10 MeV, deberá existir un procedi-miento escrito concerniente a la manipulación de piezas que puedan estar activadas. Este proce-dimiento estará incluido en la documentación técnica.

34. Luego de realizarse un mantenimiento, deberá verificarse el correcto funcionamiento del equi-po antes de iniciar su operación. Como mínimo deberán chequearse los siguientes parámetros, verificando que los mismos se encuentren dentro de los límites establecidos en la documentación técnica:

a. La energía nominal del haz útil. b. La variación del isocentro con la rotación del gantry, el colimador y la camilla. c. La correspondencia del campo de radiación con el campo lumínico. d. La correlación entre la tasa de dosis absorbida medida por el sistema monitor de dosis y la

indicación en consola de las unidades monitor, para cada energía. e. Los enclavamientos de seguridad asociados.

D.4. Registros

35. Se deberá implementar un sistema de registro y archivo de todos los datos relevantes obteni-dos en las distintas secuencias operativas y de las condiciones que produzcan situaciones anor-males, modificaciones, reparaciones y los resultados de los controles relacionados con la seguridad radiológica.

36. Se deberá mantener un registro de todos los parámetros evaluados durante la calibración del equipo.

37. Se deberá mantener un registro de todos los datos relevantes obtenidos en los distintos proce-dimientos de mantenimiento.

38. Los precitados registros estarán a disposición de la Autoridad Regulatoria y estarán permanen-temente actualizados.

D.5. Dotación de Personal

39. La dotación de personal mínima, con presencia efectiva, estará formada por personal médico, físico y técnico en radioterapia, según se indica en los criterios N° 40 a 43.

40. Deberá contarse con personal médico, autorizado para el uso de equipos de radioterapia con permisos individuales en vigencia y en número suficiente para cubrir todo el horario de atención de la unidad.

41. Deberá contarse con un profesional especialista en física de la radioterapia, que deberá ser secundado, o no, por otro especialista o un técnico en física de radioterapia según el número de pacientes nuevos al año, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

42. Deberá contarse con técnicos operadores de radioterapia que posean la certificación corres-pondiente, otorgada por la autoridad competente.

43. Los profesionales y técnicos de la dotación de personal deberán acreditar su actualización profesional con la frecuencia y en las condiciones requeridas por la Autoridad Regulatoria.


5/5

D.6. Controles Periódicos al Equipo

44. Deberá garantizarse que, en todo momento, el equipo opere dentro de los límites y condicio-nes establecidos en la documentación técnica. Para ello deberán realizarse controles periódicos al equipo. Solo a los efectos de garantizar la seguridad radiológica de la práctica, como mínimo se deberá verificar:

a. La coincidencia del tamaño del campo lumínico con la indicación de los diales correspon-dientes.

b. La coincidencia de la distancia fuente-superficie con la indicación correspondiente. c. La relación unívoca entre la dosis absorbida entregada y las unidades monitor, para cada

energía en el campo de referencia. d. La constancia de las energías empleadas, tanto para emisión fotónica como de electrones. e. La planicidad y simetría del campo de radiación, en el plano de calibración. f. La coincidencia de los ejes mecánico, de giro del colimador, del haz de radiación y del haz

luminoso. g. La coincidencia de la proyección del centro del retículo con la intersección de las diagona-

les del campo luminoso. h. La posición del isocentro y su estabilidad conforme con las especificaciones del fabricante,

luego de producir giros del gantry, del colimador y de la camilla. i. La coincidencia del campo luminoso con el campo de radiación. j. La alineación de los punteros ópticos de techo y pared. k. La dependencia de la tasa de dosis absorbida con la orientación del equipo. l. La variación de la tasa de dosis absorbida con el tamaño de campo. m. La alineación mecánica.

45. Los procedimientos empleados para estas determinaciones y la frecuencia asociada, deberán formar parte de la documentación técnica.

D.7. Responsabilidades

46. Del Responsable:

a. Será responsable directo del cumplimiento y la observancia de todo aquello relacionado con seguridad radiológica, incluyendo la presente norma.

b. Será su responsabilidad constatar la calificación y acreditación correspondiente, del per-sonal de operación y de cualquier otra persona que no pertenezca a la dotación de perso-nal y sea asignada a tareas de instalación y mantenimiento.

c. Será su responsabilidad facilitar, en todo momento, la realización de inspecciones y audi-torías regulatorias.

d. Será su responsabilidad comunicar a la Autoridad Regulatoria, en forma fehaciente, la ocurrencia de eventos relevantes significativos que afecten a la seguridad radiológica de las personas y de la instalación en los plazos establecidos en la documentación corres-pondiente. Asimismo deberá mantener una comunicación apropiada con la Autoridad Re-gulatoria y con los trabajadores asignados a la instalación.

47. De los trabajadores:

a. Son responsables del cumplimiento de los procedimientos establecidos para asegurar su propia protección, la de los demás trabajadores y la del público.

1/7


Operación de instalaciones de telecobaltoterapia


AR 8.2.3.

REVISIÓN 3

1/7

NORMA AR 8.2.3

OPERACIÓN DE INSTALACIONES DE TELECOBALTOTERAPIA

A. OBJETIVO


B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a la operación de las instalaciones Clase II que posean equipos de telecobaltoterapia para el tratamiento de seres humanos.



3. Cabezal: Componente del equipo destinado a alojar la fuente sellada y que actúa, además, como blindaje.

4. Documentación Técnica: Documentación que contiene la información técnica requerida por la Autoridad Regulatoria para licenciar o registrar una instalación o autorizar una práctica.

5. Equipo de Telecobaltoterapia: Conjunto formado por el cabezal, el puente, el estativo, la consola de control, la camilla y los accesorios.

6. Recinto de Irradiación: Lugar donde se encuentra instalado el equipo de telecobaltoterapia, incluyendo la zona o laberinto de acceso.

7. Responsable: Persona que asume la responsabilidad directa por la seguridad radiológica de una Instalación Clase II o Clase III o de una práctica no rutinaria.



D. CRITERIOS


10. El solicitante de la licencia de operación debe presentar la documentación técnica necesa-ria para demostrar, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, que la operación del equipo de telecobaltoterapia (en adelante el equipo) se desarrollará en forma segura y que se tomarán todas las medidas tendientes a prevenir la ocurrencia de situaciones anormales.

NORMA AR 8.2.3. OPERACIÓN DE INSTALACIONES DE TELECOBALTOTERAPIA – REVISIÓN 3

2/7

11. La documentación técnica incluirá, como mínimo, las especificaciones del equipo y el ma-nual de operación del mismo, los planos y memoria de cálculo del recinto de irradiación, los procedimientos para operar en condiciones normales y para enfrentar situaciones anormales, y la descripción del sistema de calidad.

12. El solicitante de la licencia de operación debe demostrar que los sistemas de protección radiológica están optimizados. El diseño del recinto de irradiación debe garantizar que en todo momento las dosis que reciban los trabajadores y los miembros del público, excluyendo los pacientes, resulten tan bajas como sea razonablemente alcanzable y que no superen los lími-tes de dosis aplicables.

13. Cuando el diseño de los sistemas de protección radiológica asegure que, en condiciones normales de operación, ningún trabajador pueda recibir una dosis efectiva superior a 5 mSv en un (1) año, que ningún miembro del público pueda recibir una dosis efectiva superior a 100 µSv en un (1) año, y que la dosis efectiva colectiva debida a un (1) año de operación sea inferior a 10 Sv hombre, no es necesario demostrar que los sistemas están optimizados, salvo que la Autoridad Regulatoria lo solicite expresamente..

14. En la consola de control debe existir un dispositivo que permita al operador interrumpir ma-nualmente la irradiación.

15. En el interior del recinto de irradiación deben existir uno o más interruptores adecuadamen-te ubicados, que permitan interrumpir manualmente la irradiación.

16. El recinto de irradiación debe contar con un sistema de seguridad que produzca la interrup-ción automática de la irradiación si se abre la puerta de acceso al recinto cuando el equipo está irradiando.

17. El recinto de irradiación debe contar con un sistema de monitoreo y alarma que se active cuando la tasa de dosis equivalente ambiental, en el interior de dicho recinto, alcance el valor de la tasa de dosis que produce la fuente en posición de irradiación.

18. El acceso al recinto de irradiación debe estar adecuadamente señalizado mediante señales luminosas que indiquen si la fuente se encuentra en posición de irradiación o de no-irradiación.

19. La consola de control debe estar instalada de tal manera que, en todo momento, el opera-dor ubicado frente a ella tenga un control total del acceso al recinto de irradiación.

20. El operador debe tener desde la consola de control una visión clara y completa del pacien-te.

21. El equipo debe poseer un indicador mecánico situado en el cabezal que permita saber in-mediatamente si la fuente está en posición de irradiación o de no-irradiación. Además, el equi-po deberá poseer un indicador luminoso de la posición de la fuente. Ambos indicadores deben ser bien visibles.

22. El operador, previo a su ingreso al recinto de irradiación, debe tener una visión clara del indicador mecánico de posición de la fuente para saber si la fuente está en posición de irradia-ción o no.

23. Todo equipo que se instale por primera vez en el país debe contar con dos (2) sistemas de control del tiempo de exposición.

24. El equipo debe poseer un dispositivo que retorne la fuente automáticamente a la posición de no-irradiación y permanezca en esta posición, en los siguientes casos:

a. al finalizar el tiempo prefijado de exposición. b. ante una interrupción del suministro eléctrico. c. ante la falta de suficiente presión en el sistema neumático.


3/7

25. El mecanismo de movimiento de la fuente debe prever que, en caso de falla del sistema automático de retorno de la fuente, la exposición pueda ser interrumpida manualmente.

26. El equipo podrá irradiar fuera de la zona de intersección del haz con el interceptor del haz siempre que lo haga en la dirección en que existan barreras primarias con suficiente capacidad blindante.

27. En la consola de control debe existir, como mínimo, un indicador luminoso de las posiciones de irradiación y de no-irradiación de la fuente.

28. Después de una interrupción de la irradiación, sólo será posible reiniciar la operación del equipo desde la consola de control.

29. El equipo debe contar con dos indicadores, uno óptico y otro mecánico, de la distancia fuente-superficie de irradiación.

30. Además de los procedimientos incluidos en la documentación técnica, se debe contar con procedimientos escritos para verificar el funcionamiento y para proceder al ajuste de los encla-vamientos de seguridad tales como los interruptores de la puerta de acceso al recinto de irra-diación, los interruptores de emergencia ubicados dentro y fuera de este recinto, o los dispositi-vos de bloqueo que impiden comenzar la irradiación ante la ocurrencia de situaciones anorma-les.

31. Se debe tener disponible el equipamiento y los medios necesarios para llevar a cabo la simulación y planificación de los tratamientos.

D.2. Operación

32. El equipo sólo podrá ser operado cuando la instalación cuente con la correspondiente licen-cia de operación, cuando la dotación de personal cuente con los permisos individuales vigentes correspondientes y cuando se encuentre presente la dotación mínima de personal necesaria, a juicio del Responsable y a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

33. Durante la operación del equipo deben respetarse los procedimientos y las condiciones establecidas en la documentación técnica.

34. La documentación técnica debe estar disponible permanentemente en la consola de con-trol.

35. Toda modificación del recinto de Irradiación, del equipo y/o de la documentación técnica directa o indirectamente relacionada con la seguridad, requerirá la aprobación de la Autoridad Regulatoria, previo a la implementación de la modificación.

36. No debe admitirse la permanencia ni circulación de personas no imprescindibles a los fines de los tratamientos durante los períodos de irradiación, en las zonas que a tal efecto determine el Responsable y que estén establecidas en la documentación técnica.

37. Deben establecerse los procedimientos de control necesarios para verificar que, como mí-nimo, las condiciones iniciales de seguridad radiológica del equipo y la instalación se mantie-nen en el tiempo.

38. Se debe contar con los elementos auxiliares de colimación y fijación necesarios para prote-ger el tejido sano del paciente.


4/7

D.3. Mantenimiento Preventivo y Reparaciones

39. Debe efectuarse el mantenimiento preventivo de todos los sistemas de la instalación rela-cionados con la seguridad. Las tareas de mantenimiento preventivo o de reparación que se hagan, no deben modificar las características funcionales originales establecidas por el fabri-cante.

40. Las reparaciones y el mantenimiento preventivo que impliquen el cambio de la fuente ra-diactiva, la disminución del blindaje del cabezal o las tareas que directa o indirectamente afec-ten el mecanismo de accionamiento de la fuente, sólo pueden ser realizadas por personal cali-ficado con permiso individual perteneciente a empresas que cuenten con la licencia de opera-ción, otorgada por la Autoridad Regulatoria para los fines mencionados.

41. Luego de realizarse un mantenimiento preventivo o una reparación, el Responsable debe verificar el correcto funcionamiento del equipo, llevando a cabo las pruebas de aceptación o la parte de las mismas que corresponda, acorde a las tareas ejecutadas. Deberá también tener en cuenta lo establecido en el criterio N° 49 en lo que corresponda.

D.4. Sistema de Registros

42. Se debe implementar un sistema adecuado de registros, los cuales tienen que estar per-manentemente actualizados y a disposición de la Autoridad Regulatoria. Los registros deben ser conservados durante la vida útil de la instalación y contener, como mínimo, la siguiente información:

a. Las modificaciones o reparaciones realizadas en la instalación. b. Las descripciones de las situaciones anormales que se produzcan. c. Las tareas de mantenimiento significativas realizadas en la instalación. d. Los resultados de las pruebas de sistemas relacionados con la seguridad radiológica. e. Los resultados de las pruebas periódicas del equipo. f. El resultado de las pruebas del correcto funcionamiento o de aceptación llevadas a ca-

bo luego de la realización de tareas de mantenimiento preventivo o de reparación. g. La documentación vinculada con la capacitación y el reentrenamiento del personal.

43. Las dosis individuales deben computarse e informarse al personal en forma mensual y los registros correspondientes deben ser conservados durante treinta (30) años posteriores al mo-mento en que el trabajador haya cesado en las tareas que provocaron su exposición a la radia-ción. Tales registros deben estar a disposición de la Autoridad Regulatoria.

D.5. Dotación de Personal

44. La dotación mínima de personal, con presencia efectiva, debe estar constituida por profe-sionales médicos, especialistas en física de la radioterapia y técnicos en radioterapia, según se indica a continuación:

a. Profesionales médicos, autorizados por la Autoridad Regulatoria para el uso de equipos de telecobaltoterapia que posean permiso individual vigente, en número suficiente para cubrir todo el horario de atención a los pacientes.

b. Especialistas en física de la radioterapia autorizados por la Autoridad Regulatoria que posean permiso individual vigente, con una presencia efectiva acorde al número de pa-cientes y a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

c. Técnicos en radioterapia que posean la certificación correspondiente otorgada por la autoridad competente, quienes podrán operar los equipos.


5/7

D.6. Control Dosimétrico del Personal

45. El Responsable debe determinar la nómina de personal que debe utilizar dosímetro indivi-dual para la radiación externa, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

46. El titular de licencia debe entregar a cada persona sujeta a dosimetría individual, cuando deje de prestar servicio en la instalación, una certificación de la dosis individual recibida por la misma en los últimos cinco (5) años de trabajo.

D.7. Controles Periódicos al Equipo

47. Se deben efectuar, como mínimo, las siguientes verificaciones en forma adecuada:

a. Coincidencia entre los indicadores mecánico y luminoso de distancia, y de la imagen del retículo proyectada por el campo luminoso.

b. Coincidencia entre el campo luminoso y el campo irradiado. c. Coincidencia entre el tamaño del campo luminoso y la indicación del colimador, medi-

dos a la distancia fuente-superficie habitual. d. Coincidencia del eje de rotación del colimador con el eje del retículo. e. Simetría de las caras del colimador f. Ubicación del isocentro. g. Exactitud de las escalas angulares. h. Funcionamiento del temporizador. i. Movimientos de la mesa de tratamientos:

• Planicidad. • Verticalidad. • Fijación de movimientos.

j. Funcionamiento de los sistemas de seguridad: • Indicadores luminosos de posición de la fuente. • Indicador mecánico de posición de fuente. • Interruptor de irradiación de emergencia ubicado en la consola del equipo. • Interruptor de irradiación por apertura de la puerta del recinto de irradiación. • Dispositivos de visión del paciente (espejo o cámara de TV). • Interruptores de movimiento mecánico. • Limitadores de movimiento del cabezal. • Dispositivos antichoque.

k. Geometría del haz (incluye calibración completa). l. Verificación de la constancia de los factores de calibración.

48. Cada vez que se cambie la fuente del equipo, el titular de licencia debe demostrar a la Au-toridad Regulatoria, que la fuente cumple con las especificaciones de fabricación, calibración y calidad correspondientes a fuentes selladas de cobalto-60 para uso en telecobaltoterapia.

49. Se debe efectuar una calibración completa del haz de radiación, al menos una vez cada dos (2) años o en las siguientes circunstancias:

a. Antes del primer uso médico del equipo. b. Luego del reemplazo de la fuente radiactiva. c. Luego de la reinstalación del equipo en una nueva ubicación. d. Luego de una reparación que implique acciones sobre el alojamiento y/o el sistema de

exposición y/o guarda segura de la fuente radiactiva. e. Cuando un control dosimétrico rutinario arroje una discrepancia mayor que el 10% res-

pecto del obtenido en la última calibración completa, corregida por decaimiento. En es-te caso deberá notificarse inmediatamente la discrepancia a la Autoridad Regulatoria.


6/7

50. El instrumento destinado a la calibración dosimétrica del haz debe contar con certificado de calibración otorgado por un centro de referencia reconocido por la Autoridad Regulatoria. La calibración de dicho instrumento debe hacerse, al menos, una vez cada dos (2) años.

51. Se deberá participar, como mínimo anualmente, en ejercicios de intercomparación dosimé-trica que realicen organismos reconocidos por la Autoridad Regulatoria, y sus resultados deben ser informados a la misma.

D.8. Responsabilidades

52. Del titular de licencia:

a. Proveer los medios necesarios para cumplir y hacer cumplir, como mínimo, los requisi-tos establecidos en la licencia de operación, en las normas aplicables y en todo reque-rimiento de la Autoridad Regulatoria aplicable a la instalación o práctica.

b. Podrá delegar total o parcialmente la ejecución de tareas necesarias para la seguridad radiológica, pero manteniendo en su totalidad la responsabilidad correspondiente.

c. Prestarle al Responsable todo el apoyo que necesite y realizar una adecuada supervi-sión, para garantizar que la operación del equipo sea realizada en correctas condicio-nes de seguridad radiológica aplicando, al respecto, sistemas de calidad apropiados.

d. Comunicar a la Autoridad Regulatoria en forma fehaciente e inmediata, en caso que se produzca, la ausencia definitiva del Responsable.

e. Disponer de los recursos humanos necesarios para operar la instalación y asegurar su capacitación y reentrenamiento.

f. Designar al Responsable y asegurar que la función del mismo esté cubierta mientras permanezca vigente la licencia de operación correspondiente. No podrá operarse el equipo si se produce el cese en sus funciones, temporal o definitiva, del Responsable hasta el nombramiento de un nuevo Responsable, a satisfacción de la Autoridad Regu-latoria.

g. Mantener actualizados los registros indicados en los criterios N° 42 y 43 y cualquier otro que la Autoridad Regulatoria establezca durante la vida útil de la instalación. Estos registros estarán a disposición de la Autoridad Regulatoria.

h. Facilitar, en todo momento, la realización de inspecciones y auditorias regulatorias por parte del personal de la Autoridad Regulatoria o por quien ésta designe.

i. Entregar anualmente a la Autoridad Regulatoria los registros dosimétricos anuales del personal, incluyendo fechas de altas y bajas dentro del período.

j. Informar a la Autoridad Regulatoria los resultados de las intercomparaciones dosimétri-cas periódicas a las que hace referencia el criterio N° 51.

k. En caso de discontinuar en forma temporal o permanente el uso del equipo deberá noti-ficarse tal situación, en forma inmediata, a la Autoridad Regulatoria.

53. Del Responsable:

a. Verificar que toda persona que realiza tareas en el recinto de irradiación disponga de su permiso individual vigente o posea la calificación requerida para el trabajo a efec-tuar, según corresponda.

b. Asegurar que la operación del equipo se realizará, al menos, con la presencia de la do-tación mínima de personal acorde a lo establecido en el criterio N° 32.

c. Comunicar a la Autoridad Regulatoria, en forma fehaciente e inmediata, la ocurrencia de eventos que afecten o puedan afectar la seguridad radiológica de las personas y de la instalación.

d. Comunicar a la Autoridad Regulatoria, en forma fehaciente e inmediata, su renuncia o ausencia temporaria como Responsable.

e. Implementar las actividades y tareas establecidas en el sistema de calidad.


7/7

f. Informar a la Autoridad Regulatoria cuando, a su entender, el titular de la licencia de operación no provee los medios necesarios para garantizar la seguridad radiológica de la instalación.

54. Del trabajador:

a. Cumplir los procedimientos establecidos para asegurar su propia protección, la de los demás trabajadores y la del público.

1/9


Uso de fuentes radiactivas no selladas en instalaciones de medicina nuclear


AR 8.2.4.

REVISIÓN 1

1/9

NORMA AR 8.2.4

USO DE FUENTES RADIACTIVAS NO SELLADAS EN INSTALACIONES DE MEDICINA NUCLEAR

A. OBJETIVO


B. ALCANCE

2. La presente norma es aplicable a la operación de instalaciones o a la realización de prácticas de medicina nuclear que usen fuentes radiactivas no selladas con fines terapéuticos o de dia-gnóstico “in vivo”.



3. Calibrador de Actividades (“Activímetro”): Equipo destinado a medir las actividades de los radionucleidos que se administrarán a los pacientes, con fines de diagnóstico o terapéuti-cos.

4. Documentación Técnica: Documentación que contiene la información técnica requerida por la Autoridad Regulatoria para solicitar la licencia o registro de una instalación o la autorización de una práctica.

5. Equipamiento de Medicina Nuclear: Equipos destinados a la obtención de información a partir de la actividad incorporada por los pacientes en estudios “in vivo” de medicina nuclear (brazo de captación, cámara gamma planar, SPECT1, PET2 u otros).

6. Equipamiento de Protección Radiológica: Instrumental empleado en una instalación o práctica para la medición de radiación ambiental y de contaminación superficial.

7. Especialista en Física Médica: Profesional universitario con formación y experiencia en física aplicada a la medicina nuclear.

8. Medicina Nuclear: Especialidad médica en la que se emplean fuentes radiactivas no sella-das en seres humanos, con fines de diagnóstico o tratamiento.


10. Sistema de Calidad: Conjunto de actividades planificadas y desarrolladas para asegurar un nivel de calidad adecuado en una instalación o práctica.

1 SPECT: Tomografía por emisión de fotón único 2 PET: Tomografía por emisión de positrones.

NORMA AR 8.2.4. USO DE FUENTES RADIACTIVAS NO SELLADAS EN INSTALACIONES DE MEDICINA NUCLEAR – REVISIÓN 1

2/9


D. CRITERIOS

D.1. Generales

12. Para operar una instalación o para llevar a cabo una práctica de medicina nuclear, se debe contar con la licencia de operación otorgada por la Autoridad Regulatoria y con un Responsa-ble.

13. En las instalaciones de medicina nuclear, los sistemas de protección deben estar optimiza-dos para que la dosis efectiva de radiación que reciba cada trabajador no supere el valor de 6 mSv en un (1) año. Cuando la jornada de labor sea menor que ocho (8) horas, no deberá supe-rarse la parte proporcional de la restricción de dosis establecida.

14. Los radionucleidos que se utilicen o estén almacenados en la instalación deben ser los autorizados, y la actividad total de cada uno de ellos no debe exceder los valores establecidos en la licencia de operación.

15. Los radionucleidos o radiofármacos sólo pueden adquirirse a proveedores autorizados por la Autoridad Regulatoria o ser importados en forma directa por el titular de la licencia de opera-ción. Sólo pueden transferirse a otros titulares de licencia, para la misma práctica.


D.2.1. Solicitud de la Licencia de Operación

16. El solicitante debe presentar la documentación técnica necesaria para demostrar, a satis-facción de la Autoridad Regulatoria, que el diseño y la operación de la instalación de medicina nuclear cumplen, como mínimo, los requisitos de seguridad radiológica establecidos en la pre-sente norma y en las demás normas de la Autoridad Regulatoria que sean de aplicación.

17. La documentación técnica debe contener como mínimo, lo siguiente:

a. Descripción de la instalación, incluyendo: • la distribución en planta (acompañada de esquemas o planos). • los detalles constructivos vinculados a la seguridad radiológica de los locales don-

de se emplee material radiactivo (p. ej. revestimientos en pisos, paredes y superfi-cies de trabajo).

• los blindajes previstos. • los sistemas de ventilación, cuando corresponda.

b. Detalle del equipamiento previsto. c. Detalle del personal de operación previsto. d. Descripción del sistema de calidad.

D.2.2. Instalación

18. La instalación debe contar como mínimo con:

a. Un local exclusivo (cuarto de preparados o “cuarto caliente”) para la preparación de los radionucleidos, que deberá contar con materiales de construcción, dimensiones y blin-dajes apropiados, y con áreas debidamente separadas y señalizadas para el almace-namiento del material radiactivo y el almacenamiento transitorio de los residuos radiac-tivos.

b. Un local destinado a la administración de radionucleidos al paciente. c. Un local con dimensiones apropiadas para cada equipo de medicina nuclear.


3/9

d. Una sala de espera con un área exclusiva y debidamente delimitada, para pacientes a los cuales se les hayan administrado radionucleidos con fines de diagnóstico.

e. Un cuarto de baño exclusivo para pacientes a los cuales se les haya administrado ra-dionucleidos.

19. En aquellas instalaciones de medicina nuclear en las que se internen los pacientes tratados con dosis terapéuticas de I 131 u otros radionucleidos, se deberá disponer de una sala de in-ternación, con cuarto de baño exclusivo y adecuadamente acondicionada para tal fin.

20. El revestimiento de los pisos y las superficies de trabajo de los locales donde se utilice ma-terial radiactivo, debe ser de acabado liso, libre de discontinuidades, impermeable y fácilmente descontaminable.

21. Aquellos locales en los que se utilicen sustancias volátiles, gases o aerosoles radiactivos, deberán contar con un sistema de ventilación a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

22. El cuarto de preparados debe contar, como mínimo, con dos piletas separadas. Una de ellas estará destinada al lavado de elementos contaminados (“pileta activa”), y la otra al lavado de elementos no contaminados. Esta última debe estar ubicada en una zona dentro del cuarto caliente en la cual la probabilidad de contaminación sea baja.

23. Los desagües de la “pileta activa” deben conectarse a la red cloacal de forma tal que se minimicen las dosis a trabajadores debidas a eventuales retenciones de material radiactivo en la cañería de desagote.

24. Deben existir barreras físicas y señalizaciones de seguridad, que permitan restringir el ac-ceso a los locales en los que se trabaja con materiales radiactivos.

25. Cualquier proyecto de modificación al diseño de la instalación descripta en la documentación técnica y que pudiere afectar la seguridad radiológica, deberá ser comunicado a la Autoridad Regulatoria por el solicitante de la licencia de operación, previamente a la ejecución del proyecto.

26. En el caso de instalaciones de medicina nuclear nuevas, el diseño debe prever una ubica-ción de los locales tal que se minimicen los recorridos en el transporte interno del material ra-diactivo y se evite el paso de este material a través de locales tales como consultorios, salas de espera, etc.

D.2.3. Dotación de Personal

27. La dotación de personal de la instalación de medicina nuclear debe estar de acuerdo con los tipos de estudios o tratamientos que se realicen en ella, el equipamiento de medicina nu-clear utilizado y la carga de trabajo. La dotación mínima debe estar integrada por:

a. Personal médico con permiso individual para los estudios o tratamientos que se reali-zan, en número suficiente para cubrir todo el horario en que se administre material ra-diactivo a los pacientes.

b. Personal profesional o técnico con permiso individual y preparación adecuada para la manipulación de material radiactivo, en número adecuado a la carga de trabajo de la instalación de medicina nuclear.

28. En aquellas instalaciones que utilicen equipamiento de medicina nuclear de alta compleji-dad (tal como PET o SPECT con más de un cabezal) que se emplee para mediciones en coin-cidencia, el plantel mínimo debe completarse, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, con un especialista en física médica según lo definido en la definición N° 7, con dedicación parcial.

29. Cuando la complejidad de los procesos radioquímicos que se realicen en la instalación de medicina nuclear así lo requiera, el plantel mínimo deberá completarse con un especialista en radioquímica o radiofarmacia con permiso individual, con dedicación parcial a satisfacción de la Autoridad Regulatoria,.


4/9

D.2.4. Equipamiento Mínimo

30. El equipamiento mínimo requerido para la operación de la instalación de medicina nuclear debe consistir en:

a. Monitor portátil de radiación y contaminación con respuesta adecuada a los radionu-cleídos y actividades empleadas

b. Calibrador de actividades (“activímetro”) que utilice como elemento de medición una cámara de ionización o un sistema de medición de tecnología más avanzada, con res-puesta adecuada a los radionucleidos y actividades empleados.

c. Equipamiento de medicina nuclear en cantidad y tipo acordes con la licencia de opera-ción solicitada.

D.3. Operación

31. La operación de la instalación de medicina nuclear debe enmarcarse dentro de un sistema de calidad que contenga procedimientos escritos, como mínimo para:

a. Compra, recepción y almacenamiento, e inventario del material radiactivo. b. Manipulación del material radiactivo dentro de la instalación y para aquellos casos en

que deba ser utilizado fuera de ella (quirófanos, salas de internación, etc.). c. Vigilancia radiológica de áreas y personal. d. Mantenimiento y control de calidad del equipamiento de medicina nuclear, del “activí-

metro” y del equipamiento de protección radiológica. e. Protección radiológica del paciente. f. Gestión de los residuos radiactivos. g. Situaciones anormales.

32. Toda modificación en las condiciones de operación autorizadas debe ser aprobada previa-mente por la Autoridad Regulatoria.

33. Al efectuarse la recepción de material radiactivo debe verificarse la integridad del bulto y del contenido, y la ausencia de contaminación superficial arrastrable.

34. La manipulación del material radiactivo debe realizarse exclusivamente en los locales co-rrespondientes, descriptos en el criterio N° 18, y en condiciones de seguridad que permitan minimizar las dosis por irradiación y la probabilidad de contaminación.

35. Si se llevaran a cabo estudios o tratamientos que requirieran el traslado de material radiac-tivo fuera del ámbito de la instalación de medicina nuclear (p. ej. estudios intra operatorios), los mismos deberán ser realizados bajo supervisión del Responsable y en adecuadas condiciones de seguridad radiológica.

36. Cualquier acción que implique el traslado de material radiactivo por la vía pública debe lle-varse a cabo en las condiciones establecidas por la Norma A.R. 10.16.1 – “Transporte de Mate-riales Radiactivos”.

37. Todos los trabajadores que se desempeñen en la instalación de medicina nuclear deben reci-bir capacitación y entrenamiento apropiados en protección radiológica antes de comenzar a des-empeñar sus funciones y con posterioridad, con una periodicidad adecuada. Además, la instruc-ción del personal se realizará cada vez que ocurran cambios significativos en sus responsabilida-des, en las técnicas empleadas, en la instalación, en las funciones, en las normas aplicables o en las condiciones de la licencia de operación.

38. El personal que deba concurrir esporádicamente a la instalación en razón de sus funciones o responsabilidades (personal de mantenimiento, personal de servicio, etc.) debe recibir, previa-mente a su concurrencia, instrucciones básicas de protección radiológica.


5/9

39. El personal de la instalación de medicina nuclear debe contar con los elementos de protec-ción personal adecuados para cada tarea.

40. La instalación de medicina nuclear debe contar con los elementos de descontaminación adecuados al tipo de radionucleidos que se empleen, su actividad y su forma física y química. Las previsiones para la gestión de los residuos radiactivos resultantes de la eventual descon-taminación, deben estar incluidas en el procedimiento mencionado en el criterio N° 31 f.

41. La liberación de efluentes líquidos, gaseosos o aerosoles debe ser tan baja como resulte posible. Si se han establecido límites de descarga en la licencia de operación, éstos no deben excederse.

42. Los pacientes a los que se les administre radionucleidos con fines terapéuticos deben reci-bir, previamente, instrucciones escritas sobre las acciones a tomar para mantener las dosis de familiares y público en general, tan bajas como sea posible.

43. En aquellas instalaciones de medicina nuclear en las que se internen los pacientes tratados con dosis terapéuticas de I-131 u otros radionucleidos, las salas de internación deberán contar con una señalización adecuada. Todas las operaciones vinculadas con la atención de los pa-cientes, así como el régimen de visitas si lo hubiere, deberán llevarse a cabo siguiendo proce-dimientos que aseguren que las dosis a los trabajadores y al público sean tan bajas como re-sulte posible.

44. Los procedimientos para situaciones anormales mencionados en el criterio N° 31 g deben incluir evaluaciones dosimétricas y acciones correctivas apropiadas para el caso de contamina-ciones significativas.

45. Las fuentes radiactivas selladas o no selladas destinadas a controles de calidad o calibra-ciones deben estar inventariadas y deben guardarse debidamente blindadas y señalizadas, en un área especialmente destinada a tal fin, en el cuarto de preparados.

D.4. Vigilancia Radiológica

D.4.1. Vigilancia Radiológica de Áreas

46. Debe contarse con un programa de vigilancia radiológica destinado a mantener los niveles de radiación y contaminación tan bajos como sea razonablemente alcanzable y que contemple, como mínimo, lo siguiente.

a. El monitoreo periódico de la radiación ambiental y la contaminación superficial en todas las áreas de la instalación en las que se emplee material radiactivo y de todos los obje-tos que pudieran resultar contaminados con material radiactivo (guardapolvos, pinzas, material reutilizable, portajeringas, portamuestra del “activímetro”, etc.).

b. El monitoreo de la contaminación superficial en aquellas áreas en que no se emplea material radiactivo cuando se sospeche el arrastre incidental de dicha contaminación.

D.4.2. Vigilancia Radiológica Individual

47. Debe llevarse a cabo el control dosimétrico individual de los trabajadores en los casos que corresponda.

48. El Responsable debe determinar la nómina de los trabajadores afectados al control dosimé-trico individual. El personal que realiza tareas de elución, fraccionamiento, administración o cualquier otra tarea relacionada con la manipulación de radionucleidos, debe contar, además, con dosímetro de mano.

49. El dosímetro personal de cada trabajador debe ser de uso exclusivo en cada instalación de medicina nuclear.


6/9

50. La dosimetría personal sólo podrá ser llevada a cabo por aquellos servicios de dosimetría que participen en ejercicios periódicos de intercomparación efectuados por organismos recono-cidos por la Autoridad Regulatoria.

51. Debe vigilarse la contaminación interna del personal que realiza rutinariamente tareas con radionucleidos que puedan dar lugar a una incorporación, con una frecuencia adecuada a la carga de trabajo o cuando se sospeche la existencia de una contaminación resultante de una situación anormal.

52. Las dosis individuales deben computarse e informarse al personal en forma mensual. El titular de la licencia de operación debe entregar a cada persona sujeta a dosimetría individual, cuando deje de prestar servicio en la instalación de medicina nuclear, una certificación de la dosis individual recibida en cada año de trabajo en dicha instalación.

D.5. Mantenimiento y Calibración Periódica del Equipamiento de Protección Radiológica

53. Debe efectuarse el mantenimiento y el control periódico del equipamiento de protección radiológica.

54. El equipamiento de protección radiológica debe ser adecuadamente calibrado como míni-mo:

a. una vez cada dos (2) años; b. cada vez que sea sometido a una reparación; c. cuando existan motivos para suponer una alteración de su calibración.

55. La calibración debe ser realizada por un laboratorio de calibración dosimétrica reconocido por la Autoridad Regulatoria o bien se deberá presentar en la documentación técnica un proce-dimiento de calibración a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

D.6. Mantenimiento y Control Periódico del Equipamiento de Medicina Nuclear y del “Ac-tivímetro”

56. Debe efectuarse el mantenimiento del equipamiento de medicina nuclear y del “activímetro”. Las tareas de mantenimiento o reparación que pudieran implicar modificaciones significativas al diseño, desde el punto de vista de la seguridad radiológica, deberán ser comunicadas a la Au-toridad Regulatoria, previamente a su ejecución.

57. Luego de realizarse un mantenimiento o una reparación, el Responsable debe verificar el correcto funcionamiento del equipo, llevando a cabo las pruebas de aceptación que correspon-dan, según las tareas ejecutadas.

58. El “activímetro” y el equipamiento de medicina nuclear deben someterse a un protocolo de controles periódicos con periodicidad y extensión adecuados a su complejidad, sus funciones y su frecuencia de utilización. En particular, para “activímetros” la calibración en energía (medi-ción de la fuente patrón) debe efectuarse al menos una vez al día, y el resultado de este control debe registrarse.

D.7. Protección Radiológica del Paciente

59. La actividad del material radiactivo administrado con fines diagnósticos debe ser tal que la dosis al paciente sea la mínima necesaria y suficiente para conseguir el objetivo perseguido.

60. La actividad del material radiactivo administrado con fines terapéuticos debe ser tal que la dosis al tejido sano sea la mínima que pueda razonablemente alcanzarse compatible con la dosis de tratamiento requerida.

61. Previamente a la administración de un radionucleido con fines terapéuticos a una mujer en edad de gestación, se le debe efectuar una prueba de embarazo.


7/9

62. La prescripción de las actividades diagnósticas o terapéuticas debe ser realizada y firmada por un médico que cuente con el correspondiente permiso individual.

63. Debe verificarse la actividad a ser administrada previamente a la realización de cada estudio o tratamiento. El resultado de la calibración de dicha actividad debe ser registrado.

64. Antes de administrar el material radiactivo se debe verificar que el radionucleido y la activi-dad a administrar sean las prescriptas. Los procedimientos escritos incluirán métodos inequívo-cos de identificación del paciente y del o los órganos a estudiar o tratar.

65. Se deben usar métodos adecuados para bloquear la absorción de los radionucleidos por órganos que no sean objeto de estudio y para acelerar su excreción, cuando proceda.

66. Previamente a la administración de material radiactivo en procedimientos diagnósticos o tera-péuticos a mujeres embarazadas, debe evaluarse la dosis que recibiría el embrión o feto.

67. En los casos que corresponda, el Responsable debe recomendar a las madres en período de lactancia -que sean objeto de estudios o tratamientos con material radiactivo- la interrupción del amamantamiento, hasta que la cantidad secretada del radioisótopo suministrado no cause al lactante una dosis efectiva inaceptable

D.8. Gestión de Residuos Radiactivos

68. El titular de la licencia de operación de una instalación de medicina nuclear debe prever, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, las alternativas para la gestión de los residuos radiac-tivos que se generen como consecuencia de la práctica, antes del inicio de la operación.

69. Cuando el período de semidesintegración y la actividad de los radionucleidos utilizados sea tal que no se prevean tiempos de almacenamiento superiores a un (1) año, se podrán almace-nar los residuos radiactivos transitoriamente para su decaimiento en la propia instalación.

70. Los residuos radiactivos que se almacenen transitoriamente en la instalación de medicina nuclear para decaimiento, deben retenerse por un tiempo igual o superior a ocho (8) períodos de semidesintegración, al cabo del cual serán gestionados como residuos convencionales o como residuos patogénicos, según corresponda, retirando previamente su identificación como material radiactivo.

71. Cuando el período de semidesintegración, la actividad de los radionucleidos utilizados o la capacidad de almacenamiento de la instalación de medicina nuclear no permita realizar en ella el almacenamiento transitorio, deben gestionarse los residuos radiactivos transfiriéndolos a una gestionadora de residuos radiactivos, según lo establecido en la norma AR. 10.12.1 “Gestión de Residuos Radiactivos”.

72. Los residuos radiactivos deben ser minimizados (reduciendo volúmenes y racionalizando operaciones), clasificados, segregados e identificados por radionucleido, actividad, fecha de generación y período de almacenamiento requerido. Además deben ser acondicionados ade-cuadamente para permitir su almacenamiento o transporte para su disposición final.

73. Los residuos sólidos (tales como jeringas, agujas y material de vidrio) conteniendo material radiactivo deben ser acondicionados de manera adecuada para evitar heridas o lesiones que pudieran ocasionar contaminación interna.

74. Los filtros de los sistemas de ventilación existentes en la instalación de medicina nuclear deben ser gestionados como residuo radiactivo cuando corresponda.

D 9. Registros

75. El titular de licencia debe asegurar que se mantengan actualizados, como mínimo, los si-guientes registros:


8/9

a. Contabilidad de material radiactivo que incluya como mínimo: radionucleidos ingresa-dos al servicio, forma física y química, actividad y fecha de ingreso o egreso.

b. Residuos eliminados a través de una gestionadora de residuos radiactivos: material eliminado, actividad estimada y fecha de eliminación.

c. Dosis diagnósticas y terapéuticas: nombre del paciente, radioisótopo y actividad admi-nistrados, y fecha de administración. En los casos en que haya internación: lugar de in-ternación y fecha de alta. Estos registros deberán mantenerse como mínimo durante diez (10) años.

d. Calibraciones y controles del equipamiento de medicina nuclear y del equipamiento de protección radiológica.

e. Dosis del personal. Estos registros deberán conservarse como mínimo durante treinta (30) años con posterioridad a la fecha en que el trabajador deje de prestar servicios pa-ra la instalación.

Aquellos registros para los que no se prescriba explícitamente un plazo, deben mantenerse por un período mínimo de tres (3) años. Los registros precedentes deben ser puestos a disposición de la Autoridad Regulatoria cuando ésta lo requiera.

D.10 Responsabilidades

76. Del Titular de Licencia

a. Proveer los medios necesarios para cumplir y hacer cumplir, como mínimo, los requisi-tos establecidos en la licencia de operación, en las normas aplicables y en todo otro requerimiento de la Autoridad Regulatoria aplicable a la instalación o práctica.

b. Designar al Responsable, asegurar que la función del mismo esté cubierta mientras permanezca vigente la licencia de operación correspondiente y prestarle al Responsa-ble todo el apoyo que necesite para garantizar la calidad técnica de los estudios y que la práctica se desarrolle en adecuadas condiciones de seguridad radiológica.

c. Comunicar a la Autoridad Regulatoria en forma fehaciente e inmediata, el caso en que se produzca la ausencia definitiva del Responsable. Si se produce el cese en funciones (temporal o definitivo) del mismo, la instalación no podrá operar hasta tanto se designe un nuevo Responsable, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

d. Establecer un sistema de calidad adecuado y supervisar su correcta implementación. e. Contar con el personal necesario para operar la instalación y asegurar su capacitación

y reentrenamiento. f. Facilitar, en todo momento, la realización de inspecciones y auditorias regulatorias por

parte del personal de la Autoridad Regulatoria o por quien ésta designe. g. Remitir anualmente a la Autoridad Regulatoria los registros dosimétricos del personal,

incluyendo fechas de altas y bajas dentro del período. h. Notificar a la Autoridad Regulatoria la intención de cesar en forma temporaria o definiti-

va el uso de material radiactivo. i. Tramitar, con la debida anticipación, la renovación, modificación o ampliación de la li-

cencia de operación.

77. Del Responsable

a. Asegurar que la operación de la instalación se realizará, al menos, con la presencia de la dotación mínima de personal acorde a lo establecido en el criterio N° 27 y en los cri-terios Nº 28 ó 29, cuando corresponda.

b. Implementar el sistema de calidad. c. Comunicar a la Autoridad Regulatoria, en forma fehaciente e inmediata, la ocurrencia

de eventos que afecten o puedan afectar la seguridad radiológica, investigar sus cau-sas y consecuencias e implementar las medidas correctivas que correspondan.


9/9

d. Comunicar a la Autoridad Regulatoria, en forma fehaciente e inmediata, su renuncia o ausencia temporaria como Responsable.

e. Informar en forma fehaciente a la Autoridad Regulatoria cuando, a su entender, el titu-lar de licencia no provee los recursos necesarios para garantizar la seguridad radiológi-ca.

f. Mantener actualizados los registros indicados en el criterio Nº 75.

78. Del Trabajador

a. Cumplir los procedimientos establecidos para asegurar su propia protección, la de los demás trabajadores, la de los pacientes y la del público.

1/5


Permisos individuales para el empleo de material radiactivo o radiaciones ionizantes en seres humanos


AR 8.11.1.

REVISIÓN 2

1/5

NORMA AR 8.11.1.

PERMISOS INDIVIDUALES PARA EL EMPLEO DE MATERIAL RADIACTIVO O

RADIACIONES IONIZANTES EN SERES HUMANOS

A. OBJETIVO

1. Establecer los requisitos que debe cumplir un médico para solicitar y renovar permisos individuales.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a todo médico que solicite un permiso individual para realizar prácticas en instalaciones Clase II licenciadas por la Autoridad Regulatoria que involucren el empleo de material radiactivo o radiaciones ionizantes1 en seres humanos.




4. Licencia: Documento por medio del cual la Autoridad Regulatoria autoriza, bajo ciertas condiciones, la operación de una instalación o la ejecución de una dada etapa de la vida de dicha instalación. Estas etapas pueden ser la construcción, puesta en marcha, retiro de servicio o cualquier otra que la Autoridad Regulatoria juzgue necesario licenciar.

5. Permiso Individual: Certificado, expedido por la Autoridad Regulatoria, por el que se autoriza a una persona a trabajar con fuentes de radiación, en una instalación Clase II o en una práctica no rutinaria.


7. Preceptor: Médico de reconocida trayectoria profesional, poseedor de un permiso individual vigente para la práctica en la que entrenará al médico solicitante del permiso individual para el uso de material radiactivo o radiaciones ionizantes, que haya renovado al menos una vez su permiso individual y que cumple, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, los requisitos necesarios para entrenar a solicitantes de permisos individuales.

1 Incluyendo a los aceleradores lineales de uso médico. En concordancia con los términos de la Ley 17.557, se excluyen los equipos destinados a generar específicamente rayos x.

NORMA AR 8.11.1. PERMISOS INDIVIDUALES PARA EL EMPLEO DE MATERIAL RADIACTIVO O RADIACIONES IONIZANTES EN SERES HUMANOS – REVISIÓN 2

2/5

D. REQUISITOS

D1. Requisitos Generales

8. Sólo se podrá emplear material radiactivo o radiaciones ionizantes en seres humanos cuando se posea un permiso individual para tal propósito, otorgado por la Autoridad Regulatoria.

9. El poseedor de un permiso individual estará autorizado a realizar sólo aquellas prácticas expresamente indicadas en el mismo, y podrá efectuarlas únicamente en instalaciones que cuenten con la correspondiente Licencia de operación otorgada por la Autoridad Regulatoria.

D.2. Solicitud de Permisos Individuales

10. El médico que solicita un permiso individual debe estar habilitado para ejercer su profesión, tener una adecuada formación teórica en el empleo de material radiactivo o radiaciones ionizantes en seres humanos adquirida mediante la realización de cursos reconocidos por la Autoridad Regulatoria, y haber realizado un entrenamiento apropiado por medio de una participación clínica activa.

11. La formación teórica mencionada en el requisito N° 10 debe proporcionar al médico, como mínimo, un conocimiento general sobre:

a. Principios de física nuclear, radiactividad e interacción de la radiación con la materia. Magnitudes y unidades dosimétricas y radiométricas.

b. Sistemas de detección y medición de la radiación. Criterios para su adecuada utilización y calibración.

c. Efectos biológicos de las radiaciones ionizantes.

d. Criterios de protección radiológica y seguridad aplicables a los usos médicos de las radiaciones ionizantes. Estudio de la normativa regulatoria de aplicación.

e. Dosimetría de la radiación externa y de la contaminación interna. Cálculo de las dosis a administrar y evaluación de las dosis administradas.

f. Criterios de gestión de residuos radiactivos generados en la práctica médica.

g. Criterios asociados a la seguridad de las fuentes de radiaciones ionizantes utilizadas en aplicaciones médicas. Control del inventario de fuentes radiactivas. Análisis de situaciones accidentales.

h. Aspectos de la garantía de calidad y la cultura de seguridad en la práctica médica.

12. El entrenamiento mencionado en el requisito N° 10 consistirá en la realización de períodos de capacitación sujetos a las condiciones particulares establecidas por la Autoridad Regulatoria para cada tipo de práctica e incluirá, como mínimo, una participación clínica activa en los siguientes aspectos:

a. Examen de un número apropiado de pacientes para analizar la conveniencia de emplear material radiactivo o radiaciones ionizantes en diagnóstico o tratamiento y la formulación de recomendaciones sobre la dosificación a ser prescripta.

b. Participación apropiada para cada práctica en la calibración y administración de dosis para el diagnóstico o el tratamiento.

c. Seguimiento de la evolución de los pacientes durante el tratamiento y post-tratamiento, a fin de evaluar la eficiencia de los métodos utilizados y sus posibles implicancias desde el punto de vista de la protección radiológica del paciente.


3/5

13. El entrenamiento a que hace mención el criterio N° 10 debe ser realizado en una instalación Clase II con Licencia de operación vigente, que cuente con los medios adecuados para su realización y ser supervisada por un preceptor aceptado previamente por la Autoridad Regulatoria. La instalación y su Licencia de operación deberán ser acordes a la práctica para la cual se realiza el entrenamiento. El respectivo titular de licencia deberá prestar conformidad para la realización del entrenamiento.

14. El preceptor debe haber desempeñado en forma continua la práctica médica de que se trate y podrá supervisar entrenamientos sólo en los casos en que no se presenten incompatibilidades ni vínculos de orden profesional, familiar o comercial con el practicante.

15. El preceptor debe comunicar a la Autoridad Regulatoria la iniciación del entrenamiento de todo solicitante de un permiso individual, dentro de los quince (15) días de ocurrida tal iniciación. Dicha comunicación debe incluir el programa y la duración estimada del entrenamiento a ser realizado. La falta de dicha comunicación implicará el desconocimiento por parte de la Autoridad Regulatoria del entrenamiento efectuado.

16. El preceptor debe acreditar la efectiva realización del entrenamiento a través de una declaración jurada. La información consignada en dicha declaración deberá ser verificable. El preceptor debe asegurar, de igual forma, que la realización del entrenamiento ha proporcionado al solicitante una adecuada formación en la práctica pertinente que le permita emplear materiales radiactivos o radiaciones ionizantes en seres humanos sin necesidad de supervisión.

17. La aprobación de cursos universitarios de postgrado o de cursos terciarios nacionales o extranjeros de distintas sociedades o asociaciones médicas, reconocidos por la Autoridad Regulatoria, en especialidades médicas que contemplen el empleo de material radiactivo o radiaciones ionizantes en seres humanos, permitirá al solicitante demostrar que ha obtenido la formación teórica necesaria mencionada en el requisito N° 10. Para acreditar el cumplimiento del entrenamiento, en aquellos casos en que los cursos no lo incluyeran, deben cumplimentarse los requisitos N° 12 a N° 16 inclusive.

18. En forma alternativa y en los casos en que el solicitante de un permiso individual no pueda acreditar conocimientos y experiencia en el empleo de material radiactivo o radiaciones ionizantes de acuerdo a los requisitos N° 10 a N° 16 inclusive podrá solicitar, con carácter de excepción, un reconocimiento de su formación teórico-práctica. Para que la excepción sea considerada, el solicitante deberá adjuntar a la solicitud de permiso individual, la documentación probatoria de sus conocimientos y experiencia y, eventualmente, rendir una evaluación ante la Autoridad Regulatoria.

19. El médico que solicite un permiso individual para usos experimentales de material radiactivo o radiaciones ionizantes en seres humanos, ya sea con fines de investigación, diagnóstico o terapéutica, debe acreditar experiencia adecuada en la implementación de programas de protección radiológica en prácticas relacionadas con la experimentación propuesta.

20. La solicitud de un permiso individual para usos experimentales de material radiactivo o radiaciones ionizantes en seres humanos debe ser acompañada por el programa de investigación presentado a consideración de la autoridad competente y por las condiciones de protección radiológica y seguridad previstas.

D.3. Validez y Renovación de Permisos Individuales

21. Los permisos individuales otorgados para el empleo de material radiactivo o radiaciones ionizantes en seres humanos tendrán una validez de cinco (5) años, salvo que la Autoridad Regulatoria especifique un período de validez menor.

22. El médico que desee renovar un permiso individual debe iniciar la pertinente tramitación ante la Autoridad Regulatoria sesenta (60) días antes de la fecha de vencimiento establecida en el permiso. Asimismo deberá acreditar que:


4/5

a. Durante la vigencia del permiso se ha desempeñado efectivamente en la práctica indicada en el mismo.

b. Cuenta con antecedentes curriculares y con una adecuada actualización en la práctica contemplada en el permiso a renovar, incluyendo aspectos de protección radiológica asociados a la misma.

23. El médico que no haya cumplido lo establecido en el requisito N° 22 y desee renovar su permiso individual dentro del año posterior a la fecha de su vencimiento deberá acreditar, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, que se ha desempeñado bajo supervisión de un profesional con permiso individual vigente durante dicho plazo.

24. El médico que no haya cumplido lo establecido en el requisito N° 22 y desee renovar su permiso individual luego del año posterior a su vencimiento, deberá realizar nuevamente el entrenamiento establecido en la Sección D2.

D4. Responsabilidades del Poseedor de un Permiso Individual

25. El poseedor de un permiso individual debe:

a. Optimizar el empleo de equipos y técnicas para que las dosis innecesarias, a los fines del procedimiento, resulten tan bajas como sea razonablemente alcanzable.

b. Cumplir con los procedimientos establecidos para asegurar su propia protección, la de los demás trabajadores, la de los pacientes y la del público.

c. Suministrar toda la información sobre temas sujetos a regulación que le sea solicitada por personal de la Autoridad Regulatoria.

d. Comunicar al responsable de la instalación Clase II en la que desarrolla sus tareas, en forma inmediata, la ocurrencia de sucesos que afecten, o puedan afectar, la protección radiológica de las personas y la seguridad de la instalación. Dicha comunicación al Responsable de la instalación debe realizarse por escrito dentro de las cuarenta y ocho (48) horas de producido el o los sucesos, adjuntando un primer informe de lo acontecido.

e. Presentar el permiso en cada oportunidad en que le sea requerido por personal de la Autoridad Regulatoria.

D5. Permisos Individuales para Prácticas Específicas con Radioisótopos o Radiaciones Ionizantes que no sean un Uso Clínico Establecido ni se enmarquen en un Programa de Investigación o Protocolo de Usos Experimentales

26. El médico que solicite un permiso individual para llevar a cabo en un paciente determinado, una práctica específica con radioisótopos o radiaciones ionizantes que no se enmarque en un Uso Clínico Establecido ni se enmarque en un Programa de Investigación o Protocolo de Usos Experimentales, debe cumplir con los criterios establecidos en la presente norma, y con los siguientes requisitos:

a. Acreditar que la práctica ha sido autorizada específicamente para ese paciente por la Administración Nacional de Medicamentos Alimentos y Tecnología Médica (ANMAT) dentro de los alcances de la Disposición ANMAT 840/95.

b. Declarar que ese paciente no puede ser incluido dentro de un Programa de Investigación o Protocolo de Usos Experimentales de radioisótopos o radiaciones ionizantes en seres humanos.


5/5

c. La solicitud debe ser acompañada por la descripción de la práctica y de las medidas de protección radiológica que implementará, las que deberán incorporar los criterios de justificación y optimización aplicados en los Programas de Investigación o Protocolo de Usos Experimentales que se hubieren desarrollado para dicha práctica en el país o en el extranjero, así como las conclusiones obtenidas de los mismos.

1/6


Requisitos mínimos de formación clínica activa para la obtención de permisos individuales con fines médicos


AR 8.11.2.

REVISIÓN 0

1/6

NORMA AR 8.11.2.

REQUISITOS MÍNIMOS DE FORMACIÓN CLÍNICA ACTIVA PARA LA OBTENCIÓN DE PERMISOS INDIVIDUALES

CON FINES MÉDICOS

A. OBJETIVO

1. Establecer los requisitos mínimos de formación clínica activa necesarios para poder obtener permisos individuales.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a los médicos que soliciten permiso individual para realizar prácticas en instalaciones Clase II licenciadas por la Autoridad Regulatoria que involucren el empleo de material radiactivo o radiaciones ionizantes1 en seres humanos.

El cumplimiento de esta norma no exime del cumplimiento de otras normas y requerimientos aplicables que establezcan otras autoridades competentes no relacionadas con la protección radiológica de las personas y la seguridad de las instalaciones.


3. Estudios Dinámicos: Estudios que se efectúen mediante la administración (ya sea por vía oral, inhalatoria, parenteral o intravenosa) al paciente de trazadores radiactivos para la medi-ción de radiactividad “in vivo”, en muestras biológicas o para la obtención de imágenes.


5. Permiso Individual: Certificado, expedido por la Autoridad Regulatoria, por el que se autori-za a una persona a trabajar con fuentes de radiación, en una instalación Clase II o en una prác-tica no rutinaria.


D REQUISITOS

D 1. Uso de Trazadores Radiactivos para Estudios Dinámicos (Propósito 3.1)

7. El médico debe haber aprobado un curso universitario de postgrado de especialista en medi-cina nuclear, reconocido por la Autoridad Regulatoria Nuclear, que brinde una formación teórica y una práctica activa según lo requerido por la norma AR 8.11.1. “Permisos Individuales para el Empleo de Material Radiactivo o Radiaciones Ionizantes en Seres Humanos”.

8. El médico cuya formación no se ajuste a lo estipulado en el requisito N° 10 debe:

1 Incluyendo a los aceleradores lineales de uso médico. En concordancia con los términos de la Ley 17.557, se excluyen los equipos destinados a generar específicamente rayos x.

NORMA AR 8.11.2. REQUISITOS MÍNIMOS DE FORMACIÓN CLÍNICA ACTIVA PARA LA OBTENCIÓN DE PERMISOS INDIVIDUALES CON FINES MÉDICOS – REVISIÓN 0

2/6

a. haberse desempeñado en forma continua durante por lo menos tres (3) años en un servicio de alguna de las ramas de la clínica médica.

b. haber realizado una práctica clínica activa durante cuatrocientas (400) horas como mí-nimo, distribuidas en un lapso no menor de veinte (20) semanas, en un programa mé-dico en el que se utilicen todos los radioisótopos cuyo empleo se solicite y en el que se hayan efectuado estudios en no menos de doscientos (200) pacientes con arreglo a lo estipulado en los requisitos aplicables de la norma AR 8.11.1.

D 2. Usos de Soluciones Radiactivas (Propósito 3.2) y Radiocoloides (Propósito3.3) en Terapia

9. El médico debe haber aprobado un curso universitario de postgrado de especialista en medi-cina nuclear, reconocido por la Autoridad Regulatoria, que brinde una formación teórica y una práctica activa según lo requerido por la norma AR 8.11.1.

10. El médico cuya formación no se ajuste a lo estipulado en el requisito N° 9, debe cumplir los requisitos especificadas para cada uso en D 2.1 o D 2.2 según corresponda.

D 2.1. Uso de Soluciones de I-131 en Terapia (Propósito 3.2.1 Hipertiroidismo) y (Propósi-to 3.2.2 Carcinoma de Tiroides)

11. El médico debe poseer permiso individual para uso de trazadores radiactivos en estudios dinámicos.

12. El médico debe haber realizado una práctica activa con arreglo a lo estipulado en los requi-sitos aplicables de la norma AR 8.11.1, de acuerdo al siguiente programa orientativo: “Partici-pación activa en la discusión de las pautas diagnósticas, el tratamiento con radioyodo y segui-miento de la evolución de un mínimo de veinticinco (25) pacientes con hipertiroidismo, cáncer de tiroides y tiroideopatías tratables con I-131, durante un lapso no menor de veinticinco (25) semanas, en un programa médico en el que se emplee I-131 en solución”.

D 2.2. Otros Usos de Soluciones Radiactivas y Radiocoloides en Terapia (Propósito 3.2.3)

13. El empleo rutinario de soluciones radiactivas con otros radioisótopos diferentes del I-131 en terapia metabólica, y el uso de radiocoloides en terapia, con fines curativos, paliativos del dolor y no oncológicos, debe ajustarse a los requisitos N° 14 y 15.

14. El médico debe:

a. poseer permiso individual para el uso de soluciones de I-131 en terapia y aprobar un “Curso de Radioterapia Metabólica” reconocido por la Autoridad Regulatoria, que inclu-ya un módulo de “Dosimetría Clínica”.

b. poseer permiso individual para el uso de fuentes selladas en radioterapia y aprobar un “Curso de Radioterapia Metabólica” reconocido por la Autoridad Regulatoria, que inclu-ya un módulo de “Utilización de Fuentes Abiertas”.

15. El médico debe haber realizado una práctica activa según lo estipulado en los requisitos aplicables de la norma AR 8.11.1, de acuerdo al siguiente programa orientativo: “Participación activa en un programa médico en el que se empleen radionucleidos para los fines mencionados en el requisito N° 13, en un mínimo de cinco (5) pacientes, e incluya un seguimiento de doce (12) semanas contadas a partir de la aplicación del radiofármaco”.


3/6

D 3. Uso de Fuentes Selladas en Braquiterapia (Propósito 3.4.1)

16. El médico debe poseer permiso individual para el uso de equipos de teleterapia con foto-nes.

17. El médico debe haber participado activamente en un mínimo de treinta (30) tratamientos que comprendan las diferentes técnicas (baja o alta tasa de dosis, carga diferida manual o re-mota), y el uso de distintos tipos de fuentes y radioisótopos autorizados para aplicaciones in-tersticiales e intracavitarias. Estos tratamientos pueden ser realizados en forma simultánea con la práctica activa cumplida para teleterapia con fotones. La participación clínica activa se llevará a cabo en un plazo no menor de seis (6) meses, con arreglo a lo estipulado en los requisitos aplicables de la Norma AR 8.11.1.

D 4. Uso de Fuentes Selladas en Aplicaciones Superficiales (Propósito 3.6.1)

18 El médico debe poseer permiso individual para el uso de equipos de teleterapia con fotones.

19. El médico debe haber participado activamente en el tratamiento de lesiones superficiales con radiación beta o rayos x blandos en un mínimo de quince (15) pacientes, con arreglo a lo estipulado en los requisitos aplicables de la norma AR 8.11.1.

D 5. Uso de Fuentes Selladas para Radiocirugía

D 5.1 “Gammaknife” (Propósito 3.5.3)

20. El médico debe poseer permiso individual para el uso de equipos de teleterapia con foto-nes, renovado al menos una vez.

21. El médico debe haber adquirido una formación específica en el uso de equipos “gammakni-fe”, en un centro médico autorizado que satisfaga los requisitos de la Autoridad Regulatoria para el uso de este tipo de equipos y de acuerdo a un programa aceptado previamente por la Autoridad Regulatoria.

22. El médico debe haber participado activamente en la indicación, simulación, planificación, ejecución del tratamiento, evaluación y seguimiento de un mínimo de veinte (20) pacientes en un plazo no menor de un (1) año en un programa médico para el uso de fuentes selladas en radiocirugía, con arreglo a lo estipulado en los requisitos aplicables de la norma AR 8.11.1.

23. El médico que posea permiso para el uso de aceleradores lineales para radiocirugía debe acreditar su formación de acuerdo al requisito N° 21 y su participación activa en la indicación, simulación, planificación, ejecución del tratamiento, evaluación y seguimiento de un mínimo de diez (10) pacientes, en un plazo no menor de seis (6) meses.

D 5.2 Braquiterapia Estereotáxica Intracerebral (Propósito 3.4.2)

24. El médico debe poseer permiso individual para braquiterapia según lo indicado en D.3 y haberlo renovado al menos una vez.

25. El médico debe acreditar una formación específica en el uso de técnicas estereotáxicas en el marco de un programa médico aceptado previamente por la Autoridad Regulatoria que inclu-ya un equipo de trabajo conformado por un neurocirujano, un radioterapeuta y un especialista en física de la radioterapia y que se lleve a cabo en un centro médico autorizado que satisfaga los requisitos de la Autoridad Regulatoria para el uso de este tipo de técnicas.

26. El médico debe haber participado activamente en la indicación, planificación, ejecución del tratamiento, evaluación y seguimiento de un mínimo de diez (10) pacientes en un plazo no me-nor de un (1) año, con arreglo a lo estipulado en los requisitos aplicables de la norma AR 8.11.1.

D 6. Uso de Fuentes Selladas en Braquiterapia Intravascular (Propósito 3.4.3)


4/6

27. El médico debe poseer permiso individual para uso de fuentes selladas en braquiterapia.

28. El médico debe acreditar una formación específica en braquiterapia intravascular en un centro médico autorizado, según un programa médico acordado previamente con la Autoridad Regulatoria y llevado a cabo por un grupo de trabajo conformado por un radioterapeuta, un especialista en física de la radioterapia y un cardiólogo intervencionista.

29. El médico que no se ajuste a lo estipulado en el requisito N° 28 podrá acreditar una forma-ción equivalente impartida por un grupo de trabajo extranjero de reconocido prestigio en la es-pecialidad, aceptado previamente por la Autoridad Regulatoria.

30. La formación estipulada en el requisito N° 28 debe incluir la capacitación en el uso de un dispositivo o una técnica autorizada para este fin, y una participación clínica activa con arreglo a lo estipulado en los requisitos aplicables de la norma AR 8.11.1 en un mínimo de cinco (5) pacientes.

31. El cardiólogo intervencionista que forme parte de la dotación de personal para el uso de fuentes selladas en braquiterapia intravascular, debe acreditar una formación básica en protec-ción radiológica y la capacitación en el uso del dispositivo o la técnica autorizada para este fin.

D 7. Uso de Equipos de Teleterapia

32. El médico debe haber aprobado un curso de dosimetría en radioterapia reconocido por la Autoridad Regulatoria y realizar la práctica activa requerida en la norma AR 8.11.1, desempe-ñándose en forma continua en un servicio en el que se utilicen equipos de telecobaltoterapia o aceleradores lineales en modo fotones y que posean equipamiento de simulación y sistemas de planificación dosimétrica.

D 7.1 Uso de Equipos de Teleterapia con Fotones

D 7.1.1 Telegammaterapia (Propósito 3.5)

33. El médico debe haber participado activamente en la indicación, simulación, planificación, ejecución del tratamiento, evaluación y seguimiento de un mínimo de cincuenta (50) pacientes, tratados con equipos de telecobaltoterapia, de los cuales al menos diez (10) deben ser trata-mientos combinados con braquiterapia, en un plazo no menor de seis (6) meses. La participa-ción clínica activa se llevará a cabo con arreglo a lo estipulado en los requisitos aplicables de la norma AR 8.11.1.

D 7.1.2 Uso de Aceleradores Lineales en Modo Fotones (Propósito 3.7 Monomodal)

34. El médico debe haber participado activamente en la indicación, simulación, planificación, ejecución del tratamiento, evaluación y seguimiento de un mínimo de cien (100) pacientes, tratados con equipos aceleradores lineales en el modo fotones, de los cuales al menos diez (10) deben ser tratamientos combinados con braquiterapia, en un plazo no menor de un (1) año. La participación clínica activa se llevará a cabo con arreglo a lo estipulado en los requisi-tos aplicables de la norma AR 8.11.1.

35. Si el médico posee un permiso individual previo para telegammaterapia, debe participar activamente en la indicación, simulación, planificación, ejecución del tratamiento, evaluación y seguimiento de un mínimo de cincuenta (50) pacientes, tratados con equipos aceleradores lineales en el modo fotones, en un plazo no menor de seis (6) meses. La participación clínica activa se llevará a cabo con arreglo a lo estipulado en los requisitos aplicables de la norma AR 8.11.1.


5/6

D 7.1.3 Uso Bimodal de Aceleradores Lineales (Propósito 3.7 Bimodal)

36. El médico debe poseer permiso individual para el uso de aceleradores lineales en modo fotones.

37. El médico debe haber participado activamente en la indicación, simulación, planificación, ejecución del tratamiento, evaluación y seguimiento de un mínimo de cincuenta (50) pacientes durante un lapso mínimo de seis (6) meses, con técnicas que se ejecuten en aceleradores li-neales duales, trabajando en tratamientos con fotones y con electrones. La participación clínica activa se llevará a cabo con arreglo a lo estipulado en los requisitos aplicables de la norma AR 8.11.1.

D 7.2 Uso de Equipos Aceleradores Lineales para Radiocirugía (Propósito 3.7 Radiociru-gía)

38. El médico debe poseer permiso individual para el uso de equipos de teleterapia con foto-nes, renovado al menos una vez.

39. El médico debe haber adquirido una formación específica en el uso de equipos acelerado-res lineales para radiocirugía, en un centro médico autorizado que satisfaga los requisitos de la Autoridad Regulatoria para el uso de este tipo de equipos y de acuerdo a un programa acepta-do previamente por la Autoridad Regulatoria.

40. El médico debe haber participado activamente en la indicación, simulación, planificación, ejecución del tratamiento, evaluación y seguimiento de un mínimo de veinticinco (25) pacientes en un plazo no menor de un (1) año, en un programa médico de radiocirugía que incluya el tratamiento de patologías benignas, malignas y vasculares, con arreglo a lo estipulado en los requisitos aplicables de la norma AR 8.11.1.

41. El médico que posea permiso para el uso de fuentes selladas en radiocirugía debe acreditar su formación de acuerdo al requisito N° 39 y su participación activa en la indicación, simulación, planificación, ejecución del tratamiento, evaluación y seguimiento de un mínimo de quince (15) pacientes, en un plazo no menor de seis (6) meses.

D 8 Usos Experimentales o no Comunes de Radioisótopos o Radiaciones Ionizantes en Seres Humanos (Propósito 3.8)

42. El empleo experimental de radioisótopos o de radiaciones ionizantes en seres humanos, ya sea con fines de investigación, diagnóstico o terapéutica, queda limitado a médicos con permi-so y experiencia en diagnóstico o terapéutica, y que posean una formación profesional adecua-da para desarrollar tales programas de experimentación.

43. El médico debe presentar un programa que contemple, a satisfacción de la Autoridad Regu-latoria, los aspectos de seguridad radiológica asociados a la experimentación en seres huma-nos y debe acreditar el acuerdo de la entidad autorizada en la que se llevará a cabo el empleo experimental en cuestión, con arreglo a lo establecido en el requisito N° 20 de la norma AR 8.11.1.

44. El médico debe demostrar conocimiento sobre la experiencia previa en animales o en seres humanos que avale el uso experimental para el que solicite permiso individual.

45. El poseedor de un permiso individual para el empleo experimental de radioisótopos o de radiaciones ionizantes en seres humanos, podrá utilizar su permiso únicamente en programas de experimentación que estén autorizados por la autoridad sanitaria competente.

46. Cuando haya finalizado la etapa experimental del uso de un determinado radioisótopo o de radiaciones ionizantes y si existen las requisitos apropiadas se considerará como una práctica rutinaria, debiendo cumplirse entonces con los requerimientos que correspondan.


6/6

ANEXO

Esta norma regulatoria reemplaza al capítulo III “Requisitos Mínimos de Formación Clínica Acti-va Necesarios para el Otorgamiento de Permisos Individuales” de la Resolución CNEA 1790/76, e incluye las modificaciones realizadas sobre la misma mediante distintas disposicio-nes y recomendaciones. Las denominaciones de los propósitos y códigos correspondientes se sintetizan en la siguiente tabla:

Denominación del Propósito según Resol.1790/76

Código de propósito según Res.1790/76 o código interno (actual)

Uso de trazadores radiactivos para estudios dinámicos o cinéticos

3.1

Tratamiento de hipertiroidismo y/o del disfun-cionamiento cardíaco

3.2.1

Tratamiento del carcinoma de tiroides 3.2.2

Tratamiento de hemopatías y metástasis óseas

3.2.3

Uso de radiocoloides en aplicaciones intraca-vitarias para el tratamiento de pacientes carci-nomatosos

3.3

Uso de fuentes selladas en aplicaciones in-tersticiales, superficiales e intracavitarias

3.4.1

3.4.2

3.4.3

3.5.3 Tratamiento de lesiones superficiales de piel u oculares

3.6.1

Uso de equipos de telegammaterapia 3.5

Uso de aceleradores lineales, betatrones o generadores de radiación de alta energía

3.7

monomodal


3.7

bimodal


3.7

radiocirugía

Usos experimentales o no comunes de radioisótopos en seres humanos

3.8

1/6


Permisos individuales para especialistas y técnicos en física de la radioterapia


AR 8.11.3.

REVISIÓN 0

1/6

NORMA AR 8.11.3.

PERMISOS INDIVIDUALES PARA ESPECIALISTAS Y TÉCNICOS EN FÍSICA DE LA RADIOTERAPIA

A. OBJETIVO

1. Establecer los requisitos para que una persona obtenga o renueve permisos individuales.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a toda persona que solicite o renueve un permiso individual de especialista o técnico en física de la radioterapia.

El cumplimiento de la presente norma y de las demás normas y requerimientos estableci-dos por la Autoridad Regulatoria, no exime del cumplimiento de otras normas y requerimientos no relacionados con la seguridad radiológica, establecidos por otras autoridades competentes.


3. Autoridad Regulatoria: Es la Autoridad Regulatoria Nuclear según lo establecido en la Ley Nº 24.804 denominada Ley Nacional de la Actividad Nuclear.

4. Especialista en física de la radioterapia: Profesional con entrenamiento especializado en las aplicaciones terapéuticas de las radiaciones ionizantes que dirige los aspectos de la práctica relacionados con las mediciones y los procesos físicos presentes.

5. Licencia: Documento por medio del cual la Autoridad Regulatoria autoriza, bajo ciertas condiciones, la operación de una instalación o la ejecución de una dada etapa de la vida de dicha instalación. Estas etapas pueden ser la construcción, puesta en marcha, retiro de servicio, o cualquier otra que la Autoridad Regulatoria juzgue necesario licenciar.

6. Permiso Individual: Certificado, expedido por la Autoridad Regulatoria, por el que se auto-riza a una persona a trabajar con fuentes de radiación, en una instalación Clase II o en una práctica no rutinaria.

7. Práctica: Toda tarea con fuentes de radiación que produzca un incremento real o potencial de la exposición de personas a radiaciones ionizantes, o de la cantidad de personas ex-puestas.

8. Preceptor: Especialista en física de la radioterapia de reconocida trayectoria profesional, que sea poseedor de un permiso individual vigente para la práctica en la que entrenará al profesional solicitante del permiso individual, que haya renovado al menos una vez su per-miso individual y que cumple, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, los requisitos ne-cesarios para entrenar a solicitantes de permisos individuales.

9. Técnico en física de la radioterapia: Técnico asistente del especialista en física de la radioterapia, con entrenamiento especializado en los aspectos físicos de la radioterapia.

10. Sistema de Calidad: Conjunto de actividades planificadas y desarrolladas para asegurar un nivel de calidad adecuado en una instalación o práctica.

NORMA AR 8.11.3. PERMISOS INDIVIDUALES PARA ESPECIALISTAS Y TÉCNICOS EN FÍSICA DE LA RADIOTERAPIA

2/6

D. CRITERIOS

I. Generales

11. Los especialistas y técnicos en física de la radioterapia sólo pueden formar parte de la do-tación de personal de instalaciones licenciadas, donde se lleven a cabo prácticas de radio-terapia, si cuentan con el correspondiente permiso individual vigente.

12. El permiso individual de un técnico en física de la radioterapia sólo permite a su titular des-empeñarse bajo la supervisión de un especialista en física de la radioterapia.

II. Obtención de Nuevos Permisos

13. Para la obtención del permiso individual de especialista en física de la radioterapia, el solici-tante debe acreditar el cumplimiento de los siguientes requisitos:

a. Poseer un título de grado universitario reconocido oficialmente en nuestro país, en una carrera con una duración mínima de 5 (cinco) años, en la que las Ciencias Físicas sean una parte esencial de la formación de grado, tal como en carreras de: Ciencias Físicas, Física Médica, Bioingeniería, Ingeniería Nuclear o Electrónica u otras especialidades de la ingeniería, que brinden la formación en física y matemática compatible con las res-ponsabilidades establecidas en el Criterio Nº 32.

b. Tener una adecuada formación teórica específica que haya sido adquirida mediante la realización de cursos reconocidos por la Autoridad Regulatoria.

c. Realizar, a posteriori de la aprobación de los cursos de formación teórica específica in-dicados en el Criterio 13.b un entrenamiento específico bajo supervisión de un precep-tor en instalaciones de radioterapia licenciadas. La instalación y su licencia de opera-ción deben ser acordes a la práctica para la cual se realiza el entrenamiento y el respectivo titular de licencia deberá prestar conformidad para la realización del mismo.

14. Para la obtención del permiso individual de técnico en física de la radioterapia, el solicitante debe acreditar el cumplimiento de los siguientes requisitos:

a. Poseer un título de grado terciario o universitario reconocido oficialmente en nuestro país en una carrera de una duración mínima de 2 (dos) años, en la que las Ciencias Físicas sean una parte importante de la formación de grado, tal como: Tecnicatura en Física Médica, o Tecnicatura en Física de la Radioterapia, u otras carreras terciarias con im-portante formación en física.

b. Tener una adecuada formación teórica específica adquirida mediante la realización de cursos reconocidos por la Autoridad Regulatoria.

c. Realizar, a posteriori de la aprobación de los cursos de formación teórica específica in-dicados en el Criterio 14.b, un entrenamiento específico bajo supervisión de un precep-tor en instalaciones de radioterapia licenciadas. La instalación y su licencia de opera-ción deben ser acordes a la práctica para la cual se realiza el entrenamiento y el res-pectivo titular de licencia deberá prestar conformidad para la realización del mismo.

15. En los casos en que el solicitante no pueda cumplir con lo requerido en los Criterios Nº 13 o Nº 14, podrá solicitar a la Autoridad Regulatoria, con carácter de excepción, un reconoci-miento de la equivalencia de su formación teórico-práctica. Para que la excepción sea con-siderada, el solicitante debe adjuntar a la solicitud de permiso individual la documentación original o fotocopia debidamente certificada, expedida por autoridad competente, probatoria de sus conocimientos y experiencia, como mínimo equivalente a los incluidos en los crite-rios mencionados precedentemente.


3/6

16. Si el entrenamiento del solicitante de un permiso individual debiera ser supervisado por más de un preceptor, uno de los preceptores debe actuar como coordinador y debe ser éste quien presente a la Autoridad Regulatoria la documentación que avale la finalización satis-factoria del entrenamiento del solicitante.

17. Si el solicitante de un permiso individual tuviera que cambiar de preceptor antes de finalizar su entrenamiento, debe notificar previamente esta situación a la Autoridad Regulatoria. El preceptor actuante debe informar, salvo causa de fuerza mayor, a la Autoridad Regulatoria los contenidos alcanzados El nuevo preceptor debe informar a la Autoridad Regulatoria el estado de situación y solicitar la aprobación del programa restante a cumplir por el solicitan-te para finalizar satisfactoriamente su entrenamiento.

18. El solicitante de un permiso individual de especialista en física de la radioterapia debe acre-ditar que ha realizado el entrenamiento en una o más instalaciones de radioterapia licencia-das, cumpliendo tareas de la especialidad durante un mínimo de 1500 horas a lo largo de un período no menor que un año y bajo un programa aprobado por la Autoridad Regulatoria incluyendo, al menos, lo siguiente:

a. Acelerador lineal bimodal (rayos x y electrones).

b. Equipo de telecobaltoterapia.

c. Equipos de simulación e imagen.

d. Braquiterapia de baja tasa de dosis.

e. Programas computacionales (software) para la planificación de tratamientos.

f. Equipamiento para dosimetría de todos los equipos de tratamiento.

19. El solicitante de un permiso individual de técnico en física de la radioterapia debe acreditar que ha realizado el entrenamiento en una o más instalaciones de radioterapia licenciadas, cumpliendo tareas de la especialidad durante un mínimo de 1000 horas a lo largo de un pe-ríodo no menor que un año y bajo un programa aprobado por la Autoridad Regulatoria in-cluyendo, al menos, lo siguiente:

a. Acelerador lineal bimodal (rayos x y electrones).

b. Equipo de telecobaltoterapia.

c. Equipos de simulación e imagen.

d. Braquiterapia de baja tasa de dosis.

e. Equipamiento para dosimetría de todos los equipos de tratamiento.

20. El solicitante de un permiso individual de especialista o técnico en física de la radioterapia que no pueda realizar su entrenamiento en una única instalación que cuente con todo el equipamiento señalado en los criterios Nº 18 y Nº 19 respectivamente, debe presentar a consideración de la Autoridad Regulatoria un plan de entrenamiento supervisado por un preceptor que actúe como coordinador y que contemple la realización del plan en más de una instalación de radioterapia licenciada.

III. Preceptor

21. El preceptor de un especialista o técnico en física de la radioterapia debe cumplir los si-guientes requisitos:

• Ser especialista en física de la radioterapia con permiso individual vigente.


4/6

• Haber renovado el permiso individual al menos una vez. La Autoridad Regulatoria podrá aceptar una excepción a este requerimiento, en el caso de prácticas recientemente in-troducidas en el país y siempre que el preceptor acredite a satisfacción de la Autoridad Regulatoria una adecuada experiencia en el tema.

22. El preceptor debe contar con una dedicación horaria adecuada para supervisar el entrena-miento, compatible con las necesidades de transferencia de la experiencia que debe impar-tir. Esta dedicación horaria debe estar incluida en el programa de entrenamiento.

23. Es incompatible la supervisión de entrenamientos cuando mediaren entre el preceptor y el practicante vínculos familiares derivados del parentesco hasta el 2º grado de consanguini-dad, cuando existieren impedimentos o incompatibilidades derivadas del Régimen Profe-sional al que éstos se encontraren sujetos en virtud del desarrollo de su arte, oficio o profesión, o cuando el preceptor dependiere jerárquicamente del practicante por razones laborales o contractuales.

24. El preceptor debe comunicar fehacientemente a la Autoridad Regulatoria, para su aproba-ción, la iniciación del entrenamiento del practicante, dentro de los treinta días de iniciado el mismo. Esta comunicación debe incluir el programa, la duración del entrenamiento, la iden-tificación de la instalación donde se realizará y el detalle del equipamiento con que contará el practicante para tal fin. La falta de dicha comunicación en tiempo y forma, implicará au-tomáticamente el desconocimiento, por parte de la Autoridad Regulatoria, del entrenamien-to efectuado.

25. El preceptor debe acreditar, mediante una declaración jurada, la efectiva realización del entrenamiento por parte del practicante. La documentación que avale la información con-signada en la declaración jurada debe estar disponible para su eventual verificación por la Autoridad Regulatoria.

26. El preceptor de un especialista en física de la radioterapia debe acreditar explícitamente en la declaración jurada que la realización del entrenamiento ha proporcionado al practicante una adecuada formación en la especialidad, que le permitirá desempeñar su función sin necesidad de supervisión.

IV. Ampliaciones del Permiso Individual

27. El poseedor de un permiso individual de especialista en física de la radioterapia, deberá solicitar una ampliación de su permiso individual, si desea formar parte de la dotación de personal de instalaciones donde se utilice equipamiento no especificado en el Criterio N° 18, o en el caso de tratarse de usos experimentales o no comunes de radioisótopos o radiaciones ionizantes en seres humanos debidamente autorizados por la Autoridad Regu-latoria.

28. Para la ampliación del permiso individual indicado en el Criterio Nº 27 el interesado debe acreditar una formación teórica y un entrenamiento específico adecuados al equipamiento de que se trate, cuyo alcance debe ser propuesto por el preceptor, a satisfacción de la Au-toridad Regulatoria. Cuando no se disponga en el país de preceptor para la especiali-dad, debido a que se produce alguna de las incompatibilidades mencionadas en el Criterio Nº 23, por tratarse de una práctica de reciente incorporación o por otra razón debi-damente fundada, el interesado debe acreditar su formación directamente ante la Autoridad Regulatoria.

V. Validez y Renovación de los Permisos

29. Los permisos individuales otorgados a especialistas o técnicos en física de la radioterapia tienen una validez de cinco años, salvo que la Autoridad Regulatoria especifique un período de validez menor.


5/6

30. Para la renovación de un permiso individual, su titular debe presentar ante la Autoridad Re-gulatoria, con al menos sesenta (60) días hábiles de anticipación a su vencimiento, la co-rrespondiente solicitud. Asimismo el solicitante debe:

a. Acreditar que durante un período mínimo de tres años dentro del periodo de vigencia del permiso, se ha desempeñado efectivamente en la práctica indicada en el mismo.

b. Presentar una actualización de su currículum vitae.

31. El solicitante de renovación de un permiso individual que no se ajuste al plazo de presenta-ción establecido en el Criterio Nº 30, debe acreditar su actuación anterior en la especialidad y, eventualmente, realizar un entrenamiento que la Autoridad Regulatoria establecerá caso por caso.

VI. Responsabilidades del Poseedor de un Permiso Individual

32. Las responsabilidades principales del poseedor de un permiso individual de especialista en física de la radioterapia, dentro del ámbito de su competencia, son las siguientes:

a. Optimizar el empleo de equipos y técnicas para que las dosis innecesarias, a los fines del procedimiento, resulten tan bajas como sea razonablemente alcanzable.

b. Efectuar la calibración y control de los equipos que se utilizan.

c. Gestionar el mantenimiento de los sistemas, equipos y componentes relacionados con la seguridad, preservando las características funcionales originales establecidas por el fabricante, de acuerdo a la documentación técnica.

d. Efectuar la recepción del equipamiento y autorizar su uso clínico luego de un proceso de mantenimiento.

e. Aplicar los procedimientos de cálculo de las dosis aplicadas a los pacientes.

f. Cumplir con los procedimientos establecidos para asegurar su propia protección, la de los demás trabajadores, la de los pacientes, la de acompañantes de pacientes y la del público.

g. Implementar el Sistema de Calidad en la instalación.

h. Asesorar en el proceso de adquisición y participar en el de recepción, y aceptación del equipamiento.

i. Participar del proceso educativo y formativo del personal.

j. Participar en el desarrollo y supervisión de procedimientos para el transporte de fuentes radiactivas y el manejo de los residuos radiactivos.

k. Suministrar la información sobre temas sujetos a regulación que le sea solicitada por personal de la Autoridad Regulatoria.

l. Comunicar al responsable de la instalación en la que desarrolla sus tareas, en forma inmediata, la ocurrencia de sucesos que afecten, o puedan afectar, la protección radio-lógica de las personas y la seguridad de la instalación.

m. Participar en la investigación de eventos anormales significativos desde el punto de vis-ta de la protección radiológica.

n. Presentar el permiso individual cada vez que le sea solicitado por personal de la Autori-dad Regulatoria.


6/6

33. El poseedor de un permiso individual de técnico en física de la radioterapia es responsable de desarrollar las siguientes funciones bajo la supervisión del especialista en física de la ra-dioterapia:

a. Colaborar en el control y mantenimiento del equipamiento de radioterapia.

b. Colaborar en el control y mantenimiento del equipamiento de calibración.

c. Colaborar en la optimización del empleo de equipos y técnicas para que las dosis sean tan bajas como sea razonablemente alcanzable.

d. Colaborar en la implementación del Sistema de Calidad.

e. Cumplir con los procedimientos establecidos para asegurar su propia protección, la de los demás trabajadores, la de los pacientes, la de acompañantes de pacientes y la del público.

f. Colaborar en el proceso de educación y formación del personal.

11//33


Norma básica de seguridad radiológica


AR 10.1.1.

REVISIÓN 3

1/15

NORMA AR 10.1.1.

NORMA BÁSICA DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA

A. OBJETIVO

1. Lograr un nivel apropiado de protección de las personas contra los efectos nocivos de las radia-ciones ionizantes y de seguridad de las fuentes de radiación.

B. ALCANCE

2. La presente norma se aplica a todas las instalaciones, prácticas e intervenciones que regula y fiscaliza la Autoridad Regulatoria, de acuerdo a las atribuciones que le ha conferido la legislación vigente. No abarca los equipos destinados específicamente a generar rayos x, en los términos de la Ley N° 17.557, y sí comprende los aceleradores lineales de uso médico que, como consecuencia de su operación, den lugar o produzcan radiación ionizante adicional a la radiación x.

El cumplimiento de la presente norma y de las normas y requerimientos establecidos por la Auto-ridad Regulatoria, no exime del cumplimiento de otras normas y requerimientos no relacionados con la seguridad radiológica, establecidos por otras autoridades competentes.

Quedan exentos de esta norma y del control regulatorio, siempre que la Autoridad Regulatoria no entienda lo contrario, los siguientes casos:

− Toda práctica en la que se pueda demostrar, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, que no es conceptualmente posible originar, durante un año, una dosis efectiva en los individuos más expuestos superior a 10 microSv ni una dosis efectiva colectiva mayor que 1 Sv hombre.

− Toda utilización de materiales radiactivos naturales a los cuales no se les haya incremen-tado, tecnológicamente, la actividad por unidad de masa.


3. Acelerador de Partículas: Instalación que cuenta con un dispositivo tecnológico que acelera partículas cargadas y utiliza las radiaciones ionizantes producidas con fines científicos, industria-les o médicos.


5. Área Supervisada: Lugar de trabajo donde las condiciones radiológicas deben mantenerse bajo supervisión aun cuando no se requieran rutinariamente procedimientos especiales.

6. Autoridad Regulatoria: Es la Autoridad Regulatoria Nuclear según lo establecido en la Ley N° 24.804 denominada Ley Nacional de la Actividad Nuclear.

NORMA AR 10.1.1. NORMA BÁSICA DE SEGURIDAD RADIOLÓGICA – REVISIÓN 3

2/15

7. Autorización de Práctica no rutinaria: Documento por medio del cual la Autoridad Regulatoria autoriza a su titular, bajo ciertas condiciones y por un lapso expresamente determinado, a efectuar una práctica no rutinaria.

8. Autorización Específica: Certificado, expedido por la Autoridad Regulatoria, por el que se autoriza a una persona, que posee Licencia Individual, a ejercer una función especificada, en una Instalación Clase I determinada.

9. Dosis: Medida de la radiación recibida o absorbida por un órgano o cuerpo. Se utilizan, según el contexto, las magnitudes denominadas dosis efectiva, dosis equivalente, dosis colectiva y dosis efectiva comprometida. Los términos calificativos se suelen omitir cuando no son necesarios para precisar la magnitud de interés.


11. Exposición Médica: Exposición a las radiaciones ionizantes a la que se someten los pacien-tes durante su diagnóstico o tratamiento y aquellas personas no ocupacionalmente expuestas que los acompañen voluntariamente.

12. Exposición Potencial: Exposición no programada que puede ocurrir como resultado de un accidente en una Instalación o en una práctica no rutinaria, debido a fallas de equipos, errores de operación u otros sucesos de carácter aleatorio.

13. Fuente de Radiación: Cualquier sustancia natural o artificial, o dispositivo tecnológico que emite radiaciones ionizantes.

14. Gestionadora de Residuos Radiactivos: Instalación en la que se realiza la gestión de los residuos radiactivos transferidos por las instalaciones generadoras de residuos radiactivos, inclu-yendo la disposición final de tales residuos.





19. Instalación Clase III: Instalación o práctica que sólo requiere registro.

20. Instalación Minero Fabril: Instalación destinada a la extracción y concentración de minerales que contienen radionucleidos de la serie del uranio o de la serie del torio, a los efectos de producir concentrado de uranio o de torio, y que puede incluir el sitio de disposición final de residuos ra-diactivos provenientes de esa producción.

21. Instalación Nuclear: Instalación donde se procesa, manipula, almacena transitoriamente o utiliza material fisionable, excluyendo Instalaciones Minero Fabriles.

22. Instalación Radiactiva: Instalación donde se procesa, manipula, almacena transitoriamente o utiliza material radiactivo no fisionable.

23. Instalación Relevante: Toda Instalación clasificada en la Clase I.

24. Intervención: Toda acción tendiente a reducir la exposición o la posibilidad de exposición a fuentes que no formen parte de una práctica controlada o que se hallen sin control, a consecuen-cia de un accidente.


3/15

25. Justificación: Análisis mediante el cual se evalúa si las actividades realizadas en una práctica originan un beneficio neto positivo para la sociedad.

26. Licencia: Documento por medio del cual la Autoridad Regulatoria autoriza, bajo ciertas condi-ciones, la operación de una instalación o la ejecución de una dada etapa de la vida de dicha insta-lación. Estas etapas pueden ser la construcción, puesta en marcha, retiro de servicio o cualquier otra que la Autoridad Regulatoria juzgue necesario licenciar.

27. Licencia Individual: Certificado, expedido por la Autoridad Regulatoria, por el que se recono-ce la capacidad técnico-científica de un individuo para desempeñar una función dada en una Instalación Clase I.

28. Límite de Dosis: Valor establecido por la Autoridad Regulatoria, de la dosis efectiva o de la dosis equivalente, que no debe ser superado durante un período determinado.

29. Límite Anual de Incorporación: Actividad de un dado radionucleido cuya incorporación da lugar a una dosis efectiva comprometida igual al límite anual de dosis efectiva.

30. Monitoreo: Conjunto de mediciones e interpretación de los resultados, que se realiza para evaluar la exposición a la radiación.

31. Optimización: Procedimiento para reducir tanto como sea razonablemente alcanzable, te-niendo en cuenta factores sociales y económicos, la dosis colectiva originada en una Instalación o en una práctica.

32. Permiso Individual: Certificado, expedido por la Autoridad Regulatoria, por el que se autoriza a una persona a trabajar con fuentes de radiación, en una Instalación Clase II o en una práctica no rutinaria.

33. Plan de Emergencia: Conjunto de acciones planificadas para mitigar las consecuencias radio-lógicas de un accidente en una Instalación Clase I.


35. Práctica no Rutinaria: Práctica que se realiza por única vez, o que no forma parte del proce-so rutinario de operación de una instalación o que puede llevarse a cabo fuera de una instalación y que requiere de una autorización de práctica no rutinaria.

36. Registro: Documento por medio del cual la Autoridad Regulatoria autoriza, bajo ciertas condi-ciones, a operar aquellas instalaciones en las que las dosis en los trabajadores y en el público, son poco significativas tanto en operación normal como en situaciones accidentales.

37. Responsable: Persona que asume la responsabilidad directa por la seguridad radiológica de una Instalación Clase II o Clase III o de una práctica no rutinaria.

38. Responsable Primario: Persona que asume la responsabilidad directa por la seguridad radio-lógica de una Instalación Clase I.

39. Restricción de Dosis: Restricción prospectiva de las dosis individuales, relacionada directa-mente con la fuente que la produce, y que sirve como confín para la optimización de la protección y la seguridad de la fuente.

40. Secuencia Accidental: Serie de fallas que eventualmente pueden acontecer a partir de la ocurrencia de un evento iniciante.

41. Sistema de Calidad: Conjunto de actividades planificadas y desarrolladas para asegurar el nivel de calidad de una Instalación o de una práctica.


4/15

42. Titular de Licencia: Persona física o jurídica a la que la Autoridad Regulatoria ha otorgado una o más licencias para una Instalación Clase I o Clase II.

43. Titular de Registro: Persona física o jurídica a la que la Autoridad Regulatoria ha otorgado un Registro para una Instalación Clase III.

44. Titular de Práctica no rutinaria: Persona física o jurídica a la que la Autoridad Regulatoria ha otorgado una Autorización de Práctica no rutinaria.

D. CRITERIOS

D1. GENERALES

45. Sólo se podrá operar una Instalación o llevar a cabo una práctica cuando esté licenciada o registrada por la Autoridad Regulatoria.

46. Sólo se podrá realizar una práctica no rutinaria, si se cuenta con una Autorización de práctica no rutinaria otorgada por la Autoridad Regulatoria.

47. Las INSTALACIONES CLASE I llamadas también Instalaciones Relevantes comprenden las siguientes subclases:

1. Reactores Nucleares de Potencia

2. Reactores Nucleares de Producción e Investigación.

3. Conjuntos Críticos.

4. Instalaciones nucleares con potencial de criticidad.

5. Aceleradores de Partículas con E > 1 MeV (excepto los aceleradores de uso médico).

6. Plantas de Irradiación fijas o móviles.

7. Plantas de producción de fuentes radiactivas abiertas o selladas.

8. Gestionadora de Residuos Radiactivos.

9. Instalaciones Minero Fabriles que incluyen el sitio de disposición final de los residuos ra-diactivos generados en su operación.

48. Las INSTALACIONES CLASE II comprenden las siguientes subclases:

1. Aceleradores de Partículas con E ≤ 1MeV y aceleradores lineales de uso médico.

2. Instalaciones de Telecobaltoterapia.

3. Instalaciones de Braquiterapia.

4. Instalaciones de Medicina Nuclear.

5. Irradiadores Autoblindados.

6. Gammagrafía Industrial.

7. Instalaciones Minero Fabriles que no incluyen el sitio de disposición final de los residuos radiactivos generados en su operación.

8. Instalaciones nucleares sin potencial de criticidad.

9. Medidores Industriales.

10. Investigación y Desarrollo en áreas físico-químicas y biomédicas.


5/15

11. Importación, Exportación y Depósito de material radiactivo.

12. Fraccionamiento y Venta de material radiactivo.

49. Las INSTALACIONES CLASE III comprenden las siguientes subclases:

1. Diagnóstico in vitro para seres humanos.

2. Uso de fuentes abiertas de muy baja actividad en investigación o en otras aplicaciones.

3. Uso de fuentes selladas de muy baja actividad en investigación, en docencia o en otro tipo de aplicaciones.

50. Las instalaciones no comprendidas en los Criterios N° 47, 48 y 49 serán evaluadas caso por caso y clasificadas por la Autoridad Regulatoria de acuerdo al riesgo radiológico y a la complejidad tecnológica asociados.

51. En el caso de que existan nuevos elementos de juicio y que nuevas evaluaciones técnicas así lo justifiquen, la Autoridad Regulatoria podrá cambiar la clasificación de una Instalación.

52. El solicitante de una Licencia, Registro o Autorización de Práctica no rutinaria, deberá presen-tar a la Autoridad Regulatoria, la documentación técnica necesaria para evaluar la seguridad ra-diológica de la Instalación o de la práctica no rutinaria, con el alcance y la antelación que ésta determine.

53. El Titular de una Licencia, Registro o Autorización de práctica no rutinaria no podrá iniciar nin-guna modificación de una Instalación o de una práctica no rutinaria que altere las características de diseño u operación en base a las cuales ésta fue licenciada o autorizada, respectivamente, sin autorización previa de la Autoridad Regulatoria.

D2. RESPONSABILIDADES POR LA SEGURIDAD RADIOLÓGICA

54. La responsabilidad por la seguridad radiológica de las Instalaciones o prácticas señaladas en los Criterios N° 47, 48 y 49, y de las prácticas no rutinarias recae en el titular de licencia, registro o autorización de práctica no rutinaria, según corresponda.

55. Lo establecido en esta norma y en las normas y requerimientos que de ella se deriven son condiciones mínimas que debe cumplir el titular de licencia, de registro o de Autorización de prác-tica no rutinaria y su cumplimiento no lo exime de la responsabilidad de llevar a cabo toda otra acción necesaria para mejorar la seguridad radiológica.

56. Los trabajadores son responsables del cumplimiento de los procedimientos establecidos para asegurar su propia protección, la de los demás trabajadores, la del público y en el caso de las exposiciones médicas, la de los pacientes y acompañantes voluntarios.

D2.1. INSTALACIONES CLASE I

57. Sólo podrán iniciarse las actividades correspondientes a una etapa de una Instalación Clase I cuando la Instalación cuente con la licencia correspondiente a dicha etapa.

58. La Entidad Responsable debe hacer todo lo razonable y compatible con sus posibilidades en favor de la seguridad de la Instalación Clase I cumpliendo, como mínimo, con las normas y reque-rimientos de la Autoridad Regulatoria.

59. La Entidad Responsable puede delegar, total o parcialmente, la ejecución de las tareas in-herentes a la seguridad radiológica de una Instalación Clase I, pero mantiene en su totalidad la responsabilidad correspondiente.

60. La Entidad Responsable debe designar a un Responsable Primario a satisfacción de la Autori-dad Regulatoria.


6/15

61. La Entidad Responsable debe prestarle al Responsable Primario todo el apoyo que necesite y debe realizar una supervisión adecuada, para garantizar que todas las etapas de una Instalación Clase I se lleven a cabo en correctas condiciones de seguridad radiológica aplicando, al respecto, sistemas de calidad apropiados.

62. La Entidad Responsable y el Responsable Primario deben facilitar, en todo momento, la reali-zación de inspecciones y auditorías regulatorias.

63. La Entidad Responsable deberá asegurar que el organigrama de operación esté cubierto por personal debidamente capacitado y, en los casos que se determine, tal personal cuente con la licencia individual y la autorización específica correspondientes.

64. Todo cambio en la organización de la Entidad Responsable que pueda afectar su capacidad para afrontar las responsabilidades que se han definido anteriormente requiere, para que las li-cencias de las Instalaciones Clase I afectadas mantengan su vigencia, una aceptación formal pre-via de tales cambios por parte de la Autoridad Regulatoria.

D2.2. INSTALACIONES CLASE II

65. El Titular de Licencia debe hacer todo lo razonable y compatible con sus posibilidades en favor de la seguridad de la Instalación Clase II cumpliendo, como mínimo, con las normas y requeri-mientos de la Autoridad Regulatoria.

66. El Titular de Licencia puede delegar, total o parcialmente, la ejecución de las tareas inherentes a la seguridad radiológica de una Instalación Clase II, pero mantiene en su totalidad la responsabi-lidad correspondiente.

67. El titular de Licencia de una Instalación Clase II debe designar a un Responsable, el que en algunos casos puede ser el mismo titular.

68. El Titular de Licencia deberá garantizar que el personal de operación de una Instalación Clase II esté adecuadamente capacitado para la función que le compete y, en los casos que se determi-ne, dicho personal deberá contar con un Permiso Individual.

69. El titular de Licencia de una Instalación Clase II debe garantizar que su operación se lleve a cabo en correctas condiciones de seguridad radiológica aplicando, al respecto, sistemas de cali-dad apropiados.

70. El titular de la Licencia y el Responsable de una Instalación Clase II deben facilitar en todo momento la realización de inspecciones y auditorías regulatorias.

D2.3. INSTALACIONES CLASE III

71. El Titular del Registro debe hacer todo lo razonable y compatible con sus posibilidades en favor de la seguridad de la Instalación Clase III cumpliendo, como mínimo, con las normas y re-querimientos de la Autoridad Regulatoria.

72. El Titular del Registro de una Instalación Clase III debe designar a un Responsable, el que en algunos casos puede ser el mismo titular.

73. El Titular del Registro deberá garantizar que el personal que trabaja en una Instalación Clase III esté capacitado para la función que le compete.

74. El titular del Registro de una Instalación Clase III debe garantizar que su operación se lleve a cabo en correctas condiciones de seguridad radiológica aplicando, al respecto, procedimientos apropiados.


7/15

D2.4. PRÁCTICAS NO RUTINARIAS

75. El Titular de Práctica no rutinaria debe hacer todo lo razonable y compatible con sus posibili-dades en favor de la seguridad durante el desarrollo de la misma, cumpliendo, como mínimo, con las normas y requerimientos de la Autoridad Regulatoria.

76. El Titular de Práctica no rutinaria puede delegar, total o parcialmente, la ejecución de las ta-reas inherentes a la seguridad radiológica, pero mantiene en su totalidad la responsabilidad co-rrespondiente.

77. El Titular de Práctica no rutinaria deberá garantizar que el personal involucrado en dicha prác-tica esté adecuadamente capacitado para la función que le compete y, en los casos que la Autori-dad Regulatoria así lo determine, dicho personal deberá contar con un Permiso Individual.

78. El Titular de Práctica no rutinaria debe garantizar que las operaciones se lleven a cabo en correctas condiciones de seguridad radiológica aplicando, al respecto, sistemas de calidad apro-piados.

79. El Titular de Práctica no rutinaria debe facilitar en todo momento la realización de inspecciones y auditorías regulatorias.

D3. SEGURIDAD RADIOLÓGICA

80. Se deben justificar las prácticas, efectuar la optimización de la protección radiológica, respetar los límites de dosis y las restricciones de dosis establecidos, y prevenir adecuadamente la posibi-lidad de accidentes.

81. En la evaluación de seguridad de una práctica deben considerarse la exposición de los traba-jadores, la del público y, en el caso de exposiciones médicas, adicionalmente, la de los pacientes y acompañantes voluntarios.

D3.1. JUSTIFICACIÓN DE LAS PRÁCTICAS

82. Toda práctica que se introduzca debe estar justificada.

83. En el caso de exposición médica, la justificación de la práctica debe ser efectuada por el médi-co responsable de su prescripción.

84. Las prácticas ya establecidas pueden dejar de estar justificadas, si se demuestra que ya no existe un beneficio neto positivo originado en la continuación de dicha práctica.

85. No se consideran justificadas las prácticas que involucren la adición de material radiactivo en alimentos, bebidas, cosméticos u otros elementos del mismo tenor que puedan ser incorporados al organismo de las personas.

86. No se consideran justificadas las prácticas que involucren usos juzgados como superfluos de material radiactivo en productos de empleo corriente tales como juguetes, adornos personales o elementos decorativos, salvo que un análisis específico demuestre lo contrario.

D3.2. OPTIMIZACIÓN DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

87. Los sistemas de protección radiológica deben estar optimizados, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, de manera que las dosis resulten tan bajas como sea razonablemente alcanzable, teniendo en cuenta factores sociales y económicos.

88. Cuando los estudios de optimización se realicen mediante un análisis diferencial costo-beneficio se utilizará un valor del coeficiente de proporcionalidad entre el costo social y la dosis colectiva, de 10 000 dólares estadounidenses por Sievert hombre.


8/15

89. Cuando el diseño de los sistemas de protección radiológica asegure que, en condiciones norma-les de operación, ningún trabajador puede recibir una dosis efectiva superior a 5 milisievert en un año, que ningún miembro del público puede recibir una dosis efectiva superior a 100 microSievert en un año, y que la dosis efectiva colectiva debida a un año de operación es inferior a 10 Sievert hombre, no es necesario demostrar que los sistemas están optimizados, salvo que la Autoridad Regulatoria lo solicite expresamente.

90. En las prácticas que involucren la exposición médica de pacientes debe optimizarse el empleo de equipos y técnicas para que las dosis innecesarias, a los fines del procedimiento, resulten tan bajas como sea razonablemente alcanzable.

D3.3. LÍMITES Y RESTRICCIONES DE DOSIS

91. Durante la operación normal de una Instalación o la realización de una práctica, ningún indivi-duo debe ser expuesto a dosis de radiación superiores a los límites establecidos. Estos límites de dosis se aplican a cada trabajador y a miembros del público. En el caso de exposición del público, los límites se aplican a la dosis promedio en el grupo crítico.

92. Para computar la dosis efectiva total a comparar con los límites correspondientes, se deben sumar la dosis efectiva en un año debida a exposición externa y la dosis efectiva comprometida debida a incorporaciones en ese mismo año.

93. Para el caso de límites adicionales para el cristalino o la piel, expresados en dosis equivalente, se computa la dosis equivalente en esos tejidos debida a la exposición externa y, cuando corres-ponda, se le debe sumar a esta dosis equivalente, la dosis equivalente comprometida debida a las incorporaciones, en un año, en el tejido u órgano correspondiente.

94. La dosis efectiva comprometida, en los casos de los trabajadores y del público, se debe calcu-lar integrando las tasas de dosis debidas a una incorporación sobre 50 años y 70 años, respecti-vamente, siguientes a la incorporación.

95. En el cómputo de las dosis recibidas por los trabajadores y miembros del público, no deben incluirse las dosis originadas en la exposición médica ni las provenientes del fondo natural de ra-diación.

96. Los límites de dosis no se aplican a las dosis debidas a exámenes o tratamientos médicos.

D.3.3.1 LÍMITES Y RESTRICCIONES DE DOSIS PARA LA EXPOSICIÓN OCUPACIONAL

97. Para los trabajadores los límites de dosis son los siguientes:

El límite de dosis efectiva es 20 milisievert en un año. Este valor debe ser considerado como el promedio en 5 años consecutivos (100 milisievert en 5 años), no pudiendo excederse 50 milisie-vert en un único año.

El límite de dosis equivalente es 150 milisievert en un año para el cristalino y 500 milisievert en un año para la piel.

98. Para los trabajadores expuestos a incorporación de radón 222 y sus productos de decaimiento de período corto, el límite es 14 milijoule hora por metro cúbico en un año (4 WLM en un año) de energía alfa potencial.


9/15

99. Los límites de dosis para trabajadores se aplican a la dosis que ha sido comprometida durante un año de trabajo, y la manera de verificar el cumplimiento de tales límites, es la siguiente:

Hp(0,07): dosis equivalente personal a una profundidad de la piel de 0,07 milímetros integrada en un año (ver Guía Regulatoria GR 1 / AR 10.1.1.).

Hp(10): dosis equivalente personal a una profundidad de 10 milímetros desde la superficie de la piel, integrada en un año (ver Guía Regulatoria GR 1 / AR 10.1.1.).

LD,T: límite de dosis equivalente en piel o cristalino.

Ij: incorporación del radionucleido j en un año.

IL,j: límite anual de incorporación para el radionucleido j, resultante de dividir 20 milisievert por el factor dosimétrico de dosis efectiva comprometida, para trabajadores, por unidad de incorporación de dicho radionucleido (Guía Regulatoria GR 1 / AR 10.1.1.).

100. Para las mujeres embarazadas se deben cumplir los siguientes requisitos:

• Toda trabajadora tan pronto conozca o presuponga su estado de gravidez debe notificarlo inmediatamente al responsable de la instalación o de la práctica.

• Con el objetivo de que la dosis en el feto no exceda el límite correspondiente para miem-bros del público, desde el momento en que es declarada la gravidez, las condiciones de trabajo deben ser tales que resulte altamente improbable que la dosis equivalente perso-nal, Hp(10), en la superficie del abdomen exceda 2 milisievert, y que la incorporación de cada radionucleido involucrado exceda 1/20 del límite anual de incorporación respectivo, durante todo el período que resta de embarazo. Se debe cumplir:

Hp(10): dosis equivalente personal a una profundidad de 10 milímetros desde la superficie del abdo-men, integrada en el período de gravidez.

Ij: incorporación del radionucleido j en el período de gravidez.

IL,j: límite anual de incorporación para el radionucleido j, resultante de dividir 20 milisievert por el factor dosimétrico de dosis efectiva comprometida, para adultos, por unidad de incorporación de dicho radio-nucleido (Guía Regulatoria GR 1 / AR 10.1.1.).

101. No se admite la exposición ocupacional de menores de 18 años.

102. Para estudiantes de 16 a 18 años de edad, que en sus estudios requieran el uso de fuentes radiactivas, el límite anual de dosis efectiva es 6 milisievert y el límite anual de dosis equivalente es 50 milisievert para el cristalino y 150 milisievert para la piel.

1L

(0,07)H

TD,

p ≤

1I

20I

2mSv

(10)H

j jL,

jp ≤+ ∑

1I

I

20mSv

(10)H

j jL,

jp ≤+ ∑


10/15

103. La Autoridad Regulatoria podrá establecer en la Autorización de práctica no rutinaria o en la Licencia de operación, restricciones de dosis para la exposición ocupacional en los casos que considere apropiado.

D3.3.2. LÍMITES Y RESTRICCIONES DE DOSIS PARA LA EXPOSICIÓN DE MIEMBROS DEL PÚBLICO

104. Los límites de dosis para miembros del público se aplican a la dosis promedio en el grupo crítico.

105. El límite de dosis efectiva es 1 milisievert en un año y los límites anuales de dosis equivalente son 15 milisievert para el cristalino y 50 milisievert para la piel.

106. Para una instalación en particular, la Autoridad Regulatoria podrá establecer en la Autoriza-ción de práctica no rutinaria o en la Licencia de operación, restricciones de dosis para las dosis individuales de los miembros del público y para las dosis colectivas, las que actuarán restringiendo el proceso de optimización.

D4. EXPOSICIONES POTENCIALES

107. En el diseño u operación de una Instalación Clase I, Clase II o en la realización de una prác-tica no rutinaria, se debe prevenir la ocurrencia de accidentes así como mitigar sus consecuencias radiológicas en el caso de que estos ocurran.

108. Para estimar el riesgo radiológico de una Instalación Clase I y en los casos que se justifique, se deben analizar todas las secuencias accidentales previsibles, incluyendo las fallas dependien-tes, las combinaciones de fallas y las situaciones que excedan las bases de diseño.

109. En el diseño de una Instalación Clase I en los casos que se justifique, debe asegurarse que la probabilidad anual de ocurrencia de una secuencia accidental, con implicancias radiológicas para los trabajadores y la dosis efectiva resultante en el trabajador más expuesto, no definan un punto en la zona no aceptable de la Figura 1. Si el número N de secuencias accidentales fuese mayor que 10, los valores de la escala de ordenadas de la Figura 1, deben ser divididos por la relación N/10 antes de representarse al citado punto.

110. El diseño de una Instalación Clase I en los casos que se justifique, debe asegurar que la probabilidad anual de ocurrencia de una secuencia accidental, con implicancias radiológicas para los miembros del público y la dosis efectiva resultante en el grupo crítico, no definan un punto en la zona no aceptable de la Figura 2. Si el número N de secuencias accidentales fuese mayor que 10, los valores de la escala de ordenadas de la Figura 2 deben ser divididos por la relación N/10 antes de representarse al citado punto.

111. Puede simplificarse el tratamiento de las secuencias accidentales eligiendo a una secuencia accidental para representar a un grupo de ellas. En este caso debe seleccionarse aquella secuen-cia accidental que dé lugar a la peor consecuencia radiológica de las del grupo, y el análisis debe tener en cuenta la suma de las probabilidades anuales de ocurrencia de las secuencias accidenta-les que componen el grupo.

D5. GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS

112. En la evaluación del impacto radiológico de los sistemas de disposición final de residuos ra-diactivos se debe tener en cuenta un escenario normal y la situación resultante de posibles even-tos disruptivos durante el período de aislamiento previsto.

113. En la evaluación de seguridad de un escenario normal las dosis estimadas que recibirán las generaciones futuras no deberán exceder las restricciones de dosis establecidas al inicio del pe-ríodo de aislamiento de los residuos radiactivos.


11/15

114. No pueden utilizarse los resultados de mediciones ambientales posteriores al momento de la eliminación para demostrar la seguridad del sistema de disposición final.

D6. REQUERIMIENTOS OPERATIVOS

115. El titular de Licencia, Registro o Autorización de práctica no rutinaria debe presentar, ante la Autoridad Regulatoria, los objetivos y compromisos que se adoptarán en materia de seguridad radiológica, definiendo las jerarquías y relaciones de todo el personal involucrado en la ejecución de tales compromisos.

116. La operación de las Instalaciones y la realización de las prácticas no rutinarias debe planifi-carse de modo tal que las dosis resulten tan bajas como sea razonablemente alcanzable.

117. Los procedimientos operativos deben estar escritos y mantenerse actualizados.

118. No se debe afectar a tareas que supongan o puedan suponer exposición a radiaciones ioni-zantes, a trabajadores que no hayan recibido la capacitación correspondiente.

119. Se debe asegurar el adecuado reentrenamiento periódico del personal.

D6.1. CLASIFICACIÓN DE LAS ÁREAS DE TRABAJO

120. Se deben delimitar y clasificar las áreas de trabajo según la experiencia operativa y las carac-terísticas de la Instalación.

121. En las áreas controladas debe implementarse la delimitación mediante barreras físicas apro-piadas, la señalización, el control de accesos y el monitoreo individual del personal.

122. Las áreas supervisadas deben estar individualizadas con señalización adecuada y las condi-ciones de trabajo deben revisarse periódicamente, y normalmente es suficiente con tener una evaluación dosimétrica de su personal en base a mediciones del área involucrada.

D6.2. VIGILANCIA MÉDICA

123. La vigilancia médica de trabajadores expuestos a fuentes de radiación debe basarse en los principios generales de la medicina ocupacional y debe cumplir los siguientes propósitos, según corresponda:

− Evaluar la salud de los trabajadores.

− Evaluar la compatibilidad de la salud y aptitud psicofísica de los trabajadores con las con-diciones de su trabajo.

− Mantener actualizados los registros apropiados.

− Recopilar información de base necesaria en caso de enfermedad ocupacional o exposi-ción accidental.

124. Ningún trabajador puede emprender sus tareas o continuar en las mismas, en oposición al dictamen médico competente.

125. Cuando se estime que un trabajador ha recibido una dosis efectiva superior a 100 milisievert en un año se debe efectuar una evaluación médica y dosimétrica previo a su reintegro al trabajo. El responsable de la Instalación o práctica no rutinaria debe decidir si dicho trabajador puede con-tinuar afectado a tareas con fuentes de radiación.

126. Los trabajadores que desempeñen una función que requiera autorización específica y aque-llos que la Autoridad Regulatoria juzgue necesario, deben poseer un certificado de aptitud psicofí-sica.


12/15

127. Los exámenes de aptitud psicofísica deben ser realizados por médicos especialmente desig-nados por el Titular de Licencia a satisfacción de la Autoridad Regulatoria. Previo a la evaluación se deben establecer los profesiogramas psicofísicos de las funciones, tomando como base la des-cripción de las tareas y el ambiente de trabajo, incluyendo las tareas previstas en situaciones ac-cidentales.

D6.3. REGISTROS PERSONALES

128. Cuando la Autoridad Regulatoria lo requiera, el Responsable Primario de una Instalación Clase I y el Responsable de una Instalación Clase II o de una práctica no rutinaria deben llevar registros individuales de cada trabajador expuesto en áreas controladas, los que estarán a dispo-sición de la Autoridad Regulatoria. En estos registros se debe consignar la siguiente información:

− La índole de las tareas que realiza el trabajador.

− El tipo de radiación y contaminación a la que se halla expuesto.

− El resultado de la evaluación de las dosis ocupacionales debidas a la exposición externa y a la incorporación de material radiactivo.

− Los resultados de los reconocimientos médicos.

129. Los registros mencionados en el Criterio N° 128 se deben conservar durante 30 años poste-riores al momento en que el trabajador haya cesado en las tareas que provocaron exposición a radiaciones. Cuando la organización responsable de la Instalación o de la práctica no rutinaria cese en su actividad, dichos registros deberán ser remitidos a la Autoridad Regulatoria.

130. Todas las dosis recibidas en situaciones accidentales se deben registrar distinguiéndolas claramente de las dosis recibidas en operación normal.

131. El Responsable Primario de una Instalación Clase I o el Responsable de una Instalación Cla-se II o de una práctica no rutinaria deben llevar, además de los registros mencionados en el Crite-rio N° 128, aquellos registros particulares que en cada caso determine la Autoridad Regulatoria.

D7. PLANES Y PROCEDIMIENTOS DE EMERGENCIA

132. Toda Instalación Clase I debe poseer un Plan de Emergencia Interno. Aquellas instalaciones en las que las consecuencias radiológicas de un accidente puedan ser significativas para miem-bros del público deben contar, además, con un Plan de Emergencia Externo. Ambos Planes de Emergencia deberán contar con la aprobación de la Autoridad Regulatoria.

133. El Responsable Primario debe mantener actualizado y operativo el plan de emergencia.

134. Se deben realizar simulacros de aplicación del plan de emergencia cuya periodicidad será establecida por la Autoridad Regulatoria.

135. En las Instalaciones Clase II y en las prácticas no rutinarias deben preverse procedimientos de emergencia para poder enfrentar situaciones anormales que involucren material radiactivo.

D8. INTERVENCIONES

136. La presente norma se aplica a los siguientes casos de intervención:

− Situaciones crónicas de exposición a ciertas fuentes naturales de radiación que así lo re-quieran.

− Situaciones crónicas de exposición debidas a la contaminación radiactiva proveniente de prácticas o accidentes ocurridos en el pasado.

− Situaciones accidentales. − Cualquier otra situación de intervención así considerada por la Autoridad Regulatoria.


13/15

137. Sólo se considera justificada una intervención si se prevé que con ella se obtiene una mejora de la situación.

138. Cuando la situación en la cual la dosis proyectada puede exceder el umbral de los efectos determinísticos severos, la intervención se encuentra generalmente justificada.

139. Una vez decidida la intervención, los niveles a los cuales se interviene y el tiempo durante el cual se mantiene la intervención deben surgir de un análisis de optimización. Los límites de dosis establecidos para las prácticas no son aplicables a situaciones de intervención.

140. En el caso de contaminación de alimentos y cuando la intervención (retiro del consumo) esté justificada, los niveles de intervención son los resultantes de un análisis genérico de optimización -como los niveles que a modo de ejemplo se muestran en la Guía Regulatoria GR 1 / AR 10.1.1. salvo que un análisis específico de optimización demuestre lo contrario.

141. Si la concentración en los alimentos no supera los valores establecidos en el Codex Alimen-tarius (ver Guía Regulatoria GR 1 / AR 10.1.1.) no se debe evitar o restringir el libre tránsito y co-mercio de tales alimentos.

142. Cuando la concentración promedio anual de radón en el interior de viviendas exceda 400 becquerel por metro cúbico se deben adoptar soluciones de ingeniería para ventilar los ambientes y reducir la emanación del gas.

D8.1. EXPOSICIÓN DE PERSONAS QUE EJECUTAN LAS INTERVENCIONES

143. Cuando la dosis efectiva proyectada supere 100 milisievert, las tareas a cumplir en operacio-nes de intervención deben ser voluntarias. Los voluntarios deberán ser informados previamente acerca de los riesgos involucrados en la ejecución de las tareas de intervención.

144. Las situaciones de intervención que impliquen la exposición de voluntarios a una dosis efecti-va que exceda 1 Sievert o dosis equivalente en piel superior a 10 Sievert, sólo pueden ser justifi-cadas si se trata de salvar vidas humanas.

145. La participación de un mismo trabajador en más de una intervención debe, en todos los ca-sos, estar especialmente autorizada por el Responsable de la Instalación o práctica no rutinaria, según corresponda.

146. Cuando se estime que un trabajador ha recibido una dosis efectiva superior a 100 milisievert durante una intervención, se debe efectuar una evaluación médica y dosimétrica previo a su rein-tegro al trabajo.

147. El responsable de la Instalación o práctica no rutinaria debe decidir si dicho trabajador puede continuar afectado a tareas que impliquen exposición a la radiación.

D9. COMUNICACIONES

148. El responsable de una Instalación Clase I, Clase II o de una práctica no rutinaria debe comu-nicar a la Autoridad Regulatoria la información que ésta establezca para cada caso y dentro de los plazos fijados, debiendo detallar como mínimo lo siguiente:

− Los valores de dosis efectiva, dosis equivalente y, en caso de corresponder, dosis efectiva comprometida y dosis efectiva colectiva, del personal ocupacionalmente expuesto.

− Cuando corresponda, los valores de liberación de material radiactivo al ambiente, deta-llando los radionucleidos involucrados y la actividad descargada.

− Cuando corresponda, la cantidad de residuos radiactivos generados y los transferidos a la Gestionadora de Residuos Radiactivos.


14/15

− Los apartamientos de la operación normal que hubiesen provocado, o pudiesen haber provocado, incrementos significativos de las dosis ocupacionales o de las descargas de material radiactivo al ambiente.

− Los resultados del monitoreo ambiental alrededor de la Instalación cuando esto correspon-da.

D10. TRANSPORTE DE MATERIALES RADlACTlVOS

149. El transporte de materiales radiactivos se debe realizar de acuerdo con las reglamentaciones específicas que indique la Autoridad Regulatoria.

Figura 1 CURVA CRITERIO PARA LOS TRABAJADORES


15/15

Figura 2 CURVA CRITERIO PARA EL PÚBLICO


Gestión de residuos radiactivos

Aprobada por Resolución del Directorio de la Autoridad Regulatoria Nuclear Nº 36/01 (Boletín Oficial 15/01/02) República Argentina - 2006

AR 10.12.1.

REVISIÓN 1

1/4

NORMA AR 10.12.1.

GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS

A. OBJETIVO

1. Establecer requisitos generales para que la gestión de residuos radiactivos se realice con un nivel adecuado de protección radiológica de las personas y de preservación del ambiente tanto en el caso de las generaciones actuales como en el de las futuras.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a la gestión de residuos radiactivos provenientes de todas las instala-ciones y prácticas controladas por la Autoridad Regulatoria.

No es aplicable a los materiales que contengan sustancias radiactivas de origen natural y que no hayan sufrido un proceso tecnológico de concentración o alteración de sus propiedades naturales.

El cumplimiento de esta norma no exime del cumplimiento de otras normas y requerimientos apli-cables que establezcan otras autoridades competentes no relacionadas con la seguridad radioló-gica y nuclear.


3. Acondicionamiento de Residuos Radiactivos: Operaciones que transforman los residuos radiactivos en una forma adecuada para el transporte, almacenamiento o disposición final.

4. Almacenamiento de Residuos Radiactivos: Ubicación segura de los residuos radiactivos en un sitio en forma temporaria.

5. Barreras múltiples: Sistemas que emplean dos o más barreras independientes para aislar los residuos radiactivos del ambiente accesible al hombre. Las barreras pueden ser de índole geoló-gica, de ingeniería o combinaciones de ambas.

6. Cierre Definitivo: Conjunto de actividades autorizadas por la Autoridad Regulatoria llevadas a cabo al final de la etapa de operación de una instalación destinada a la disposición final de resi-duos radiactivos.

7. Confinamiento de Residuos Radiactivos: Aislación de los radionucleidos contenidos en los residuos radiactivos, del ambiente accesible al hombre y restricción de su liberación al mismo.

8. Disposición Final de Residuos Radiactivos: Ubicación segura de los residuos radiactivos, sin el propósito de recuperarlos, en instalaciones o sitios licenciados para ese fin.


10. Generadora de Residuos Radiactivos: Instalación controlada por la Autoridad Regulatoria en la que, debido a su operación, se producen residuos radiactivos y en la que se pueden realizar cualesquiera de las actividades incluidas en la Gestión de Residuos Radiactivos, excepto la dispo-sición final.

NORMA AR 10.12.1. GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS

2/4

11. Gestión de Residuos Radiactivos: Conjunto de actividades, relativas al manejo administrati-vo y operativo de residuos radiactivos, que incluye registro, clasificación, segregación, tratamiento, acondicionamiento, almacenamiento, transporte y disposición final.

12. Gestionadora de Residuos Radiactivos: Instalación en la que se realiza la gestión de los residuos radiactivos transferidos por las instalaciones generadoras de residuos radiactivos, inclu-yendo la disposición final de tales residuos.

13. Residuos Radiactivos: Materiales para los cuales no se prevé ningún uso ulterior y que con-tienen sustancias radiactivas con valores de actividad tales que exceden las restricciones de dosis establecidas por la Autoridad Regulatoria para su dispersión en el ambiente.

14. Retiro de Servicio: Conjunto de actividades autorizadas por la Autoridad Regulatoria llevadas a cabo al final de la etapa de operación de una instalación Generadora de Residuos Radiactivos, y cuando corresponda a instalaciones de tratamiento, acondicionamiento o almacenamiento de las Generadoras de Residuos Radiactivos.

15. Sistema para la Disposición Final de Residuos Radiactivos: Instalación diseñada y licen-ciada para el confinamiento de los residuos radiactivos.

16. Titular de Licencia: Persona física o jurídica a la que la Autoridad Regulatoria ha otorgado una o más licencias para una Instalación Clase I o Clase II.

17. Tratamiento de Residuos Radiactivos: Operaciones realizadas con el fin de modificar las características de los residuos radiactivos en forma apropiada para su gestión.

D. CRITERIOS

Criterios generales

18. Los residuos radiactivos deben ser gestionados en forma tal que, a satisfacción de la Autori-dad Regulatoria, se asegure un nivel aceptable de protección radiológica de los trabajadores y del público, y de preservación del ambiente.

19. Los residuos radiactivos deberán mantenerse aislados del ambiente accesible al hombre el tiempo necesario para que hayan decaído suficientemente utilizando barreras múltiples adecua-das, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

20. Los sistemas de protección radiológica utilizados en la gestión de residuos radiactivos deben estar optimizados, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, teniendo en cuenta la reducción de las dosis efectivas, el costo de las diversas opciones factibles, las incertezas asociadas al largo plazo y las restricciones de dosis aplicables.

21. Los efluentes generados en la gestión de residuos radiactivos podrán ser liberados al ambien-te cumpliendo con la normativa específica de la Autoridad Regulatoria sobre descarga de efluen-tes radiactivos.

22. Para gestionar como residuo radiactivo materiales que contienen sustancias sujetas a salva-guardias, se requerirá una previa autorización particular de la Autoridad Regulatoria.

23. La transferencia de residuos radiactivos de una instalación Generadora a una instalación Ges-tionadora de Residuos Radiactivos deberá realizarse acorde a procedimientos previamente apro-bados a tal efecto por la Autoridad Regulatoria.


3/4

Criterios específicos para la Generadora de Residuos Radiactivos

24. El titular de Licencia, el titular de registro o el titular de práctica no rutinaria de una Generadora de Residuos Radiactivos será responsable del manejo seguro de los residuos radiactivos genera-dos debido a la operación, hasta su transferencia a la Gestionadora de Residuos Radiactivos.

25. En las instalaciones Generadoras de Residuos Radiactivos deberá realizarse, cuando corres-ponda, el registro, clasificación, segregación, tratamiento, acondicionamiento, almacenamiento y transporte de los residuos radiactivos siempre que se cuente con la autorización previa de la Auto-ridad Regulatoria.

26. El titular de Licencia de una Generadora de Residuos Radiactivos no podrá efectuar el retiro de servicio de la instalación hasta tanto todos los residuos radiactivos almacenados en la misma sean transferidos a la Gestionadora de Residuos Radiactivos.

27. El titular de Licencia de una Generadora de Residuos Radiactivos deberá llevar inventarios de los residuos radiactivos generados, los almacenados y los transferidos a la Gestionadora de Resi-duos Radiactivos, manteniendo permanentemente actualizado dichos inventarios durante la etapa de operación de la instalación, e informando periódicamente a la Autoridad Regulatoria. En el momento del retiro de servicio de la instalación, deberá remitir todos los registros a la Autoridad Regulatoria.

28. El titular de Licencia, el titular de registro o el titular de práctica no rutinaria de una Generadora de Residuos Radiactivos podrá delegar, total o parcialmente, la ejecución de las tareas de manejo de los residuos radiactivos generados pero mantendrá en su totalidad las responsabilidades correspon-dientes.

Criterios específicos para la Gestionadora de Residuos Radiactivos

29. La Entidad Responsable de una Gestionadora de Residuos Radiactivos podrá realizar la dis-posición final de los residuos radiactivos si ha decidido no efectuar un tratamiento ulterior de los mismos y si cuenta con la previa autorización de la Autoridad Regulatoria.

30. La Entidad Responsable de una Gestionadora de Residuos Radiactivos deberá llevar a cabo evaluaciones apropiadas de seguridad de los sistemas de disposición final de residuos radiactivos en las etapas de diseño, construcción, operación y cierre definitivo, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

31. La evaluación del impacto radiológico de los sistemas de disposición final de residuos radiacti-vos deberá tener en cuenta un escenario normal, donde se considera que se cumplen los objeti-vos de diseño, y la situación resultante de eventos disruptivos concebibles durante el período de aislamiento previsto.

32. En las evaluaciones del escenario normal, las dosis estimadas que recibirán las generaciones futuras no deberán exceder las restricciones de dosis establecidas al inicio del período de aislamiento. Dichas evaluaciones de seguridad, en términos de dosis, riesgo u otros indicadores de seguridad apropiados para los períodos de aislamiento requeridos, deberán ser realizadas a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

33. Los riesgos asociados a eventos disruptivos concebibles durante el período de aislamiento previsto no deberán exceder los niveles de riesgo aceptable establecidos al realizarse el diseño del Sistema para la Disposición Final de Residuos Radiactivos.

34. Para demostrar la seguridad del sistema de disposición final, no podrá utilizarse el resultado de mediciones ambientales posteriores al cierre definitivo de dicho sistema.

35. La Entidad Responsable de una Gestionadora de Residuos Radiactivos deberá llevar inventa-rios de los residuos radiactivos transferidos por las Generadoras de Residuos Radiactivos, los


4/4

almacenados y los dispuestos en forma definitiva, manteniendo permanentemente actualizados dichos inventarios durante la etapa de operación de la instalación, e informando periódicamente a la Autoridad Regulatoria. En el momento del cierre definitivo de la instalación, deberá remitir todos los registros a la Autoridad Regulatoria.

36. El cierre definitivo de una instalación para la disposición final de residuos radiactivos, o de un sistema particular de dicha instalación, deberá contar con la autorización previa de la Autoridad Regulatoria.

37. La Entidad Responsable de una Gestionadora de Residuos Radiactivos continuará mante-niendo su responsabilidad durante las tareas de cierre definitivo y, cuando corresponda a posterio-ri, durante el período de control administrativo autorizado por la Autoridad Regulatoria.

38. La Entidad Responsable de una Gestionadora de Residuos Radiactivos podrá delegar, total o parcialmente, la ejecución de las tareas de gestión de residuos radiactivos pero mantendrá en su totalidad la responsabilidad correspondiente.

1/7


Norma de protección física de materiales e instalaciones nucleares


AR 10.13.1.

REVISIÓN 1

1/7

NORMA AR 10.13.1.

NORMA DE PROTECCIÓN FÍSICA DE MATERIALES E INSTALACIONES NUCLEARES

OBJETIVO

1. Establecer los criterios generales de protección física de materiales e instalaciones nucleares.

ALCANCE

2. La presente norma se aplica a los materiales protegidos, a las instalaciones significativas y al transporte de material protegido.


EXPLICACIÓN DE TÉRMINOS

3. Área Vital: Toda área donde se encuentren equipos, dispositivos o sistemas que puedan ser vulnerables a actos intencionales tales como el sabotaje o la mera intrusión cuando sea razona-blemente posible generar en ella accidentes con consecuencias radiológicas severas.

4. Consecuencia Radiológica Severa en Protección Física: Cualquier hecho originado en actos intencionales mencionados en el criterio 10, que implique dispersión atmosférica de material ra-diactivo y por el cual el miembro del público más expuesto pueda recibir una dosis que exceda de 1 milisievert (mSv).


6. Fuerza de Respuesta: Conjunto de hombres y medios que pueden concurrir en apoyo del sis-tema de protección física.

7. Instalación Significativa: Cualquier instalación, depósito transitorio o prolongado o contenedor de transporte donde, en razón de su inventario radiactivo, sea razonablemente concebible que puedan inducirse, por actos intencionales, accidentes con consecuencias radiológicas severas.

8. Material Protegido: El uranio 233 (U-233), el uranio 235 (U-235), el plutonio 239 (Pu-239), el plutonio 241 (Pu-241) y combinaciones de estos nucleídos, o cualquier otro material que la Auto-ridad Regulatoria decida incluir. El uranio con un enriquecimiento inferior al 1% no queda com-prendido en esta definición, sin perjuicio de las prácticas de gestión prudente que corresponda aplicar.

9. Organismo Gubernamental: Gendarmería Nacional la que asesorará y asistirá a la Autoridad Regulatoria y actuará, en el marco de la legislación vigente, bajo las instrucciones del Responsa-ble por la Protección Física, coordinando las operaciones de recuperación de instalaciones signifi-cativas y materiales protegidos.

NORMA AR 10.13.1. NORMA DE PROTECCIÓN FÍSICA DE MATERIALES E INSTALACIONES NUCLEARES

2/7

10. Protección Física: Conjunto de medidas destinadas a prevenir, a evitar y a responder, con un grado razonable de seguridad, actos intencionales que tengan por finalidad:

a. El robo, hurto, sustracción o dispersión indebida de material protegido. b. El sabotaje o aun la mera intrusión en una instalación significativa cuando sea razonable-

mente posible generar en ella accidentes con consecuencias radiológicas severas.

11. Responsable por la Protección Física: Persona bajo cuya dirección se encuentra la instala-ción significativa, el depósito o el transporte de material protegido y a quien la entidad responsable le asigna la responsabilidad directa por la protección física.

12. Sistema de Protección Física: Conjunto de personas y medios disponibles en forma perma-nente con capacidad para prevenir, retardar o evitar los actos intencionales mencionados en el criterio 10.

13. Zona Controlada: Área comprendida por un perímetro claramente señalizado y controlada por la Entidad Responsable.

14. Zona Interior: Zona comprendida dentro de una zona protegida en la que se utilizan o alma-cenan materiales protegidos incluidos en la categoría I de la tabla de clasificación de material pro-tegido.

15. Zona Protegida: Zona sometida a constante vigilancia (por personal de guardia o medios técnicos o ambos), circundada por una barrera física y con un número limitado de accesos contro-lados.

D. CRITERIOS

D1. GENERALES

16. La existencia de un sistema de protección física adecuado es condición necesaria para la rea-lización de cualquier operación que involucre materiales o instalaciones protegidos.

17. Cuando el sistema contemple la protección física de materiales protegidos deberá preverse la adecuada interacción con el sistema nacional de contabilidad y control de dichos materiales.

18. Para definir los potenciales actos intencionales caracterizados en el criterio 10 y las secuen-cias accidentales que pudieran desatar, se asumirá que los presuntos autores disponen de medios convencionales. El diseño de los sistemas de protección física no contemplará medidas directas para repeler el asalto formal por parte de grupos militares o paramilitares.

19. El sistema de protección física deberá ser acorde con el nivel de protección que corresponda aplicar y deberá ajustarse a los siguientes criterios generales:

a. Se debe brindar la flexibilidad necesaria para permitir aumentar o disminuir la intensidad de las medidas de acuerdo con las circunstancias.

b. Ninguna medida de protección física irá en desmedro de la seguridad radiológica y nu-clear.

c. Ninguna medida de vigilancia y seguridad destinada al resguardo de bienes patrimoniales irá en desmedro de las de protección física.

d. El énfasis de los sistemas de protección física estará puesto en la prevención y en la di-suasión, particularmente mediante el uso de medidas pasivas.

e. En el diseño de los sistemas de protección física deberá lograrse una adecuada comple-mentación entre los medios técnicos y los procedimientos operativos.


3/7

f. Los procedimientos operativos de protección física deberán establecerse de manera tal que sea minimizada cualquier interferencia con los trabajos que normalmente realiza el personal de operación.

20. En el diseño del sistema de protección física deberá contemplarse:

a. La determinación de objetivos, que comprenderá:

− La caracterización de la instalación, compuesta de una memoria descriptiva que incluirá diagramas de flujo de procesos, de planta, lista de materiales y equipos, incluyendo los correspondientes a protección física, ubicación geográfica y todo elemento gráfico que permita lograr un mejor conocimiento de la misma.

− La definición del tipo de amenaza a la que se supone estará sometida la instala-ción.

− La identificación de objetivos donde presumiblemente puedan concretarse las ac-ciones intencionales descriptas en el criterio 10.

b. La inclusión de medidas destinadas a:

− La detección de ingresos no autorizados (intrusión), la que incluirá evaluación de alarma, medios de comunicación y visualización de alarmas, control de accesos, etc. (se incluirán organización, procedimientos y entrenamiento de los medios utili-zados, de corresponder).

− La demora a la intrusión mediante guardias y barreras (perimetrales, estructurales y consumibles).

− La respuesta a los actos intencionales referidos en el criterio 10, incluyendo su or-ganización, procedimientos y entrenamiento, medios de comunicación y tiempo de respuesta a partir de una señal de alarma.

c. Los métodos utilizados para la evaluación del diseño del sistema de protección física y sus resultados.

d. La fuerza de respuesta que acudirá en apoyo del sistema de protección física y los medios de comunicación con tal fuerza.

21. El sistema de protección física comprenderá, en general, los siguientes aspectos:

a. Distribución en planta, vías de acceso, barreras de contención e identificación de zonas o áreas a proteger;

b. Disposición de equipos e instrumentos de protección física y procedimientos para el con-trol periódico de los mismos;

c. Control de accesos, incluidos sus procedimientos. d. Procedimientos de vigilancia habitual y extraordinaria; e. Instrucción del personal; f. Organización del personal encargado de la protección física, incluyendo el procedimiento

de selección , capacitación y entrenamiento; g. Procedimientos y medios utilizados para el resguardo de la información referida en el crite-

rio 22.

22. El sistema de protección física debe contemplar la adecuada reserva de la información que pueda presumiblemente ser utilizada en la comisión de los actos intencionales descriptos en el criterio 10. La información específica sobre cada sistema de protección física será clasificada y en particular aquélla que describa aspectos claves de un sistema recibirá el más alto nivel de clasifi-cación.


4/7

23. Las operaciones que se ejecuten en caso de que el sistema de protección física sea superado serán determinadas conforme a las prioridades y modalidades que establezca el Responsable por la Protección Física.

D2. NIVELES DE PROTECCIÓN FÍSICA

24. Los niveles de protección física se establecerán de conformidad con los siguientes principios básicos:

a. El tipo, las características y la cantidad de material protegido involucrado, así como tam-bién -si fuera el caso- su accesibilidad en función de la tasa de dosis esperable en su en-torno de no existir blindaje.

b. La posibilidad de inducir accidentes con consecuencias radiológicas severas en una insta-lación significativa, mediante actos intencionales.

25. En la aplicación del principio enunciado en 24.a., se tendrán en cuenta los siguientes criterios:

a. Se prestará particular atención a aquellos materiales protegidos que permitan, en el esta-do en que se encuentran, iniciar o mantener una reacción nuclear en cadena auto sosteni-da sin moderadores especiales.

b. Las medidas de protección física se aplicarán al almacenamiento de materiales protegi-dos, entendiendo por almacenamiento cualquier depósito de estos materiales, ya sea ini-cial, intermedio o terminal, o su almacenamiento en tránsito durante su transporte. Al transporte se le aplicarán medidas equivalentes al almacenamiento.

26. En la aplicación del principio enunciado en 24.b. se tendrán en cuenta los siguientes criterios:

a. Los sistemas de protección física deberán diseñarse para cada instalación significativa te-niendo en cuenta sus características y las de su emplazamiento así como el resultado de la evaluación efectuada conjuntamente con especialistas en seguridad nuclear.

b. La Entidad Responsable, con el concurso de especialistas en seguridad nuclear y protec-ción física, identificará las estructuras, sistemas y componentes de la instalación significa-tiva que sean considerados vitales.

c. Los sistemas de protección física que se adopten para cada instalación significativa debe-rán ser compatibles con los sistemas de seguridad radiológica y nuclear, incluyendo los planes para eventuales emergencias radiológicas.

d. En lo posible, la distribución de áreas vitales se efectuará de forma tal que queden separa-das de las demás, para que el acceso a aquéllas esté limitado al número de personas nece-sario y, cuando las circunstancias lo permitan, deberán estar limitados por una barrera física.

e. El nivel de protección física en instalaciones significativas en las cuales sea posible inducir accidentes con consecuencias radiológicas severas se establecerá proporcionalmente a la dosis que podría recibir el miembro del público más expuesto.

f. La determinación de la dosis que podría recibir el miembro del público más expuesto se calculará empleando los criterios indicados en las normas de aplicación en materia de se-guridad radiológica y nuclear, sin considerar los posibles efectos resultantes de las medi-das dirigidas a mitigar, a corto plazo, consecuencias radiológicas.

27. En caso de transporte de materiales radiactivos que no sean materiales protegidos se aplica-rán los siguientes criterios:

a. No se requerirá la aplicación de medidas de protección física cuando se transporten bultos del "Tipo A"*, "industriales"* o "exentos"*; ni cuando se trate de transportes de bultos "Tipo B"* cuyo contenido radiactivo sea inferior a "30 A1"* ó "30 A2"*, según corresponda.


5/7

b. Cuando el contenido radiactivo sea superior a "30 A1 o 30 A2"* e inferior a "3000 A1 ó 3000 A2"*, según corresponda, sólo se utilizarán métodos apropiados de notificación, para confirmar la remisión y la entrega del material en término.

c. Cuando el contenido radiactivo exceda de los valores indicados en b. se exigirá un sistema de comunicaciones durante todo el transporte y, en función de las características de los bultos, la aplicación de medidas adicionales cuando resulte aconsejable (vehículos de ca-racterísticas especiales, contenedores adicionales, vehículos escolta, etc.).

* De conformidad con la reglamentación vigente para transporte de material radiactivo.

D2.1. EN INSTALACIONES SIGNIFICATIVAS

28. Se aplicará el nivel más alto de protección física (nivel de protección I) a aquellas instalaciones significativas en las cuales sea posible inducir accidentes con consecuencias radiológicas severas con una dosis superior a 1 Sievert (Sv).

En las instalaciones significativas bajo nivel de protección I, los elementos vitales estarán com-prendidos y ubicados dentro de un área vital, la cual debe quedar localizada dentro de una zona protegida.

29. Se aplicará un nivel medio de protección física (nivel de protección II) cuando la dosis a que se hace referencia en 28. se encuentre comprendida entre 50 y 1000 milisievert (mSv).

Las instalaciones significativas bajo nivel de protección II estarán en una zona controlada, los ele-mentos vitales estarán -en la medida de lo posible- en una zona protegida.

30. Se aplicará el nivel más bajo de protección física (nivel de protección III) cuando la dosis a que se hace referencia en 28. se encuentre comprendida entre más de 1 y menos de 50 milisievert (mSv).

Las instalaciones significativas bajo nivel de protección III estarán situadas dentro de una zona controlada y el acceso a elementos vitales quedará restringido a personal especializado.

31. Toda instalación que no se encuadre en alguno de los niveles indicados quedará exenta de la aplicación de medidas de protección física, salvo que por el material protegido involucrado, le sea aplicable el principio enunciado en el criterio 24.a. sus respectivos criterios, sin perjuicio de las prácticas de gestión prudente que corresponda aplicar.

D2.2. EN ALMACENAMIENTO Y TRANSPORTE DE MATERIALES PROTEGIDOS SEGÚN LA CATEGORIZACIÓN DE LA TABLA ANEXA

32. Los niveles de protección física que deben ser aplicados al material protegido durante su al-macenamiento incluyen:

a. Para los materiales protegidos comprendidos en la categoría III, almacenamiento dentro de una zona controlada, cuyo acceso esté controlado.

b. Para los materiales protegidos comprendidos en la categoría II, almacenamiento dentro de una zona protegida.

c. Para los materiales protegidos comprendidos en la categoría I, almacenamiento dentro de una zona interior donde el acceso quede restringido a personas cuya identidad haya sido comprobada y que se encuentre bajo vigilancia por personal de guardia que se mantenga en estrecha comunicación con la fuerza de respuesta. Las medidas adoptadas al respecto, deben tener como objetivo la detección y prevención de cualquier ataque o asalto, intru-sión, hurto o sustracción indebida.


6/7

33. Los niveles de protección física que deben aplicarse al material protegido durante el transpor-te, incluyen:

a. Para los materiales protegidos comprendidos en las categorías II y III, el transporte se efectuará bajo precauciones especiales, como el previo arreglo entre el remitente, el desti-natario y el transportista, especificando el momento, lugar y procedimientos para la trans-ferencia de la responsabilidad del transporte, detallando el modo de transporte, rutas a emplear y puntos de notificación en tránsito si resultaren oportunos. Estos transportes no llevarán necesariamente personal de escolta, pero pueden requerir de un medio de comu-nicación con la fuerza de respuesta.

b. Para los materiales protegidos comprendidos en la categoría I, el transporte debe efec-tuarse con arreglo a las precauciones especiales previstas en a y, además, bajo constante vigilancia de personal de escolta y en condiciones tales que se asegure la comunicación, en cualquier momento, con la fuerza de respuesta.

34. Los niveles, procedimientos y recomendaciones de protección física a materiales protegidos en el caso de transporte internacional se ajustarán a lo establecido en los anexos I y II de la Conven-ción sobre la Protección Física de los Materiales Nucleares.

D3. RESPONSABILIDADES

35. La Entidad Responsable debe tomar todas las medidas razonables y compatibles con sus po-sibilidades para asegurar la protección física de los materiales protegidos y las instalaciones signi-ficativas.

36. La Entidad Responsable debe designar un Responsable por la Protección Física por cada instalación significativa o por cada transporte o depósito de material protegido, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

37. El simple cumplimiento de las normas o directivas, aún de aquéllas emanadas de la Autoridad Regulatoria, no exime a la Entidad Responsable ni al Responsable por la Protección Física de las responsabilidades a su cargo en materia de protección física.

38. La Entidad Responsable podrá delegar, total o parcialmente, la ejecución de las medidas de protección física, pero no así la responsabilidad que le incumbe.

39. Todo cambio en la organización de la Entidad Responsable que pudiera directa o indirecta-mente afectar la capacidad de afrontar sus responsabilidades en materia de protección física re-querirá la previa aprobación de la Autoridad Regulatoria.

40. La Entidad Responsable deberá presentar a la Autoridad Regulatoria, con la suficiente antela-ción, toda la documentación técnica necesaria, incluidos los procedimientos operativos, para de-mostrar -a satisfacción de ésta- que se han alcanzado los niveles de protección física exigidos en relación a instalaciones o materiales protegidos.

41. La Entidad Responsable deberá realizar auditorías para verificar la correcta implementación de los sistemas de protección física como así también de la continuidad y adecuación de las medidas en el tiempo.

42. La Entidad Responsable y el Responsable por la Protección Física deberán establecer y man-tener en adecuadas condiciones de funcionamiento un sistema de comunicaciones con la Fuerza de Respuesta y el Organismo Gubernamental.

43. La Entidad Responsable debe adoptar todas las medidas razonables para asegurar la confi-dencialidad de la información que presumiblemente pueda ser utilizada en la comisión de actos intencionales descriptos en el criterio 10, en particular la referida a los sistemas de protección físi-ca utilizados o proyectados (ver criterio 22).


7/7

ANEXO

TABLA DE CLASIFICACIÓN DE MATERIAL PROTEGIDO EN CATEGORÍAS A LOS FINES DE SU PROTECCIÓN FÍSICA

Categoría Material Forma

I II III (c)

1. Plutonio (a) No irradiado (b) 2 kg o más

Menos de 2 kg pero más de 500 g

500 g o menos pero más de 15 g

No irradiado (b)

Uranio con un enriqueci-miento de 20% o superior

en uranio 235

5 kg o más

Menos de 5 kg pero más de 1 kg

1 kg o menos pero más de 15 g

Uranio con un enriqueci-miento de 10% como mí-nimo pero inferior al 20%

en uranio 235

----- 10 kg o más Menos de 10 kg pero más de 1 kg

2. Uranio 235 (d)

Uranio con un enriqueci-miento superior al 1% pero

inferior al 10% en uranio 235

----- ----- 10 kg o más

3. Uranio 233 No irradiado (b) 2 kg o más

Menos de 2 kg pero más de 500 g

500 g o menos pero más de 15 g

4. Combustible irradiado

----- ----- ----- Combustible irra-diado de bajo enri-quecimiento (1%) y combustible de U

natural (d;e) 5. Agua pesada ----- ----- >20 t D2O equiv.

(>4 t deuterio) <20 t D2O equiv.

(<4 t deuterio) >5 t D2O equiv. (>1 ton

deuterio) 6. Otros materiales protegidos (f)

(a) Todo el plutonio excepto aquél cuya concentración isotópica exceda el 80% en plutonio 238. (b) Material nuclear no irradiado en un reactor o material irradiado en un reactor pero con una intensidad de radiación igual o inferior a 1 Gy/h (100 rad/h) a 1 metro de distancia sin mediar blindaje. (c) Las cantidades que no entran en la categoría III y el uranio natural deben ser resguardadas de conformidad con prácticas de gestión prudente. (d) Si bien se establece este nivel de protección, después de evaluar las circunstancias específicas puede asignarse una categoría distinta de protección física. (e) El combustible irradiado que antes de su irradiación sería clasificado como categoría I deberá ser clasifi-cado en la categoría II cuando su nivel de radiación exceda de 1 Gy/h (100 rad/h) a 1 metro de distancia sin mediar blindaje. (f) Según lo determine la Autoridad Regulatoria en cada caso.

1/3


Garantías de no desviación de materiales nucleares y de materiales, instalaciones y equipos de interés nuclear

Aprobada por Resolución ENREN Nº 60/95 (Boletín Oficial 8/6/95) El ENREN es el organismo antecesor de La AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR, según Ley Nº 24.804 promulgada en 25 de abril de 1997. República Argentina – 2006

AR 10.14.1.

REVISIÓN 0

1/13

NORMA AR 10.14.1.

GARANTÍAS DE NO DESVIACIÓN DE MATERIALES NUCLEARES Y DE MATERIALES,

INSTALACIONES Y EQUIPOS DE INTERÉS NUCLEAR

SECCIÓN 1 A. OBJETIVO

Garantizar que los materiales nucleares, y los materiales, instalaciones y equipos de interés nu-clear especificados por la Autoridad, que se encuentran bajo jurisdicción de la República Argentina no sean desviados a un uso no autorizado por la Autoridad.

SECCIÓN 2 B. ALCANCE

1. Esta norma se aplica a:

a. Aquellos materiales, instalaciones y equipos de interés nuclear que estipule la Autoridad. b. Los materiales nucleares a partir de la:

1.1. Producción de cualquier material nuclear de composición y pureza adecuadas para su uso directo en la fabricación de combustible nuclear o para su enriquecimiento isotópico, incluidas las generaciones subsecuentes de material nuclear producidas a partir de tales materiales.

1.2. Importación de cualquier material nuclear que reúna las mismas características establecidas en el punto 1.1. u otros materiales nucleares producidos en una fase posterior del ciclo de combus-tible nuclear.

2. Los materiales, instalaciones y equipos de interés nuclear dejarán de estar sometidos a las con-diciones estipuladas en esta norma cuando:

a. Sean trasladados, previa autorización de la Autoridad, fuera de la jurisdicción de la República Argentina.

b. Se los afecte a una actividad no nuclear y la Autoridad así lo autorice. c. La Autoridad acepte que ya no pueden ser utilizados en ninguna actividad nuclear relevante.

3. A solicitud de la Entidad Responsable, la Autoridad podrá eximir de la aplicación de las condicio-nes impuestas por esta norma a materiales nucleares, en las siguientes condiciones:

3.1. Se los afecte a una actividad no nuclear y la Autoridad así lo decida.

3.2. Si el total de las cantidades de materiales nucleares exentas de conformidad con este pá-rrafo, no exceden en ningún momento las cantidades descriptas a continuación:

a. 1 kg, en total, de materiales fisionables especiales, que podrán ser uno o más de los que se enumeran a continuación:

I. Plutonio. II. Uranio con un enriquecimiento inferior a 0,2 (20%) y superior al del uranio natural, la

cantidad correspondiente se obtendrá multiplicando su masa por el quíntuplo del cua-drado de su enriquecimiento.

NORMA AR 10.14.1. GARANTÍAS DE NO DESVIACIÓN DE MATERIALES NUCLEARES Y DE MATERIALES, INSTALACIONES Y EQUIPOS DE INTERÉS NUCLEAR – REVISIÓN 0

2/13

III. Uranio con un enriquecimiento de 0,2 (20%) como mínimo; la cantidad correspondien-te se obtendrá multiplicando su masa por su enriquecimiento.

b. 10000 kg de uranio natural o uranio empobrecido con un enriquecimiento superior a 0,005. c. 20000 kg de torio. d. El plutonio cuando su concentración isotópica de plutonio-238 sea mayor que el 80%.

3.3. En el caso de que los materiales nucleares exentos vayan a ser tratados, utilizados o alma-cenados junto con materiales nucleares no exentos caducará la exención de los primeros.

3.4. Los términos utilizados en esta norma se encuentran definidos en el Anexo ll.

SECCIÓN 3 C. REQUERIMIENTOS GENERALES

1. No se podrá recibir, utilizar, procesar, producir, almacenar, transferir o poseer, según se aplique, materiales nucleares, o materiales, instalaciones, o equipos de interés nuclear sin la debida Licen-cia o Autorización otorgada por la Autoridad en el contexto de la presente norma.

2. La Entidad Responsable solicitante de la Licencia o Autorización a que se refiere el punto 1 pre-cedente deberá suministrar a la Autoridad, como mínimo, la siguiente información:

a. Las características generales de la instalación u otro lugar, su propósito y capacidad nominal.

b. Una descripción de la forma y el diagrama de flujo del material nuclear, y del material de in-terés nuclear si correspondiere, así como la disposición de los principales equipos que uti-licen, produzcan o traten material nuclear.

c. Una descripción de las características de la instalación u otro lugar atinentes a la contabili-dad del material nuclear y a las medidas de contención y vigilancia, si las hubiese.

d. Los procedimientos que se propone adoptar en la instalación u otro lugar para la contabili-dad y control de los materiales nucleares y materiales o equipos de interés nuclear, con especial atención a las áreas de balance de material, mediciones de flujo y toma de inven-tario físico.

3. Además, la Entidad Responsable solicitante de la licencia deberá suministrar a la Autoridad toda otra información que ésta requiera.

4. La Entidad Responsable designará para las instalaciones u otros lugares un Responsable Pri-mario quien será el responsable directo por el cumplimiento de lo estipulado en la presente norma y en la Licencia o Autorización correspondiente y de las normas y requerimientos que pueda dictar la Autoridad en el futuro.

5. El cumplimento de esta norma y de lo estipulado en la Licencia o Autorización, no exime a la Entidad Responsable de realizar todo lo razonable y compatible con sus posibilidades para dar cuenta en cualquier momento de los materiales nucleares o materiales o equipos de interés nu-clear bajo su responsabilidad.

6. La Entidad Responsable podrá delegar total o parcialmente la ejecución de las tareas necesarias para el objetivo de esta norma, pero manteniendo en su totalidad la responsabilidad correspondiente.

7. Todo cambio en la organización de la Entidad Responsable que pudiera afectar su capacidad para afrontar las responsabilidades establecidas en estas normas requerirá para que la vigencia de las Licencias o Autorizaciones no se vea afectada, una aprobación formal de la Autoridad.

8. La intención de introducir cambios significativos que afecten la información de base sobre la cual fue otorgada la Licencia o Autorización, deberá ser notificada con suficiente antelación a la Autori-


3/13

dad a fin de que ésta pueda examinar los mencionados cambios antes de que sean introducidos. Las informaciones consideradas “significativas", serán las especificadas en la respectiva Licencia o Autorización.

9. Las actividades licenciadas o autorizadas en virtud de esta norma deberán llevarse a cabo dentro de las condiciones estipuladas por el SISTEMA NACIONAL DE CONTABILIDAD Y CONTROL (SNCC), que se describe en el ANEXO I a esta norma.


4/13


5/13

ANEXO I de la NORMA AR 10.14.1.

SISTEMA NACIONAL DE CODNTABILIAD Y CONTROL (SNCC)

1. El SNCC referido en el punto 9 de la sección 3 de la presente norma se compone de:

2. Registros

Las Instalaciones y otros lugares deberán mantener para cada área de balance de material, regis-tros contables y operativos que cumplan con las siguientes condiciones:

2.1. Registros Contables

a. Los Registros Contables reflejarán con respecto a cada área de balance de material:

I. Todos los cambios en el inventario de material nuclear o material de interés nuclear, de manera que sea posible determinar el inventario contable en todo momento.

II. Todos los resultados de las mediciones que se realicen para determinar el inventario físico.

III: Todos los ajustes y correcciones que se hayan efectuado respecto de los cambios en el inventario, los inventarios contables y los inventarios físicos.

b. Los Registros Contables contendrán con respecto a cada lote de material nuclear o mate-rial de interés nuclear y para todos los cambios de inventario e inventarios físicos, la identi-ficación del material nuclear o material de interés nuclear, los datos del lote y los datos de origen.

c. Los registros contables contendrán como mínimo las informaciones necesarias para confeccionar los informes ordinarios previstos en el punto 5.1. del presente Anexo I.

d. Los Registros Contables con respecto a cada lote se llevarán por separado para cada ca-tegoría de material nuclear y para cada material de interés nuclear.

e. Las instalaciones u otros lugares que contengan equipos de interés nuclear deberán llevar un inventario de los mismos.

f. Las instalaciones u otros lugares que contengan materiales de interés nuclear deberán lle-var registros contables por origen del material.

2.2. Registros Operativos

Los Registros Operativos establecerán, según proceda, con respecto a cada área de balance de material:

a. Los datos de operación que se utilicen para determinar los cambios en las cantidades y composición de los materiales nucleares.

b. Los datos obtenidos de la calibración de los recipientes e instrumentos y en el muestreo y análisis, los procedimientos para controlar la calidad de las mediciones y las estimaciones de los errores aleatorios y sistemáticos.

c. Una descripción de las medidas adoptadas para averiguar la causa y la magnitud de cual-quier pérdida accidental o no medida que pudiera existir.


6/13

d. Una descripción de la secuencia de actividades realizadas para la preparación y realización de los inventarios físicos. Esta descripción deberá contener los procedimientos para la de-terminación y evaluación del material no contabilizado.

3. Inventario Físico

3.1. Las Instalaciones y los otros lugares deberán realizar Inventarios Físicos con la frecuencia apropiada a fin de establecer y declarar el material no contabilizado. La frecuencia y los pro-cedimientos para la realización del Inventario Físico serán determinados en las correspon-dientes Licencias o Autorizaciones. El material no contabilizado será determinado según la siguiente expresión:

MNC = Fj + E - S - F

f

donde:

Fj : Inventario Físico Inicial para el período "J".

E: Es la suma de los cambios de inventario que representen entradas en el inventario para el período "J" importaciones, entradas de otras Areas de Balance de Material, produc-ción nuclear, etc.).

S: Es la suma de los cambios de inventario que representen salidas del inventario del área de balance de material para el período "J" (exportaciones, salidas hacia otras Areas de Ba-lance de Material descartados medidos, pérdidas nucleares, exención, pérdidas acci-dentales, correcciones a salidas, etc.).

Ff: Es el Inventario Físico Final para el área de balance de material para el período "J", que será el valor "Fj" para el período "J + 1".

3.2. Cada vez que se realice un inventario físico se deberán confeccionar las Listas de Inventario Físico e Informes de Balance de Material que como mínimo, deberán contener la informa-ción a que se refieren los puntos 5.1. b) y c) de la presente Sección.

4. Sistema de Mediciones

Las instalaciones y otros lugares deberán disponer de un sistema adecuado de mediciones que les permita determinar, con las incertidumbres que correspondan según el caso, el inventario de mate-rial nuclear y sus variaciones para cada área de balance de material incluido un programa de con-trol de calidad de las mediciones.

La información referida en el punto 2 de la sección 3 deberá detallar el sistema de medición de las instalaciones y otros lugares, contemplando para cada área de balance de material una descripción de los instrumentos, técnicas y puntos de medición utilizados para determinar el inventario de ma-terial nuclear y sus variaciones, los errores sistemáticos y aleatorios asociados al sistema, la base de calculo utilizada en el caso de valores estimados y una descripción del programa de control del sistema de medición (por ejemplo: frecuencia de calibración de los instrumentos de medición, pa-trones utilizados, etc.). Cualquier modificación del sistema de mediciones o de su comportamiento deberá será notificado a la Autoridad a fin de permitirle el seguimiento y evaluación del inventario y sus variaciones, incluidas las diferencias remitente-destinatario (DRD) y el material no contabiliza-do (MNC).

Los requisitos específicos del sistema de medición, de la base de cálculo y los límites de las dife-rencias remitente-destinatario y material no contabilizado, como así también las incertidumbres asociadas a ellos serán establecidos en la respectiva Licencia o Autorización, para cada área de balance de material.


7/13

5. Informes

5.1. Informes Ordinarios:

Los Responsables Primarios por las instalaciones y otros lugares deberán preparar y enviar a la Autoridad, para cada área de balance de material:

a. Informes de Cambios de Inventario: Estos informes indicarán todos los cambios de in-ventario de cada área de balance de material y especificarán como mínimo para cada lote, la identificación de los materiales y los datos del lote, la fecha del cambio de inventario y, cuando corresponda, las áreas de balance de material de origen y destino o el destinatario. En estos informes también se indicará cualquier ajuste o corrección a los cambios de in-ventario. A estos informes se deberán adjuntar notas concisas que expliquen en detalle los cambios en el inventario basados en los registros operativos y describan, además y según lo especifique la Autoridad en la respectiva licencia, los datos operativos de las instalacio-nes y otros lugares.

b. Informes de Balance de Material: Estos informes indicarán el balance de material nuclear por categoría, basado en un inventario físico de todos los materiales nucleares presentes en cada área de balance de material a un momento dado. Estos informes incluirán, como mínimo, los siguientes datos:

− Inventario físico inicial. − Los cambios de inventario en el período considerado (asentando primero los aumentos

y luego las disminuciones). − Inventario contable final. − Las Diferencias Remitente-Destinatario. − Inventario Contable Final Ajustado. − Inventario Físico Final. − Material no Contabilizado.

c. Listas de Inventario Físico: Estas listas deberán ser confeccionadas y remitidas a la respecti-va Autoridad, junto con el Informe de Balance de Material, y deberán contener, como mínimo y por separado para cada lote, la identificación de los materiales y los datos del lote.

Estos informes serán remitidos a la Autoridad con el formato modalidad, frecuencia y en los plazos que ella establezca en la respectiva licencia.

5.2. Informes Especiales

Los Responsables Primarios por cada instalación u otro lugar deberán enviar a la Autoridad, por la vía más expeditiva posible, un informe especial.

a. Si ocurre un incidente o circunstancia excepcional que dé o pueda dar lugar a una pérdida de material nuclear en un área de balance de material.

b. Si la contención experimenta inesperadamente variaciones respecto de la especificada en la licencia.

c. Si durante una transferencia de material nuclear entre áreas de balance de material ocurre un incidente o circunstancia que dio lugar o pudo dar lugar a una pérdida de material nu-clear, así como cualquier demora significativa durante los traslados.

d. Si otra circunstancia requiere la emisión de informes especiales como sea establecido en la respectiva licencia, o cuando tales informes sean solicitados por la Autoridad.

El informe deberá contener una explicación detallada de las circunstancias en que se produjo o detectó la pérdida y la cantidad de material nuclear involucrado.


8/13

6. Notificaciones

6.1. La Entidad Responsable deberá notificar a la Autoridad, con treinta días de antelación como mínimo, la intención de trasladar materiales nucleares desde un área de balance de material a un destinatario fuera de la jurisdicción del Gobierno Nacional. Además, cuando se vayan a realizar a un mismo Estado destinatario, varios envíos que en un período de tres meses superen la masa efectiva de un kilogramo, deberán enviar una notificación con una antelación mínima de treinta días antes de la fecha prevista para el primer envío. Las notificaciones contendrán, como mínimo, la siguiente información:

a. La identificación, cantidad y composición del material nuclear objeto del traslado y el área de balance de material en que se encuentra dicho material.

b. Las fechas y lugares en que los materiales nucleares estarán preparados para su transporte.

c. El Estado de destino, y la instalación u otro lugar de destino cuando se trate de transferen-cias a la REPÚBLICA FEDERATlVA DEL BRASIL.

d. Las fechas aproximadas de envío y llegada de los materiales nucleares.

La antelación y contenido de la notificación deberá permitir a la Autoridad efectuar una inspección a fin de identificar y verificar la cantidad y composición del material nuclear, y si ella lo considerara necesario, aplicar precintos una vez que el material nuclear esté listo para su transporte.

Los materiales nucleares no podrán ser trasladados fuera de la jurisdicción del Gobierno Nacional hasta tanto la Autoridad lo haya autorizado excepto que se trate de transferencias a la REPÚBLICA FEDERATIVA DEL BRASIL en cuyo caso no será necesaria tal autorización siempre que la insta-lación u otro lugar de destino cuente con la correspondiente licencia.

6.2. Los Responsables Primarios deberán notificar a la Autoridad, con treinta días de antelación como mínimo la intención de recibir materiales nucleares en un área de balance de material prove-nientes de un remitente fuera de la jurisdicción del Gobierno Nacional. Además, cuando se vayan a recibir de un mismo Estado remitente varios envíos que en un período de tres meses excedan la masa efectiva de un kilogramo, los Responsables Primarios deberán enviar una notificación con una antelación mínima de treinta días antes de la fecha prevista para la recepción del primer envío. Las notificaciones contendrán, como mínimo, la siguiente información:

a. La identificación, cantidad y composición del material nuclear objeto del traslado.

b. La fecha prevista de llegada y el lugar y fecha en los que se tiene previsto recepciones de los materiales nucleares.

c. El Estado de origen.

d. El área de balance de material al que ingresará el material nuclear transferido.

La antelación y contenido de la notificación deberá permitir a la Autoridad efectuar una inspección a fin de identificar y verificar la cantidad y composición del material nuclear una vez que haya sido desembalado. El material nuclear no podrá ser recibido en ningún área de balance de material de una instalación u otro lugar, sin que previamente se haya cumplido con la notificación mencionada en este punto.

6.3. Los Responsables Primarios deberán notificar a la respectiva Autoridad, con treinta días de antelación como mínimo, la intención de trasladar materiales nucleares entre distintas áreas de balance de material dentro de la jurisdicción del Gobierno Nacional cuando se trate de transferen-cias que superen la masa efectiva de un kilogramo y no hayan sido previstas en las respectivas licencias. La notificación contendrá, como mínimo, la siguiente información:

a. La identificación, cantidad y composición del material nuclear objeto del traslado y las áreas de balance de material de origen y destino.

b. Las fechas aproximadas del envío y recepción del material nuclear y los lugares y fechas aproximadas en que los materiales nucleares serán preparados para su transporte o recepción.


9/13

La antelación y contenido de la notificación deberá permitir a la Autoridad efectuar una inspección a fin de identificar y verificar la cantidad y composición del material nuclear, y si ella lo considerara necesario, aplicar precintos una vez que el material nuclear esté listo para su transporte o recep-ción.

6.4. Cada vez que se produzca una transferencia de material nuclear entre áreas de balance de material dentro de la jurisdicción del Gobierno Nacional y de la REPÚBLICA FEDERATIVA DEL BRASIL, los Responsables Primarios involucrados, deberán enviar un documento de transferencia a la Autoridad y también, si ese fuera el caso, a la correspondiente Autoridad de la REPÚBLICA FEDERATIVA DEL BRASIL, en el momento en que se realice la transferencia. Este documento contendrá como mínimo la siguiente Información:

a. Identificación del material nuclear.

b. Las áreas de balance de material de origen y destino y las fechas de envío y recepción del material nuclear.

c. Los datos del lote según lo declarado por el remitente y el destinatario.

6.5. Cualquier disposición adicional o excepción a lo dispuesto en este punto 6, será establecida en la respectiva licencia.

6.6. Adicionalmente la Entidad Responsable deberá notificar a la Autoridad de cualquier exporta-ción o importación de material que contenga uranio o torio, que potencialmente pueda ser utilizado en la industria nuclear, que no alcancen las condiciones dadas en el punto 1.B. de la presente norma.

6.7. Análogamente se deberá informar de cualquier exportación o importación de equipos o mate-riales de interés nuclear distintos a los mencionados en el párrafo anterior.

7. Archivo de la documentación

Los Responsables Primarios deberán mantener disponibles en las instalaciones y otros lugares todos los documentos y registros relativos a la contabilidad y control del material nuclear durante por lo menos cinco años.


10/13


11/13

ANEXO II de la NORMA AR 10.14.1.

EXPLICACIÓN DE TÉRMINOS

1. Entidad Responsable: significa aquella organización responsable por una instalación u otro lugar que utilice, procese, produzca, transfiera, reciba, almacene o posea por sí o por otro, materia-les nucleares o materiales o equipos de interés nuclear y a la cuál esta norma le asigna responsa-bilidad por el cumplimiento efectivo de los procedimientos y medidas de contabilidad y control establecidos por la Autoridad.

2. Responsable Primario: significa aquella persona a quien la Entidad Responsable le asigna la res-ponsabilidad directa por la seguridad radiológica y nuclear y la contabilidad y control cubierta por esta norma.

3. Ajuste: significa un asiento efectuado en un informe o en un registro contable que indique una diferencia remitente-destinatario o material no contabilizado.

4. Área de Balance de Material: significa una zona situada dentro o fuera de una instalación en la que:

a. Pueda determinarse en cada transferencia la cantidad de materiales nucleares que entren o salgan de cada área de balance de material.

b. Pueda determinarse cuando sea necesario, de conformidad con procedimientos especifica-dos, el inventario físico de los materiales nucleares en cada área de balance de material; pa-ra que se pueda determinar el balance de material a los fines de la aplicación del SNCC.

5. Cambio de Inventario: significa un aumento o disminución de la masa de materiales nucleares en un área de balance de material, en términos de lotes, tal cambio comprenderá sólo uno de los siguientes:

a. Aumentos

I. Importaciones. II. Entradas de procedencia nacional: entradas de otras zonas de balance de materiales o en-

tradas en el punto inicial de la aplicación del SNCC. III. Producción nuclear: producción de materiales fisionables especiales en un reactor. IV. Exenciones anuladas: reanudación de la aplicación del SNCC a materiales nucleares ante-

riormente exentos de ella.

b. Disminuciones

I. Exportaciones. II. Envíos a otras áreas de balance de material.

III. Pérdidas nucleares: pérdida de materiales nucleares debida a su transformación en otros elementos o isótopos como consecuencia de reacciones nucleares.

IV. Materiales descartados medidos: materiales nucleares que se han medido o estimado so-bre la base de mediciones y que han sido dispuestos de forma tal que no son apropiados para su ulterior uso en actividades nucleares.

V. Desechos retenidos: materiales nucleares que se consideran por el momento irrecupera-bles y se conservan almacenados.

VI. Exenciones: exención de la aplicación del SNCC a materiales nucleares. VII. Otras pérdidas: por ejemplo, pérdidas accidentales o robos.


12/13

6. Cantidad Significativa: significa la cantidad aproximada de material nuclear a partir de la cual no se puede excluir la posibilidad de que se fabrique un arma nuclear incluyendo cualquier proceso de conversión involucrado. Salvo que la Autoridad determine otra cosa, los valores son:

a. Para el plutonio (conteniendo menos del 80% de plutonio-238), 8 kg del elemento.

b. Para el uranio-233, 8 kg del isótopo.

c. Para el uranio con un enriquecimiento del 0,2 o más, 25 kg del isótopo 235.

d. Para el uranio con un enriquecimiento inferior al 0,2, 75 kg del isótopo 235.

e. Para el torio, 20000 kg del elemento.

7. Corrección: significa un asiento efectuado en un informe o en un registro contable para rectifi-car un error identificado o reflejar una medición mejorada de una cantidad ya inscrita en el registro o informe.

8. Datos del lote: significa la masa total de cada elemento de material nuclear, y en el caso del plutonio la masa del elemento expresada en gramos y cuando proceda su composición isotópica, en el caso del uranio enriquecido la masa de uranio total expresada en gramos y la suma de las masas de U 235 y U 233 también expresada en gramos, y en el caso de torio uranio natural o empo-brecido, la masa del elemento expresada en kilogramos.

En los informes se sumarán las masas de los distintos ítems del lote redondeando el resultado final a la unidad más próxima.

9. Datos de origen: significa todos aquellos datos, registrados durante las mediciones o las cali-braciones o utilizados para deducir relaciones empíricas, que identifican a los materiales nucleares y proporcionan los datos del lote. Los datos de origen pueden comprender, por ejemplo, la masa de los compuestos, los factores de conversión para determinar la masa del elemento, la densidad relativa, la concentración en elementos, las razones isotópicas, la relación entre el volumen y las lecturas manométricas, y Ia relación entre el plutonio producido y la potencia generada.

10. Diferencia remitente-destinatario: significa la diferencia entre la cantidad de materiales nu-cleares de un lote declarado por el área de balance de material que Ia remite y Ia cantidad medida en el área de balance de material que lo recibe.

11. Enriquecimiento: significa el cociente entre la suma de las masas de los isótopos uranio 233 y uranio 235, y la masa total del uranio.

12. Instalación: significa:

a. Un reactor, un conjunto crítico, una planta de conversión, una planta de fabricación, una planta de re-elaboración, una planta de separación de isótopos o una unidad de almace-namiento por separado.

b. Cualquier lugar en el que habitualmente se utilicen materiales nucleares en cantidades su-periores a una masa efectiva de un kilogramo.

13. Inventario contable: de un área de balance de material significa la suma algebraica del inven-tario físico más reciente, más todos los cambios que hayan tenido lugar en el inventario después de efectuado el inventario físico.

14. Inventario físico: significa la suma de todas las cantidades medidas o estimadas sobre la base de una medición de todos y cada uno de los lotes de material nuclear presentes en un mo-mento dado en un área de balance de material, obtenida de acuerdo con procedimientos especifi-cados.

15. Masa efectiva: es una magnitud especial referente a materiales nucleares utilizada en la apli-cación del SNCC. La masa efectiva, expresada en kilogramos es:


13/13

a. Para el plutonio, su masa.

b. Para el uranio empobrecido con un enriquecimiento no superior al 0,005 y para el torio su masa multiplicada por 5 x 10-5.

c. Para el uranio con un enriquecimiento superior al 0,005 e inferior al 0,01 su masa multipli-cada por 1 x 10-4.

d. Para el uranio con un enriquecimiento del 0,001 como mínimo su masa multiplicada por el cuadrado del enriquecimiento.

16. Lote: significa una porción de materiales nucleares que se manipula como una unidad a efec-tos de la contabilidad en un punto clave de medición y para el cual la composición y la cantidad se definen por un solo conjunto de especificaciones o mediciones. Dichos materiales nucleares pueden hallarse a granel o distribuidos en una serie de ítems distintos.

17. Material no contabilizado: significa la diferencia entre el inventario contable y el inventario físico.

18. Materiales nucleares: significa plutonio-239, uranio-233, uranio enriquecido en los isótopos 235 ó 233, uranio conteniendo una mezcla isotópica igual a la encontrada en la naturaleza, uranio empobrecido en el isótopo 235, torio con pureza nuclear o cualquier material que contenga uno o más de los anteriores y además cualquier otro material que la Autoridad estipule en el futuro. Se excluyen de esta definición los minerales y la ganga.

19. Otro lugar: significa cualquier lugar, distinto de una instalación que contenga o utilice materia-les nucleares en cantidades iguales o inferiores a un kilogramo de masa efectiva.

20. Punto clave de medición: significa un punto en que los materiales nucleares se encuentren en una forma tal que puedan medirse para determinar el flujo o inventario de materiales. Por lo tanto, los puntos clave de medición comprenden, sin quedar limitados a ellos, los puntos de entra-da y los puntos de salida de materiales nucleares (incluidos los materiales descartados medidos) y los puntos de almacenamiento de las áreas de balance de material.

21. Punto estratégico: significa un punto seleccionado durante el examen de la información sobre el diseño en el que, en condiciones normales y cuando se combina con la información obtenida en todos los puntos estratégicos considerados conjuntamente, pueda obtenerse y verificarse la infor-mación necesaria y suficiente para la aplicación del SNCC. Un punto estratégico puede compren-der cualquier punto en el que se realicen mediciones clave en relación con la contabilidad del balance de materiales en el que se apliquen medidas de contención y de vigilancia.

22. Material, instalación y equipo de interés nuclear: significa el material distinto del material nu-clear, la instalación o el equipo que la Autoridad especifique como tal.

1/1


Transporte de materiales radiactivos


AR 10.16.1.

REVISIÓN 1

1/1

NORMA AR 10.16.1.

TRANSPORTE DE MATERIALES RADIACTIVOS

A. OBJETIVO

1. Establecer los requisitos mínimos de seguridad que permitan proteger a las personas, los bienes y el ambiente de los efectos nocivos de las radiaciones ionizantes durante el transporte de materiales radiactivos.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a todas las modalidades de transporte por vía terrestre, acuática o aérea de materiales radiactivos que no formen parte integrante del medio de transporte, incluido el transporte incidentalmente afectado al uso de materiales radiactivos.

El cumplimiento de esta norma no exime del cumplimiento de otras normas y requerimientos aplicables que establezcan otras autoridades competentes no relacionadas con la protección radiológica de las personas y la seguridad de las fuentes.


3. Se adoptan como parte integrante de la presente norma las definiciones incluidas en la Sección II Definiciones del Reglamento para el Transporte Seguro de Materiales Radiactivos. Requisitos. Colección de Normas de Seguridad N° TS-R-1 del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), Edición de 1996 (Revisada).

D. REQUISITOS GENERALES

4. Se adoptan todos los criterios establecidos en el documento “Reglamento para el Transporte Seguro de Materiales Radiactivos” Requisitos. Colección de Normas de Seguridad N° TS-R-1 del OIEA. Edición de 1996 (Revisada).

REGLAMENTO PARA EL TRANSPORTE SEGURO DE MATERIALES RADIACTIVOS

Edición de 1996 (Revisada)

2/114

3/114

PREFACIO

Tras un amplio examen a cargo de grupos de expertos convocados por el Organismo Internacional de Energía Atómica a partir de 1991, la Junta de Gobernadores aprobó en el mes de septiembre de 1996 una versión revisada del Reglamento del OIEA para el transporte seguro de materiales radiactivos (anteriormente Vol. N° 6 de la Colección Seguridad). Esta publicación anula todas las versiones del Reglamento publicadas como Vol. N° 6 de la Colección Seguridad.

El OIEA publicó por primera vez el Vol. N° 6 de la Colección Seguridad en 1961 con carácter de Reglamento aplicable a todas las modalidades de transporte nacional e internacional de materiales radiactivos. Como resultado de exámenes ulteriores, llevados a cabo en consulta con los Estados Miembros y las organizaciones internacionales competentes, se publicaron cuatro revisiones muy completas en 1964, 1967, 1973 y 1985.

Cuando se aprobó la primera revisión en 1964, la Junta de Gobernadores autorizó al Director Ge-neral a aplicar el Reglamento a las operaciones del OIEA y a las realizadas con su asistencia. Se autorizó también al Director General a recomendar a los Estados Miembros y a las organizaciones internacionales que adoptaran el Reglamento como base para la formulación de los reglamentos nacionales e internacionales en la materia. Hacia 1969 el Reglamento del OIEA había sido adop-tado por casi todas las organizaciones internacionales que se ocupan del transporte y era utilizado por muchos Estados Miembros como base de sus propios reglamentos.

La adopción mundial del Reglamento del OIEA para todas las modalidades de transporte ha permitido alcanzar un nivel muy elevado de seguridad en el transporte. En las revisiones efectuadas desde la primera edición se ha procurado encontrar un equilibrio entre la necesidad de tener en cuenta los adelantos técnicos y la experiencia operacional y la conveniencia de brindar un conjunto estable de requisitos reglamentarios. Uno de los objetivos de este enfoque es permitir que los bultos diseñados de acuerdo con las disposiciones de versiones anteriores del Reglamento puedan seguir utilizándose durante un período de tiempo razonable. Se admite que no se pueden poner en efecto simultáneamente todos los cambios del Reglamento; se recomienda, por lo tanto, a los Estados Miembros y a las organizaciones internacionales que, al adoptar la presente versión revisada, prevean la utilización tanto de los “antiguos” requisitos como de los “nuevos” durante un período de transición que podría durar varios años. Se recomienda, además, que el proceso de adopción de la presente versión revisada del Reglamento tenga lugar en un período de cinco años a partir de su publicación, con el fin de lograr la armonización de su aplicación a escala mundial. Para cumplir las disposiciones del presente Reglamento puede ser necesario que los Estados Miembros promulguen reglamentos nacionales complementarios. Excepto en caso necesario y con fines exclusivamente nacionales, se recomienda que dichos reglamentos no contradigan las disposiciones de este Reglamento.

El OIEA ha publicado dos documentos suplementarios del Vol. N° 6 de la Colección Seguridad: uno titulado “Manual de consulta para la aplicación del Reglamento del OIEA para el transporte seguro de materiales radiactivos”, Vol. N° 37 de la Colección Seguridad, y otro titulado “Manual explicativo para la aplicación del Reglamento del OIEA para el transporte seguro de materiales radiactivos”, Vol. N° 7 de la Colección Seguridad. Para que sea de utilidad a los autores del diseño y fabricantes de embalajes, remitentes, transportistas, autoridades competentes y a otras entida-des, el Vol. N° 37 de la Colección Seguridad contiene información de consulta sobre los requisitos técnicos del Reglamento y sobre métodos y tecnología que pueden utilizarse para satisfacerlos; el denominado “cómo” de estas disposiciones. El Vol. N° 7 de la Colección Seguridad ofrece infor-mación explicativa sobre el propósito y los fundamentos de los requisitos reglamentarios; es decir, el denominado “porqué” de estas disposiciones. Dicha publicación tuvo por objeto facilitar la com-prensión de las normas reglamentarias, contribuir al cumplimiento, a la aceptación pública y al ulterior desarrollo del Reglamento. Como complemento del presente volumen, el OIEA publicará un documento suplementario que combina el material de consulta y el explicativo. Se invita a los Estados Miembros y a las organizaciones internacionales competentes a tomar nota de este do-cumento suplementario y a ponerlo en conocimiento de las personas y organizaciones a quienes interesa el Reglamento.

4/114

5/114

NOTA DE REDACCIÓN

En el presente Reglamento por lo general se han utilizado en español expresiones como “habrá que”, “hay que”, “habrá de”, “se deberá”, etc., o el futuro indicativo en sentido de obligación, en los casos en que se hable de requisitos, deberes y obligaciones (que en inglés se indican con “shall”). Cuando se trata de una recomendación u opción conveniente (que en inglés se indican con “should”), en español se emplean expre-siones como “conviene”, “se recomienda”, “es aconsejable”, etc. Si se trata de una opción contemplada en el Reglamento (que en inglés se indica con “may”), se utilizan en español los términos ‘puede” o ‘podrá”. Todos los términos que se definen en la Sección II figuran en bastardilla en el texto, de modo que resulta fácil reco-nocerlos.

Las referencias a normas de otras organizaciones no han de interpretarse como aceptación por parte del OIEA.

6/114

7/114

ÍNDICE

(Los números de los párrafos se dan entre paréntesis) SECCIÓN I. INTRODUCCIÓN 11 Antecedentes (101-103) 11 Objetivo (104-105) 11 Alcance (106-109) 12 Estructura (110) 12 SECCIÓN II. DEFINICIONES (201-248) 13 SECCIÓN III. DISPOSICIONES GENERALES 21 Protección radiológica (301-307) 21 Respuesta a emergencias (308-309) 22 Garantía de calidad (310) 22 Verificación del cumplimiento (311) 22 Arreglos especiales (312) 22 SECCIÓN IV. LÍMITES DE ACTIVIDAD Y RESTRICCIONES SOBRE LOS MATERIALES

23

Valores básicos de los radionucleidos (401) 23 Determinación de los valores básicos de los radionucleidos (402-406) 23 Límites del contenido de los bultos (407-419) 24 SECCIÓN V. REQUISITOS Y CONTROLES PARA EL TRANSPORTE 47 Requisitos antes de la primera expedición (501) 47 Requisitos antes de cada expedición (502) 47 Transporte de otras mercancías (503-506) 48 Otras propiedades peligrosas del contenido (507) 48 Requisitos y controles relativos a la contaminación y a los bultos que presenten fugas (508-514)

48

Requisitos y controles para el transporte de bultos exceptuados (515-520) 49 Requisitos y controles para el transporte de materiales BAE y OCS en bultos industriales o sin embalar (521-525)

50

Determinación del índice de transporte (IT) (526-527) 51 Determinación del índice de seguridad con respecto a la criticidad (ISC) (528-529) 53 Límites del índice de transporte, índice de seguridad con respecto a la criticidad y niveles de radiación correspondientes a bultos y sobreenvases (530-532)

53

Categorías (533) 53 Marcado, etiquetado y rotulado (534-547) 54 Obligaciones del remitente (548-561) 63 Transporte y almacenamiento en tránsito (562-580) 66

8/114

Formalidades aduaneras (581) 70 Remesas que no puedan entregarse (582) 71 SECCIÓN VI. REQUISITOS RELATIVOS A LOS MATERIALES RADIACTIVOS Y A LOS EMBALAJES Y BULTOS

73

Requisitos relativos a los materiales radiactivos (601-605) 73 Requisitos generales relativos a todos los embalajes y bultos (606-616) 74 Requisitos complementarios relativos a bultos transportados por vía aérea (617-619) 74 Requisitos relativos a los bultos exceptuados (620) 75 Requisitos relativos a los bultos industriales (621-628) 75 Requisitos relativos a los bultos que contengan hexafluoruro de uranio (629-632) 76 Requisitos relativos a los bultos del Tipo A (633-649) 77 Requisitos relativos a los bultos del Tipo B(U) (650-664) 78 Requisitos relativos a los bultos del Tipo B(M) (665-666) 80 Requisitos relativos a los bultos del Tipo C (667-670) 81 Requisitos relativos a los bultos que contengan sustancias fisionables (671-682) 81 SECCIÓN VII. MÉTODOS DE ENSAYO 87 Demostración del cumplimiento (701-702) 87 Ensayos para materiales BAE-III (703) 87 Ensayos para los materiales radiactivos en forma especial (704-711) 87 Ensayos de materiales radiactivos de baja dispersión (712) 89 Ensayos de bultos (713-737) 89 SECCIÓN VIII. REQUISITOS ADMINISTRATIVOS Y DE APROBACIÓN 95 Disposiciones generales (801-802) 95 Aprobación de los materiales radiactivos en forma especial y de los materiales radiactivos de baja dispersión (803-804)

95

Aprobación de los diseños de bultos (805-814) 96 Disposiciones transitorias (815-818) 97 Notificación y registro de números de serie (819) 98 Aprobación de expediciones (820-823) 99 Aprobación de expediciones en virtud de arreglos especiales (824-826) 99 Certificados de aprobación de la autoridad competente (827-829) 99 Contenido de los certificados de aprobación (830-833) 101 Refrendo de los certificados (834) 105

REFERENCIAS 107 ANEXO: Factores de conversión y prefijos 109 ÍNDICE ALFABÉTICO 111

9/114

LISTA DE CUADROS

Cuadro I. Valores básicos de radionucleidos 25

Cuadro II. Valores básicos de radionucleidos para radionucleidos o mezclas respecto de los cuales no se dispone de datos

43

Cuadro III. Límites de actividad para bultos exceptuados 43

Cuadro IV. Requisitos de bultos industriales para materiales BAE y OCS 51

Cuadro V. Límites de actividad para los medios de transporte de materiales BAE y OCS en bultos industriales o sin embalar

52

Cuadro VI. Factores de multiplicación para cargas de grandes dimensiones 52

Cuadro VII. Categorías de los bultos y sobreenvases 54

Cuadro VIII. Extracto de la lista de números de las Naciones Unidas, nombres correctos de expedición y descripciones, riesgos subsidiarios y su relación con los Esquemas sinópticos

55

Cuadro IX. Límites del índice de transporte para contenedores y medios de transporte no en la modalidad de uso exclusivo

67

Cuadro X. Límites del índice de seguridad con respecto a la criticidad para contenedores y medios de transporte que contengan sustancias fisionables

69

Cuadro XI. Datos relativos a la irradiación solar 79

Cuadro XII. Límites de masa por remesa considerados para las excepciones de los requisitos relativos a los bultos que contengan sustancias fisionables

82

Cuadro XIII. Altura en caída libre para el ensayo de bultos en condiciones normales de transporte

91

10/114

11/114

Sección I

INTRODUCCIÓN

ANTECEDENTES

101. El presente Reglamento fija normas de seguridad que permiten someter a un grado razonable de control los riesgos inherentes a la radiación y la criticidad, así como los riesgos térmicos que pueden correr las personas, los bienes y el medio ambiente en relación con el transporte de mate-riales radiactivos. Este Reglamento incorpora los principios enunciados tanto en el Vol. N° 120 de la Colección Seguridad del OIEA [1], “Radiation Protection and the Safety of Radiation Sources”, como en el Vol. N° 115 de la Colección Seguridad del OIEA [2], “Normas básicas internacionales de seguridad para la protección contra las radiaciones ionizantes y para la seguridad de las fuen-tes de radiación”, copatrocinadas por la Agencia para la Energía Nuclear de la Organización de Cooperación y Desarrollo Económico, el OIEA, la Organización de las Naciones Unidas para la Agricultura y la Alimentación, la Organización Internacional del Trabajo, la Organización Mundial de la Salud, y la Organización Panamericana de la Salud. Así, se considera que el cumplimiento del presente Reglamento se ajusta a los principios de las Normas básicas de seguridad [2] relati-vas al transporte.

102. Esta Norma de seguridad se complementa con un conjunto jerárquico de guías y prácticas de seguridad, en particular, “Manual explicativo para la aplicación del Reglamento del OIEA para el transporte seguro de materiales radiactivos”, Vol. N° ST-2 de la Colección de Normas de Seguri-dad del OIEA [3], “Planificación y preparación de la respuesta a emergencias debidas a accidentes de transporte en los que intervengan materiales radiactivos”, Vol. N° 87 de la Colección Seguridad del OIEA [4], “Verificación del cumplimiento para el transporte seguro de materiales radiactivos”, Vol. N° 112 de la Colección Seguridad del OIEA [5] (publicado en inglés) y “Garantía de calidad para el transporte seguro de materiales radiactivos”, Vol. N° 113 de la Colección Seguridad del OIEA [6] (publicado en inglés).

103. En ciertos puntos del presente Reglamento, se prescribe la adopción de una medida determi-nada, pero ello no quiere decir que la responsabilidad de tomar esa medida recaiga específica-mente sobre ninguna persona jurídica. Tal responsabilidad puede variar según las leyes y la prác-tica de los distintos países, y según los convenios internacionales en que sean parte esos países. A los efectos del presente Reglamento, no es necesario establecer a quién incumbe adoptar la medida de que se trate, sino únicamente especificar esa medida. Es prerrogativa de cada gobierno atribuir la responsabilidad en cuestión.

OBJETIVO

104. El objetivo del presente Reglamento es proteger a las personas, los bienes y el medio am-biente de los efectos de las radiaciones durante el transporte de materiales radiactivos. Esta pro-tección se logra aplicando los siguientes requisitos:

a) Contención del contenido radiactivo; b) Control de los niveles de radiación externa; c) Prevención de la criticidad; y d) Prevención de los daños ocasionados por el calor.

Estos requisitos se satisfacen, en primer lugar, aplicando un enfoque graduado a los límites de contenido de los bultos y medios de transporte y a las normas funcionales relativas a los diseños de bultos dependiendo del riesgo del contenido radiactivo. En segundo lugar, se satisfacen impo-niendo requisitos relativos al diseño y utilización de los bultos y al mantenimiento de los embalajes,

12/114

incluida la consideración de la índole del contenido radiactivo. Por último, se satisfacen aplicando controles administrativos incluida, cuando proceda, la aprobación de las autoridades competentes.

105. En el transporte de materiales radiactivos, la seguridad de las personas, sean miembros del público o trabajadores, queda garantizada mediante el cumplimiento del presente Reglamento. La certeza a este respecto se logra aplicando programas de garantía de calidad y verificación del cumplimiento.

ALCANCE

106. El presente Reglamento se aplica a todas las modalidades de transporte por vía terrestre, acuática o aérea de materiales radiactivos, incluido el transporte incidentalmente asociado al uso de materiales radiactivos. El transporte abarca todas las operaciones y condiciones relacionadas con el traslado de materiales radiactivos e inherentes al mismo; comprenden el diseño, la fabrica-ción, el mantenimiento y la reparación de embalajes, y la preparación, expedición, carga, acarreo, incluido almacenamiento en tránsito, descarga y recepción en el destino final de cargas de mate-riales radiactivos y bultos. Se aplica un enfoque graduado a los requisitos o normas funcionales que señala el presente Reglamento, caracterizado por tres niveles generales de gravedad:

a) Condiciones de transporte rutinarias (sin incidentes); b) Condiciones de transporte normales (pequeños percances); y c) Condiciones de accidente durante el transporte.

107. El presente Reglamento no se aplicará a:

a) Materiales radiactivos que sean parte integral del medio de transporte; b) Materiales radiactivos desplazados dentro de un establecimiento que esté sujeto a regla-

mentos apropiados de seguridad vigentes en el establecimiento y cuyo desplazamiento no suponga utilización de vías o ferrocarriles públicos;

c) Materiales radiactivos implantados o incorporados en seres humanos o animales vivos con fines de diagnóstico o tratamiento;

d) Material radiactivo en productos de consumo que hayan recibido aprobación reglamenta-ria, después de su venta al usuario final;

e) Materiales naturales y minerales con radionucleidos contenidos naturalmente en ellos que no vayan a ser tratados para utilizar dichos radionucleidos, siempre que la concentración de actividad de los materiales no exceda de 10 veces los valores especificados en los pá-rrafos 401 a 406.

108. El presente Reglamento no especifica controles relativos al itinerario o a la protección física que puedan instituirse por razones ajenas a la seguridad radiológica. Cuando se impongan tales controles, se tendrán en cuenta los riesgos radiológicos y no radiológicos, sin desvirtuar las nor-mas de seguridad que fija el presente Reglamento.

109. En el caso de materiales radiactivos que supongan otros riesgos subsidiarios y en el del transporte de materiales radiactivos con otras mercancías peligrosas, se aplicarán los reglamentos pertinentes relativos al transporte de mercancías peligrosas de cada uno de los países a través de los cuales o a los cuales se transporten los materiales, además del presente Reglamento.

ESTRUCTURA

110. El presente documento se ha estructurado de modo que en la Sección II se definen las ex-presiones utilizadas a efectos del Reglamento, en la Sección III figuran disposiciones de carácter general; la Sección IV señala los límites de actividad y restricciones sobre los materiales que se utilizan en el Reglamento; la Sección V se refiere a los requisitos y controles para el transporte; la Sección VI contiene los requisitos relativos a los materiales radiactivos y a los embalajes y bultos; la Sección VII se refiere a los métodos de ensayo y en la Sección VIII se señalan los requisitos administrativos y de aprobación.

13/114

Sección II

DEFINICIONES

A los efectos del presente Reglamento se aplicarán las siguientes definiciones

A1 y A2 (A1 and A2)

201. Por A1 se entenderá el valor de la actividad de los materiales radiactivos en forma especial que figuran en el Cuadro I o que se han deducido según los procedimientos de la Sección IV, y que se utilizan para determinar los límites de actividad para los requisitos del presente Reglamen-to. Por A2 se entenderá el valor de la actividad de los materiales radiactivos, que no sean materia-les radiactivos en forma especial, que figuran en el Cuadro I o que se han deducido según los procedimientos de la Sección IV, y que se utilizan para determinar los límites de actividad para los requisitos del presente Reglamento.

Aeronave (Aircraft)

202. Por aeronave de carga (Cargo aircraft) se entenderá toda aeronave que no sea de pasajeros y que transporte mercancías o bienes.

203. Por aeronave de pasajeros (Passenger aircraft) se entenderá la aeronave que transporte a cualquier persona que no sea miembro de la tripulación, empleado del transportista en misión ofi-cial, representante autorizado miembro de un organismo oficial apropiado, ni una persona que acompañe a una remesa.

Aprobación (Approval)

204. Por aprobación multilateral (Multilateral approval) se entenderá la aprobación concedida por la autoridad competente pertinente tanto del país de origen del diseño o de la expedición como de cada uno de los países a través de los cuales o al cual se haya de transportar la remesa. La ex-presión “a través de los cuales o al cual” excluye específicamente el sentido de “sobre” o “por en-cima de”; esto quiere decir que los requisitos relativos a aprobaciones y notificaciones no serán de aplicación en el caso de un país por encima del cual se transporten materiales radiactivos en ae-ronaves, siempre que no se haya previsto una parada de las mismas en ese país.

205. Por aprobación unilateral (Unilateral approval) se entenderá la aprobación de un diseño que es preceptivo que conceda la autoridad competente del país de origen del diseño exclusivamente.

Transportista (Carrier)

206. Por transportista se entenderá cualquier persona, organización u organismo oficial que se encargue del acarreo de materiales radiactivos por cualquier medio de transporte. El término transportista comprende tanto a los transportistas que arrienden sus servicios o que los presten contra remuneración (denominados en algunos países empresas de transporte público o colectivo) como a los transportistas por cuenta propia (denominados en algunos países transportistas parti-culares).

Autoridad competente (Competent authority)

207. Por autoridad competente se entenderá cualquier órgano regulador o autoridad nacional o internacional designada o de otra forma reconocida como tal para que entienda en cualquier cues-tión relacionada con el presente Reglamento.

14/114

Verificación del cumplimiento (Compliance assurance)

208. Por verificación del cumplimiento se entenderá un programa sistemático de medidas aplica-das por una autoridad competente con la finalidad de asegurarse de que se ponen en práctica las disposiciones del presente Reglamento.

Sistema de confinamiento (Confinement system)

209. Por sistema de confinamiento se entenderá el conjunto de sustancias fisionables y compo-nentes del embalaje especificados por el autor del diseño y aprobados por la autoridad competen-te a objeto de mantener la seguridad con respecto a la criticidad.

Destinatario (Consignee)

210. Por destinatario se entenderá toda persona, organización u organismo oficial que recibe una remesa.

Remesa (Consignment)

211. Por remesa se entenderá cualquier bulto o bultos o carga de materiales radiactivos que pre-sente un remitente para su transporte.

Remitente (Consignor)

212. Por remitente se entenderá cualquier persona, organización u organismo oficial que presente una remesa para su transporte y cuyo nombre figure en calidad de tal en los documentos de transporte.

Sistema de contención (Containment system)

213. Por sistema de contención se entenderá el conjunto de componentes del embalaje especifi-cados por el autor del diseño como destinados a contener los materiales radiactivos durante el transporte.

Contaminación (Contamination)

214. Por contaminación se entenderá la presencia de una sustancia radiactiva sobre una superfi-cie en cantidades superiores a 0,4 Bq/cm2 en el caso de emisores beta y gamma o emisores alfa de baja toxicidad, ó 0,04 Bq/cm2 en el caso de todos los otros emisores alfa.

215. Por contaminación transitoria (Non-fixed contamination) se entenderá la contaminación que puede ser eliminada de la superficie en condiciones de transporte rutinarias.

216. Por contaminación fija (Fixed contamination) se entenderá la contaminación que no es con-taminación transitoria.

Medio de transporte (Conveyance)

217. Por medio de transporte se entenderá

a) para el transporte por carretera o ferrocarril: cualquier vehículo; b) para el transporte por vía acuática: cualquier buque, o cualquier bodega, compartimiento o

zona delimitada de la cubierta de un buque; y c) para el transporte por vía aérea: cualquier aeronave.

Índice de seguridad con respecto a la criticidad (Criticality safety index)

218. Por índice de seguridad con respecto a la criticidad (ISC) asignado a un bulto, sobreenvase o contenedor que contenga sustancias fisionables, se entenderá un número que se utiliza para con-

15/114

trolar la acumulación de bultos, sobreenvases o contenedores con contenido de sustancias fisio-nables.

Zona delimitada de la cubierta (Defined deck area)

219. Por zona delimitada de la cubierta se entenderá la zona de la cubierta de intemperie de un buque o de la cubierta para vehículos de una embarcación de autotransbordo (roll-on/roll-off ship) o de un transbordador, destinada a la estiba de materiales radiactivos.

Diseño (Design)

220. Por diseño se entenderá la descripción de los materiales radiactivos en forma especial, mate-riales radiactivos de baja dispersión, bulto o embalaje, que permita la perfecta identificación de tales elementos. Esta descripción podrá comprender especificaciones, planos técnicos, informes que acrediten el cumplimiento de los requisitos reglamentarios y cualesquiera otros documentos pertinentes.

Uso exclusivo (Exclusive use)

221. Por uso exclusivo se entenderá el empleo exclusivo por un solo remitente de un medio de transporte o de un gran contenedor, respecto del cual todas las operaciones iniciales, intermedias y finales de carga y descarga sean efectuadas de conformidad con las instrucciones del remitente o del destinatario.

Sustancias fisionables (Fissile material)

222. Por sustancias fisionables se entenderá el uranio 233, uranio 235, plutonio 239, plutonio 241, o cualquier combinación de estos radionucleidos. Se exceptúan de esta definición:

a) El uranio natural o el uranio empobrecido no irradiados, y b) El uranio natural o el uranio empobrecido que hayan sido irradiados solamente en reacto-

res térmicos.

Contenedor (Freight container)

223. Por contenedor se entenderá un elemento de equipo de transporte destinado a facilitar el transporte de mercancías, embaladas o no, por una o más modalidades de transporte, sin necesi-dad de proceder a operaciones intermedias de recarga. Deberá poseer una estructura de natura-leza permanentemente cerrada, rígida y con la resistencia suficiente para ser utilizado repetidas veces; y debe estar provisto de dispositivos que faciliten su manejo, sobre todo al ser transborda-do de un medio de transporte a otro y al pasar de una a otra modalidad de transporte. Por conte-nedores pequeños se entenderán aquéllos en los que ninguna de sus dimensiones externas sea superior a 1,5 m o cuyo volumen interno no exceda de 3 m3. Todos los demás contenedores se considerarán contenedores grandes.

Recipiente intermedio para graneles (RIG) (Intermediate bulk container)

224. Por recipiente intermedio para graneles (RIG) se entenderá un embalaje portátil que:

a) tenga una capacidad no superior a 3 m3; b) esté diseñado para la manipulación mecánica; c) sea resistente a los esfuerzos que se producen durante las operaciones de manipulación y

transporte, con arreglo a los ensayos funcionales a que se los someta; y d) esté diseñado de acuerdo con las normas que se señalan en el capítulo sobre Recomen-

daciones relativas a los recipientes intermedios para graneles (RIG) de las Recomenda-ciones relativas al transporte de mercancías peligrosas, publicadas por las Naciones Uni-das [7].

16/114

Material radiactivo de baja dispersión (Low dispersible radioactive material)

225. Por material radiactivo de baja dispersión se entenderá, bien sea material radiactivo sólido, o material radiactivo sólido en una cápsula sellada, con dispersión limitada y que no esté en forma de polvo.

Materiales de baja actividad específica (Low specific activity material)

226. Por materiales de baja actividad específica (BAE) se entenderán los materiales radiactivos que por su naturaleza tienen una actividad específica limitada, o los materiales radiactivos a los que son de aplicación límites de la actividad específica media estimada. Para determinar la activi-dad específica media estimada no deberán tenerse en cuenta los materiales externos de blindaje que circunden a los materiales BAE.

Los materiales BAE estarán comprendidos en uno de los tres grupos siguientes:

a) BAE-I

i) Minerales de uranio y torio y concentrados de dichos minerales, y otros minerales con radionucleidos contenidos naturalmente en ellos, que vayan a someterse a tratamiento para utilizar esos radionucleidos;

ii) Uranio natural o uranio empobrecido o torio natural no irradiados en estado sólido o sus compuestos sólidos o líquidos o mezclas;

iii) Materiales radiactivos para los que el valor de A2 no tenga límite, excluidas las sustancias fisionables en cantidades que no estén exceptuadas en virtud del pá-rrafo 672; u

iv) Otros materiales radiactivos en los que la actividad esté distribuida en todo el ma-terial y la actividad específica media estimada no exceda 30 veces los valores de concentración de actividad que se especifican en los párrafos 401 a 406, excluidas las sustancias fisionables en cantidades no exceptuadas en virtud del párrafo 672.

b) BAE-II

i) Agua con una concentración de tritio de hasta 0,8 TBq/l; u ii) Otros materiales en los que la actividad esté distribuida por todo el material y la

actividad específica media estimada no sea superior a 10-4 A2/g para sólidos y ga-ses y 10-5 A2/g para líquidos.

c) BAE-III

Sólidos (por ejemplo, desechos consolidados, materiales activados), excluidos polvos, en los que:

i) Los materiales radiactivos se encuentren distribuidos por todo un sólido o conjunto de objetos sólidos, o estén, esencialmente, distribuidos de modo uniforme en el seno de un agente ligante compacto sólido (como hormigón, asfalto, materiales cerámicos, etc.);

ii) Los materiales radiactivos sean relativamente insolubles, o estén contenidos in-trínsecamente en una matriz relativamente insoluble, de manera que, incluso en caso de pérdida del embalaje, la pérdida de material radiactivo por bulto, produci-da por lixiviación tras siete días de inmersión en agua no exceda 0,1 A2; y

iii) La actividad específica media estimada del sólido, excluido todo material de blin-daje, no sea superior de 2 x 10-3 A2/g.

Emisores alfa de baja toxicidad (Low toxicity alpha emitters)

227. Por emisores alfa de baja toxicidad se entenderá: uranio natural; uranio empobrecido; torio natural; uranio 235 o uranio 238; torio 232; torio 228 y torio 230 contenidos en minerales o en con-

17/114

centrados físicos o químicos; o emisores alfa con un período de semidesintegración de menos de 10 días.

Presión normal de trabajo máxima (Maximum normal operating pressure)

228. Por presión normal de trabajo máxima se entenderá la presión máxima por encima de la pre-sión atmosférica al nivel medio del mar que se desarrollaría en el sistema de contención durante un período de un año en las condiciones de temperatura y de irradiación solar correspondientes a las condiciones ambientales en que tiene lugar el transporte en ausencia de venteo, de refrigera-ción externa mediante un sistema auxiliar o de controles operativos durante el transporte.

Sobreenvase (Overpack)

229. Por sobreenvase se entenderá un recipiente, tal como una caja o bolsa, que es utilizado por un remitente único para introducir en una sola unidad de manipulación una remesa de uno o más bultos para facilitar la manipulación, la estiba y el acarreo.

Bulto (Package)

230. Por bulto se entenderá el embalaje con su contenido radiactivo tal como se presenta para el transporte. Los tipos de bultos a los que se aplica el presente Reglamento, sujetos a los límites de actividad y restricciones en cuanto a materiales que figuran en la Sección IV, y que satisfacen los requisitos correspondientes, son:

a) Bulto exceptuado (excepted package); b) Bulto industrial del Tipo 1 (Tipo BI-1) (Industrial package Type 1); c) Bulto industrial del Tipo 2 (Tipo BI-2) (Industrial package Type 2); d) Bulto industrial del Tipo 3 (Tipo BI-3) (Industrial package Type 3); e) Bulto del Tipo A (Type A package); f) Bulto del Tipo B(U) (Type B(U) package); g) Bulto del Tipo B(M) (Type B(M) package); h) Bulto del Tipo C (Type C package);

Los bultos que contienen sustancias fisionables o hexafluoruro de uranio están sujetos a requisitos adicionales.

Embalaje (Packaging)

231. Por embalaje se entenderá el conjunto de todos los componentes necesarios para alojar completamente el contenido radiactivo. En particular, puede consistir en uno o varios recipientes, materiales absorbentes, estructuras de separación, material de blindaje contra las radiaciones y equipo para llenado, vaciado, venteo y alivio de la presión; dispositivos de refrigeración, de amorti-guamiento mecánico de golpes, de manipulación y fijación, y de aislamiento térmico, así como dispositivos inherentes del bulto. El embalaje puede consistir en una caja, bidón o recipiente simi-lar, o puede ser también un contenedor, cisterna o recipiente intermedio para graneles (RIG).

Garantía de calidad (Quality assurance)

232. Por garantía de calidad se entenderá un programa sistemático de controles e inspecciones aplicado por cualquier organización o entidad relacionada con el transporte de materiales radiacti-vos; la finalidad de dicho programa es proporcionar el nivel suficiente de confianza en que se al-canza en la práctica el grado de seguridad prescrito en el presente Reglamento.

Nivel de radiación (Radiation level)

233. Por nivel de radiación se entenderá la correspondiente tasa de dosis expresada en milisie-verts por hora.

18/114

Programa de Protección Radiológica (Radiation Protection Programme)

234. Por Programa de Protección Radiológica se entenderán las disposiciones sistemáticas enca-minadas a permitir una adecuada consideración de las medidas de protección radiológica.

Contenido radiactivo (Radioactive contents)

235. Por contenido radiactivo se entenderá los materiales radiactivos juntamente con los sólidos, líquidos y gases contaminados o activados que puedan encontrarse dentro del embalaje.

Materiales radiactivos (Radioactive material)

236. Por materiales radiactivos se entenderá todo material que contenga radionucleidos en los cuales tanto la concentración de actividad como la actividad total de la remesa excedan los valores especificados en los párrafos 401 a 406.

Expedición (Shipment)

237. Por expedición se entenderá el traslado específico de una remesa desde su origen hasta su destino.

Arreglos especiales (Special arrangement)

238. Por arreglos especiales se entenderá aquellas disposiciones, aprobadas por la autoridad competente, en virtud de las cuales podrá ser transportada una remesa que no satisfaga todos los requisitos aplicables del presente Reglamento.

Materiales radiactivos en forma especial (Special form radioactive material)

239. Por materiales radiactivos en forma especial se entenderá o bien un material radiactivo sólido no dispersable o bien una cápsula sellada que contenga materiales radiactivos.

Actividad específica (Specitic activity)

240. Por actividad específica de un radionucleido se entenderá la actividad por unidad de masa de este nucleido. Por actividad específica de un material se entenderá la actividad por unidad de ma-sa o volumen de un material en el que los radionucleidos estén distribuidos de una forma esen-cialmente uniforme.

Objeto contaminado en la superficie (Surface contaminated object)

241. Por objeto contaminado en la superficie (OCS) se entenderá un objeto sólido que no es en sí radiactivo pero que tiene materiales radiactivos distribuidos en sus superficies. Un OCS pertenece-rá a uno de los dos grupos siguientes:

a) OCS-I: Un objeto sólido en el que:

i) la contaminación transitoria en la superficie accesible, promediada sobre 300 cm2 (o sobre el área de la superficie si ésta fuera inferior a 300 cm2) no sea superior a 4 Bq/cm2 en el caso de emisores beta y gamma y emisores alfa de baja toxicidad, o a 0,4 Bq/cm2 en el caso de todos los demás emisores alfa; y

ii) la contaminación fija en la superficie accesible, promediada sobre 300 cm2 (o sobre el área de la superficie si ésta fuera inferior a 300 cm2) no sea superior a 4 x 104 Bq/cm2 en el caso de emisores beta y gamma y de emisores alfa de baja toxicidad, o a 4 x 103 Bq/cm2 en el caso de todos los demás emisores alfa; y

iii) la contaminación transitoria más la contaminación fija en la superficie inaccesible, promediada sobre 300 cm2 (o sobre el área de la superficie si ésta fuera inferior a 300 cm2) no sea superior a 4 x 104 Bq/cm2 en el caso de emisores beta y gamma y

19/114

de emisores alfa de baja toxicidad, o a 4 x 103 Bq/cm2 en el caso de todos los de-más emisores alfa.

b) OCS-II: Un objeto sólido en el que la contaminación fija o la contaminación transitoria en la superficie sea superior a los límites aplicables estipulados para el OCS-I en el apartado a) anterior y en el que:

i) la contaminación transitoria en la superficie accesible, promediada sobre 300 cm2 (o sobre el área de la superficie si ésta fuera inferior a 300 cm2) no sea superior a 400 Bq/cm2 en el caso de emisores beta y gamma y de emisores alfa de baja toxi-cidad, o a 40 Bq/cm2 en el caso de todos los otros emisores alfa; y

ii) la contaminación fija en la superficie accesible, promediada sobre 300 cm2 (o sobre el área de la superficie si ésta fuera inferior a 300 cm2) no sea superior a 8 x 105 Bq/cm2 en el caso de emisores beta y gamma y de emisores alfa de baja toxicidad, o a 8 x 104 Bq/cm2 en el caso de todos los demás emisores alfa; y

iii) la contaminación transitoria más la contaminación fija en la superficie inaccesible, promediada sobre 300 cm2 (o sobre el área de la superficie si ésta fuera inferior a 300 cm2) no sea superior a 8 x 105 Bq/cm2 en el caso de emisores beta y gamma y de emisores alfa de baja toxicidad, o a 8 x 104 Bq/cm2 en el caso de todos los de-más emisores alfa.

Cisterna (Tank)

242. Por cisterna se entenderá un contenedor cisterna, una cisterna portátil, un camión o vagón cisterna o un recipiente con una capacidad no inferior a 450 litros para contener líquidos, materia-les pulverulentos, gránulos, lechadas o sólidos que se cargan en forma gaseosa o líquida y se solidifican ulteriormente, y no inferior a 1000 litros para contener gases. Un contenedor cisterna deberá poder transportarse por vía terrestre o marítima y ser cargado y descargado sin necesidad de desmontar sus elementos estructurales, deberá poseer elementos de estabilización y dispositi-vos de fijación externos al recipiente, y deberá poder izarse cuando esté lleno.

Índice de transporte (Transport index)

243. Por índice de transporte (IT) se entenderá un número asignado a un bulto, sobreenvase, o contenedor, o a un BAE-I u OCS-I sin embalar, que se utiliza para controlar la exposición a las radiaciones.

Torio no irradiado (Unirradiated thorium)

244. Por torio no irradiado se entenderá torio que no contenga más de 10-7 g de uranio 233 por gramo de torio 232.

Uranio no irradiado (Unirradiated uranium)

245. Por uranio no irradiado se entenderá uranio que no contenga más de 2 x 103 Bq de plutonio por gramo de uranio 235, no más de 9 x 106 Bq de productos de fisión por gramo de uranio 235 y no más de 5 x 10-3 g de uranio 236 por gramo de uranio 235.

Uranio -natural, empobrecido, enriquecido (Uranium - natural, depleted, enriched)

246. Por uranio natural se entenderá uranio obtenido por separación química con la composición iso-tópica que se da en la naturaleza (aproximadamente 99,28% de uranio 238 y 0,72% de uranio 235, en masa). Por uranio empobrecido se entenderá uranio que contenga un porcentaje en masa de ura-nio 235 inferior al del uranio natural. Por uranio enriquecido se entenderá uranio que contenga un porcentaje en masa de uranio 235 superior al 0,72%. En todos los casos se halla presente un por-centaje en masa muy pequeño de uranio 234.

20/114

Vehículo (Vehicle)

247. Por vehículo se entenderá todo vehículo de carretera (incluidos los vehículos articulados, por ejemplo, los formados por un vehículo tractor y un semirremolque) o todo vagón de ferrocarril. Cada remolque será considerado como un vehículo distinto.

Buque (Vessel)

248. Por buque se entenderá todo buque de navegación marítima o embarcación de navegación interior utilizados para transportar carga.

21/114

Sección III

DISPOSICIONES GENERALES

PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

301. Se establecerá un Programa de protección radiológica para el transporte de materiales ra-diactivos. La naturaleza y el alcance de las medidas que se aplicarán en el programa guardarán relación con la magnitud y la probabilidad de que ocurra exposición a las radiaciones. El Programa incorporará los requisitos que se señalan en los párrafos 302 y 303 y 305 a 309. Los documentos del Programa deberán ponerse a disposición de la autoridad competente pertinente, cuando así se solicite, con fines de inspección.

302. Durante el transporte se optimizarán la protección y la seguridad de modo que la magnitud de las dosis individuales, el número de personas expuestas y la probabilidad de que ocurran exposi-ciones se mantengan en el valor más bajo que pueda razonablemente alcanzarse, teniendo en cuenta los factores económicos y sociales, y que las dosis que reciban las personas estén por debajo de los límites de dosis correspondientes. Se adoptará un enfoque estructurado y sistemáti-co que tendrá en cuenta las interrelaciones entre el transporte y otras actividades.

303. Los trabajadores deberán recibir capacitación apropiada en relación con los riesgos radiológi-cos involucrados y las precauciones a adoptar para asegurar la limitación de su exposición y la de otras personas que pudieran resultar afectadas por las actividades que ellos realicen.

304. La autoridad competente pertinente adoptará disposiciones para que se efectúen evaluacio-nes periódicas de las dosis de radiación recibidas por las personas a causa del transporte de ma-teriales radiactivos, a fin de cerciorarse de que el sistema de protección y seguridad cumple con las Normas básicas de seguridad [2].

305. En casos de exposición ocupacional ocasionada por actividades de transporte, cuando se determine que la dosis efectiva:

a) es sumamente improbable que sea superior a 1 mSv en un año, no serán necesarias pau-tas especiales de trabajo, ni vigilancia radiológica detallada, ni programas de evaluación de dosis o mantenimiento de registros individuales;

b) es probable que se encuentre comprendida entre 1 y 6 mSv en un año, será necesario un programa de evaluación de dosis mediante la vigilancia radiológica en el lugar de trabajo o la vigilancia de la exposición individual;

c) es probable que sea superior a 6 mSv en un año, deberá procederse a la vigilancia radio-lógica individual.

Cuando se lleve a cabo la vigilancia individual o de los lugares de trabajo, se deberán llevar los registros apropiados.

306. Los materiales radiactivos se distanciarán suficientemente de los trabajadores y de los miem-bros del público. Los siguientes valores de dosis se utilizarán con el fin de calcular las distancias de separación o niveles de radiación:

a) para los trabajadores en zonas de trabajo normalmente ocupadas, una dosis de 5 mSv en un año;

b) para los individuos del público, en zonas a las que el público tenga normalmente acceso, una dosis de 1 mSv en un año para el grupo crítico.

307. Los materiales radiactivos se distanciarán suficientemente de las películas fotográficas sin revelar. Para determinar las distancias de separación con este fin, se aplicará el principio de que la exposición a las radiaciones de las películas fotográficas sin revelar debida al transporte de mate-riales radiactivos se limite a 0,1 mSv por remesa de dichas películas.

22/114

RESPUESTA A EMERGENCIAS

308. En caso de accidentes o incidentes durante el transporte de materiales radiactivos, se obser-varán las disposiciones de emergencia establecidas por las entidades nacionales y/o internaciona-les pertinentes, con el fin de proteger a las personas, los bienes y el medio ambiente. En el docu-mento “Planificación y preparación de la respuesta a emergencias debidas a accidentes de trans-porte en los que intervengan materiales radiactivos”, Vol. N° 87 de la Colección Seguridad [4], se incluyen directrices relativas a estas disposiciones.

309. En los procedimientos de emergencia se tendrá en cuenta la formación de otras sustancias peligrosas que puedan resultar de la reacción entre el contenido de una remesa y el medio am-biente en caso de accidente.

GARANTÍA DE CALIDAD

310. Con el fin de asegurar el cumplimiento de las disposiciones pertinentes del presente Regla-mento se establecerán y aplicarán programas de garantía de calidad basados en las normas inter-nacionales, nacionales o de otra índole aceptables para la autoridad competente para el diseño, fabricación, ensayo, documentación, utilización, mantenimiento e inspección de todos los materia-les radiactivos en forma especial, materiales radiactivos de baja dispersión y bultos, así como para las operaciones de transporte y de almacenamiento en tránsito. Se mantendrá a disposición de la autoridad competente la certificación de que se han cumplido plenamente las especificaciones relativas al diseño. El fabricante, el remitente o el usuario deberán estar preparados para facilitar la inspección por la autoridad competente durante la fabricación y utilización y para demostrar a la correspondiente autoridad competente que:

a) los métodos y materiales utilizados para la fabricación se ajustan a las especificaciones apro-badas relativas al diseño; y

b) todos los embalajes se inspeccionan periódicamente y, en caso necesario, se reparan y man-tienen en buenas condiciones, de modo que sigan ajustándose a todos los requisitos y especi-ficaciones pertinentes, incluso después de un uso repetido.

Cuando sea necesaria la aprobación de la autoridad competente, dicha aprobación deberá tener en cuenta y depender de la idoneidad del programa de garantía de calidad.

VERIFICACIÓN DEL CUMPLIMIENTO

311. Incumbe a la autoridad competente la responsabilidad de verificar el cumplimiento del presen-te Reglamento. La forma de cumplir con tal responsabilidad incluye el establecimiento y ejecución de un programa de control del diseño, fabricación, ensayos, inspección y mantenimiento de los embalajes, materiales radiactivos en forma especial y materiales radiactivos de baja dispersión, y de la preparación, documentación, manipulación y estiba de bultos por los remitentes y transportis-tas, para disponer así de pruebas de que se cumplen en la práctica las disposiciones del presente Reglamento.

ARREGLOS ESPECIALES

312. Las remesas para las que no sea posible satisfacer los demás requisitos del presente Regla-mento se transportarán exclusivamente en virtud de arreglos especiales. Siempre que la autoridad competente haya comprobado que no es posible satisfacer las demás disposiciones del presente Reglamento y se haya demostrado el cumplimiento de las normas obligatorias de seguridad esta-blecidas por el presente Reglamento por medios distintos a las demás disposiciones, la autoridad competente podrá aprobar arreglos especiales para operaciones de transporte de una o de una serie planificada de remesas múltiples. El grado global de seguridad durante el transporte deberá equivaler, cuando menos, al que se alcanzaría de cumplirse todos los requisitos reglamentarios aplicables. Las remesas internacionales de este tipo requerirán aprobación multilateral.

23/114

Sección IV

LÍMITES DE ACTIVIDAD Y RESTRICCIONES SOBRE LOS MATERIALES

VALORES BÁSICOS DE LOS RADIONUCLEIDOS

401. En el Cuadro I figuran los siguientes valores básicos correspondientes a los distintos radionu-cleidos:

a) A1 y A2 en TBq; b) Concentración de actividad para material exento en Bq/g; y c) Límites de actividad para remesas exentas en Bq.

DETERMINACIÓN DE LOS VALORES BÁSICOS DE LOS RADIONUCLEIDOS

402. En el caso de los radionucleidos aislados que no figuren en el Cuadro I, la determinación de los valores básicos de los radionucleidos a que se hace referencia en el párrafo 401 requerirá la aprobación de la autoridad competente o, en el caso de transporte internacional, aprobación multi-lateral. Cuando se conoce la forma química de cada radionucleido es posible utilizar el valor de A2 relacionado con su clase de solubilidad como recomienda la Comisión Internacional de Protección Radiológica, si se tienen en cuenta las formas químicas tanto en condiciones de transporte norma-les como de accidente. Como alternativa, pueden utilizarse sin obtener la aprobación de la autori-dad competente los valores de los radionucleidos que figuran en el Cuadro II.

403. En los cálculos de A1 y A2 para un radionucleido que no figure en el Cuadro I, una sola cade-na de desintegración radiactiva en la que los distintos radionucleidos se encuentran en las mismas proporciones en que se dan en el proceso natural de desintegración y en la que no exista ningún nucleido descendiente que tenga un período de semidesintegración superior o bien a 10 días o bien al período del nucleido predecesor, se considerará constituida por un solo radionucleido, y la actividad que se tomará en consideración y el valor de A1 o de A2 que se aplicará será el corres-pondiente al nucleido predecesor de la cadena. En el caso de cadenas de desintegración radiacti-va, en las que cualquiera de los nucleidos descendientes tenga un período de semidesintegración superior o bien a 10 días o bien al período del nucleido predecesor, éste y los nucleidos descen-dientes se considerarán como mezclas de radionucleidos diferentes.

404. En el caso de mezclas de radionucleidos, la determinación de los valores básicos de radionu-cleidos a que se hace referencia en el párrafo 401 podrá efectuarse como sigue:

∑=

i

m

X(i)f(i)1X

donde,

f(i) es la fracción de actividad o concentración de actividad del radionucleido i en la mezcla;

X(i) es el valor apropiado de A1 o A2, o la concentración de actividad, para material exento o el límite de actividad para una remesa exenta según corresponda para el radionucleido i; y

Xm es el valor derivado de A1 o A2, o la concentración de actividad para material exento o el límite de actividad para una remesa exenta en el caso de una mezcla.

24/114

405. Cuando se conozca la identidad de todos los radionucleidos, pero se ignoren las actividades respectivas de algunos de ellos, los radionucleidos pueden agruparse y puede utilizarse el valor de radionucleido más bajo, según proceda, para los radionucleidos de cada grupo al aplicar las fórmulas de los párrafos 404 y 414. La formación de los grupos puede basarse en la actividad alfa total y en la actividad beta/gamma total cuando éstas se conozcan, utilizando los valores más ba-jos de radionucleidos para los emisores alfa o los emisores beta/gamma, respectivamente.

406. Para radionucleidos aislados o para mezclas de radionucleidos de los que no se dispone de datos pertinentes se utilizarán los valores que figuran en el Cuadro II.

LÍMITES DEL CONTENIDO DE LOS BULTOS

407. La cantidad de materiales radiactivos en un bulto no será superior a los límites pertinentes estipulados en los párrafos 408 a 419.

Bultos exceptuados

408. En el caso de materiales radiactivos que no sean artículos manufacturados con uranio natu-ral, uranio empobrecido, o torio natural, un bulto exceptuado no deberá contener actividades supe-riores a las siguientes:

a) cuando los materiales radiactivos estén contenidos en un instrumento o en otro artículo manufacturado, tal como un reloj o aparato electrónico, o formen parte integrante de él, los límites especificados en las columnas 2 y 3 del Cuadro III para cada elemento individual y cada bulto, respectivamente; y

b) cuando los materiales radiactivos no estén así contenidos ni formen parte integrante de un instrumento u otro artículo manufacturado, los límites especificados para bultos en la co-lumna 4 del Cuadro III.

409. En el caso de artículos manufacturados con uranio natural, uranio empobrecido, o torio natu-ral, un bulto exceptuado puede contener cualquier cantidad de dicho material con tal que la super-ficie externa del uranio o del torio quede encerrada en una funda o envoltura inactiva de metal o de algún otro material resistente.

410. En el caso del transporte por correo, la actividad total de cada bulto exceptuado no excederá de un décimo de los límites pertinentes especificados en el Cuadro III.

Bultos industriales del Tipo 1, del Tipo 2 y del Tipo 3

411. El contenido radiactivo en un solo bulto de materiales BAE o en un solo bulto de OCS se limi-tará de modo que no se exceda el nivel de radiación especificado en el párrafo 521, y la actividad en un solo bulto deberá también restringirse de modo que no se excedan los límites de actividad correspondientes a un medio de transporte especificados en el párrafo 525.

412. Un solo bulto de materiales BAE-II o BAE-III sólidos no combustibles, si se transporta por vía aérea, no deberá contener una actividad superior a 3000 A2.

25/114

CUADRO I. VALORES BÁSICOS DE RADIONUCLEIDOS

Radionucleido (número atómico)

A1 A2

Concentración de actividad para material

exento

Límite de actividad para una remesa

exenta

(TBq) (TBq) (Bq/g) (Bq)

Actinio (89)

Ac-225 (a)

Ac-227(a)

Ac-228

Plata (47)

Ag-105

Ag-108m (a)

Ag-110m (a)

Ag-111

Aluminio (13)

Al-26

Americio (95)

Am-241

Am-242m (a)

Am-243 (a)

Argón (18)

Ar-37

Ar-39

Ar-41

Arsénico (33)

As-72

As-73

As-74

As-76

As-77

Astato (85)

At-211 (a)

Oro (79)

Au-193

8 x 10-1

9 x l0-1

6 x I0-1

2 x 100

7 x10-1

4 x l0-1

2 x 100

1 x l0-1

1 x 101

1 x 101

5 x 100

4 x 101

4 x 101

3 x l0-1

3 x 10-1

4 x 101

1 x 100

3 x 10-1

2 x 101

2 x 101

7 x 100

6 x 10-3

9 x 10-5

5 x 10-1

2 x 100

7 x 10-1

4 x 10-1

6 x 10-1

1 x 10-1

1 x 10-3

1 x 10-3

1 x 10-3

4 x 101

2 x 101

3 x 10-1

3 x 10-1

4 x 101

9 x 10-1

3 x 10-1

7 x 10-1

5 x 10-1

2 x 100

1 x 101

1 x 10-1

1 x 101

1 x 102

1 x 101 (b)

1 x 101

1 x 103

1 x 101

1 x 100

1 x 100 (b)

1 x 100 (b)

1 x 106

1 x 107

1 x 102

1 x 101

1 x 103

1 x 101

1 x 102

1 x 103

1 x 103

1 x 102

1 x 104

1 x 103

1 x 106

1 x 106

1 x 106 (b)

1 x 106

1 x 106

1 x 105

1 x 104

1 x 104 (b)

1 x 103 (b)

1 x 108

1 x 104

1 x 109

1 x 105

1 x 107

1 x 106

1 x 105

1 x 106

1 x 107

1 x 107

Véanse las notas en las páginas 41 y 42.

26/114

CUADRO I. Continuación


A1 A2


exento


exenta


Au-194

Au-195

Au-198

Au-199

Bar io (56)

Ba-131 (a)

Ba-133

Ba-133m

Ba-140 (a)

Ber i l io (4)

Be-7

Be-10

Bismuto (83)

Bi-205

Bi-206

Bi-207

Bi-210

Bi-210m (a)

Bi-212 (a)

Berquel io (97)

Bk-247

Bk-249 (a)

Bromo (35)

Br-76

Br-77

Br-82

Carbono (6)

C-11

C-14

1 x 100

1 x 101

1 x 100

1 x 101

2 x 100

3 x 100

2 x 101

5 x 10-1

2 x 101

4 x 101

7 x 10-1

3 x 10-1

7 x 10-1

1 x 100

6 x 10-1

7 x 10-1

8 x 100

4 x 101

4 x 10-1

3 x 100

4 x 10-1

1 x 100

4 x 101

1 x 100

6 x 100

6 x 10-1

6 x 10-1

2 x 100

3 x 100

6 x 10-1

3 x 10-1

2 x 101

6 x 10-1

7 x 10-1

3 x 10-1

7 x 10-1

6 x 10-1

2 x 10-2

6 x 10-1

8 x 10-4

3 x 10-1

4 x 10-1

3 x 100

4 x 10-1

6 x 10-1

3 x 100

1 x 101

1 x 102

1 x 102

1 x 102

1 x 102

1 x 102

1 x 102

1 x 101 (b)

1 x 103

1 x 104

1 x 101

1 x 101

1 x 101

1 x 103

1 x 101

1 x 101 (b)

1 x 100

1 x 103

1 x 101

1 x 102

1 x 101

1 x 101

1 x 104

1 x 106

1 x 107

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 105 (b)

1 x 107

1 x 106

1 x 106

1 x 105

1 x 106

1 x 106

1 x 105

1 x 105 (b)

1 x 104

1 x 106

1 x 105

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 107


27/114



A1 A2


exento


exenta


Calcio (20)

Ca-41

Ca-45

Ca-47 (a)

Cadmio (48)

Cd-109

Cd-113m

Cd-115 (a)

Cd-115m

Cerio (58)

Ce-139

Ce-141

Ce-143

Ce-144 (a)

Californio (98)

Cf-248

Cf-249

Cf-250

Cf-251

Cf-252

Cf-253 (a)

Cf-254

Cloro (17)

Cl-36

Cl-38

Curio (96)

Cm-240

Cm-241

Cm-242

Sin límite

4 x 101

3x 100

3 x 101

4 x 101

3 x 100

5 x 10-1

7 x 100

2 x 101

9 x 10-1

2 x 10-1

4 x 101

3 x 100

2 x 101

7 x 100

5 x 10-2

4 x 101

1 x 10-3

1 x 101

2 x 10-1

4 x 101

2 x 100

4 x 101

Sin límite

1 x 100

3 x 10-1

2 x 100

5 x 10-1

4 x 10-1

5 x 10-1

2 x 100

6 x 10-1

6 x 10-1

2 x 10-1

6 x 10-3

8 x 10-4

2 x 10-3

7 x 10-4

3 x 10-3

4 x 10-2

1 x 10-3

6 x 10-1

2 x 10-1

2 x 10-2

1 x 100

1 x 10-2

1 x 105

1 x 104

1 x 101

1 x 104

1 x 103

1 x 102

1 x 103

1 x 102

1 x 102

1 x 102

1 x 102 (b)

1 x 101

1 x 100

1 x 101

1 x 100

1 x 101

1 x 102

1 x 100

1 x 104

1 x 101

1 x 102

1 x 102

1 x 102

1 x 107

1 x 107

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 107

1 x 106

1 x 105 (b)

1 x 104

1 x 103

1 x 104

1 x 103

1 x 104

1 x 105

1 x 103

1 x 106

1 x 105

1 x 105

1 x 106

1 x 105


28/114



A1 A2


exento


exenta


Cm-243

Cm-244

Cm-245

Cm-246

Cm-247 (a)

Cm-248

Cobalto (27)

Co-55

Co-56

Co-57

Co-58

Co-58m

Co-60

Cromo (24)

Cr-51

Cesio (55)

Cs-129

Cs-131

Cs-132

Cs-134

Cs-134m

Cs-135

Cs-136

Cs-137 (a)

Cobre (29)

Cu-64

Cu-67

Disprosio (66)

Dy-159

9 x 100

2 x 101

9 x 100

9 x 100

3 x 100

2 x 10-2

5 x 10-1

3 x 10-1

1 x 101

1 x 100

4 x 101

4 x 10-1

3 x 101

4 x 100

3 x 101

1 x 100

7 x 10-1

4 x 101

4 x 101

5 x 10-1

2 x 100

6 x 100

1 x 101

2 x 101

1 x 10-3

2 x 10-3

9 x 10-4

9 x 10-4

1 x 10-3

3 x 10-4

5 x 10-1

3 x 10-1

1 x 101

1 x 100

4 x 101

4 x 10-1

3 x 101

4 x 100

3 x 101

1 x 100

7 x 10-1

6 x 10-1

1 x 100

5 x 10-1

6 x 10-1

1 x 100

7 x 10-1

2 x 101

1 x 100

1 x 101

1 x 100

1 x 100

1 x 100

1 x 100

1 x 101

1 x 101

1 x 102

1 x 101

1 x 104

1 x 101

1 x 103

1 x 102

1 x 103

1 x 101

1 x 101

1 x 103

1 x 104

1 x 101

1 x 101 (b)

1 x 102

1 x 102

1 x 103

1 x 104

1 x 104

1 x 103

1 x 103

1 x 104

1 x 103

1 x 106

1 x 105

1 x 106

1 x 106

1 x 107

1 x 105

1 x 107

1 x 105

1 x 106

1 x 105

1 x 104

1 x 105

1 x 107

1 x 105

1 x 104 (b)

1 x 106

1 x 106

1 x 107


29/114



A1 A2


exento


exenta


Dy-165

Dy-166 (a)

Erbio (68)

Er-169

Er-171

Europio (63)

Eu-147

Eu-148

Eu-149

Eu-150 (período corto)

Eu-150 (período largo)

Eu-152

Eu-152m

Eu-154

Eu-155

Eu-156

Flúor (9)

F-18

Hierro (26)

Fe-52 (a)

Fe-55

Fe-59

Fe-60 (a)

Galio (31)

Ga-67

Ga-68

Ga-72

Gadolinio (64)

Gd-146 (a)

9 x 10-1

9 x 10-1

4 x 101

8 x 10-1

2 x 100

5 x 10-1

2 x 101

2 x 100

7 x 10-1

1 x 100

8 x 10-1

9 x 10-1

2 x 101

7 x 10-1

1 x 100

3 x 10-1

4 x 101

9 x 10-1

4 x 101

7 x 100

5 x 10-1

4 x 10-1

5 x 10-1

6 x 10-1

3 x 10-1

1 x 100

5 x 10-1

2 x 100

5 x 10-1

2 x 101

7 x 10-1

7 x 10-1

1 x 100

8 x 10-1

6 x 10-1

3 x 100

7 x 10-1

6 x 10-1

3 x 10-1

4 x 101

9 x 10-1

2 x 10-1

3 x 100

5 x 10-1

4 x 10-1

5 x 10-1

1 x 103

1 x 103

1 x 104

1 x 102

1 x 102

1 x 101

1 x 102

1 x 103

1 x 101

1 x 101

1 x 102

1 x 101

1 x 102

1 x 101

1 x 101

1 x 101

1 x 104

1 x 101

1 x 102

1 x 102

1 x 101

1 x 101

1 x 101

1 x 106

1 x 106

1 x 107

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 107

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 107

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 105

1 x 106

1 x 105

1 x 105

1 x 106


30/114



A1 A2


exento


exenta


Gd-148

Gd-153

Gd-159

Germanio (32)

Ge-68 (a)

Ge-71

Ge-77

Hafnio (72)

Hf-172 (a)

Hf-175

Hf-181

Hf-182

Mercurio (80)

Hg-194 (a)

Hg-195m (a)

Hg-197

Hg-197m

Hg-203

Holmio (67)

Ho-166

Ho-166m

Yodo (53)

I-123

I-124

I-125

I-126

I-129

I-131

I-132

2 x 101

1 x 101

3 x 100

5 x 10-1

4 x 101

3 x 10-1

6 x 10-1

3 x 100

2 x 100

Sin límite

1 x 100

3 x 100

2 x 101

1 x 101

5 x 100

4 x 10-1

6 x 10-1

6 x 100

1 x 100

2 x 101

2 x 100

Sin límite

3 x 100

4 x 10-1

2 x 10-3

9 x 100

6 x 10-1

5 x 10-1

4 x 101

3 x 10-1

6 x 10-1

3 x 100

5 x 10-1

Sin límite

1 x 100

7 x10-1

1 x 101

4 x 10-1

1 x 100

4 x 10-1

5 x 10-1

3 x 100

1 x 100

3 x 100

1 x 100

Sin límite

7 x 10-1

4 x 10-1

1 x 101

1 x 102

1 x 103

1 x 101

1 x 104

1 x 101

1 x 101

1 x 102

1 x 101

1 x 102

1 x 101

1 x 102

1 x 102

1 x 102

1 x 102

1 x 103

1 x 101

1 x 102

1 x 101

1 x 103

1 x 102

1 x 102

1 x 102

1 x 101

1 x 104

1 x 107

1 x 106

1 x 105

1 x 108

1 x 105

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 107

1 x 106

1 x 105

1 x 105

1 x 106

1 x 107

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 105

1 x 106

1 x 105


31/114



A1 A2


exento


exenta


I-133

I-134

I-135 (a)

Indio (49)

In-111

In-113m

In-114m (a)

In-115m

Iridio (77)

Ir-189 (a)

Ir-190

Ir-192

Ir-194

Potasio (19)

K-40

K-42

K-43

Criptón (36)

Kr-81

Kr-85

Kr-85m

Kr-87

Lantano (57)

La-137

La-140

Lutecio (71)

Lu-172

Lu-173

Lu-174

7 x 10-1

3 x 10-1

6 x 10-1

3 x 100

4 x 100

1 x 101

7 x 100

1 x 101

7 x 10-1

1 x 100 (c)

3 x 10-1

9 x 10-1

2 x 10-1

7 x 10-1

4 x 101

1 x 101

8 x 100

2 x 10-1

3 x 101

4 x 10-1

6 x 10-1

8 x 100

9 x 100

6 x 10-1

3 x 10-1

6 x 10-1

3 x 100

2 x 100

5 x 10-1

1 x 100

1 x 101

7 x 10-1

6 x 10-1

3 x 10-1

9 x 10-1

2 x 10-1

6 x 10-1

4 x 101

1 x 101

3 x 100

2 x 10-1

6 x 100

4 x 10-1

6 x 10-1

8 x 100

9 x 100

1 x 101

1 x 101

1 x 101

1 x 102

1 x 102

1 x 102

1 x 102

1 x 102

1 x 101

1 x 101

1 x 102

1 x 102

1 x 102

1 x 101

1 x 104

1 x 105

1 x 103

1 x 102

1 x 103

1 x 101

1 x 101

1 x 102

1 x 102

1 x 106

1 x 105

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 107

1 x 106

1 x 104

1 x 105

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 107

1 x 104

1 x 1010

1 x 109

1 x 107

1 x 105

1 x 106

1 x 107

1 x 107


32/114



A1 A2


exento


exenta


Lu-174m

Lu-177

Magnesio (12)

Mg-28 (a)

Manganeso (25)

Mn-52

Mn-53

Mn-54

Mn-56

Molibdeno (42)

Mo-93

Mo-99 (a)

Nitrógeno (7)

N-13

Sodio (11)

Na-22

Na-24

Niobio (41)

Nb-93m

Nb-94

Nb-95

Nb-97

Neodimio (60)

Nd-147

Nd-149

Níquel (28)

Ni-59

Ni-63

Ni-65

2 x 101

3 x 101

3 x 10-1

3 x 10-1

Sin límite

1 x 100

3 x 10-1

4 x 101

1 x 100

9 x 10-1

5 x 10-1

2 x 10-1

4 x 101

7 x 10-1

1 x 100

9 x 10-1

6 x 100

6 x 10-1

Sin límite

4 x 101

4 x 10-1

1 x 101

7 x 10-1

3 x 10-1

3 x 10-1

Sin límite

1 x 100

3 x 10-1

2 x 101

6 x 10-1

6 x 10-1

5 x 10-1

2 x 10-1

3 x 101

7 x 10-1

1 x 100

6 x 10-1

6 x 10-1

5 x 10-1

Sin límite

3 x 101

4 x 10-1

1 x 102

1 x 103

1 x 101

1 x 101

1 x 104

1 x 101

1 x 101

1 x 103

1 x 102

1 x 102

1 x 101

1 x 101

1 x 104

1 x 101

1 x 101

1 x 101

1 x 102

1 x 102

1 x 104

1 x 105

1 x 101

1 x 107

1 x 107

1 x 105

1 x 105

1 x 109

1 x 106

1 x 105

1 x 108

1 x 106

1 x 109

1 x 106

1 x 105

1 x 107

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 108

1 x 108

I x 106


33/114



A1 A2


exento


exenta


Neptunio (93)

Np-235

Np-236 (período corto)

Np-236 (período largo)

Np-237

Np-239

Osmio (76)

Os-185

Os-191

Os-191 m

Os-193

Os-194 (a)

Fósforo (15)

P-32

P-33

Protactinio (91)

Pa-230 (a)

Pa-231

Pa-233

Plomo (82)

Pb-201

Pb-202

Pb-203

Pb-205

Pb-210 (a)

Pb-212 (a)

Paladio (46)

Pd-103 (a)

Pd-107

4 x 101

2 x 101

9 x 100

2 x 101

7 x 100

1 x 100

1 x 101

4 x 101

2 x 100

3 x 10-1

5 x 10-1

4 x 101

2 x 100

4 x 100

5 x 100

1 x 100

4 x 101

4 x 100

Sin límite

1 x 100

7 x 10-1

4 x 101

Sin límite

4 x 101

2 x 100

2 x 10-2

2 x 10-3

4 x 10-1

1 x 100

2 x 100

3 x 101

6 x 10-1

3 x 10-1

5 x 10-1

1 x 100

7 x 10-2

4 x 10-4

7 x 10-1

1 x 100

2 x 101

3 x 100

Sin límite

5 x 10-2

2 x 10-1

4 x 101

Sin límite

1 x 103

1 x 103

1 x 102

1 x 100 (b)

1 x 102

1 x 101

1 x 102

1 x 103

1 x 102

1 x 102

1 x 103

1 x 105

1 x 101

1 x 100

1 x 102

1 x 101

1 x 103

1 x 102

1 x 104

1 x 101 (b)

1 x 101 (b)

1 x 103

1 x 105

1 x 107

1 x 107

1 x 105

1 x 103 (b)

1 x 107

1 x 106

1 x 107

1 x 107

1 x 106

1 x 105

1 x 105

1 x 108

1 x 106

1 x 103

1 x 107

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 107

1 x 104 (b)

1 x 105 (b)

1 x 108

1 x 108


34/114



A1 A2


exento


exenta


Pd-109

Prometio (61)

Pm-143

Pm-144

Pm-145

Pm-147

Pm-148m (a)

Pm-149

Pm-151

Polonio (84)

Po-210

Praseodimio (59)

Pr-142

Pr-143

Platino (78)

Pt-188 (a)

Pt-191

Pt-193

Pt-193m

Pt-195m

Pt-197

Pt-197m

Plutonio (94)

Pu-236

Pu-237

Pu-238

Pu-239

Pu-240

Pu-241 (a)

2 x 100

3 x 100

7 x 10-1

3 x 101

4 x 101

8 x 10-1

2 x 100

2 x 100

4 x 101

4 x 10-1

3 x 100

1 x 100

4 x 100

4 x 101

4 x 101

1 x 101

2 x 101

1 x 101

3 x 101

2 x 101

1 x 101

1 x 101

1 x 101

4 x 101

5 x 10-1

3 x 100

7 x 10-1

1 x 101

2 x 100

7 x 10-1

6 x 10-1

6 x 10-1

2 x 10-2

4 x 10-1

6 x 10-1

8 x 10-1

3 x 100

4 x 101

5 x 10-1

5 x 10-1

6 x 10-1

6 x 10-1

3 x 10-3

2 x 101

1 x 10-3

1 x 10-3

1 x 10-3

6 x 10-2

1 x 103

1 x 102

1 x 101

1 x 103

1 x 104

1 x 101

1 x 103

1 x 102

1 x 101

1 x 102

1 x 104

1 x 101

1 x 102

1 x 104

1 x 103

1 x 102

1 x 103

1 x 102

1 x 101

1 x 103

1 x 100

1 x 100

1 x 100

1 x 102

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 107

1 x 107

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 104

1 x 105

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 107

1 x 107

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 104

1 x 107

1 x 104

1 x 104

1 x 103

1 x 105


35/114



A1 A2


exento


exenta


Pu-242

Pu-244 (a)

Radio (88)

Ra-223 (a)

Ra-224 (a)

Ra-225 (a)

Ra-226 (a)

Ra-228 (a)

Rubidio (37)

Rb-81

Rb-83 (a)

Rb-84

Rb-86

Rb-87

Rb (nat)

Renio (75)

Re-184

Re-184m

Re-186

Re-187

Re-188

Re-189 (a)

Re (nat)

Rodio (45)

Rh-99

Rh-101

Rh-102

Rh-102m

Rh-103m

1 x 101

4 x 10-1

4 x 10-1

4 x 10-1

2 x 10-1

2 x 10-1

6 x 10-1

2 x 100

2 x 100

1 x 100

5 x 10-1

Sin límite

Sin límite

1 x 100

3 x 100

2 x 100

Sin límite

4 x 10-1

3 x 100

Sin límite

2 x 100

4 x 100

5 x 10-1

2 x 100

4 x 101

1 x 10-3

1 x 10-3

7 x 10-3

2 x 10-2

4 x 10-3

3 x 10-3

2 x 10-2

8 x 10-l

2 x 100

1 x 100

5 x 10-1

Sin límite

Sin límite

1 x 100

1 x 100

6 x 10-1

Sin límite

4 x 10-1

6 x 10-1

Sin límite

2 x 100

3 x 100

5 x 10-1

2 x 100

4 x 101

1 x 100

1 x 100

1 x 102 (b)

1 x 101 (b)

1 x 102

1 x 101 (b)

1 x 101 (b)

1 x 101

1 x 102

1 x 101

1 x 102

1 x 104

1 x 104

1 x 101

1 x 102

1 x 103

1 x 106

1 x 102

1 x 102

1 x 106

1 x 101

1 x 102

1 x 101

1 x 102

1 x 104

1 x 104

1 x 104

1 x 105 (b)

1 x 105 (b)

1 x 105

1 x 104 (b)

1 x 105 (b)

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 105

1 x 107

1 x 107

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 109

1 x 105

1 x 106

1 x 109

1 x 106

1 x 107

1 x 106

1 x 106

1 x 108


36/114



A1 A2


exento


exenta


Rh-105

Radón (86)

Rn-222 (a)

Rutenio (44)

Ru-97

Ru-103

Ru-105

Ru-106 (a)

Azufre (16)

S-35

Antimonio (51)

Sb-122

Sb-124

Sb-125

Sb-126

Escandio (21)

Sc-44

Sc-46

Sc-47

Sc-48

Selenio (34)

Se-75

Se-79

Silicio (14)

Si-31

Si-32

Samario (62)

Sm-145

Sm-147

1 x 101

3 x 10-1

5 x 100

2 x 100

1 x 100

2 x 10-1

4 x 101

4 x 10-1

6 x 10-1

2 x 100

4 x 10-1

5 x 10-1

5 x 10-1

1 x 101

3 x 10-1

3 x 100

4 x 101

6 x 10-1

4 x 101

1 x 101

Sin límite

8 x 10-1

4 x 10-3

5 x 100

2 x 100

6 x 10-1

2 x 10-1

3 x 100

4 x 10-1

6 x 10-1

1 x 100

4 x 10-1

5 x 10-1

5 x 10-1

7 x 10-1

3 x 10-1

3 x 100

2 x 100

6 x 10-1

5 x 10-1

1 x 101

Sin límite

1 x 102

1 x 101 (b)

1 x 102

1 x 102

1 x 101

1 x 102 (b)

1 x 105

1 x 102

1 x 101

1 x 102

1 x 101

1 x 101

1 x 101

1 x 102

1 x 101

1 x 102

1 x 104

1 x 103

1 x 103

1 x 102

1 x 101

1 x 107

1 x 108 (b)

1 x 107

1 x 106

1 x 106

1 x 105 (b)

1 x 108

1 x 104

1 x 106

1 x 106

1 x 105

1 x 105

1 x 106

1 x 106

1 x 105

1 x 106

1 x 107

1 x 106

1 x 106

1 x 107

1 x 104


37/114



A1 A2


exento


exenta


Sm-151

Sm-153

Estaño (50)

Sn-113 (a)

Sn-117m

Sn-119m

Sn-121m (a)

Sn-123

Sn-125

Sn-126 (a)

Estroncio (38)

Sr-82 (a)

Sr-85

Sr-85m

Sr-87m

Sr-89

Sr-90 (a)

Sr-91 (a)

Sr-92 (a)

Tritio (1)

T(H-3)

Tantalio (73)

Ta-178 (período largo)

Ta-179

Ta-182

Terbio (65)

Tb-157

Tb-158

Tb-160

4 x 101

9 x 100

4 x 100

7 x 100

4 x 101

4 x 101

8 x 10-1

4 x 10-1

6 x 10-1

2 x 10-1

2 x 100

5 x 100

3 x 100

6 x 10-1

3 x 10-1

3 x 10-1

1 x 100

4 x 101

1 x 100

3 x 101

9 x 10-1

4 x 101

1 x 100

1 x 100

1 x 101

6 x 10-1

2 x 100

4 x 10-1

3 x 101

9 x 10-1

6 x 10-1

4 x 10-1

4 x 10-1

2 x 10-1

2 x 100

5 x 100

3 x 100

6 x 10-1

3 x 10-1

3 x 10-1

3 x 10-1

4 x 101

8 x 10-1

3 x 101

5 x 10-1

4 x 101

1 x 100

6 x 10-1

1 x 104

1 x 102

1 x 103

1 x 102

1 x 103

1 x 103

1 x 103

1 x 102

1 x 101

1 x 101

1 x 102

1 x 102

1 x 102

1 x 103

1 x 102 (b)

1 x 101

1 x 101

1 x 106

1 x 101

1 x 103

1 x 101

1 x 104

1 x 101

1 x 101

1 x 108

1 x 106

1 x 107

1 x 106

1 x 107

1 x 107

1 x 106

1 x 105

1 x 105

1 x 105

1 x 106

1 x 107

1 x 106

1 x 106

1 x 104 (b)

1 x 105

1 x 106

1 x 109

1 x 106

1 x 107

1 x 104

1 x 107

1 x 106

1 x 106


38/114



A1 A2


exento


exenta


Tecnecio (43)

Tc-95m (a)

Tc-96

Tc-96m (a)

Tc-97

Tc-97m

Tc-98

Tc-99

Tc-99m

Telurio (52)

Te-121

Te-121m

Te-123m

Te-125m

Te-127

Te-127m (a)

Te-129

Te-129m (a)

Te-131m (a)

Te-132 (a)

Torio (90)

Th-227

Th-228 (a)

Th-229

Th-230

Th-231

Th-232

Th-234 (a)

Th (nat)

2 x 100

4 x 10-1

4 x 10-1

Sin límite

4 x 101

8 x 10-1

4 x 101

1 x 101

2 x 100

5 x 100

8 x 100

2 x 101

2 x 101

2 x 101

7 x 10-1

8 x 10-1

7 x 10-1

5 x 10-1

1 x 101

5 x 10-1

5 x 100

1 x 101

4 x 101

Sin límite

3 x 10-1

Sin límite

2 x 100

4 x 10-1

4 x 10-1

Sin límite

1 x 100

7 x 10-1

9 x 10-1

4 x 100

2 x 100

3 x 100

1 x 100

9 x 10-1

7 x 10-1

5 x 10-1

6 x 10-1

4 x 10-1

5 x 10-1

4 x 10-1

5 x 10-3

1 x 10-3

5 x 10-4

1 x 10-3

2 x 10-2

Sin límite

3 x 10-1

Sin límite

1 x 101

1 x 101

1 x 103

1 x 103

1 x 103

1 x 101

1 x 104

1 x 102

1 x 101

1 x 102

1 x 102

1 x 103

1 x 103

1 x 103

1 x 102

1 x 103

1 x 101

1 x 102

1 x 101

1 x 100 (b)

1 x 100 (b)

1 x 100

1 x 103

1 x 101

1 x 103 (b)

1 x 100 (b)

1 x 106

1 x 106

1 x 107

1 x 108

1 x 107

1 x 106

1 x 107

1 x 107

1 x 106

1 x 105

1 x 107

1 x 107

1 x 106

1 x 107

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 107

1 x 104

1 x 104 (b)

1 x 103 (b)

1 x 104

1 x 107

1 x 104

1 x 105 (b)

1 x 103 (b)

‘.


39/114



A1 A2


exento


exenta


Titanio (22)

Ti-44 (a)

Talio (81)

TI-200

Tl-201

Tl-202

Tl-204

Tulio (69)

Tm-167

Tm-170

Tm-171

Uranio (92)

U-230 (absorción

pulmonar rápida)(a)(d)

U-230 (absorción

pulmonar media)(a)(e)

U-230 (absorción

pulmonar lenta)(a)(f)

U-232 (absorción

pulmonar rápida)(d)

U-232 (absorción

pulmonar media)(e)

U-232 (absorción

pulmonar lenta)(f)

U-233 (absorción


U-233 (absorción

pulmonar media)(e)

U-233 (absorción

pulmonar lenta)(f)

5 x 10-1

9 x 10-1

1 x 101

2 x 100

1 x 101

7 x 100

3 x 100

4 x 101

4 x 101

4 x 101

3 x 101

4 x 101

4 x 101

1 x 101

4 x 101

4 x 101

4 x 101

4 x 10-1

9 x 10-1

4 x 100

2 x 100

7 x 10-1

8 x 10-1

6 x 10-1

4 x 101

1 x 10-1

4 x 10-3

3 x 10-3

1 x 10-2

7 x 10-3

1 x 10-3

9 x 10-2

2 x 10-2

6 x 10-3

1 x 101

1 x 101

1 x 102

1 x 102

1 x 104

1 x 102

1 x 103

1 x 104

1 x 101 (b)

1 x 101

1 x 101

1 x 100 (b)

1 x 101

1 x 101

1 x 101

1 x 102

1 x 101

1 x 105

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 104

1 x 106

1 x 106

1 x 108

1 x 105 (b)

1 x 104

1 x 104

1 x 103 (b)

1 x 104

1 x 104

1 x 104

1 x 105

1 x 105


40/114



A1 A2


exento


exenta


U-234 (absorción


U-234 (absorción

pulmonar media)(e)

U-234 (absorción

pulmonar lenta)(f)

U-235 (todos los tipos

de absorción pulmonar)

(a) (d) (e) (f)

U-236 (absorción


U-236 (absorción

pulmonar media)(e)

U-236 (absorción

pulmonar lenta) (f)

U-238 (todos los tipos

de absorción pulmonar)

(d) (e) (f)

U (natural)

U (enriquecido

al 20% o menos)(g)

U (empobrecido)

Vanadio (23)

V-48

V-49

Tungsteno (74)

W-178 (a)

W-181

W-185

W-187

4 x 101

4 x 101

4 x 101

Sin límite

Sin límite

4 x 101

4 x 101

Sin límite

Sin límite

Sin límite

Sin límite

4 x 10-1

4 x 101

9 x 100

3 x 101

4 x 101

2 x 100

9 x 10-2

2 x 10-2

6 x 10-3

Sin límite

Sin límite

2 x 10-2

6 x 10-3

Sin límite

Sin límite

Sin límite

Sin límite

4 x 10-1

4 x 101

5 x 100

3 x 101

8 x 10-1

6 x 10-1

1 x 101

1 x 102

1 x 101

1 x 101 (b)

1 x 101

1 x 102

1 x 101

1 x 101 (b)

1 x 100 (b)

1 x 100

1 x 100

1 x 101

1 x 104

1 x 101

1 x 103

1 x 104

1 x 102

1 x 104

1 x 105

1 x 105

1 x 104 (b)

1 x 104

1 x 105

1 x 104

1 x 104 (b)

1 x 103 (b)

1 x 103

1 x 103

1 x 105

1 x 107

1 x 106

1 x 107

1 x 107

1 x 106


41/114



A1 A2


exento


exenta


W-188 (a)

Xenón (54)

Xe-122 (a)

Xe-123

Xe-127

Xe-131m

Xe-133

Xe-135

Itrio (39)

Y-87 (a)

Y-88

Y-90

Y-91

Y-91m

Y-92

Y-93

Iterbio (70)

Yb-169

Yb-175

Zinc (30)

Zn-65

Zn-69

Zn-69m (a)

Circonio (40)

Zr-88

Zr-93

Zr-95 (a)

Zr-97 (a)

4 x 10-1

4 x 10-1

2 x 100

4 x 100

4 x 101

2 x 101

3 x 100

1 x 100

4 x 10-1

3 x 10-1

6 x 10-1

2 x 100

2 x 10-1

3 x 10-1

4 x 100

3 x 101

2 x 100

3 x 100

3 x 100

3 x 100

Sin límite

2 x 100

4 x 10-1

3 x 10-1

4 x 10-1

7 x 10-1

2 x 100

4 x 101

1 x 101

2 x 100

1 x 100

4 x 10-1

3 x 10-1

6 x 10-1

2 x 100

2 x 10-1

3 x 10-1

1 x 100

9 x 10-1

2 x 100

6 x 10-1

6 x 10-1

3 x 100

Sin límite

8 x 10-1

4 x 10-1

1 x 102

1 x 102

1 x 102

1 x 103

1 x 104

1 x 103

1 x 103

1 x 101

1 x 101

1 x 103

1 x 103

1 x 102

1 x 102

1 x 102

1 x 102

1 x 103

1 x 101

1 x 104

1 x 102

1 x 102

1 x 103 (b)

1 x 101

1 x 101 (b)

1 x 105

1 x 109

1 x 109

1 x 105

1 x 104

1 x 104

1 x 1010

1 x 106

1 x 106

1 x 105

1 x 106

1 x 106

1 x 105

1 x 105

1 x 107

1 x 107

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 106

1 x 107 (b)

1 x 106

1 x 105 (b)

(a) Los valores de A1 y/o A2, incluyen contribuciones de los nucleidos hijos con períodos de

semidesintegración inferiores a 10 días.

42/114

(b) Los nucleidos predecesores y sus descendientes incluidos en equilibrio secular se enume-ran a continuación:

Sr-90 Y-90 Zr-93 Nb-93m Zr-97 Nb-97 Ru-106 Rh-106 Cs-137 Ba-137m Ce-134 La-134 Ce-144 Pr-144 Ba-140 La-140 Bi-212 Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64) Pb-210 Bi-210, Po-210 Pb-212 Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64) Rn-220 Po-216 Rn-222 Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214 Ra-223 Rn-219, Po-215 Pb-211, Bi-211, Tl-207 Ra-224 Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64) Ra-226 Rn-222, Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214, Pb-210, Bi-210, Po-210 Ra-228 Ac-228 Th-226 Ra-222, Rn-218, Po-214 Th-228 Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64) Th-229 Ra-225, Ac-225, Fr-221, At-217, Bi-213, Po-213, Pb-209 Th-nat Ra-228, Ac-228, Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212,

Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64) Th-234 Pa-234m U-230 Th-226, Ra-222, Rn-218, Po-214 U-232 Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36),

Po-212 (064) U-235 Th-231 U-238 Th-234, Pa-234m U-nat Th-234, Pa-234m, U-234, Th-230, Ra-226, Rn-222, Po-218, Pb-214,

Bi-214, Po-214, Pb-210, Bi-210, Po-210 U-240 Np-240m Np-237 Pa-233 Am-242m Am-242 Am-243 Np-239

(c) La cantidad puede obtenerse mediante medición de la tasa de desintegración o midiendo el nivel de radiación a una determinada distancia de la fuente.

(d) Estos valores se aplican únicamente a compuestos de uranio que toman la forma química de UF6, UO2F2 y UO2(NO3)2 tanto en condiciones de transporte normales como de acci-dente.

(e) Estos valores se aplican sólo a compuestos de uranio que toman la forma química de UO3, UF4, UCl4, y compuestos hexavalentes tanto en condiciones de transporte normales como de accidente.

(f) Estos valores se aplican a todos los compuestos de uranio que no sean los especificados en (d) y (e) supra.

(g) Estos valores se aplican solamente al uranio no irradiado.

43/114

CUADRO II. VALORES BÁSICOS DE RADIONUCLEIDOS PARA RADIONUCLEIDOS O MEZCLAS RESPECTO DE LOS CUALES NO SE DISPONE DE DATOS

Contenido radiactivo

A1 A2


exento


exenta


Sólo se conoce la presencia de nucleidos emisores beta o gam-ma Se sabe que existen nucleidos emisores alfa únicamente No se dispone de ningún dato pertinente

1 x 10-1

2 x 10-1

1 x 10-3

2 x 10-2

9 x 10-5

9 x 10-5

1 x 101

1 x 10-1

1 x 10-1

1 x 104

1 x 103

1 x 103

CUADRO III. LÍMITES DE ACTIVIDAD PARA BULTOS EXCEPTUADOS

Instrumentos o artículos Materiales Estado físico del contenido Límites para los

instrumentos y artículosa

Límites para los bultosa

Límites para los bultosa

Sólidos

en forma especial

otras formas

Líquidos

Gases

Tritio

en forma especial

otras formas

10-2 A1

10-2 A2

10-3 A2

2 x 10-2 A2

10-3 A1

10-3 A2

A1

A2

10-1 A2

2 x 10-1 A2

10-2 A1

10-2 A2

10-3 A1

10-3 A2

10-4 A2

2 x 10-2 A2

10-3 A1

10-3 A2

a En cuanto a las mezclas de radionucleidos, véanse los párrafos 404 a 406.

44/114

Bultos del Tipo A

413. Los bultos del Tipo A no contendrán actividades superiores a las siguientes:

a) Cuando se trate de materiales radiactivos en forma especial — A1; o

b) Para todos los restantes materiales radiactivos — A2.

414. Cuando se trate de mezclas de radionucleidos cuyas identidades y actividades respectivas se conozcan, se aplicará la siguiente condición al contenido radiactivo de un bulto del Tipo A:

∑∑ ≤+ji

1(j)A

C(j)(i)A

B(i)

21

donde

B(i) es la actividad del radionucleido i como material radiactivo en forma especial y A1(i) es el valor de A1 para el radionucleido i; y

C(j) es la actividad del radionucleido j que no se encuentre en forma de material radiactivo en forma especial y A2(j) es el valor de A2 del radionucleido j.

Bultos del Tipo B(U) y Tipo B(M)

415. Los bultos del Tipo B(U) y Tipo B(M) no contendrán:

a) Actividades superiores a las autorizadas para el diseño del bulto;

b) Radionucleidos diferentes de los autorizados para el diseño del bulto; o

c) Sustancias en una forma o en un estado físico o químico diferentes de los autorizados para el diseño del bulto;

según se especifique en sus respectivos certificados de aprobación.

416. Los bultos del Tipo B(U) y Tipo B(M), si se transportan por vía aérea, deberán cumplir los requisitos estipulados en el párrafo 415 y no contendrán actividades superiores a las siguientes:

a) Para materiales radiactivos de baja dispersión: según lo autorizado para el diseño del bulto de acuerdo con las especificaciones del certificado de aprobación;

b) Para materiales radiactivos en forma especial: 3000 A1 o 100 000 A2, según la que sea me-nor; o

c) Para todos los demás materiales radiactivos: 3000 A2.

Bultos del Tipo C

417. Los bultos del Tipo C no contendrán:

a) Actividades superiores a las autorizadas para el diseño del bulto;

b) Radionucleidos diferentes de los autorizados para el diseño del bulto; o

c) Sustancias en una forma o en un estado físico o químico diferentes de los autorizados para el diseño del bulto;

según se especifique en sus respectivos certificados de aprobación.

45/114

Bultos que contengan sustancias fisionables

418. Los bultos que contengan sustancias fisionables no contendrán:

a) Una masa de sustancias fisionables diferente a la autorizada para el diseño del bulto; b) Ningún radionucleido o sustancia fisionable diferente a los autorizados para el diseño del

bulto; o c) Sustancias en una forma o en un estado físico o químico, o en una disposición espacial,

diferentes a los autorizados para el diseño del bulto;

según se especifique en sus respectivos certificados de aprobación, cuando proceda.

Bultos que contengan hexafluoruro de uranio

419. La masa de hexafluoruro de uranio en un bulto no será superior a un valor que pudiera con-ducir a un volumen vacío menor del 5% a la temperatura máxima del bulto según se especifique para los sistemas de las plantas en los que se utilizará el bulto. El hexafluoruro de uranio deberá estar en forma sólida y la presión interna del bulto deberá ser inferior a la presión atmosférica cuando se presente para el transporte.

46/114

47/114

Sección V

REQUISITOS Y CONTROLES PARA EL TRANSPORTE

REQUISITOS ANTES DE LA PRIMERA EXPEDICIÓN

501. Antes de la primera expedición de cualquier bulto, deberán cumplirse los siguientes requisi-tos:

a) Si la presión de diseño del sistema de contención es superior a 35 kPa (manométrica), se verificará el sistema de contención de cada bulto para cerciorarse de que se ajusta a los requisitos de diseño aprobados relativos a la capacidad de dicho sistema para mantener su integridad bajo presión.

b) Cuando se trate de bultos del Tipo B(U), Tipo B(M) y Tipo C o de un bulto que contenga sustancias fisionables, se verificará si la eficacia de su blindaje, sistema de contención y, cuando proceda, sus características de transmisión del calor y la eficacia del sistema de confinamiento quedan dentro de los límites aplicables al diseño aprobado o especificados para el mismo.

c) Cuando se trate de bultos que contengan sustancias fisionables, si, para satisfacer los requisitos del párrafo 671, se incorporan especialmente venenos neutrónicos como com-ponentes del bulto, se efectuarán comprobaciones para verificar la presencia y la distribu-ción de dichos venenos neutrónicos.

REQUISITOS ANTES DE CADA EXPEDICIÓN

502. Antes de cada expedición de cualquier bulto deberán cumplirse los siguientes requisitos:

a) Habrá que cerciorarse de que se hayan cumplido todos los requisitos especificados en las disposiciones pertinentes del presente Reglamento para el tipo de bulto de que se trate.

b) Se verificará que los dispositivos de elevación que no satisfagan los requisitos del párrafo 607 se han desmontado o se han dejado inoperantes en cuanto a su uso para la elevación del bulto, de conformidad con el párrafo 608.

c) Cuando se trate de bultos del Tipo B(U), Tipo B(M) y Tipo C o de un bulto que contenga sustancias fisionables, se verificará que se han satisfecho todos los requisitos especifica-dos en los certificados de aprobación.

d) Se retendrán los bultos del Tipo B(U), Tipo B(M) y Tipo C hasta haberse aproximado a las condiciones de equilibrio lo suficiente para que sea evidente que se cumplen los requisitos de expedición por lo que respecta a la temperatura y a la presión, a menos que la exen-ción de tales requisitos haya sido objeto de aprobación unilateral.

e) Cuando se trate de bultos del Tipo B(U), Tipo B(M) y Tipo C, se verificará, por inspección o mediante ensayos apropiados, que todos los cierres, válvulas y demás orificios del sistema de contención a través de los cuales podría escapar el contenido radiactivo están debida-mente cerrados y, cuando proceda, precintados de conformidad con lo establecido para confirmar el cumplimiento de los requisitos de los párrafos 656 y 669.

f) Cuando se trate de materiales radiactivos en forma especial, habrá que cerciorarse de que se hayan cumplido todos los requisitos especificados en el certificado de aprobación de los materiales radiactivos en forma especial, así como las disposiciones pertinentes del presente Reglamento

g) Cuando se trate de bultos que contengan sustancias fisionables se aplicará, cuando pro-ceda, la medida especificada en el párrafo 674 b) y se efectuarán los ensayos para verifi-car que los bultos estén cerrados de conformidad con lo estipulado en el párrafo 677.

h) Cuando se trate de materiales radiactivos de baja dispersión, se verificará el cumplimiento de todos los requisitos especificados en el certificado de aprobación, así como de las dis-posiciones pertinentes del presente Reglamento.

48/114

TRANSPORTE DE OTRAS MERCANCÍAS

503. Un bulto no deberá incluir ninguna otra cosa, salvo los artículos y documentos necesarios para la utilización de los materiales radiactivos. Este requisito no impedirá el transporte de materia-les de baja actividad específica o de objetos contaminados en la superficie con otros artículos. El transporte de los mencionados artículos y documentos en un bulto, o el de materiales de baja acti-vidad específica o de objetos contaminados en la superficie con otros artículos puede permitirse ocurrir, siempre que no se produzca interacción entre los mismos y el embalaje o su contenido radiactivo que pudiera menoscabar la seguridad del bulto.

504. Las cisternas y recipientes intermedios para graneles utilizados para el transporte de materia-les radiactivos no se utilizarán para almacenamiento o transporte de otras mercancías, a menos que sean descontaminados por debajo del nivel de 0,4 Bq/cm2 para emisores beta y gamma y emisores alfa de baja toxicidad, y de 0,04 Bq/cm2 para todos los demás emisores alfa.

505. El acarreo de otras mercancías con remesas que se transporten según la modalidad de uso exclusivo se permitirá siempre que lo organice exclusivamente el remitente y no esté prohibido por otros reglamentos.

506. Las remesas se mantendrán separadas de otras mercancías peligrosas durante el transporte, en cumplimiento de los reglamentos para el transporte de mercancías peligrosas pertinentes de cada uno de los países a través de los cuales o a los cuales se transporten los materiales, y, se-gún proceda, de los reglamentos de las organizaciones de transporte pertinentes, así como del presente Reglamento.

OTRAS PROPIEDADES PELIGROSAS DEL CONTENIDO

507. Además de las propiedades radiactivas y fisionables, se deberán tener en cuenta en el emba-laje, etiquetado, marcado, rotulado, almacenamiento y transporte todas las demás propiedades peligrosas del contenido del bulto, como son, por ejemplo, las propiedades de ser explosivo, infla-mable, pirofórico, químicamente tóxico, y corrosivo, de manera que se cumplan tanto los pertinen-tes reglamentos para el transporte de mercancías peligrosas de cada uno de los países a través de los cuales o a los cuales se transporten los materiales como, cuando proceda, los reglamentos de las organizaciones de transporte pertinentes, así como el presente Reglamento.

REQUISITOS Y CONTROLES RELATIVOS A LA CONTAMINACIÓN Y A LOS BULTOS QUE PRESENTEN FUGAS

508. La contaminación transitoria en las superficies externas de un bulto deberá mantenerse tan baja como sea posible y, en condiciones de transporte rutinario, no deberá exceder de los límites siguientes:

a) 4 Bq/cm2 para emisores beta y gamma y emisores alfa de baja toxicidad, y b) 0,4 Bq/cm2 para todos los demás emisores alfa.

Estos límites son aplicables cuando se promedian sobre cualquier superficie de 300 cm2 de cual-quier parte de la superficie.

509. Sin perjuicio de lo dispuesto en el párrafo 514, el nivel de la contaminación transitoria en las superficies externas e internas de sobreenvases, contenedores, cisternas y recipientes interme-dios para graneles no deberá exceder de los límites especificados en el párrafo 508.

510. Cuando se advierta que un bulto está deteriorado o presenta fugas, o si se sospecha que se hayan podido producir fugas o deterioros en el mismo, se restringirá el acceso a dicho bulto y un especialista realizará, tan pronto como sea posible, una evaluación del grado de contaminación y del nivel de radiación resultante en el bulto. La evaluación comprenderá el bulto, el medio de transporte, las zonas contiguas de carga y descarga y, de ser necesario, todos los demás materia-

49/114

les que se hayan transportado en el mismo medio de transporte, Cuando sea necesario, deberán tomarse medidas adicionales para la protección de las personas, los bienes y el medio ambiente, en conformidad con las disposiciones establecidas por la autoridad competente pertinente, a fin de contrarrestar y reducir a un mínimo las consecuencias de dicha fuga o deterioro.

511. Los bultos deteriorados o que presenten fugas de contenido radiactivo superiores a los límites admisibles para las condiciones normales de transporte podrán trasladarse a un lugar provisional aceptable bajo supervisión, pero su utilización se suspenderá hasta que se hayan reparado o rein-tegrado a su estado inicial y descontaminado.

512. Los medios de transporte y el equipo habitualmente utilizados para el transporte de materia-les radiactivos estarán sujetos a inspecciones periódicas a fin de determinar el grado de contami-nación. La frecuencia de esas inspecciones dependerá de la probabilidad de que se produzca una contaminación, así como de la cantidad en que se transporten materiales radiactivos.

513. Sin perjuicio de lo dispuesto en el párrafo 514, todo medio de transporte, o equipo o parte de los mismos que hubieran resultado contaminados durante el transporte de materiales radiactivos por encima de los límites especificados en el párrafo 508, o que presente un nivel de radiación superior a 5 µSv/h en la superficie será descontaminado, tan pronto como sea posible, por espe-cialistas y no se volverá a utilizar hasta que la contaminación transitoria deje de ser superior a los límites especificados en el párrafo 508 y el nivel de radiación resultante de la contaminación fija en las superficies tras la descontaminación sea inferior a 5 µSv/h en la superficie.

514. Los sobreenvases, contenedores, cisternas, recipientes intermedios para graneles o medios de transporte dedicados al transporte de materiales radiactivos en la modalidad de uso exclusivo, se exceptuarán del cumplimiento de los requisitos de los párrafos 509 y 513 únicamente en lo que respecta a sus superficies internas y solamente mientras permanezcan en dicho uso exclusivo específico.

REQUISITOS Y CONTROLES PARA EL TRANSPORTE DE BULTOS EXCEPTUADOS

515. Los bultos exceptuados se deberán ajustar solamente a las siguientes disposiciones de las Secciones V y VI:

a) Los requisitos especificados en los párrafos 507, 508, 511, 516, 534 a 536, 549 c), 554 y, según proceda, 517 a 520;

b) Los requisitos relativos a los bultos exceptuados que se especifican en el párrafo 620; c) Si el bulto exceptuado contiene sustancias fisionables, se aplicará una de las excepciones

previstas en el párrafo 672 para sustancias fisionables, así como lo estipulado en el párra-fo 634; y

d) Los requisitos de los párrafos 579 y 580, si se transportan por correo.

516. El nivel de radiación en cualquier punto de la superficie externa de un bulto exceptuado no excederá de 5 µSv/h.

517. Los materiales radiactivos que estén contenidos en un instrumento o en otro artículo manu-facturado o que formen parte integrante de él, tales que la actividad no exceda de los límites para los instrumentos y artículos y para los bultos especificados en las columnas 2 y 3 respectivamente del Cuadro III, podrán ser transportados en un bulto exceptuado, siempre que:

a) el nivel de radiación a 10 cm de distancia de cualquier punto de la superficie externa de cualquier instrumento o artículo sin embalar no exceda de 0,1 mSv/h; y

b) todo instrumento o artículo (a excepción de los relojes o dispositivos radioluminiscentes) lleve marcada la inscripción “RADIACTIVO”; y

c) el material activo esté completamente encerrado en componentes no activos (un dispositi-vo cuya única función sea la de contener materiales radiactivos no se considerará como instrumento o artículo manufacturado).

50/114

518. Los materiales radiactivos en formas diferentes de las especificadas en el párrafo 517, cuyas actividades no excedan del límite especificado en la columna 4 del Cuadro III, podrán transportar-se en un bulto exceptuado siempre que:

a) el bulto retenga su contenido radiactivo en las condiciones de transporte rutinario; y b) el bulto lleve marcada en una superficie interior la inscripción “RADIACTIVO” dispuesta de

forma que al abrir el bulto se observe claramente la advertencia de la presencia de mate-rial radiactivo.

519. Los artículos manufacturados en los que los únicos materiales radiactivos sean uranio natural no irradiado, uranio empobrecido no irradiado o torio natural no irradiado, podrán transportarse como bulto exceptuado, siempre que la superficie externa del uranio o del torio esté encerrada en una funda o envoltura inactiva metálica o integrada por algún otro material resistente.

Requisitos y controles adicionales para el transporte de embalajes vacíos

520. Los embalajes vacíos que hayan contenido previamente materiales radiactivos podrán trans-portarse como bulto exceptuado, siempre que:

a) se mantengan en buen estado de conservación y firmemente cerrados; b) de existir uranio o torio en su estructura, la superficie exterior de los mismos esté cubierta

con una funda o envoltura inactiva metálica o constituida por algún otro material resistente; c) el nivel de contaminación transitoria interna no exceda de cien veces los valores especifi-

cados en el párrafo 508; y d) ya no sean visibles las etiquetas que puedan haber llevado sobre su superficie de confor-

midad con el párrafo 541.

REQUISITOS Y CONTROLES PARA EL TRANSPORTE DE MATERIALES BAE Y OCS EN BULTOS INDUSTRIALES 0 SIN EMBALAR

521. La cantidad de materiales BAE u OCS en un solo bulto industrial del Tipo 1 (Tipo BI-1), bulto industrial del Tipo 2 (Tipo BI-2), bulto industrial del Tipo 3 (Tipo BI-3), u objeto o colección de obje-tos, si procede, se limitará de forma que el nivel de radiación externa a 3 metros de distancia del material u objeto o colección de objetos sin blindaje no exceda de 10 mSv/h.

522. Los materiales BAE y OCS que sean o contengan sustancias fisionables satisfarán los requi-sitos aplicables de los párrafos 568, 569 y 671.

523. Los materiales BAE y OCS de los grupos BAE-I y OCS-I podrán transportarse sin embalar siempre que cumplan las siguientes condiciones:

a) Todos los materiales sin embalar que no sean minerales que contengan exclusivamente radionucleidos presentes naturalmente se transportarán de modo que, en las condiciones de transporte rutinario, no se produzca ninguna fuga del contenido radiactivo del medio de transporte ni pérdida alguna de blindaje;

b) Todo medio de transporte será de uso exclusivo, excepto cuando transporte solamente OCS-I en los que la contaminación en las superficies accesibles e inaccesibles no sea mayor a diez veces el nivel aplicable especificado en el párrafo 214; y

c) En el caso de OCS-I en que se sospeche que existe contaminación transitoria en las su-perficies inaccesibles en grado superior a los valores estipulados en el inciso i) del aparta-do a) del párrafo 241, se adoptarán medidas para asegurar que no se liberan materiales radiactivos dentro del medio de transporte.

524. Los materiales BAE y OCS, sin perjuicio de lo especificado en el párrafo 523, se embalarán de conformidad con los requisitos del Cuadro IV.

51/114

525. La actividad total en un solo compartimiento o bodega de una embarcación de navegación interior, o en otro medio de transporte, para acarreo de materiales BAE y OCS en bultos del Tipo BI-1, Tipo BI-2, Tipo BI-3 o sin embalar no excederá de los límites indicados en el Cuadro V.

DETERMINACIÓN DEL ÍNDICE DE TRANSPORTE (IT)

526. El índice de transporte (IT) de un bulto, sobreenvase, contenedor o BAE-I u OCS-I sin emba-lar será la cifra deducida de conformidad con el siguiente procedimiento:

a) Se determinará el nivel de radiación máximo en unidades milisievert por hora (mSv/h) a una distancia de 1 m de las superficies externas del bulto, sobreenvase, contenedor o BAE-I y OCS-I sin embalar. El valor determinado se multiplicará por 100 y la cifra obtenida es el índice de transporte. Para minerales y concentrados de uranio y de torio, el nivel de radiación máximo en cualquier punto situado a una distancia de 1 m de la superficie exter-na de la carga puede tomarse como:

0,4 mSv/h para minerales y concentrados físicos de uranio y torio 0,3 mSv/h para concentrados químicos de torio 0,02 mSv/h para concentrados químicos de uranio que no sean hexafluoruro de uranio;

b) Para cisternas, contenedores y BAE-I y OCS-I sin embalar, el valor determinado en el apartado a) anterior se multiplicará por el factor apropiado del Cuadro VI;

c) La cifra obtenida según los apartados a) y b) anteriores se redondeará a la primera cifra decimal superior (por ejemplo, 1,13 será 1,2), excepto valores de 0,05 o menos, los cuales se podrán considerar como cero.

CUADRO IV. REQUISITOS DE BULTOS INDUSTRIALES PARA MATERIALES BAE Y OCS

Tipo de bulto industrial Contenido radiactivo

Uso exclusivo No en uso exclusivo

BAE-I

Sólidoa

Líquido

BAE-II

Sólido

Líquido y gas

BAE-III

OCS-Ia

OCS-II

Tipo BI-1

Tipo BI-1

Tipo BI-2

Tipo BI-2

Tipo BI-2

Tipo BI-1

Tipo BI-2

Tipo BI-1

Tipo BI-2

Tipo BI-2

Tipo BI-3

Tipo BI-3

Tipo BI-1

Tipo BI-2

a Si se cumplen las condiciones especificadas en el párrafo 523, los materiales BAE-I y OCS-I podrán transportarse sin embalar.

52/114

527. El índice de transporte de un sobreenvase, contenedor o medio de transporte se obtendrá ya sea sumando los IT de todos los bultos contenidos, o midiendo directamente el nivel de radiación, salvo en el caso de sobreenvases no rígidos, para los cuales el índice de transporte se obtendrá únicamente sumando los IT de todos los bultos.

CUADRO V. LÍMITES DE ACTIVIDAD PARA LOS MEDIOS DE TRANSPORTE DE MATERIALES BAE Y OCS EN BULTOS INDUSTRIALES O SIN EMBALAR

Naturaleza del material

Límites de actividad para medios de transporte

que no sean de navegación interior

Límites de actividad para bodegas o compartimientos

de embarcaciones de navegación interior

BAE-I

BAE-II y BAE-III

Sólidos no

combustibles

BAE-II y BAE-III

Sólidos combustibles, y

todos los líquidos y gases

OCS

Sin límite

Sin límite

100 A2

100 A2

Sin límite

100 A2

10 A2

10 A2

CUADRO VI. FACTORES DE MULTIPLICACIÓN PARA CARGAS DE GRANDES DIMENSIONES

Dimensiones de la cargaa Factor de multiplicación

dimensión de la carga ≤1 m2

1 m2 < dimensión de la carga ≤ 5 m2

5 m2 < dimensión de la carga ≤ 20 m2

20 m2 < dimensión de la carga

1

2

3

10

a Se mide el área de la mayor sección transversal de la carga.

53/114

DETERMINACIÓN DEL ÍNDICE DE SEGURIDAD CON RESPECTO A LA CRITICIDAD (ISC)

528. El índice de seguridad con respecto a la criticidad (ISC) de bultos que contengan sustancias fisionables se obtendrá dividiendo el número 50 entre el menor de los dos valores de N deducidos de conformidad con los procedimientos especificados en los párrafos 681 y 682 (es decir, ISC = 50/N). El valor del índice de seguridad con respecto a la criticidad puede ser cero, siempre que un núme-ro ilimitado de bultos sea subcrítico (es decir, N es en realidad igual a infinito en ambos casos).

529. El índice de seguridad con respecto a la criticidad para una remesa se obtendrá sumando los ISC de todos los bultos contenidos en esa remesa.

LÍMITES DEL ÍNDICE DE TRANSPORTE, ÍNDICE DE SEGURIDAD CON RESPECTO A LA CRITICIDAD Y NIVEL DE RADIACIÓN CORRESPONDIENTES A BULTOS Y SOBREEN-VASES

530. Salvo en el caso de remesas en la modalidad de uso exclusivo, el índice de transporte de cualquier bulto o sobreenvase no deberá ser superior a 10, y el índice de seguridad con respecto a la criticidad de cualquier bulto o sobreenvase no deberá ser superior a 50.

531. Salvo en el caso de bultos o sobreenvases transportados por ferrocarril o por carretera se-gún la modalidad de uso exclusivo en las condiciones especificadas en el apartado a) del párrafo 572, o según la modalidad de uso exclusivo y arreglos especiales en un buque o por aire en las condiciones especificadas en los párrafos 574 ó 578, respectivamente, el máximo nivel de radia-ción en cualquier punto de cualquier superficie externa de un bulto o sobreenvase no deberá ex-ceder de 2 mSv/h.

532. El máximo nivel de radiación en cualquier punto de cualquier superficie externa de un bulto en la modalidad de uso exclusivo no deberá exceder de 10 mSv/h.

CATEGORÍAS

533. Los bultos y sobreenvases se clasificarán en la categoría I-BLANCA, II-AMARILLA o III-AMARILLA de conformidad con las condiciones especificadas en el Cuadro VII, y con los siguientes requisitos:

a) En el caso de un bulto o sobreenvase, se tendrán en cuenta tanto el índice de transporte como el nivel de radiación en la superficie para determinar la categoría apropiada. Cuando el índice de transporte satisfaga la condición correspondiente a una categoría, pero el ni-vel de radiación en la superficie satisfaga la condición correspondiente a una categoría di-ferente, el bulto o sobreenvase se considerará que pertenece a la categoría superior de las dos. A este efecto, la categoría I-BLANCA se considerará la categoría inferior.

b) El índice de transporte se determinará de acuerdo con los procedimientos especificados en los párrafos 526 y 527.

c) Si el nivel de radiación en la superficie es superior a 2 mSv/h, el bulto o sobreenvase se transportará según la modalidad de uso exclusivo y ajustándose a las disposiciones de los párrafos 572, apartado a), 574 ó 578, según proceda.

d) A un bulto que se transporte en virtud de arreglos especiales se le asignará la categoría III-AMARILLA.

e) A un sobreenvase que contenga bultos transportados en virtud de arreglos especiales se le asignará la categoría III-AMARILLA.

54/114

CUADRO VII. CATEGORÍAS DE LOS BULTOS Y SOBREENVASES

Condiciones

Índice de transporte Nivel de radiación máximo en

cualquier punto de la superficie externa

Categoría

0a

Mayor que 0 pero no mayor que 1a

Mayor que 1 pero no mayor que 10

Mayor que 10

Hasta 0,005 mSv/h

Mayor que 0,005 mSv/h pero

no mayor que 0,5 mSv/h

Mayor que 0,5 mSv/h pero no mayor que 2 mSv/h

Mayor que 2 mSv/h pero no mayor que 10 mSv/h

I-BLANCA

II-AMARILLA

III-AMARILLA

III-AMARILLAb

a Si el IT medido no es mayor que 0,05, el valor citado puede ser cero en conformidad con el apar-

tado c) del párrafo 526. b Deberá transportarse también bajo uso exclusivo.

MARCADO, ETIQUETADO Y ROTULADO

Marcado

534. Todo bulto deberá llevar marcada de manera legible y duradera en el exterior del embalaje la identificación del remitente o del destinatario, o de ambos.

535. Todo bulto que no sea bulto exceptuado deberá llevar marcado de manera legible y duradera en el exterior del embalaje el número de las Naciones Unidas (véase Cuadro VIII), precedido de las letras “UN”, y el nombre de expedición que corresponda. En el caso de bultos exceptuados, que no sean los aceptados para circulación y distribución postal internacional, solo se requerirá el número de las Naciones Unidas, precedido de las letras “UN”. Los bultos aceptados para circula-ción y distribución postal internacional deberán cumplir los requisitos del párrafo 580.

536. Todo bulto cuya masa bruta exceda de 50 kg llevará marcada su masa bruta permitida de manera legible y duradera en el exterior del embalaje.

55/114

537. Todo bulto que se ajuste al diseño de:

a) un bulto industrial del Tipo 1, un bulto industrial del Tipo 2 o un bulto industrial del Tipo 3 llevará marcada de manera legible y duradera en el exterior del embalaje la inscripción “TIPO BI-1”, “TIPO BI-2” o “TIPO BI-3”, según proceda;

b) un bulto del Tipo A llevará marcada de manera legible y duradera en el exterior del emba-laje la inscripción “TIPO A”;

c) un bulto industrial del Tipo 2, un bulto industrial del Tipo 3 o un bulto del Tipo A llevará marcado de manera legible y duradera en el exterior del embalaje el código internacional de matrículas de vehículos (Código VRI) del país de origen del diseño y el nombre de los fabricantes, u otra identificación del embalaje especificada por la autoridad competente.

CUADRO VIII. EXTRACTO DE LA LISTA DE NUMEROS DE LAS NACIONES UNIDAS, NOMBRES CORRECTOS DE EXPEDICIÓN Y DESCRIPCIONES, RIESGOS SUBSIDIARIOS

Y SU RELACIÓN CON LOS ESQUEMAS SINÓPTICOS

Esquema sinóptico

N° de las NU

NOMBRE CORRECTO DE EXPEDICIÓNa

y descripción Riesgos

subsidiarios

1 2 3 4 5 6 7 8 9 9

2910 2911 2909 2908 2912 3321 3322 2913 2915 3332

MATERIALES RADIACTIVOS, BULTOS EXCEPTUADOS - CANTIDADES LIMITADAS DE MATERIALES MATERIALES RADIACTIVOS, BULTOS EXCEPTUADOS - INSTRUMENTOS o ARTÍCULOS MATERIALES RADIACTIVOS, BULTOS EXCEPTUADOS - ARTICULOS MANUFACTURADOS DE URANIO NA-TURAL o URANIO EMPOBRECIDO o TORIO NATURAL MATERIALES RADIACTIVOS, BULTOS EXCEPTUADOS - EMBALAJES VACÍOS MATERIALES RADIACTIVOS, BAJA ACTIVIDAD ESPE-CÍFICA (BAE-I) no fisionables o fisionables exceptuadosb MATERIALES RADIACTIVOS, BAJA ACTIVIDAD ESPE-CÍFICA (BAE-II) no fisionables o fisionables exceptuadosb MATERIALES RADIACTIVOS, BAJA ACTIVIDAD ESPE-CÍFICA (BAE-III) no fisionables o fisionables exceptua-dosb MATERIALES RADIACTIVOS, OBJETOS CONTAMINA-DOS EN LA SUPERFICIE (OCS-I u OCS-II) no fisiona-bles o fisionables exceptuadosb MATERIALES RADIACTIVOS, BULTOS DEL TIPO A, no en forma especial, no fisionables o fisionables exceptua-dosb MATERIALES RADIACTIVOS, BULTOS DEL TIPO A, EN FORMA ESPECIAL, no fisionables o fisionables excep-tuadosb

Para notas véase página 56.

56/114

CUADRO VIII. Continuación

Esquema sinóptico

N° de las NU

NOMBRE CORRECTO DE EXPEDICIÓNa

y descripción Riesgos

subsidiarios

10 11 12 14 c

6 + 13 7 + 13 8 + 13 9 + 13 9 + 13 10 + 13 11 + 13 12 + 13 14 + 13 c + 13

2916

2917

3323

2919

2978

3324

3325

3326

3327

3333

3328

3329

3330

3331

2977

MATERIALES RADIACTIVOS, BULTOS DEL TIPO B(U), no fisionables o fisionables exceptuadosb MATERIALES RADIACTIVOS, BULTOS DEL TIPO B(M), no fisionables o fisionables exceptuadosb MATERIALES RADIACTIVOS, BULTOS DEL TIPO C, no fisionables o fisionables exceptuadosb

MATERIALES RADIACTIVOS, TRANSPORTADOS EN VIRTUD DE ARREGLOS ESPECIALES, no fisionables o fisionables exceptuadosb MATERIALES RADIACTIVOS, HEXAFLUORURO DE URANIO - no fisionable o fisionable exceptuadob

MATERIALES RADIACTIVOS, BAJA ACTIVIDAD ESPE-CÍFICA (BAE-II), FISIONABLES MATERIALES RADIACTIVOS, BAJA ACTIVIDAD ESPE-CÍFICA (BAE-III), FISIONABLES MATERIALES RADIACTIVOS, OBJETOS CONTAMINA-DOS EN LA SUPERFICIE (OCS-I u OCS-II), FISIONA-BLES MATERIALES RADIACTIVOS, BULTOS DEL TIPO A, FISIONABLES, no en forma especial MATERIALES RADIACTIVOS, BULTOS DEL TIPO A, EN FORMA ESPECIAL, FISIONABLES MATERIALES RADIACTIVOS, BULTOS DEL TIPO B(U), FISIONABLES MATERIALES RADIACTIVOS, BULTOS DEL TIPO B(M), FISIONABLES MATERIALES RADIACTIVOS, BULTOS DEL TIPO C, FISIONABLES MATERIALES RADIACTIVOS, TRANSPORTADOS EN VIRTUD DE ARREGLOS ESPECIALES, FISIONABLES MATERIALES RADIACTIVOS, HEXAFLUORURO DE URANIO, FISIONABLE

corrosivo (Clase 8 de

las NU)

corrosivo (Clase 8 de

las NU)

a El “NOMBRE CORRECTO DE EXPEDICIÓN se encuentra en la columna “NOMBRE CORREC-

TO DE EXPEDICIÓN y descripción y se limita a la parte que figura en LETRAS MAYÚSCULAS. En el caso de los números 2909 y 2911 de las NU en que los NOMBRES CORRECTOS DE EX-PEDICIÓN están separados por la palabra “o”, únicamente se utilizará el NOMBRE CORRECTO DE EXPEDICIÓN pertinente.

b La categoría de “fisionables exceptuados” se aplica solo a los bultos que cumplen los requisitos establecidos en el párrafo 672.

c Los números 2977 y 2978 de las NU son casos especiales sin una relación unívoca con los Es-quemas sinópticos.

57/114

FIGURA 1. Símbolo fundamental: un trébol cuyas proporciones están basadas en un círculo central de radio X. La dimensión mínima admisible de X será de 4 mm.

538. Todo bulto que se ajuste a un diseño aprobado de conformidad con los párrafos 805 a 814 u 816 y 817, llevará marcadas en el exterior del embalaje de manera legible y duradera:

a) La marca de identificación asignada a ese diseño por la autoridad competente; b) Un número de serie para identificar inequívocamente cada embalaje que se ajuste a ese

diseño; c) Cuando se trate de diseños de bultos del Tipo B(U) o del Tipo B(M), la inscripción “TIPO B(U)”

o “TIPO B(M)”; y d) Cuando se trate de diseños de bultos del Tipo C, la inscripción “TIPO C”.

539. Todo bulto que se ajuste a un diseño del Tipo B(U), del Tipo B(M) o del Tipo C llevará, en la superficie externa del recipiente más exterior resistente al fuego y al agua, el símbolo del trébol que se indica en la Figura 1, estampado, grabado o marcado de cualquier otra manera que lo haga bien visible y resistente a los efectos del fuego y del agua.

540. En el caso de materiales BAE-I u OCS-I contenidos en recipientes o materiales de embalaje y transportados conforme al uso exclusivo permitido por el párrafo 523, la superficie exterior de es-tos recipientes o materiales de embalaje podrá llevar la inscripción “BAE-1 RADIACTIVOS” u “OCS-I RADIACTIVOS”, según proceda.

60º

X/2

X

5 X

60º

58/114

FIGURA 2. Etiqueta para la categoría I-BLANCA. El color de fondo de la etiqueta será blanco, el trébol y los caracteres y líneas impresos serán negros y la barra que indica la categoría será roja.

Etiquetado

541. Todo bulto, sobreenvase y contenedor deberá llevar las etiquetas que correspondan a los modelos de las Figuras 2, 3 ó 4, salvo en los casos permitidos en las disposiciones alternativas del párrafo 546 relativas a los contenedores grandes y cisternas, con arreglo a la categoría a que per-tenezca. Además, todo bulto, sobreenvase y contenedor que contenga sustancias fisionables dis-tintas de las sustancias fisionables exceptuadas en las disposiciones del párrafo 672, llevarán etiquetas que se ajustarán al modelo representado en la Figura 5. Todas las etiquetas no relacio-nadas con el contenido deberán retirarse o cubrirse. Para el caso de materiales radiactivos que tengan otras propiedades peligrosas, véase el párrafo 507.

CONTENIDODIMENSIÓN MÍNIMA

100 mm

DIMENSIÓ

N MÍN

IMA

100 m

m

ACTIVIDAD

RADIACTIVO

5 mm

4 mm

7

59/114

FIGURA 3. Etiqueta para la categoría II-AMARILLA. El color de fundo de la mitad superior de la eti-queta será amarillo y el de la mitad inferior blanco, el trébol y los caracteres y líneas impresos se-rán negros y las barras que indican la categoría serán rojas.

542. Las etiquetas que se ajusten a los modelos representados en las Figuras 2, 3 y 4 se fijarán en dos lados opuestos de la parte exterior del bulto o sobreenvase, o bien en el exterior de los cuatro lados del contenedor o cisterna. Las etiquetas que se ajusten al modelo que se indica en la Figura 5, cuando sea aplicable, se fijarán al lado de las etiquetas que se ajusten a los modelos represen-tados en las Figuras 2, 3 y 4. Las etiquetas no deberán cubrir las inscripciones especificadas en los párrafos 534 a 539.


100 mm

DIMENSIÓ

N MÍN

IMA

100 m

m

ACTIVIDAD

ÍNDICE DETRANSPORTE

RADIACTIVO

5 mm

4 mm

7

60/114

FIGURA 4. Etiqueta para la categoría III-AMARILLA. El color de fondo de la mitad superior de la etiqueta será amarillo y el de la mitad inferior blanco, el trébol y los caracteres y líneas impresos serán negros y las barras que indican la categoría serán rojas.

Etiquetado para el contenido radiactivo

543. En cada etiqueta que se ajuste a los modelos representados en las Figuras 2, 3 y 4 se con-signará la información siguiente:

a) Contenido: i) Salvo en el caso de material BAE-I, el (los) nombre(s) del (de los) radionucleido(s),

según se indica en el Cuadro I, utilizando los símbolos prescritos en el mismo. Tratán-dose de mezclas de radionucleidos, se enumerarán los nucleidos más restrictivos en la medida en que lo permita el espacio disponible. Se indicará el grupo de BAE u OCS a continuación del (de los) nombre(s) del (de los) radionucleido(s). Con este fin se uti-lizarán los términos “BAE-II”, “ BAE-III”, “OCS-I” y “OCS-II”.

ii) En el caso de material BAE-I, basta con la inscripción “BAE-I”; no es necesario indicar el nombre del radionucleido.


100 mm

DIMENSIÓ

N MÍN

IMA

100 m

m

ACTIVIDAD

ÍNDICE DETRANSPORTE

RADIACTIVO

5 mm

4 mm

7

61/114

FIGURA 5. Etiqueta para el índice de seguridad con respecto a la criticidad. El color de fondo de la etiqueta será blanco y los caracteres y líneas impresos serán negros.

b) Actividad: La actividad máxima del contenido radiactivo durante el transporte expresada en la unidad bequerelios (Bq) con los prefijos apropiados del SI (véase el Anexo). Tratán-dose de sustancias fisionables puede emplearse la masa, en lugar de la actividad, utili-zando como unidad el gramo (g), o sus múltiplos.

c) En el caso de sobreenvases y contenedores, en las inscripciones “contenido” y “actividad” de la etiqueta constará la información estipulada en los apartados a) y b) del párrafo 543, respectivamente, totalizada para el contenido completo del sobreenvase o contenedor, salvo que en el caso de las etiquetas para sobreenvases o contenedores que contengan cargas mixtas de bultos con diferentes radionucleidos las inscripciones podrán ser: “Véan-se los documentos de transporte”.

d) Índice de transporte: Véanse los párrafos 526 y 527. (No se requiere la inscripción del índice de transporte en el caso de la categoría I-BLANCA.)

Etiquetado para la seguridad con respecto a la criticidad

544. En cada etiqueta que se ajuste al modelo indicado en la Figura 5 se consignará el índice de seguridad con respecto a la criticidad (ISC) declarado en el certificado de aprobación de arreglos especiales o en el certificado de aprobación del diseño del bulto emitido por la autoridad competente.

545. Tratándose de sobreenvases y contenedores, el índice de seguridad con respecto a la critici-dad (ISC) llevará en la etiqueta la información estipulada en el párrafo 544 respecto de todo el contenido de sustancias fisionables del sobreenvase o contenedor.

DIMENSIÓN MÍNIMA

100 mm

DIMENSIÓ

N MÍN

IMA

100 m

m

ÍNDICE DE SEGURIDAD CONRESPECTO A LA CRITICIDAD

SUSTANCIASFISIONABLES

5 mm

7

62/114

Figura 6. Rotulado. Salvo en los casos permitidos en el párrafo 570, las dimensiones de este mo-delo son las mínimas; cuando se utilicen rótulos de distintas dimensiones se guardarán las mismas proporciones que en el modelo. El número “7” tendrá una altura no inferior a 25 mm. El color de fondo de la mitad superior del rótulo será amarillo y el de la mitad inferior blanco, el trébol y los caracteres y líneas impresos serán negros. El empleo del término “RADIACTIVO” en la mitad infe-rior es facultativo, con el fin de permitir también la utilización de este rótulo para indicar el número apropiado de las Naciones Unidas correspondiente a la remesa.

Rotulado

546. Los contenedores grandes que contengan bultos que no sean bultos exceptuados, y las cis-ternas llevarán cuatro rótulos que se ajustarán al modelo representado en la Figura 6. Los rótulos se fijarán en posición vertical en cada una de las paredes laterales y en la frontal y posterior del contenedor grande o cisterna. Todos los rótulos no relacionados con el contenido deberán retirar-se. En vez de utilizar una etiqueta y un rótulo, está permitido también utilizar solamente etiquetas ampliadas, como las indicadas en las Figuras 2, 3 y 4, y cuando proceda, como la indicada en la Figura 5, de dimensiones cuyo tamaño mínimo sea el señalado en la Figura 6.

547. Cuando la remesa en el interior del contenedor o cisterna sea material BAE-I u OCS-I sin embalar, o cuando una remesa de uso exclusivo en el interior de un contenedor sea de materiales radiactivos embalados correspondientes a un solo número de las Naciones Unidas, ostentará tam-bién el número apropiado de las Naciones Unidas correspondiente a la remesa (véase el Cuadro VIII), en cifras negras de altura no inferior a 65 mm, ya sea:

DIMENSIÓN MÍNIMA

250 mm

DIMENSIÓ

N MÍN

IMA

250 m

m

RADIACTIVO

5 mm

10 mmMÍNIMA

7

63/114

a) en la mitad inferior del rótulo representado en la Figura 6 sobre el fondo blanco, precedido de las letras “UN”, o

b) en el rótulo representado en la Figura 7.

Cuando se utilice el método indicado en el apartado b) precedente, el rótulo subsidiario se fijará en un lugar inmediatamente adyacente al rótulo principal en los cuatro lados del contenedor o cister-na.

Figura 7. Rótulo para indicar por separado el número de las Naciones Unidas. El color de fondo del rótulo será naranja y los bordes y el número de las Naciones Unidas serán negros. El símbolo “****” indica el espacio en el que deberá insertarse el número de las Naciones Unidas apropiado para los materiales radiactivos de que se trate, según se especifica en el Cuadro VIII.

OBLIGACIONES DEL REMITENTE

548. Será responsabilidad del remitente el cumplimiento de lo dispuesto en el apartado d) del pá-rrafo 520 y en los párrafos 534 a 547 respecto del etiquetado, marcado y rotulado.

Detalles de la remesa

549. En los documentos de transporte correspondientes a cada remesa, el remitente consignará la siguiente información, según proceda, en el orden indicado:

a) El nombre correcto de expedición, según se especifica en el Cuadro VIII; b) El número “7” de la clasificación de las Naciones Unidas; c) El número de las Naciones Unidas asignado al material, según se especifica en el Cuadro

VIII, precedido de las letras “UN”; d) El nombre o símbolo de cada radionucleido o, para las mezclas de radionucleidos, una des-

cripción general apropiada o una lista de los nucleidos más restrictivos; e) Una descripción de la forma física y química de los materiales, o una indicación de que los

materiales son materiales radiactivos en forma especial o materiales radiactivos de baja dispersión. Para la forma química es aceptable una descripción química genérica;

f) La actividad máxima del contenido radiactivo durante el transporte expresada en bequere-lios (Bq) con el prefijo apropiado del SI (véase el Anexo). Si se trata de sustancias fisiona-bles, puede utilizarse en lugar de la actividad la masa de las sustancias fisionables en gra-mos (g) o en sus múltiplos adecuados;

g) La categoría del bulto, es decir: I-BLANCA, II-AMARILLA, III-AMARILLA; h) El índice de transporte (sólo en el caso de las categorías II-AMARILLA y III-AMARILLA); i) Si se trata de remesas que incluyan sustancias fisionables distintas de las remesas excep-

tuadas en virtud del párrafo 672, el índice de seguridad con respecto a la criticidad;

DIMENSIÓN MÍNIMA300 mm

DIM

EN

SIÓ

N M

ÍNIM

A12

0 m

m

10 mm

10 mm

64/114

j) La marca de identificación correspondiente a cada certificado de aprobación de la autoridad competente (materiales radiactivos en forma especial, materiales radiactivos de baja disper-sión, arreglos especiales, diseño del bulto, o expedición ) aplicable a la remesa;

k) Si se trata de remesas de bultos en un sobreenvase o contenedor, una exposición detallada del contenido de cada bulto incluido en el interior del sobreenvase o contenedor y, según proceda, de cada sobreenvase o contenedor de la remesa. Si los bultos se van a extraer del sobreenvase o contenedor en un punto de descarga intermedio, deberá disponerse de la documentación de transporte adecuada;

l) Cuando sea necesario expedir una remesa según la modalidad de uso exclusivo, la indica-ción “EXPEDICIÓN EN LA MODALIDAD DE USO EXCLUSIVO”; y

m) Si se trata de BAE-II, BAE-III, OCS-I y OCS-II, la actividad total de la remesa como múltiplo de A2.

Declaración del remitente

550. El remitente incluirá en los documentos de transporte una declaración redactada en los si-guientes términos o en términos equivalentes en cuanto a significado y contenido:

“Declaro que el contenido de esta remesa queda total y exactamente descrito más arriba mediante el nombre correcto de expedición; asimismo, que se ha clasificado, embalado, marcado y etiquetado y se halla en todo respecto en condiciones adecuadas para su trans-porte por (indicar la modalidad o modalidades de transporte de que se trate), de conformidad con los reglamentos internacionales y nacionales pertinentes.”

551. Si el objeto de esta declaración constituye ya una condición del transporte dentro del marco de un determinado convenio internacional, no será necesario que el remitente extienda dicha de-claración por lo que se refiere a aquella parte del transporte que quede comprendida en el conve-nio.

552. El remitente firmará la declaración y consignará en ella la fecha. Quedan autorizadas las fir-mas en facsímile, siempre que la validez legal de éstas esté reconocida por la legislación aplica-ble.

553. La declaración se extenderá en el mismo documento de transporte en el que se consignen los detalles de la remesa que se enumeran en el párrafo 549.

Supresión o cubrimiento de etiquetas

554. Cuando se transporte un embalaje vacío como bulto exceptuado, de conformidad con las disposiciones del párrafo 520, no deberán ser visibles las etiquetas anteriormente fijadas.

Información que ha de facilitarse a los transportistas

555. En los documentos de transporte, el remitente incluirá una declaración relativa a las medidas que, si hubiere lugar, debe adoptar el transportista. Esta declaración irá redactada en los idiomas que el transportista o las autoridades interesadas estimen necesario y deberá comprender, como mínimo, los siguientes puntos:

a) Los requisitos suplementarios relativos a la carga, estiba, transporte, manipulación y des-carga del bulto, sobreenvase o contenedor, incluidas cualesquiera disposiciones especia-les referentes a la estiba con miras a la disipación del calor en condiciones de seguridad (véase el párrafo 565), o bien, una declaración de que no es necesario ninguno de estos requisitos;

b) Cualquier restricción que afecte a las modalidades de transporte o a los medios de trans-porte y, si fueran necesarias, instrucciones sobre la ruta a seguir;

c) Medidas, adecuadas para la remesa, a adoptar en caso de emergencia.

65/114

556. No es necesario que los pertinentes certificados de las autoridades competentes acompañen a la remesa a que se refieren. El remitente deberá estar dispuesto a facilitarlos a los transportistas antes de la carga o de la descarga.

Notificación a las autoridades competentes

557. Antes de proceder a la primera expedición de cualquier bulto que requiera la aprobación de la autoridad competente, el remitente se encargará de que la autoridad competente de cada país a través del cual o al cual se va a transportar la remesa reciba copias de cada certificado extendido por la autoridad competente relativo al diseño del bulto de que se trate. El remitente no tendrá que esperar acuse de recibo de la autoridad competente, ni ésta tendrá que acusar recibo del certifica-do.

558. El remitente notificará cada expedición comprendida en los siguientes apartados a), b), c) o d) a la autoridad competente de cada uno de los países a través de los cuales o al cual se va a transportar la remesa. Esta notificación deberá obrar en poder de cada una de las autoridades competentes antes de que se inicie la expedición y, de preferencia, con una antelación mínima de 7 días.

a) Los bultos del Tipo C que contengan materiales radiactivos cuya actividad sea superior a 3000 A1 o a 3000 A2, según proceda, o a 1000 TBq, rigiendo entre estos valores el que sea menor;

b) Los bultos del Tipo B(U) que contengan materiales radiactivos cuya actividad sea superior a 3000 A1 o a 3000 A2, según proceda, o a 1000 TBq, rigiendo entre estos valores el que sea menor;

c) Los bultos del Tipo B(M); d) Las expediciones que se efectúen en virtud de arreglos especiales.

559. La notificación de la remesa incluirá:

a) Datos suficientes para poder identificar el bulto o bultos, comprendidos todos los números de los certificados y las marcas de identificación correspondientes;

b) Datos relativos a la fecha de expedición, la fecha prevista de llegada y la ruta propuesta; c) Los nombres de los materiales radiactivos o nucleidos; d) Una descripción de la forma física y química de los materiales radiactivos, o una indicación

de que se trata de materiales radiactivos en forma especial o de materiales radiactivos de baja dispersión; y

e) La actividad máxima del contenido radiactivo durante el transporte expresada en bequere-lios (Bq) con el prefijo apropiado del SI (véase el Anexo). Si se trata de sustancias fisiona-bles puede utilizarse en lugar de la actividad la masa de las sustancias fisionables en gramos (g) o en sus múltiplos adecuados.

560. No será necesario que el remitente envíe una notificación por separado, si los datos requeri-dos se han incluido ya en la solicitud de aprobación de la expedición. Véase el párrafo 822.

Posesión de los certificados e instrucciones

561. El remitente estará en posesión de una copia de cada uno de los certificados exigidos en virtud de la Sección VIII del presente Reglamento y de una copia de las instrucciones relativas al adecuado cierre del bulto, y demás preparativos para la expedición antes de proceder a cualquier expedición con arreglo a lo establecido en los certificados.

66/114

TRANSPORTE Y ALMACENAMIENTO EN TRÁNSITO

Separación durante el transporte y el almacenamiento en tránsito

562. Los bultos, sobreenvases y contenedores que contengan materiales radiactivos deberán se-pararse durante el transporte y durante el almacenamiento en tránsito:

a) de los lugares ocupados por personas y de las películas fotográficas sin revelar, con fines de control de la exposición a las radiaciones, de conformidad con los párrafos 306 y 307; y

b) de otras mercancías peligrosas, de conformidad con el párrafo 506.

563. Los bultos o sobreenvases de las categorías II-AMARILLA o III-AMARILLA no se acarrearán en compartimientos ocupados por pasajeros, salvo en los reservados exclusivamente al personal especialmente autorizado para acompañar a dichos bultos o sobreenvases.

Estiba durante el transporte y el almacenamiento en tránsito

564. Las remesas se estibarán en forma segura.

565. Siempre que el flujo térmico medio en su superficie no exceda de 15 W/m2 y que la carga circundante inmediata no vaya en sacos o bolsas, se podrá acarrear o almacenar un bulto o so-breenvase junto con carga general embalada sin que deba observarse ninguna condición especial de estiba, salvo por lo que pueda requerir de manera específica el correspondiente certificado de aprobación de la autoridad competente.

566. La carga de contenedores y la acumulación de bultos, sobreenvases y contenedores se con-trolará según se indica a continuación:

a) Salvo en la modalidad de uso exclusivo, se limitará el número total de bultos, sobreenva-ses y contenedores en un medio de transporte de modo que la suma total de los índices de transporte a bordo del medio de transporte no exceda de los valores indicados en el Cuadro IX. En el caso de remesas de materiales BAE-I no existirá límite para la suma de los índices de transporte;

b) En los casos en que una remesa se transporte en la modalidad de uso exclusivo, no existi-rá límite para la suma de los índices de transporte a bordo de un solo medio de transporte;

c) El nivel de radiación en las condiciones de transporte rutinario no deberá exceder de 2 mSv/h en ningún punto de la superficie externa del medio de transporte, ni de 0,1 mSv/h a 2 m de distancia de la superficie externa del medio de transporte;

d) La suma total de los índices de seguridad con respecto a la criticidad en un contenedor y a bordo de un medio de transporte no deberá exceder de los valores indicados en el Cuadro X.

567. Todo bulto o sobreenvase que tenga un índice de transporte superior a 10, o toda remesa que tenga un índice de seguridad con respecto a la criticidad superior a 50, se transportará única-mente según la modalidad de uso exclusivo.

67/114

CUADRO IX. LÍMITES DEL ÍNDICE DE TRANSPORTE PARA CONTENEDORES Y MEDIOS DE TRANSPORTE NO EN LA MODALIDAD DE USO EXCLUSIVO

Tipo de contenedor o medio de transporte

Límite de la suma total de índices de transporte en un contenedor o a bordo de un

medio de transporte

Contenedor – pequeño Contenedor – grande Vehículo Aeronave

de pasajeros de carga

Buque de navegación interior Buque de navegación marítimaa

1) Bodega, compartimiento o zona delimitada de la cubierta: Bultos, sobreenvases, contenedores pequeños Contenedores grandes

2) Total en buques:

Bultos, sobreenvases, contenedores pequeños Contenedores grandes

50 50

50

50 200

50

50 200

200 Sin límite

a Los bultos o sobreenvases que se acarreen dentro o sobre un vehículo conforme a las disposi-ciones del párrafo 572 podrán transportarse en un buque, siempre que no se descarguen del vehí-culo en ningún momento mientras se encuentren a bordo del buque.

Separación de bultos que contengan sustancias fisionables durante el transporte y el alma-cenamiento en tránsito

568. El número de bultos, sobreenvases y contenedores que contengan sustancias fisionables almacenadas en tránsito en cualquier zona de almacenamiento se limitará de modo que la suma total de los índices de seguridad con respecto a la criticidad de cualquier grupo de estos bultos, sobreenvases o contenedores no exceda de 50. Todo grupo de estos bultos, sobreenvases y con-tenedores se almacenará de modo que se mantenga un espaciamiento mínimo de 6 m respecto de otros grupos de estos bultos, sobreenvases o contenedores.

569. Cuando la suma total de los índices de seguridad con respecto a la criticidad a bordo de un medio de transporte o en el interior de un contenedor exceda de 50, tal como se permite en el Cuadro X, el almacenamiento se realizará de forma que se mantenga un espaciamiento mínimo de 6 m respecto de otros grupos de estos bultos, sobreenvases o contenedores que contengan sus-tancias fisionables o de otro medio de transporte que acarree materiales radiactivos.

68/114

Requisitos complementarios relativos al transporte por ferrocarril y por carretera

570. Los vehículos ferroviarios y de carretera que acarreen bultos, sobreenvases o contenedores que lleven alguna de las etiquetas indicadas en las Figuras 2, 3, 4 ó 5, o bien que acarreen reme-sas en la modalidad de uso exclusivo, ostentarán de modo visible el rótulo indicado en la Figura 6 en las siguientes posiciones:

a) Las dos superficies externas laterales en el caso de vehículos ferroviarios; b) Las dos superficies externas laterales y la parte trasera cuando se trate de un vehículo de

carretera.

Cuando un vehículo carezca de caja, los rótulos podrán fijarse directamente en la estructura que soporte la carga, a condición de que sean fácilmente visibles; en el caso de cisternas o contenedo-res de grandes dimensiones bastarán los rótulos fijados sobre dichas cisternas o contenedores. Tratándose de vehículos que no tengan suficiente espacio para fijar rótulos más grandes, las di-mensiones del rótulo que se indican en la Figura 6 podrán reducirse a 100 mm. Todo rótulo no relacionado con el contenido deberá retirarse.

571. Cuando la remesa dentro del vehículo o sobre el mismo sea material BAE-I u OCS-I sin em-balar o cuando una remesa de uso exclusivo sea de materiales radiactivos embalados correspon-dientes a un solo número de las Naciones Unidas, ostentará también el número apropiado de las Naciones Unidas (véase el Cuadro VIII) en cifras negras de altura no inferior a 65 mm, ya sea:

a) En la mitad inferior del rótulo representado en la Figura 6 sobre fondo blanco; o b) En el rótulo representado en la Figura 7.

Cuando se utilice el método del apartado b) precedente, el rótulo subsidiario se fijará en un lugar inmediatamente adyacente al rótulo principal, sobre las dos superficies externas laterales en el caso de vehículos ferroviarios, o en las dos superficies externas laterales y en la de la parte tras-era en el caso de vehículos de carretera.

572. Cuando se trate de remesas en la modalidad de uso exclusivo, el nivel de radiación no debe-rá exceder de:

a) 10 mSv/h en cualquier punto de la superficie externa de cualquier bulto o sobreenvase, y solo podrá exceder de 2 mSv/h si: i) el vehículo está provisto de un recinto cerrado en cuyo interior no puedan penetrar per-

sonas no autorizadas durante el transporte en condiciones rutinarias, y ii) se adoptan medidas para que los bultos o sobreenvases se aseguren de modo que la

posición de cada uno dentro del recinto del vehículo no cambie durante el transporte en condiciones rutinarias, y

iii) no se efectúan operaciones de carga o descarga durante la expedición; b) 2 mSv/h en cualquier punto de las superficies externas del vehículo, comprendidas la su-

perior e inferior, o bien, cuando se trate de un vehículo descubierto, en cualquier punto si-tuado en los planos verticales proyectados desde los bordes exteriores del vehículo, en la superficie superior de la carga y en la superficie inferior externa del vehículo; y

c) 0,1 mSv/h en cualquier punto situado a 2 m de distancia de los planos verticales represen-tados por las superficies laterales externas del vehículo, o bien, si la carga se transporta en un vehículo descubierto, en cualquier punto situado a 2 m de distancia de los planos verticales proyectados desde los bordes exteriores del vehículo.

573. En el caso de vehículos de carretera sólo podrán viajar el conductor y sus ayudantes si di-chos vehículos acarrean bultos, sobreenvases o contenedores que lleven etiquetas de la categoría II-AMARILLA o III-AMARILLA.

69/114

CUADRO X. LÍMITES DEL ÍNDICE DE SEGURIDAD CON RESPECTO A LA CRITICIDAD PARA CONTENEDORES Y MEDIOS DE TRANSPORTE QUE CONTENGAN SUSTANCIAS FISIONABLES

Límite de la suma total de índices de seguridad con respecto a la criticidad en un contenedor

o a bordo de un medio de transporte Tipo de contenedor o medio de transporte

No en la modalidad de uso exclusivo

En la modalidad de uso exclusivo

Contenedor - pequeño Contenedor - grande Vehículo Aeronave

de pasajeros de carga

Buque de navegación interior Buque de navegación marítimaa

1) Bodega, compartimiento o zona delimitada de la cubierta:

Bultos, sobreenvases, contenedores pequeños

Contenedores grandes 2) Total en buques:

Bultos, sobreenvases, contenedores pequeños

Contenedores grandes

50

50

50

50 50

50

50 50

200b

Sin límiteb

No aplicable

100

100

No aplicable 100

100

100 100

200c

Sin límitec

a Los bultos o sobreenvases que se acarreen dentro o sobre un vehículo conforme a las dispo-

siciones del párrafo 572 podrán transportarse en un buque, siempre que no se descarguen del vehículo en ningún momento mientras se encuentren a bordo del buque. En este caso son de aplicación los límites que figuran bajo el epígrafe uso exclusivo.

b La remesa se manipulará y estibará de modo que la suma total de los ISC en cualquiera de los grupos no exceda de 50, y de modo que cada grupo se manipule y estibe de forma tal que los grupos estén separados entre sí por una distancia mínima de 6 m.

c La remesa se manipulará y estibará de modo que la suma total de los ISC en cualquiera de los grupos no exceda de 100, y de modo que cada grupo se manipule y estibe de forma tal que los grupos estén separados entre sí por una distancia mínima de 6 m. El espacio que quede entre grupos puede ser ocupado por otro tipo de carga de conformidad con el párrafo 505.

Requisitos complementarios relativos al transporte en buques

574. Los bultos o sobreenvases que tengan en su superficie un nivel de radiación superior a 2 mSv/h, a excepción de los que sean acarreados dentro de un vehículo o sobre el mismo en la modalidad de uso exclusivo conforme a lo indicado en la nota a) del Cuadro IX, no deberán transportarse en buques a no ser en virtud de arreglos especiales.

575. El transporte de remesas mediante buques de uso especial que, a causa de su diseño o de-bido a un régimen especial de fletamiento, se dedican a acarrear materiales radiactivos, quedará exceptuado de los requisitos estipulados en el párrafo 566 siempre que se cumplan las siguientes condiciones:

70/114

a) Se preparará un programa de protección radiológica para la expedición que aprobará la autoridad competente del país bajo cuyo pabellón navegue el buque y, cuando se pida, la autoridad competente de cada puerto de escala;

b) Deberán determinarse previamente las disposiciones de estiba para toda la travesía, in-cluidas las de las remesas que se cargarán en los puertos de escala en ruta; y

c) La carga, el acarreo y la descarga de las remesas serán supervisadas por personas espe-cializadas en el transporte de materiales radiactivos.

Requisitos complementarios relativos al transporte por vía aérea

576. En las aeronaves de pasajeros no se transportarán bultos del Tipo B(M) ni remesas en la modalidad de uso exclusivo.

577. No se transportarán por vía aérea bultos del Tipo B(M) con venteo, bultos que requieran refri-geración externa mediante un sistema auxiliar de refrigeración, bultos sometidos a controles ope-racionales durante su transporte, ni bultos que contengan materiales pirofóricos líquidos.

578. A no ser en virtud de arreglos especiales, no se transportarán por vía aérea los bultos o so-breenvases que en su superficie tengan un nivel de radiación superior a 2 mSv/h.

Requisitos complementarios relativos al transporte por correo

579. Las autoridades postales nacionales podrán aceptar para su despacho y distribución en el interior de sus respectivos países las remesas que se ajusten a los requisitos del párrafo 515, y en las cuales la actividad del contenido radiactivo no exceda de un décimo de los límites prescritos en el Cuadro III, a reserva de que reúnan los requisitos complementarios que dichas autoridades ha-yan podido establecer.

580. Las remesas que se ajusten a los requisitos del párrafo 515, y en las cuales la actividad del contenido radiactivo no exceda de un décimo de los límites prescritos en el Cuadro III, podrán ser aceptadas para su circulación y distribución postal internacional con sujeción, en particular, a las siguientes normas complementarias, establecidas en los documentos (Acts) de la Unión Postal Universal:

a) Sólo podrán entregarlas a los servicios postales aquellos remitentes expresamente autori-zados por las autoridades nacionales;

b) Se despacharán utilizando la ruta más rápida, normalmente por vía aérea; c) Habrán de ir marcadas de manera clara y duradera en su parte exterior con la inscripción

“MATERIALES RADIACTIVOS - CANTIDADES PERMITIDAS PARA CIRCULACIÓN Y DISTRIBUCIÓN POSTAL”; esa inscripción será tachada cuando se devuelva el embalaje vacío;

d) Deberán llevar en la parte exterior el nombre y la dirección del remitente, con la indicación de que se proceda a la devolución de la remesa de no poder efectuarse su entrega al des-tinatario; y

e) En el embalaje interno se hará constar el nombre y la dirección del remitente, así como el contenido de la remesa.

FORMALIDADES ADUANERAS

581. Las formalidades aduaneras que entrañen la inspección del contenido radiactivo de un bulto se efectuarán exclusivamente en un lugar dotado de medios adecuados de protección radiológica y en presencia de especialistas. Todo bulto abierto para cumplir esas formalidades se dejará, an-tes de su envío al destinatario, en el mismo estado en que se hallaba antes de abrirlo.

71/114

REMESAS QUE NO PUEDAN ENTREGARSE

582. En aquellos casos en que no se pueda entregar una remesa, ésta se colocará en lugar segu-ro y se informará a la autoridad competente lo antes posible, pidiendo instrucciones sobre las me-didas a adoptar ulteriormente.

72/114

73/114

Sección VI

REQUISITOS RELATIVOS A LOS MATERIALES RADIACTIVOS Y A LOS EMBALAJES Y BULTOS

REQUISITOS RELATIVOS A LOS MATERIALES RADIACTIVOS

Requisitos relativos a los materiales BAE-III

601. Los materiales BAE-III serán sólidos de naturaleza tal que, si el contenido total de un bulto se somete al ensayo especificado en el párrafo 703, la actividad en el agua no exceda de 0,1 A2.

Requisitos relativos a materiales radiactivos en forma especial

602. Los materiales radiactivos en forma especial tendrán como mínimo una dimensión no inferior a 5 mm.

603. Los materiales radiactivos en forma especial serán de tal naturaleza o estarán diseñados de tal manera que si se someten a los ensayos especificados en los párrafos 704 a 711 cumplan los siguientes requisitos:

a) No se romperán ni fracturarán cuando se les someta a los ensayos de impacto, percusión o flexión especificados en los párrafos 705 a 707 y 709 apartado a) según proceda;

b) No se fundirán ni dispersarán cuando se les someta al ensayo térmico especificado en el párrafo 708 o en el apartado b) del párrafo 709, según proceda; y

c) La actividad en el agua proveniente de los ensayos de lixiviación especificados en los pá-rrafos 710 y 711 no excederá de 2 kBq; o alternativamente, para fuentes selladas, la tasa de fuga correspondiente al ensayo de evaluación por fugas volumétricas especificado en el documento ISO 9978: “Radiation Protection - Sealed Radioactive Sources - Leakage Test Methods” [8] de la Organización Internacional de Normalización (ISO), no excederá del umbral de aceptación aplicable que sea admisible para la autoridad competente.

604. Cuando una cápsula sellada forme parte integrante de los materiales radiactivos en forma especial, la cápsula estará construida de manera que solo pueda abrirse destruyéndola.

Requisitos relativos a los materiales radiactivos de baja dispersión

605. Los materiales radiactivos de baja dispersión serán de tal naturaleza que la totalidad de estos materiales radiactivos contenidos en un bulto cumpla los siguientes requisitos:

a) El nivel de radiación a 3 m de distancia de los materiales radiactivos sin blindaje no exce-derá de 10 mSv/h;

b) Cuando se les someta a los ensayos especificados en los párrafos 736 y 737, la liberación en suspensión en el aire en forma gaseosa y de partículas de un diámetro aerodinámico equivalente de hasta 100 µm no excederá de 100 A2. Podrá utilizarse un espécimen distin-to para cada ensayo; y

c) Cuando se les someta al ensayo especificado en el párrafo 703, la actividad en el agua no excederá de 100 A2. En la aplicación de este ensayo se tendrán en cuenta los efectos no-civos de los ensayos especificados en el apartado b) precedente.

74/114

REQUISITOS GENERALES RELATIVOS A TODOS LOS EMBALAJES Y BULTOS

606. El bulto se diseñará de manera que pueda manipularse y transportarse con facilidad y seguri-dad teniendo en cuenta su masa, volumen y forma. Además, el bulto deberá diseñarse de modo que pueda sujetarse debidamente dentro o sobre el medio de transporte durante el transporte.

607. El diseño será de naturaleza tal que cualquier dispositivo de enganche que pueda llevar el bulto para izarlo, no falle cuando se utilice debidamente, y que, de producirse el fallo de dicho dis-positivo, no sufra menoscabo la capacidad del bulto para satisfacer otros requisitos del presente Reglamento. En el diseño se tendrán en cuenta los coeficientes de seguridad apropiados en previ-sión de maniobras de izado brusco.

608. Los dispositivos de enganche y cualesquiera otros que lleven los bultos en su superficie exte-rior para las operaciones de izado estarán diseñados de manera que puedan soportar la masa total del bulto, de conformidad con los requisitos del párrafo 607, o se puedan desmontar o dejar inoperantes durante el transporte.

609. En la medida de lo posible, las superficies externas del embalaje estarán diseñadas y termi-nadas de modo que no tengan partes salientes y que puedan descontaminarse fácilmente.

610. En la medida de lo posible, la capa externa del bulto se diseñará de manera que no recoja ni retenga el agua.

611. Los elementos que durante el transporte se añadan a los bultos y que no formen parte de estos no deberán menoscabar su seguridad.

612. Los bultos deberán resistir los efectos de toda aceleración, vibración o resonancia vibratoria que pueda producirse en las condiciones de transporte rutinario sin que disminuya la eficacia de los dispositivos de cierre de los diversos recipientes ni se deteriore la integridad del bulto en su conjunto. En particular, las tuercas, los pernos y otros dispositivos de sujeción estarán diseñados de forma que no puedan aflojarse ni soltarse accidentalmente, ni siquiera después de un uso repe-tido.

613. Los materiales de que se componga el embalaje, así como todos sus componentes o estruc-turas, tendrán que ser física y químicamente compatibles entre sí y con el contenido radiactivo. Deberá tenerse en cuenta su comportamiento bajo irradiación.

614. Todas las válvulas a través de las cuales pueda escapar el contenido radiactivo, se protege-rán contra la manipulación no autorizada.

615. En el diseño del bulto se tendrán en cuenta las temperaturas y las presiones ambiente que probablemente se den durante el transporte en condiciones rutinarias.

616. En el diseño de bultos para materiales radiactivos que tengan otras propiedades peligrosas se tendrán en cuenta esas propiedades (véanse los párrafos 109 y 507).

REQUISITOS COMPLEMENTARIOS RELATIVOS A BULTOS TRANSPORTADOS POR VÍA AÉREA

617. En el caso de bultos destinados al transporte por vía aérea, la temperatura de las superficies accesibles no excederá de 50°C, con una temperatura ambiente de 38°C, sin tener en cuenta la irradiación solar.

618. Los bultos destinados al transporte por vía aérea deberán estar diseñados de manera que no sufra menoscabo la integridad de la contención si se exponen a temperaturas ambiente compren-didas entre –40°C y +55°C.

75/114

619. Los bultos que contengan materiales radiactivos destinados al transporte por vía aérea debe-rán tener un sistema de contención capaz de resistir, sin que resulten fugas, aun cuando la presión ambiente descienda hasta 5 kPa.

REQUISITOS RELATIVOS A LOS BULTOS EXCEPTUADOS

620. Los bultos exceptuados deberán diseñarse de conformidad con los requisitos especificados en los párrafos 606 a 616 y además con los requisitos especificados en los párrafos 617 a 619, si se acarrean por vía aérea.

REQUISITOS RELATIVOS A LOS BULTOS INDUSTRIALES

Requisitos relativos a los bultos industriales del Tipo 1 (Tipo BI-1)

621. Los bultos industriales del Tipo 1 (Tipo BI-1) deberán diseñarse de modo que cumplan los requisitos especificados en los párrafos 606 a 616 y 634, y, además, los requisitos especificados en los párrafos 617 a 619, si se acarrean por vía aérea.


622. Para ser calificado como bulto industrial del Tipo 2 (Tipo BI-2), el bulto se diseñará de modo que cumpla los requisitos para el Tipo BI-1 especificados en el párrafo 621 y, además, si se some-te a los ensayos especificados en los párrafos 722 y 723 se impida:

a) pérdida o dispersión del contenido radiactivo; y b) pérdida de integridad del blindaje que produzca más de un 20% de aumento del nivel de

radiación en cualquier superficie externa del bulto.


623. Para ser calificado como bulto industrial del Tipo 3 (Tipo BI-3), el bulto se diseñará de modo que cumpla los requisitos relativos al Tipo BI-1 según se especifican en el párrafo 621 y, además, los requisitos especificados en los párrafos 634 a 647.

Requisitos alternativos aplicables a los bultos industriales de los Tipos 2 y 3 (Tipo BI-2 y Tipo BI-3)

624. Los bultos pueden utilizarse como bultos industriales del Tipo 2 (Tipo BI-2) siempre que:

a) satisfagan los requisitos para los Tipo BI-1 especificados en el párrafo 621; b) se diseñen de conformidad con las normas prescritas en el capítulo referente a las Reco-

mendaciones generales relativas al embalaje/envasado incluidas en las Recomendaciones de las Naciones Unidas relativas al Transporte de Mercancías Peligrosas [7] o con otras normas, como mínimo equivalentes a ellas; y

c) cuando se sometan a los ensayos especificados para el Grupo de embalaje/envasado I o II de las Naciones Unidas, se impida:

i) pérdida o dispersión del contenido radiactivo, y ii) pérdida de integridad del blindaje que produzca más de un 20% de aumento del

nivel de radiación en cualquier superficie externa del bulto.

625. Los contenedores cisterna pueden utilizarse también como bultos industriales de los Tipos 2 ó 3 (Tipo BI-2 o Tipo BI-3) siempre que:

76/114

a) satisfagan los requisitos para los Tipo BI-1 especificados en el párrafo 621; b) se diseñen de conformidad con las normas prescritas en el capítulo sobre Recomendacio-

nes relativas al transporte multimodal de contenedores cisterna de las Recomendaciones relativas al Transporte de Mercancías Peligrosas de las Naciones Unidas [7] o con otras normas, como mínimo equivalentes a ellas, y puedan resistir una presión de ensayo de 265 kPa; y

c) se diseñen de manera que todo blindaje adicional incorporado sea capaz de resistir los esfuerzos estáticos y dinámicos resultantes de la manipulación normal y de las condicio-nes rutinarias de transporte y de impedir una pérdida de integridad del blindaje que pro-duzca un aumento superior al 20% en el nivel de radiación en cualquier superficie externa de los contenedores cisterna.

626. Las cisternas, que no sean contenedores cisterna, pueden utilizarse también como bultos industriales de los Tipos 2 ó 3 (Tipo BI-2 o Tipo BI-3) para transportar líquidos y gases BAE-I y BAE-II, según se prescribe en el Cuadro IV, siempre que cumplan normas equivalentes, como mínimo, a las prescritas en el párrafo 625.

627. Los contenedores pueden utilizarse también como bultos industriales de los Tipos 2 ó 3 (Tipo BI-2 o Tipo BI-3), siempre que:

a) el contenido radiactivo se limite a materiales sólidos; b) satisfagan los requisitos relativos al Tipo BI-1 especificados en el párrafo 621; y c) estén diseñados de conformidad con los requisitos prescritos en el documento de la Orga-

nización Internacional de Normalización ISO 1496/1: “Series 1 Freight Containers - Speci-fications and Testing - Part 1: General Cargo Containers” [9] excluidas las dimensiones y masa bruta máxima. Deberán diseñarse de modo que, si se someten a los ensayos pres-critos en dicho documento y a las aceleraciones producidas durante el transporte en con-diciones rutinarias, se impida:

i) pérdida o dispersión del contenido radiactivo, y ii) pérdida de la integridad del blindaje que produzca un aumento superior al 20% en

el nivel de radiación en cualquier superficie externa de los contenedores.

628. Los recipientes intermedios para graneles metálicos pueden utilizarse también como bultos industriales de los Tipos 2 ó 3 (Tipo BI-2 o Tipo BI-3), siempre que:

a) satisfagan los requisitos relativos al Tipo BI-1 especificados en el párrafo 621; y b) estén diseñados de conformidad con las normas prescritas en el capítulo referente a las

Recomendaciones relativas a los recipientes intermedios para graneles (RIG) incluidas en las Recomendaciones de las Naciones Unidas relativas al Transporte de Mercancías Peli-grosas [7], para el Grupo de embalaje/envasado I o II, y de modo que, si se someten a los ensayos prescritos en dicho documento, pero realizando la prueba de caída en las condi-ciones más adversas, se impida:

i) pérdida o dispersión del contenido radiactivo, y ii) pérdida de la integridad del blindaje que produzca un aumento superior al 20% en

el nivel de radiación en cualquier superficie externa de los recipientes intermedios para graneles.

REQUISITOS RELATIVOS A LOS BULTOS QUE CONTENGAN HEXAFLUORURO DE URANIO

629. Salvo en los casos en que lo permita el párrafo 632, el hexafluoruro de uranio se deberá em-balar y transportar de conformidad con las disposiciones del documento ISO 7195 de la Organiza-ción Internacional de Normalización: “Packaging of uranium hexafluoride (UF6) for transport” [10], y con los requisitos especificados en los párrafos 630 y 631. Los bultos deberán también satisfacer los requisitos prescritos en otras partes del presente Reglamento que se refieren a las propieda-des radiactivas y fisionables de los materiales.

77/114

630. Todo bulto diseñado para contener 0,1 kg o una cantidad superior de hexafluoruro de uranio deberá diseñarse de modo que satisfaga los siguientes requisitos:

a) Superar el ensayo estructural especificado en el párrafo 718 sin que se produzcan fugas ni tensiones inaceptables, según se especifica en el documento ISO 7195 [10] de la Organi-zación Internacional de Normalización;

b) Superar el ensayo especificado en el párrafo 722 sin que resulte pérdida o dispersión del hexafluoruro de uranio; y

c) Superar el ensayo especificado en el párrafo 728 sin que se produzca rotura del sistema de contención.

631. Los bultos diseñados para contener 0,1 kg o una cantidad superior de hexafluoruro de uranio no deberán estar dotados de dispositivos de alivio de presión.

632. Con sujeción a la aprobación de la autoridad competente, los bultos diseñados para contener 0,1 kg o una cantidad superior de hexafluoruro de uranio pueden transportarse siempre que:

a) los bultos estén diseñados de conformidad con requisitos distintos de los prescritos en el documento ISO 7195 [10] y en los párrafos 630 y 631, aunque ajustándose en la mayor medida posible a los requisitos establecidos en los párrafos 630 y 631;

b) los bultos estén diseñados para resistir una presión de ensayo inferior a 2,76 MPa sin que resulten fugas ni tensiones inaceptables, según se especifica en el párrafo 718; o

c) tratándose de bultos diseñados para contener 9000 kg o una cantidad superior de hexa-fluoruro de uranio, los bultos no satisfagan el requisito especificado en el apartado c) del párrafo 630.

REQUISITOS RELATIVOS A LOS BULTOS DEL TIPO A

633. Los bultos del Tipo A se diseñarán de modo que cumplan los requisitos especificados en los párrafos 606 a 616 y, además, los requisitos de los párrafos 617 a 619 si se acarrean por vía aé-rea, y los de los párrafos 634 a 649.

634. La menor dimensión total externa del bulto no será inferior a 10 cm.

635. Todo bulto llevará en su parte externa un precinto o sello que no se rompa fácilmente y que, mientras permanezca intacto, sea prueba de que el bulto no ha sido abierto.

636. Todos los dispositivos para fijación del bulto estarán diseñados de manera tal que, tanto en condiciones de transporte normales como en condiciones de accidente, las fuerzas actuantes en dichos dispositivos no disminuyan la capacidad del bulto para cumplir los requisitos del presente Reglamento.

637. Al diseñar los bultos, se deberán tener en cuenta respecto de los componentes del embalaje las temperaturas comprendidas entre –40°C y +70°C. Deberá prestarse especial atención a las temperaturas de congelación, cuando el contenido sea líquido, y al posible deterioro de los mate-riales del embalaje dentro del citado intervalo de temperaturas.

638. Las técnicas de diseño y de fabricación se ajustarán a las normas nacionales o internaciona-les o a otras normas aceptables para la autoridad competente.

639. El diseño comprenderá un sistema de contención firmemente cerrado, con un cierre de segu-ridad que no pueda abrirse sin querer ni por efecto de la presión que pueda desarrollarse en el interior del bulto.

640. Los materiales radiactivos en forma especial podrán considerarse como un componente del sistema de contención.

78/114

641. Si un sistema de contención constituye una unidad separada del bulto, deberá poder cerrarse firmemente mediante un cierre de seguridad independiente de las demás partes del embalaje.

642. En el diseño de todos los componentes del sistema de contención se tendrá presente, cuan-do proceda, la descomposición radiolítica de los líquidos y otros materiales vulnerables y la gene-ración de gases por reacción química y radiólisis.

643. El sistema de contención deberá retener su contenido radiactivo aun cuando la presión am-biente descienda hasta 60 kPa.

644. Todas las válvulas que no sean las de alivio de la presión, irán alojadas dentro de un recep-táculo que retenga todo escape procedente de la válvula.

645. Todo blindaje contra las radiaciones en el que vaya incorporado un componente del bulto, especificado como parte del sistema de contención, estará diseñado de manera que resulte impo-sible que dicho componente se separe fortuitamente del blindaje. Si éste y el componente incorpo-rado constituyen una unidad separada, el blindaje contra las radiaciones deberá poder cerrarse firmemente con un cierre de seguridad independiente de los demás elementos del embalaje.

646. Los bultos se diseñarán de manera tal que si se someten a los ensayos especificados en los párrafos 719 a 724, se impida:

a) pérdida o dispersión del contenido radiactivo; y

b) pérdida de la integridad del blindaje que suponga más de un 20% de aumento del nivel de radiación en cualquier superficie externa del bulto.

647. En el diseño de un bulto para contener materiales radiactivos líquidos se deberá prever un saldo o exceso de volumen destinado a acomodar tanto las variaciones del contenido debidas a cambios de temperatura, como a efectos dinámicos y de dinámica de llenado.

648. Además, los bultos del Tipo A diseñados para contener líquidos deberán:

a) Ser adecuados para cumplir las condiciones prescritas en el párrafo 646, si los bultos se someten a los ensayos especificados en el párrafo 725; y

b) O bien

i) estar provistos de material absorbente suficiente para absorber el doble del volu-men del contenido líquido. El material absorbente ha de estar dispuesto de manera adecuada para que entre en contacto con el líquido en caso de escape, o bien

ii) estar provistos de un sistema de contención constituido por componentes prima-rios de contención interior y componentes secundarios de contención exterior di-señados de modo que se asegure la retención del contenido líquido en los compo-nentes secundarios de contención exterior, incluso si se producen escapes en los componentes primarios de contención interior.

649. Los bultos diseñados para contener gases deberán ser tales que hagan imposible la pérdida o dispersión del contenido radiactivo, si se someten a los ensayos especificados en el párrafo 725. Los bultos del Tipo A destinados a contener gas tritio o gases nobles quedarán exceptuados de este requisito.

REQUISITOS RELATIVOS A LOS BULTOS DEL TIPO B(U)

650. Los bultos del Tipo B(U) se diseñarán de modo que se ajusten a los requisitos especificados en los párrafos 606 a 616, a los de los párrafos 617 a 619, si se transportan por vía aérea, y a los de los párrafos 634 a 647, sin perjuicio de lo especificado en el apartado a) del párrafo 646 y, además, a los requisitos especificados en los párrafos 651 a 664.

651. Los bultos se diseñarán de modo que, en las condiciones ambientales que se especifican en los párrafos 653 y 654, el calor generado en el interior del bulto por su contenido radiactivo no

79/114

afecte desfavorablemente al bulto, en condiciones normales de transporte como se demuestra mediante los ensayos indicados en los párrafos 719 a 724, de manera que el bulto deje de cumplir los requisitos correspondientes en lo que respecta a la contención y al blindaje si se deja abando-nado durante un período de una semana. Se prestará especial atención a los efectos del calor que puedan:

a) alterar la disposición, la forma geométrica o el estado físico del contenido radiactivo o, si los materiales radiactivos se encuentran encerrados en un recipiente o revestimiento (por ejemplo, elementos combustibles envainados), provocar la deformación o fusión del reci-piente, del material de revestimiento o del propio material radiactivo; o

b) aminorar la eficacia del embalaje por dilatación térmica diferencial o por fisuración o por fusión del material de blindaje contra las radiaciones; o

c) en combinación con la humedad, acelerar la corrosión.

652. Salvo lo dispuesto en el párrafo 617 para un bulto transportado por vía aérea, los bultos se diseñarán de modo que, en las condiciones ambientales que se especifican en el párrafo 653, la temperatura en las superficies accesibles de un bulto no exceda de 50°C, a menos que el bulto se transporte según la modalidad de uso exclusivo.

653. La temperatura ambiente se supondrá que es de 38°C.

654. Se supondrá que las condiciones de irradiación solar son las especificadas en el Cuadro XI.

CUADRO XI. DATOS RELATIVOS A LA IRRADIACION SOLAR

Forma y posición de la superficie Irradiación solar para 12 horas por día

(W/m2)

Superficies planas transportadas horizontalmente:

- base

- otras superficies

nula

800

Superficies planas no transportadas horizontalmente:

- cada superficie

200a

Superficies curvas 400a

a Como alternativa, se puede recurrir a una función sinusoidal, adoptándose un coeficiente de ab-sorción y despreciándose los efectos de una posible reflexión proveniente de los objetos conti-guos.

655. Los bultos provistos de protección térmica con objeto de satisfacer los requisitos del ensayo térmico especificado en el párrafo 728, se diseñarán de modo que tal protección conserve su efi-cacia si se someten los bultos a los ensayos especificados en los párrafos 719 a 724 y en los apartados a) y b) o apartados b) y c), según proceda, del párrafo 727. Cualquier protección de esta naturaleza en el exterior de los bultos no deberá perder su eficacia en caso de desgarramiento, corte, arrastre, abrasión o manipulación brusca.

656. Los bultos se diseñarán de modo que si se les somete a:

a) Los ensayos especificados en los párrafos 719 a 724, la pérdida de contenido radiactivo no sea superior a 10-6 A2 por hora; y

80/114

b) Los ensayos especificados en los párrafos 726, 727 apartado b), 728 y 729, y los ensayos en i) el párrafo 727 apartado c), cuando el bulto tenga una masa no superior a los 500 kg,

una densidad general no superior a 1000 kg/m3 basándose en las dimensiones ex-ternas, y un contenido radiactivo superior a 1000 A2, que no esté constituido por materiales radiactivos en forma especial, o

ii) el párrafo 727 apartado a) para todos los demás bultos, se ajusten a los siguientes requisitos: i) los bultos queden con suficiente blindaje para asegurar que el nivel de ra-

diación a 1 m de su superficie no exceda de 10 mSv/h con el contenido ra-diactivo máximo para el cual están diseñados los bultos; y

ii) la pérdida acumulada de contenido radiactivo en un período de una sema-na no sea superior a 10 A2 para el criptón 85 y a A2 para todos los demás radionucleidos.

Cuando se trate de mezclas de radionucleidos diferentes, se aplicarán las disposiciones de los párrafos 404 a 406, salvo que para el criptón 85 puede utilizarse un valor efectivo de A2(i) igual a 10 A2. En el caso del apartado a) precedente, en la evaluación se tendrán en cuenta los límites de contaminación externa especificados en el párrafo 508.

657. Los bultos de contenido radiactivo con actividad superior a 105 A2 se diseñarán de modo que, si se someten al ensayo reforzado de inmersión en agua especificado en el párrafo 730, no se produzca la rotura del sistema de contención.

658. La observancia de los límites admisibles para la liberación de actividad no deberá depender del empleo de filtros ni de un sistema mecánico de refrigeración.

659. El bulto no llevará incorporado ningún sistema de alivio de la presión del sistema de conten-ción que pueda dar lugar al escape de materiales radiactivos al medio ambiente en las condiciones de los ensayos especificados en los párrafos 719 a 724 y 726 a 729.

660. Los bultos se diseñarán de manera que si se encuentran a la presión normal de trabajo máxima y se someten a los ensayos especificados en los párrafos 719 a 724 y 726 a 729, los nive-les de las tensiones en el sistema de contención no alcancen valores que afecten desfavorable-mente al bulto de modo que éste deje de cumplir los requisitos aplicables.

661. Los bultos no tendrán una presión normal de trabajo máxima superior a una presión manomé-trica de 700 kPa.

662. Salvo lo dispuesto en el párrafo 617 respecto de bultos transportados por vía aérea, la tempe-ratura máxima de cualquier superficie del bulto fácilmente accesible durante el transporte no exce-derá de 85°C en ausencia de irradiación solar en las condiciones ambiente especificadas en el párrafo 653. El bulto deberá transportarse en la modalidad de uso exclusivo, según se estipula en el párrafo 652, si esta temperatura máxima excede de 50°C. Pueden tenerse en cuenta barreras o pantallas destinadas a proteger a las personas sin necesidad de someter dichas barreras o panta-llas a ensayos.

663. Los bultos que contengan materiales radiactivos de baja dispersión se diseñarán de modo que ningún elemento que se incorpore a los materiales radiactivos de baja dispersión que no for-me parte de ellos, ni ningún componente interno del embalaje, afecte desfavorablemente las ca-racterísticas funcionales de los materiales radiactivos de baja dispersión.

664. Los bultos se diseñarán para un intervalo de temperaturas ambiente de –40°C a +38°C.

REQUISITOS RELATIVOS A LOS BULTOS DEL TIPO B(M)

665. Los bultos del Tipo B(M) se ajustarán a los requisitos relativos a los bultos del Tipo B(U) es-pecificados en el párrafo 650, con la excepción de que, en el caso de bultos destinados exclusi-vamente al transporte en el interior de un determinado país o entre países determinados, se pue-

81/114

den suponer, siempre que se cuente con la aprobación de las autoridades competentes de esos países, condiciones diferentes de las indicadas en los párrafos 637, 653, 654 y 657 a 664. En la medida de lo posible, se cumplirán los requisitos relativos a los bultos del Tipo B(U) especificados en los párrafos 657 a 664.

666. Puede permitirse durante el transporte el venteo intermitente de los bultos del Tipo B(M), siempre que los controles operacionales para el venteo sean aceptables para las autoridades competentes pertinentes.

REQUISITOS RELATIVOS A LOS BULTOS DEL TIPO C

667. Los bultos del Tipo C se diseñaran de modo que se ajusten a los requisitos especificados en los párrafos 606 a 619, en los párrafos 634 a 647, sin perjuicio de lo especificado en el apartado a) del párrafo 646 y, además, a los requisitos especificados en los párrafos 651 a 654, en los párra-fos 658 a 664 y también en los párrafos 668 a 670.

668. Los bultos deberán satisfacer los criterios de evaluación prescritos para los ensayos en el apartado b) del párrafo 656 y en el párrafo 660 después de su enterramiento en un medio definido por una conductividad térmica de 0,33 W/(m.K) y una temperatura de 38°C en estado estable. En las condiciones iniciales para la evaluación se supondrá que el aislamiento térmico de los bultos se mantiene intacto, que los bultos se encuentran a la presión normal de trabajo máxima y que la temperatura ambiente es de 38°C.

669. Los bultos se diseñarán de modo que, si se encuentran a la presión normal de trabajo máxi-ma y se someten a:

a) los ensayos especificados en los párrafos 719 a 724, la pérdida de su contenido radiactivo no sea superior a 10-6 A2 por hora; y

b) las secuencias de ensayo indicadas en el párrafo 734, se ajusten a los siguientes requisi-tos:

i) los bultos queden con suficiente blindaje para asegurar que el nivel de radiación a 1 m de su superficie no exceda de 10 mSv/h con el contenido radiactivo máximo para el cual están diseñados los bultos, y

ii) la pérdida acumulada de contenido radiactivo en un período de una semana no sea superior a 10 A2 para el criptón 85 y a A2 para todos los demás radionucleidos.

Cuando se trate de mezclas de radionucleidos diferentes, se aplicarán las disposiciones de los párrafos 404 a 406, salvo que para el criptón 85 puede utilizarse un valor efectivo de A2(i) igual a 10 A2. En el caso del apartado a) precedente, en la evaluación se tendrán en cuenta los límites de contaminación externa especificados en el párrafo 508.

670. Los bultos se diseñarán de modo que, si se someten al ensayo reforzado de inmersión en agua especificado en el párrafo 730, no se produzca la rotura del sistema de contención.

REQUISITOS RELATIVOS A LOS BULTOS QUE CONTENGAN SUSTANCIAS FISIONA-BLES

671. Las sustancias fisionables deberán transportarse de modo que:

a) se mantenga la subcriticidad en las condiciones de transporte normal y en caso de acci-dentes; en particular, deberán tenerse en cuenta las siguientes posibilidades:

i) la penetración o el escape de agua de los bultos, ii) la disminución de la eficacia de los moderadores o absorbentes neutrónicos inclui-

dos en los bultos, iii) la modificación de la disposición del contenido, ya sea dentro del bulto o como

consecuencia de un escape de sustancias del mismo,

82/114

iv) la disminución del espacio dentro de los bultos o entre ellos, v) la inmersión de los bultos en agua o su hundimiento en la nieve, y vi) los cambios de temperatura; y

b) satisfagan los requisitos:

i) estipulados en el párrafo 634 en relación con las sustancias fisionables contenidas en los bultos,

ii) prescritos en otras partes del presente Reglamento en relación con las propieda-des radiactivas de los materiales, y

iii) especificados en los párrafos 673 a 682, a menos que se disponga lo contrario en el párrafo 672.

Excepción de requisitos relativos a los bultos que contengan sustancias fisionables

672. Las sustancias fisionables que se ajusten a una de las disposiciones a) a d) del presente párrafo quedan exceptuadas del requisito de ser transportadas en bultos que satisfagan las nor-mas estipuladas en los párrafos 673 a 682, así como de los demás requisitos del presente Regla-mento aplicables a las sustancias fisionables. Solo se permite un tipo de excepción por remesa.

a) Un límite de masa por remesa tal que:

donde X e Y son los límites de masa definidos en el Cuadro XII, siempre que:

i) cada uno de los bultos no contenga una cantidad superior a 15 g de sustancias fi-sionables; tratándose de materiales sin embalar, esta limitación relativa a la canti-dad se aplicará a la remesa que se acarree dentro del medio de transporte o sobre el mismo, o

CUADRO XII. LÍMITES DE MASA POR REMESA CONSIDERADOS PARA LAS EXCEPCIONES DE LOS REQUISITOS RELATIVOS A LOS BULTOS

QUE CONTENGAN SUSTANCIAS FISIONABLES

Sustancias fisionables

Masa de sustancias fisionables (g) mezclada con sustancias de una

densidad media de hidrógeno inferior o igual a la del agua

Masa de sustancias fisionables (g) mezclada con sustancias de una

densidad media de hidrógeno superior a la del agua

Uranio 235 (X)

Otras sustancias fisionables (Y)

400

250

290

180

ii) las sustancias fisionables sean soluciones o mezclas hidrogenadas homogéneas

en que la razón de nucleidos fisionables a hidrógeno sea inferior a 5% en masa, o bien, que

iii) no haya más de 5 g de sustancias fisionables en cualquier volumen de 10 l de ma-terial.

1Y

(g)sfisionablesustanciasotras demasaX

(g) 235 uraniode masa<+

83/114

Ni el berilio ni el deuterio deberán estar presentes en cantidades que excedan de 0,1% de la masa de sustancias fisionables;

b) El uranio enriquecido en uranio 235 hasta un máximo de 1% en masa, con un contenido total de plutonio y de uranio 233 que no exceda de un 1% de la masa de uranio 235, siem-pre que las sustancias fisionables se encuentren homogéneamente distribuidas por todo el material. Además, si el uranio 235 se halla presente en forma metálica, de óxido o de car-buro, no deberá estar dispuesto en forma de retículo;

c) Las soluciones líquidas de nitrato de uranilo enriquecido en uranio 235 hasta un máximo de un 2% en masa, con un contenido total de plutonio y uranio 233 que no exceda de 0,002% de la masa de uranio, y con una razón atómica mínima del nitrógeno al uranio (N/U) de 2;

d) Los bultos que individualmente no contengan más de 1 kg de plutonio en total, del cual no más de un 20% en masa podrá consistir en plutonio 239, plutonio 241 o cualquier combi-nación de ambos radionucleidos.

Especificación del contenido para las evaluaciones de bultos con contenido de sustancias fisionables

673. En caso de que se desconozca la forma química o física, la composición isotópica, la masa o concentración, la razón de moderación o densidad o la configuración geométrica, las evaluaciones especificadas en los párrafos 677 a 682 se efectuarán suponiendo que cada parámetro descono-cido tiene el valor que da la máxima multiplicación de neutrones compatible con las condiciones y parámetros conocidos en estas evaluaciones.

674. Tratándose del combustible nuclear irradiado, las evaluaciones prescritas en los párrafos 677 a 682 se basarán en una composición isotópica que esté demostrado que produce:

a) La máxima multiplicación de neutrones durante el historial de irradiación, o b) Una estimación conservadora de la multiplicación de neutrones a efectos de evaluar los

bultos. Después de la irradiación y antes de la expedición, se realizará una medición para confirmar si es conservador el valor de la composición isotópica.

Requisitos en cuanto a geometría y temperatura

675. Los embalajes se diseñarán de modo que, si se someten a los ensayos especificados en los párrafos 719 a 724, no permitan la entrada de un cubo de 10 cm.

676. Los bultos se diseñarán para un intervalo de temperaturas ambiente de –40°C a +38°C, a menos que la autoridad competente especifique otra cosa en el certificado de aprobación del dise-ño de los bultos.

Evaluación de un bulto en aislamiento

677. Tratándose de un bulto en aislamiento, se supondrá que el agua puede penetrar o escapar de todos los espacios vacíos del bulto, incluso los situados dentro del sistema de contención. No obs-tante, si el diseño incluye características especiales que impidan la penetración o el escape de agua en algunos de esos espacios vacíos, incluso como consecuencia de un error humano, podrá suponerse que no hay penetración ni escape en lo que respecta a tales espacios vacíos. Estas características especiales deberán incluir:

a) La presencia de barreras múltiples de gran eficacia contra la penetración o escape de agua, cada una de las cuales permanezca estanca si los bultos se someten a los ensayos prescritos en el apartado b) del párrafo 682; un alto grado de control de la calidad en la fa-bricación, mantenimiento y reparación de los embalajes; y ensayos que demuestren la es-tanqueidad de cada bulto antes de cada expedición, o

b) Cuando se trate de bultos que contengan hexafluoruro de uranio solamente:

84/114

i) bultos en los que, después de los ensayos prescritos en el apartado b) del párrafo 682, no haya ningún contacto físico entre la válvula y cualquier otro componente del embalaje que no sea en su punto original de unión y en los que, además, des-pués del ensayo prescrito en el párrafo 728, las válvulas permanezcan estancas; y

ii) un alto grado de control de calidad en la fabricación, mantenimiento y reparación de los embalajes conjuntamente con ensayos para demostrar la estanqueidad de cada bulto antes de cada expedición.

678. Se supondrá que el sistema de confinamiento está rodeado directa y completamente de una reflexión por agua de 20 cm como mínimo o de una reflexión mayor que pueda producir el material circundante del embalaje. No obstante, cuando pueda demostrarse que el sistema de confinamien-to se mantiene dentro del embalaje después de someterse a los ensayos prescritos en el apartado b) del párrafo 682, podrá suponerse en los ensayos prescritos en el apartado c) del párrafo 679 que el bulto está rodeado directa y completamente de una reflexión por agua de 20 cm como mí-nimo.

679. Los bultos deberán ser subcríticos en las condiciones especificadas en los párrafos 677 y 678 y en las condiciones de los bultos que den lugar a la máxima multiplicación de neutrones y compa-tibles con:

a) las condiciones de transporte rutinario (libre de incidentes); b) los ensayos especificados en el apartado b) del párrafo 681; c) los ensayos especificados en el apartado b) del párrafo 682.

680. En el caso de los bultos destinados al transporte por vía aérea:

a) los bultos deberán ser subcríticos en condiciones compatibles con los ensayos prescritos en el párrafo 734, suponiendo una reflexión por agua de 20 cm como mínimo pero sin pe-netración de agua; y

b) no se deberán tener en cuenta las características especiales mencionadas en el párrafo 677 a menos que, después de los ensayos especificados en el párrafo 734 y, posterior-mente, en los especificados en el párrafo 733, se impida la penetración o escape de agua de los espacios vacíos.

Evaluación de conjuntos ordenados de bultos en condiciones normales de transporte

681. Se fijará un número “N” de modo que un número de bultos igual a cinco veces “N”, con la disposición y las condiciones de los bultos que permitan la máxima multiplicación de neutrones, sea subcrítico atendiendo a los requisitos siguientes:

a) No existirá nada entre los bultos y estos estarán rodeados por todos sus lados de una reflexión por agua de 20 cm como mínimo; y

b) El estado de los bultos será la condición evaluada o demostrada si se hubiesen sometido a los ensayos especificados en los párrafos 719 a 724.

Evaluación de los conjuntos ordenados de bultos en condiciones de accidente durante el transporte

682. Se fijará un número “N” de modo que un número de bultos igual al doble de “N” con la dispo-sición y las condiciones de los bultos que permitan la máxima multiplicación de neutrones sea subcrítico atendiendo a los requisitos siguientes:

a) Una moderación hidrogenada entre los bultos y una reflexión por agua de 20 cm como mínimo por todos sus lados; y

b) Los ensayos especificados en los párrafos 719 a 724 seguidos por cualquiera de los ensa-yos que sea más riguroso entre los siguientes:

85/114

i) los ensayos especificados en el apartado b) del párrafo 727 y, o bien los especifi-cados en el apartado c) del párrafo 727 para los bultos con una masa que no ex-ceda de 500 kg y una densidad total que no exceda de 1000 kg/m3 en función de sus dimensiones externas, o los indicados en el apartado a) del párrafo 727 para todos los demás bultos; seguidos por el ensayo especificado en el párrafo 728 y, por último, por los ensayos especificados en los párrafos 731 a 733, o

ii) el ensayo especificado en el párrafo 729; y

c) En caso de que cualquier parte de las sustancias fisionables escape del sistema de con-tención después de los ensayos especificados en el apartado b) del párrafo 682, se su-pondrá que se escapan sustancias fisionables de cada bulto del conjunto ordenado y el to-tal de las sustancias fisionables se ordenará en la configuración y moderación que dé lu-gar a la máxima multiplicación de neutrones con una reflexión por agua completa y directa de 20 cm como mínimo.

86/114

87/114

Sección VII

MÉTODOS DE ENSAYO

DEMOSTRACIÓN DEL CUMPLIMIENTO

701. Se deberá demostrar que se cumplen las normas funcionales estipuladas en la Sección VI haciendo para ello uso de cualesquiera de los métodos que se consignan a continuación o me-diante una combinación de los mismos.

a) Ejecución de ensayos con especímenes que representen materiales BAE-III o materiales radiactivos en forma especial, o materiales radiactivos de baja dispersión o con prototipos o muestras del embalaje, en cuyo caso el contenido del espécimen o del embalaje que se va a ensayar deberá simular con la mayor fidelidad posible el grado previsto de contenido radiactivo; asimismo, dicho espécimen o embalaje a ser ensayado deberá prepararse en la forma en que normalmente se presente para el transporte.

b) Referencia a demostraciones anteriores satisfactorias de índole suficientemente semejan-te.

c) Ejecución de ensayos con modelos de escala conveniente que incorporen aquellas carac-terísticas que sean importantes en relación con el elemento en estudio, siempre que la ex-periencia práctica haya demostrado que los resultados de tales ensayos son apropiados a fines de diseño. Cuando se utilice un modelo a escala, habrá de tenerse presente la nece-sidad de ajustar determinados parámetros de ensayo, tales como el diámetro del penetra-dor o la carga de compresión.

d) Cálculo o argumentación razonada, cuando exista un consenso general de que los méto-dos de cálculo y los parámetros utilizados en los mismos son confiables o conservadores.

702. Tras haber sometido a ensayos el espécimen, prototipo o muestra se utilizarán métodos ade-cuados de evaluación para asegurar de que se han cumplido los requisitos de la presente sección de conformidad con las normas funcionales y de aceptación prescritas en la Sección VI.

ENSAYOS PARA MATERIALES BAE-III

703. Durante 7 días se sumergirá en agua a la temperatura ambiente una muestra de material sólido que represente el contenido total del bulto. El volumen de agua que se utilice en el ensayo será suficiente para tener la certeza de que, al final del período de ensayo de 7 días, el volumen libre de agua restante no absorbida y que no ha reaccionado será, como mínimo, el 10% del volu-men de la propia muestra sólida en ensayo. El agua tendrá un pH inicial de 6 a 8 y una conductivi-dad máxima de 1 mS/m a 20°C. La actividad total del volumen libre de agua deberá medirse tras la inmersión de la muestra de ensayo durante 7 días.

ENSAYOS PARA LOS MATERIALES RADIACTIVOS EN FORMA ESPECIAL

Disposiciones generales

704. Los especímenes que comprendan o simulen materiales radiactivos en forma especial se someterán al ensayo de impacto, el ensayo de percusión, el ensayo de flexión y el ensayo térmico especificados en los párrafos 705 a 709. Se podrá emplear un espécimen diferente en cada uno de los ensayos. Después de cada ensayo, se efectuará sobre el espécimen un ensayo de evalua-ción por lixiviación o un ensayo de fugas volumétricas, por un método que no sea menos sensible

88/114

que los descritos en el párrafo 710 para materiales sólidos no dispersables o en el párrafo 711 para materiales encapsulados.

Métodos de ensayo

705. Ensayo de impacto: Se dejará caer el espécimen sobre el blanco desde una altura de 9 m. El blanco será el definido en el párrafo 717.

706. Ensayo de percusión: El espécimen se colocará sobre una plancha de plomo soportada por una superficie dura y lisa y se golpeará con la cara plana de una barra de acero dulce de manera que se produzca un impacto equivalente al que produciría la caída libre de 1,4 kg desde una altura de 1 m. La cara plana de la barra tendrá 25 mm de diámetro y sus bordes serán redondeados con un radio de (3,0 ± 0,3) mm. El plomo, cuya dureza estará comprendida entre 3,5 y 4,5 de la escala de Vickers y que tendrá un espesor de 25 mm como máximo, cubrirá una superficie mayor que la del espécimen. Si el ensayo se repite, se colocará cada vez el espécimen sobre una parte intacta del plomo. La barra golpeará el espécimen de manera de producir el máximo daño.

707. Ensayo de flexión: Este ensayo es aplicable solamente a aquellas fuentes largas y delgadas que tengan una longitud mínima de 10 cm y una razón longitud/anchura mínima no inferior a 10. El espécimen se fijará rígidamente en posición horizontal por medio de una mordaza, de manera que la mitad de su longitud sobresalga de la cara de la mordaza. La orientación del espécimen será tal que éste experimente un daño máximo si se golpea su extremo libre con la cara plana de una barra de acero. La barra golpeará el espécimen de manera que se produzca un impacto equivalente al que produciría la caída libre de un peso de 1,4 kg desde una altura de 1 m. La parte inferior de la barra tendrá 25 mm de diámetro y sus bordes serán redondeados con un radio de (3,0 ± 0,3) mm.

708. Ensayo térmico: El espécimen se calentará al aire hasta una temperatura de 800°C, se mantendrá a esa temperatura durante 10 minutos y a continuación se dejará enfriar.

709. Los especímenes que comprenden o simulan materiales radiactivos encerrados en una cáp-sula sellada pueden exceptuarse de:

a) Los ensayos prescritos en los párrafos 705 y 706, siempre que la masa de los materiales radiactivos en forma especial sea inferior a 200 g y que en vez de los mismos se sometan al ensayo de impacto Clase 4 prescrito en el documento de la Organización Internacional de Normalización ISO 2919: “Sealed Radioactive Sources - Classification” [11]; y

b) El ensayo prescrito en el párrafo 708, siempre que en vez del mismo se sometan al ensa-yo térmico Clase 6 especificado en el documento de la Organización Internacional de Normalización ISO 2919: “Sealed Radioactive Sources - Classification” [11].

Métodos de evaluación por lixiviación y por fugas volumétricas

710. Cuando se trate de especímenes que comprendan o simulen materiales sólidos no dispersa-bles, se llevará a cabo una evaluación por lixiviación según se indica a continuación:

a) El espécimen se sumergirá durante 7 días en agua a la temperatura ambiente. El volumen de agua que se utilizará en el ensayo será suficiente para tener la certeza de que al final del período de ensayo de 7 días, el volumen libre de agua restante no absorbida y que no ha reaccionado, será, como mínimo, el 10% del volumen de la propia muestra sólida que se somete a ensayo. El agua tendrá un pH inicial de 6 a 8 y una conductividad máxima de 1 mS/m a 20°C.

b) A continuación se calentará el agua con el espécimen hasta una temperatura de (50 ± 5)°C y se mantendrá a esta temperatura durante 4 horas.

c) Se determinará entonces la actividad del agua. d) El espécimen se mantendrá después durante 7 días, como mínimo, en aire en reposo a

una temperatura que no sea inferior a 30°C y una humedad relativa que no sea inferior a 90%.

89/114

e) Seguidamente, se sumergirá el espécimen en agua que reúna las mismas condiciones que se especifican en el anterior apartado a), se calentará el agua con el espécimen hasta (50 ± 5)°C y se mantendrá a esta temperatura durante 4 horas.

f) Se determinará entonces la actividad del agua.

711. En el caso de especímenes que comprenden o simulan materiales radiactivos encerrados en una cápsula sellada, se llevará a cabo una evaluación por lixiviación o por fugas volumétricas se-gún se indica a continuación:

a) La evaluación por lixiviación constará de las siguientes etapas:

i) El espécimen se sumergirá en agua a la temperatura ambiente. El agua tendrá un pH inicial de 6 a 8 y una conductividad máxima de 1 mS/m a 20°C.

ii) El agua con el espécimen se calentará hasta una temperatura de (50 ± 5)°C y se mantendrá a esta temperatura durante 4 horas.

iii) Se determinará entonces la actividad del agua. iv) El espécimen se mantendrá después durante 7 días, como mínimo, en aire en re-

poso a una temperatura que no sea inferior a 30°C y una humedad relativa que no sea inferior a 90%.

v) Se repetirán los procesos de los incisos i), ii) y iii).

b) La evaluación alternativa por fugas volumétricas comprenderá cualesquiera de los ensa-yos prescritos en el documento de la Organización Internacional de Normalización ISO 9978: “Radiation Protection - Sealed Radioactive Sources - Leakage Test Methods” [8], que sean aceptables para la autoridad competente.

ENSAYOS DE MATERIALES RADIACTIVOS DE BAJA DISPERSIÓN

712. Todo espécimen que comprenda o simule materiales radiactivos de baja dispersión deberá someterse al ensayo térmico reforzado que se especifica en el párrafo 736 y al ensayo de impacto que se indica en el párrafo 737. Se podrá emplear un espécimen diferente en cada uno de los ensayos. Después de cada ensayo, el espécimen se someterá al ensayo por lixiviación especifica-do en el párrafo 703. Luego de cada ensayo se determinará si se han cumplido los requisitos per-tinentes indicados en el párrafo 605.

ENSAYOS DE BULTOS

Preparación de los especímenes para su ensayo

713. Se examinarán todos los especímenes antes de someterlos a ensayo, a fin de determinar y registrar posibles defectos o deterioros, en particular:

a) Las divergencias con respecto al diseño; b) Los defectos de fabricación; c) La corrosión u otros deterioros; y d) La distorsión de las características de los componentes.

714. Se especificará claramente el sistema de contención del bulto.

715. Las características externas del espécimen se identificarán con toda claridad, a fin de que sea fácil referirse a cualquier parte de él simple y claramente.

90/114

Ensayo de la integridad del sistema de contención y del blindaje y evaluación de la seguri-dad con respecto a la criticidad

716. Después de cualquiera de los ensayos pertinentes que se especifican en los párrafos 718 a 737:

a) Se determinarán y registrarán los defectos y deterioros; b) Se determinará si se ha conservado la integridad del sistema de contención y del blindaje

en la medida exigida en la Sección VI para el bulto objeto de ensayo; y c) En el caso de bultos que contengan sustancias fisionables, se determinará si son válidas

las hipótesis y condiciones utilizadas en las evaluaciones estipuladas en los párrafos 671 a 682 para uno o más bultos.

Blanco para los ensayos de caída

717. El blanco para los ensayos de caída especificados en los párrafos 705, 722, 725 apartado a), 727, 735 y 737 consistirá en una superficie horizontal y plana de naturaleza tal que cualquier in-cremento de su resistencia al desplazamiento o a la deformación al producirse el impacto con el espécimen no dé lugar a un aumento significativo de los daños experimentados por dicho espéci-men.

Ensayo de embalajes diseñados para contener hexafluoruro de uranio

718. Los especímenes que comprendan o simulen embalajes diseñados para contener 0,1 kg o una cantidad superior de hexafluoruro de uranio deberán someterse a ensayos hidráulicos a una presión interna de 1,38 MPa como mínimo, pero cuando la presión de ensayo sea inferior a 2,76 MPa, el diseño deberá ser objeto de aprobación multilateral. Para volver a ensayar los embalajes podrán aplicarse cualesquiera otros ensayos no destructivos equivalentes a condición de que se sometan a aprobación multilateral.

Ensayos encaminados a demostrar la capacidad de soportar las condiciones normales de transporte

719. Estos ensayos son: el ensayo de aspersión con agua, el ensayo de caída libre, el ensayo de apilamiento y el ensayo de penetración. Especímenes de los bultos se someterán a los ensayos de caída libre, apilamiento y penetración, precedido cada uno de ellos de un ensayo de aspersión con agua. Puede utilizarse un espécimen para todos los ensayos, siempre que se cumplan los requisitos del párrafo 720.

720. El intervalo de tiempo que medie entre la conclusión del ensayo de aspersión con agua y el ensayo siguiente deberá ser tal que el agua haya quedado embebida al máximo, sin que se pro-duzca una desecación apreciable del exterior del espécimen. A falta de toda prueba en contrario, se adoptará un intervalo de dos horas, en el caso de que la aspersión con agua se aplique simul-táneamente desde las cuatro direcciones. Ahora bien, no deberá mediar intervalo de tiempo algu-no si la aspersión con agua se aplica consecutivamente desde cada una de las cuatro direcciones.

721. Ensayo de aspersión con agua: El espécimen se someterá a aspersión con agua que simu-le la exposición a una lluvia de aproximadamente 5 cm por hora durante una hora como mínimo.

722. Ensayo de caída libre: Se dejará caer el espécimen sobre el blanco de manera que experi-mente el máximo daño por lo que respecta a las características de seguridad a ser ensayadas.

a) La altura de caída, medida entre el punto inferior del espécimen y la superficie superior del blanco, no será menor que la distancia especificada en el Cuadro XIII para la masa aplica-ble. El blanco será el definido en el párrafo 717.

91/114

b) Cuando se trate de bultos paralelepipédicos rectangulares de cartón de fibra o de madera, cuya masa no exceda de 50 kg, se someterá un espécimen por separado a un ensayo de caída libre sobre cada uno de sus vértices desde una altura de 0,3 m.

c) Cuando se trate de bultos cilíndricos de cartón de fibra, cuya masa no exceda de 100 kg, se someterá un espécimen por separado a un ensayo de caída libre sobre cada uno de los cuadrantes de ambos contornos circulares desde una altura de 0,3 m.

723. Ensayo de apilamiento: A menos que la forma del embalaje impida realmente el apilamien-to, el espécimen se someterá durante 24 horas a una carga de compresión igual a la mayor de las siguientes:

a) La equivalente a 5 veces la masa real del bulto; y b) La equivalente al producto de 13 kPa por el área de la proyección vertical del bulto.

La carga se aplicará uniformemente sobre dos lados opuestos del espécimen, uno de los cuales será la base sobre la que normalmente descanse el bulto.

CUADRO XIII. ALTURA EN CAÍDA LIBRE PARA EL ENSAYO DE BULTOS EN CONDICIONES NORMALES DE TRANSPORTE

Masa del bulto (kg) Altura de caída libre (m)

masa del bulto < 5 000

5 000 ≤ masa del bulto < 10 000

10 000 ≤ masa del bulto < 15 000

15 000 ≤ masa del bulto

1,2

0,9

0,6

0,3

724. Ensayo de penetración: El espécimen se colocará sobre una superficie rígida, plana y hori-zontal que permanezca prácticamente inmóvil mientras se esté realizando el ensayo.

a) Una barra de 3,2 cm de diámetro con el extremo inferior hemisférico y una masa de 6 kg, se dejará caer, dirigiéndola convenientemente para que su eje longitudinal permanezca vertical, sobre el centro de la parte más débil del espécimen, de manera que, de penetrar lo suficiente, llegue hasta el sistema de contención. La barra no deberá experimentar una deformación considerable como consecuencia de la ejecución del ensayo.

b) La altura de caída de la barra, medida entre su extremo inferior y el punto de impacto pre-visto en la superficie superior del espécimen, será de 1 m.

Ensayos complementarios para los bultos del Tipo A diseñados para contener líquidos y gases

725. Se someterán un espécimen o especímenes separados a cada uno de los ensayos indicados a continuación, a menos que se pueda demostrar que uno de estos ensayos es más riguroso que el otro para el espécimen de que se trate, en cuyo caso se someterá un solo espécimen al ensayo más riguroso:

a) Ensayo de caída libre: Se dejará caer el espécimen sobre el blanco de manera que expe-rimente el máximo daño por lo que respecta a la contención. La altura de caída, medida entre el extremo inferior del espécimen y la superficie superior del blanco, será de 9 m. El blanco será el definido en el párrafo 717.

b) Ensayo de penetración: El espécimen se someterá al ensayo especificado en el párrafo 724, con la excepción de que la altura de caída se aumentará a 1,7 m en lugar de 1 m co-mo se especifica en el apartado b) de dicho párrafo 724.

92/114

Ensayos encaminados a demostrar la capacidad de soportar las condiciones de accidente durante el transporte

726. El espécimen se someterá a los efectos acumulados de los ensayos especificados en los párrafos 727 y 728, en dicho orden. Tras estos ensayos, ya sea el mismo espécimen o un espéci-men por separado se someterá al (los) efecto(s) de(l) (los) ensayo(s) de inmersión en agua especi-ficados en el párrafo 729 y, si procede, en el párrafo 730.

727. Ensayo mecánico: El ensayo mecánico consistirá en tres ensayos de caída diferentes. Cada espécimen se someterá a las caídas aplicables según se especifica en el párrafo 656 o en el pá-rrafo 682. El orden en que se someta el espécimen a las pruebas de caída deberá escogerse de manera que, tras la ejecución del ensayo mecánico, los daños que experimente sean tales que den lugar a un daño máximo en el subsiguiente ensayo térmico:

a) En la caída I, se dejará caer el espécimen sobre el blanco de manera que experimente el máximo daño; la altura de caída, medida entre el extremo inferior del espécimen y la su-perficie superior del blanco, será de 9 m. El blanco tendrá las mismas características que el descrito en el párrafo 717.

b) En la caída II, el espécimen se dejará caer, de modo que experimente el daño máximo, sobre una barra rígidamente montada y perpendicular al blanco. La altura de caída, medi-da entre el punto del espécimen en que se pretende que se produzca el impacto y la su-perficie superior de la barra será de 1 m. La barra será maciza, de acero dulce, con una sección circular de (15,0 ± 0,5) cm de diámetro, y de 20 cm de longitud, a menos que una barra más larga pueda causar un daño mayor, en cuyo caso se empleará una barra de longitud suficiente para causar el daño máximo. La superficie superior de la barra será plana y horizontal, y sus bordes serán redondeados, con un radio no superior a 6 mm. El blanco en el que esté montada la barra tendrá las mismas características que el descrito en el párrafo 717.

c) En la caída III, el espécimen se someterá a un ensayo de aplastamiento dinámico colo-cándolo sobre el blanco de modo que sufra el daño máximo por la caída de una masa de 500 kg desde una altura de 9 m sobre el espécimen. La masa consistirá en una placa maci-za de acero dulce de 1 m por 1 m que caerá en posición horizontal. La altura de caída se medirá entre la cara inferior de la placa y el punto más alto del espécimen. El blanco sobre el que repose el espécimen tendrá las mismas características que el descrito en el párrafo 717.

728. Ensayo térmico: El espécimen estará en condiciones de equilibrio térmico a una temperatu-ra ambiente de 38°C, sometido a las condiciones de la irradiación solar especificadas en el Cuadro XI y a la tasa máxima de diseño de generación de calor en el interior del bulto producido por el contenido radiactivo. Como alternativa, se permite que cualquiera de estos parámetros posea dis-tintos valores antes y durante el ensayo, siempre que se tengan debidamente en cuenta en la eva-luación ulterior del comportamiento del bulto.

El ensayo térmico consistirá en lo siguiente:

a) La exposición del espécimen durante un período de 30 minutos a un medio térmico que aporte un flujo de calor que equivalga, como mínimo, al de la combustión en aire de un combustible hidrocarburado en condiciones ambientales suficientemente en reposo como para alcanzar un coeficiente de emisión medio de la llama de 0,9 como mínimo, y una temperatura media de 800°C, como mínimo, que rodee totalmente el espécimen, con un coeficiente de absorción superficial de 0,8 o bien el valor que se pueda demostrar que ten-drá el bulto si se expone a un fuego de las características especificadas, a lo que seguirá:

b) La exposición del espécimen a una temperatura ambiente de 38°C sometido a las condi-ciones de la irradiación solar especificadas en el Cuadro XI y a la tasa máxima de diseño de generación de calor en el interior del bulto producido por el contenido radiactivo durante suficiente tiempo para garantizar que las temperaturas en el espécimen disminuyan uni-formemente y/o se acerquen a las condiciones iniciales de estado estacionario. Como al-ternativa, se permite que cualquiera de estos parámetros posea distintos valores después de que cese el aporte de calor, siempre que se tengan debidamente en cuenta en la eva-luación posterior del comportamiento del bulto.

93/114

Durante el ensayo y después de él no se enfriará el espécimen artificialmente y se permitirá que prosiga naturalmente cualquier combustión de sus materiales.

729. Ensayo de inmersión en agua: El espécimen se sumergirá bajo una columna de agua de, como mínimo, 15 m durante un período no inferior a 8 horas en la posición que produzca el daño máximo. A los efectos de demostración, se considerará que cumple dichas condiciones una pre-sión externa manométrica de, como mínimo, 150 kPa.

Ensayo reforzado de inmersión en agua aplicable a los bultos del Tipo B(U) y del Tipo B(M) que contengan más de 105 A2 y a los bultos del Tipo C

730. Ensayo reforzado de inmersión en agua: El espécimen se sumergirá bajo una columna de agua de, como mínimo, 200 m, durante un período no inferior a una hora. A los efectos de demos-tración, se considerará que cumple estas condiciones una presión externa manométrica de, como mínimo, 2 MPa.

Ensayo de infiltración de agua aplicable a los bultos con contenido de sustancias fisiona-bles

731. Quedan exceptuados de este ensayo los bultos para los que, a efectos de evaluación con arreglo a los párrafos 677 a 682, se haya supuesto una penetración o un escape de agua en el grado que dé lugar a la reactividad máxima.

732. Antes de someter el espécimen al ensayo de infiltración de agua que se especifica a conti-nuación, se someterá a los ensayos descritos en el apartado b) del párrafo 727, y a los del aparta-do a) o bien del apartado c) del mismo párrafo 727, según se estipula en el párrafo 682, y al ensa-yo especificado en el párrafo 728.

733. El espécimen se sumergirá bajo una columna de agua de, como mínimo, 0,9 m, durante un período no inferior a 8 horas y en la posición en que sea de esperar una infiltración máxima.

Ensayos aplicables a los bultos del Tipo C

734. Los especímenes deberán someterse a los efectos de cada una de las secuencias de ensayo que se indican a continuación en el orden especificado:

a) Los ensayos especificados en los apartados a) y c) del párrafo 727, y los párrafos 735 y 736; y

b) El ensayo especificado en el párrafo 737.

Se permitirá utilizar especímenes por separado en cada una de las secuencias a) y b).

735. Ensayo de perforación/desgarramiento: El espécimen deberá someterse a los efectos destructivos causados por el impacto de una sonda maciza de acero dulce. La sonda deberá estar orientada a la superficie del espécimen de manera que dé lugar a un daño máximo al finalizar la secuencia de ensayos especificada en el apartado a) del párrafo 734.

a) El espécimen, que representará un bulto con una masa inferior a 250 kg, se colocará en un blanco y se someterá a la caída de una sonda con una masa de 250 kg desde una altu-ra de 3 m sobre el punto en que se pretende que se produzca el impacto. Para este ensa-yo se utilizará como sonda una barra cilíndrica de 20 cm de diámetro cuya extremidad de impacto tenga la forma del tronco de un cono circular recto con las siguientes dimensio-nes: 30 cm de altura y 2,5 cm de diámetro en la parte superior. El espécimen se colocará en un blanco de las características especificadas en el párrafo 717.

b) Para los bultos que tengan una masa de 250 kg o más, la base de la sonda se colocará sobre un blanco y el espécimen se dejará caer sobre ella. La altura de la caída, medida desde el punto del espécimen en que se pretende que se produzca el impacto con el es-

94/114

pécimen hasta el extremo superior de la sonda, será de 3 m. En este ensayo la sonda ten-drá las mismas propiedades y dimensiones que las especificadas en el apartado a) prece-dente, salvo que la longitud y la masa de la sonda será la que produzca el máximo daño al espécimen. La base de la sonda se colocará en el blanco de las características especifica-das en el párrafo 717.

736. Ensayo térmico reforzado: Las condiciones para este ensayo serán las especificadas en el párrafo 728, salvo que la exposición al medio térmico será por un período de 60 minutos.

737. Ensayo de impacto: El espécimen deberá someterse a un impacto sobre un blanco a una velocidad no inferior a 90 m/s, orientado de modo que experimente el máximo daño. El blanco será de las características descritas en el párrafo 717.

95/114

Sección VIII

REQUISITOS ADMINISTRATIVOS Y DE APROBACIÓN

DISPOSICIONES GENERALES

801. En el caso de los diseños de bultos en que no se requiera la expedición por una autoridad competente de un certificado de aprobación, el remitente, previa petición, facilitará a la autoridad competente pertinente para su inspección pruebas documentales que evidencien que el diseño del bulto se ajusta a todos los requisitos aplicables.

802. Se requerirá la aprobación de la autoridad competente en los siguientes casos:

a) Los diseños de

i) materiales radiactivos en forma especial (véanse los párrafos 803, 804 y 818), ii) materiales radiactivos de baja dispersión (véanse los párrafos 803 y 804), iii) bultos que contengan 0,1 kg de hexafluoruro de uranio o una cantidad superior (véase

el párrafo 805), iv) todos los bultos que contengan sustancias fisionables salvo en los casos previstos en

el párrafo 672 (véanse los párrafos 812 a 814, 816 y 817), v) los bultos del Tipo B(U) y los bultos del Tipo B(M) (véanse los párrafos 806 a 811, 816

y 817), vi) los bultos del Tipo C (véanse los párrafos 806 a 808);

b) Arreglos especiales (véanse los párrafos 824 a 826); c) Ciertas expediciones (véanse los párrafos 820 a 823); d) El programa de protección radiológica para buques de uso especial (véase el apartado a)

del párrafo 575); y e) El cálculo de los valores de radionucleidos no indicados en el Cuadro I (véase el párrafo

402).

APROBACIÓN DE LOS MATERIALES RADIACTIVOS EN FORMA ESPECIAL Y DE LOS MATERIALES RADIACTIVOS DE BAJA DISPERSIÓN

803. El diseño de los materiales radiactivos en forma especial requerirá aprobación unilateral. El diseño de los materiales radiactivos de baja dispersión requerirá aprobación multilateral. En ambos casos la solicitud de aprobación comprenderá:

a) Una descripción detallada de los materiales radiactivos o, si se tratara de una cápsula, del contenido de ésta; deberá indicarse especialmente tanto el estado físico como el químico;

b) Una descripción detallada del diseño de cualquier cápsula que vaya a utilizarse; c) Una declaración de los ensayos efectuados y de los resultados obtenidos, o bien pruebas

basadas en métodos de cálculo que demuestren que los materiales radiactivos son capa-ces de cumplir las normas funcionales u otras pruebas de que los materiales radiactivos en forma especial o los materiales radiactivos de baja dispersión cumplen los requisitos apli-cables del presente Reglamento;

d) Una especificación del programa de garantía de calidad aplicable como se requiere en el párrafo 310; y

e) Toda medida que se proponga aplicar antes de la expedición de remesas de materiales radiactivos en forma especial o de materiales radiactivos de baja dispersión.

804. La autoridad competente establecerá un certificado de aprobación en el que se hará constar que el diseño aprobado se ajusta a los requisitos aplicables a los materiales radiactivos en forma

96/114

especial o a los materiales radiactivos de baja dispersión y asignará a ese diseño una marca de identificación.

APROBACIÓN DE LOS DISEÑOS DE BULTOS

Aprobación de los diseños de bultos para contenido de hexafluoruro de uranio

805. La aprobación de diseños de bultos que contengan 0,1 kg de hexafluoruro de uranio, o una cantidad superior, está sujeta a los siguientes requisitos:

a) Después del 31 de diciembre del año 2000, cada diseño que se ajuste a los requisitos del párrafo 632 requerirá aprobación multilateral. Después del 31 de diciembre del año 2003, cada diseño que se ajuste a los requisitos de los párrafos 629 a 631 requerirá aprobación unilateral de la autoridad competente del país de origen del diseño;

b) La solicitud de aprobación deberá incluir toda la información necesaria que permita a la autoridad competente cerciorarse de que el diseño se ajusta a los requisitos del párrafo 629, y una especificación del programa de garantía de calidad aplicable, como se requiere en el párrafo 310;

c) La autoridad competente establecerá un certificado de aprobación en el que se hará cons-tar que el diseño aprobado se ajusta a los requisitos del párrafo 629, y asignará a ese di-seño una marca de identificación.

Aprobación de los diseños de bultos del Tipo B(U) y del Tipo C

806. Todo diseño de bultos del Tipo B(U) y del Tipo C deberá ser objeto de aprobación unilateral, salvo que:

a) un diseño de bulto para sustancias fisionables, sujeto también a lo estipulado en los párra-fos 812 a 814, requiera aprobación multilateral; y

b) un diseño de bulto del Tipo B(U) para materiales radiactivos de baja dispersión requiera aprobación multilateral.

807. La solicitud de aprobación comprenderá:

a) Una descripción detallada del contenido radiactivo previsto en la que se indique especial-mente su estado físico y químico y el tipo de radiación emitida;

b) Una descripción detallada del diseño, acompañada de un juego completo de planos y es-pecificaciones de los materiales y de los métodos de fabricación;

c) Una declaración de los ensayos efectuados y de los resultados obtenidos, o bien eviden-cias basadas en métodos de cálculo u otras evidencias que demuestren que el diseño cumple los requisitos aplicables;

d) Las instrucciones de operación y mantenimiento que se proponen para la utilización del embalaje;

e) Si el bulto está diseñado para una presión normal de trabajo máxima superior a 100 kPa manométrica, una especificación de los materiales con que está construido el sistema de contención, las muestras que deben tomarse y los ensayos que han de realizarse;

f) Cuando el contenido radiactivo previsto consista en combustible irradiado, el solicitante señalará y justificará cualquier hipótesis que se haya realizado en el análisis de seguridad respecto de las características del combustible y describirá cualquier medición previa a la expedición que se estipule en el apartado b) del párrafo 674;

g) Las medidas especiales de estiba que sean necesarias para garantizar la disipación en forma segura del calor emitido por el bulto, teniendo en cuenta las distintas modalidades de transporte que vayan a utilizarse y el tipo de medio de transporte o contenedor;

h) Una ilustración, que pueda reproducirse, de tamaño no superior a 21 cm por 30 cm, en la que se indique cómo está constituido el bulto; y

i) Una especificación del programa de garantía de calidad aplicable, tal como se estipula en el párrafo 310.

97/114

808. La autoridad competente establecerá un certificado de aprobación en el que se hará constar que el diseño aprobado cumple los requisitos relativos a los bultos del Tipo B(U) o del Tipo C, y asignará a ese diseño una marca de identificación.

Aprobación de los diseños de bultos del Tipo B(M)

809. Los diseños de bultos del Tipo B(M), incluidos los destinados a sustancias fisionables, que han de cumplir también los requisitos de los párrafos 812 a 814, así como los destinados a mate-riales radiactivos de baja dispersión, deberán ser objeto de aprobación multilateral.

810. La solicitud de aprobación de un diseño de bultos del Tipo B(M) comprenderá, además de la información exigida en el párrafo 807 en el caso de bultos del Tipo B(U):

a) Una lista de los requisitos que se especifican en los párrafos 637, 653, 654 y 657 a 664, a los que no se ajuste el bulto;

b) Los controles operacionales complementarios propuestos para su aplicación durante el transporte no previstos ordinariamente en el presente Reglamento, pero que se consideren necesarios para garantizar la seguridad del bulto o para compensar las deficiencias indi-cadas en el anterior apartado a);

c) Una declaración relativa a cualquier restricción que afecte a la modalidad de transporte y a cualesquiera procedimientos especiales de carga, acarreo, descarga o manipulación; y

d) Las diversas condiciones ambientales (temperatura, irradiación solar) que se espere en-contrar durante el transporte y que se hayan tenido en cuenta en el diseño.

811. La autoridad competente establecerá un certificado de aprobación en el que se hará constar que el diseño aprobado cumple los requisitos aplicables a los bultos del Tipo B(M) y asignará a ese diseño una marca de identificación.

Aprobación de los diseños de bultos para contenido de sustancias fisionables

812. Todo diseño de bulto para sustancias fisionables, que no esté exceptuado en virtud del párra-fo 672 de los requisitos que se aplican específicamente a bultos que contengan sustancias fisio-nables, deberá ser objeto de aprobación multilateral.

813. La solicitud de aprobación deberá comprender toda la información necesaria para demostrar, a satisfacción de la autoridad competente, que el diseño se ajusta a los requisitos del párrafo 671, y una especificación del programa de garantía de calidad aplicable, según se estipula en el párrafo 310.

814. La autoridad competente establecerá un certificado de aprobación en el que se hará constar que el diseño aprobado se ajusta a los requisitos del párrafo 671 y asignará a ese diseño una marca de identificación.

DISPOSICIONES TRANSITORIAS

Bultos que no requieren la aprobación del diseño de la autoridad competente de conformi-dad con las ediciones de 1985 y de 1985 (enmendada en 1990) del Reglamento

815. Los bultos exceptuados, los bultos industriales del Tipo BI-1, del Tipo BI-2, y del Tipo BI-3 y los bultos del Tipo A que no requerían la aprobación del diseño de la autoridad competente, y que cumplen los requisitos establecidos en las ediciones de 1985 o de 1985 (enmendada en 1990) del Reglamento, podrán seguirse utilizando con sujeción al programa obligatorio de garantía de cali-dad, de conformidad con los requisitos especificados en el párrafo 310, y con los límites de activi-dad y restricciones de los materiales que se indican en la Sección IV. Cualquier embalaje modifi-cado, a menos que tenga por objeto aumentar la seguridad, o que se fabrique después del 31 de diciembre del año 2003, deberá cumplir plenamente lo estipulado en la presente edición del Re-

98/114

glamento. Los bultos preparados para el transporte antes del 31 de diciembre del año 2003 de conformidad con las ediciones de 1985 o de 1985 (enmendada en 1990) del Reglamento se po-drán seguir transportando. Los bultos que se preparen para el transporte después de esta fecha deberán cumplir plenamente lo dispuesto en la presente edición del Reglamento.

Bultos aprobados de conformidad con las ediciones de 1973, de 1973 (enmendada), de 1985 y de 1985 (enmendada en 1990) del Reglamento

816. Los embalajes fabricados según un diseño de bulto aprobado por la autoridad competente en virtud de las disposiciones de las ediciones de 1973 o de 1973 (enmendada) del Reglamento, pueden continuar utilizándose con sujeción a la aprobación multilateral del diseño del bulto, al programa obligatorio de garantía de calidad, de conformidad con los requisitos aplicables estipula-dos en el párrafo 310; a los límites de actividad y las restricciones de los materiales que se indican en la Sección IV; y en el caso de los bultos que contengan sustancias fisionables y que se trans-porten por vía aérea, al requisito estipulado en el párrafo 680. No se permitirán nuevas construc-ciones de embalajes de este tipo. Se exigirá que cumplan plenamente lo estipulado en la presente edición del Reglamento las modificaciones introducidas en el diseño de los embalajes o en la natu-raleza o cantidad del contenido radiactivo autorizado que la autoridad competente determine que afectarán significativamente a la seguridad. De conformidad con las disposiciones del párrafo 538 se asignará a cada embalaje un número de serie que se marcará en su exterior.

817. Los embalajes fabricados según un diseño de bulto aprobado por la autoridad competente en virtud de las disposiciones de las ediciones de 1985 o de 1985 (enmendada en 1990) del Regla-mento pueden continuar utilizándose hasta el 31 de diciembre del año 2003, con sujeción al pro-grama obligatorio de garantía de calidad, de conformidad con los requisitos estipulados en el pá-rrafo 310; a los límites de actividad y las restricciones de los materiales que se indican en la Sec-ción IV, y en el caso de los bultos que contengan sustancias fisionables y que se transporten por vía aérea, al requisito estipulado en el párrafo 680. Después de esta fecha los embalajes pueden continuar utilizándose con sujeción, además, a la aprobación multilateral del diseño de los bultos. Se exigirá que cumplan plenamente lo estipulado en la presente edición del Reglamento las modi-ficaciones introducidas en el diseño de los embalajes o en la naturaleza o cantidad del contenido radiactivo autorizado que la autoridad competente determine que afectarán significativamente a la seguridad. Todos los embalajes que comiencen a fabricarse después del 31 de diciembre del año 2006 deberán cumplir plenamente las disposiciones de la presente edición del Reglamento.

Materiales radiactivos en forma especial aprobados de conformidad con las ediciones de 1973, de 1973 (enmendada), de 1985 y de 1985 (enmendada en 1990) del Reglamento

818. Los materiales radiactivos en forma especial fabricados según un diseño que haya recibido la aprobación unilateral de la autoridad competente en virtud de las ediciones de 1973, de 1973 (en-mendada), de 1985 o de 1985 (enmendada en 1990) del Reglamento pueden continuar utilizándo-se siempre que estén de conformidad con el programa obligatorio de garantía de calidad, con arreglo a los requisitos aplicables estipulados en el párrafo 310. Todos los materiales radiactivos en forma especial fabricados después del 31 de diciembre del año 2003 deberán cumplir plena-mente las disposiciones de la presente edición del Reglamento.

NOTIFICACIÓN Y REGISTRO DE NÚMEROS DE SERIE

819. Se informará a la autoridad competente del número de serie de cada embalaje fabricado se-gún un diseño aprobado de conformidad con los párrafos 806, 809, 812, 816 y 817. La autoridad competente llevará un registro de dichos números de serie, conforme a lo previsto en el párrafo 311.

99/114

APROBACIÓN DE EXPEDICIONES

820. Se precisará la aprobación multilateral para:

a) La expedición de bultos del Tipo B(M) que no se ajusten a los requisitos del párrafo 637 o que estén diseñados para permitir el venteo intermitente controlado;

b) La expedición de bultos del Tipo B(M) que contengan materiales radiactivos cuya actividad sea superior a 3000 A1 o 3000 A2, según corresponda, o a 1000 TBq, rigiendo entre estos valores el menor;

c) La expedición de bultos que contengan sustancias fisionables si la suma de los índices de seguridad con respecto a la criticidad de los bultos excede de 50; y

d) Los programas de protección radiológica para expediciones en buques de uso especial de conformidad con el apartado a) del párrafo 575.

821. La autoridad competente podrá permitir que se efectúe un transporte a su país o a través del mismo, sin que se haya aprobado la expedición, mediante una disposición al efecto en el docu-mento en el que apruebe el diseño (véase el párrafo 827).

822. En la solicitud de aprobación de una expedición se indicará:

a) El período de tiempo, relativo a la expedición, para el que se solicite la aprobación; b) El contenido radiactivo real, las modalidades de transporte que se proyectan utilizar, el tipo

de medio de transporte y la ruta probable o prevista; y c) Los detalles de cómo se dará efecto a las medidas de precaución y a los controles admi-

nistrativos u operacionales a que se alude en los certificados de aprobación de los diseños de bultos, extendidos con arreglo a los párrafos 808, 811 y 814.

823. Una vez aprobada la expedición, la autoridad competente extenderá un certificado de apro-bación.

APROBACIÓN DE EXPEDICIONES EN VIRTUD DE ARREGLOS ESPECIALES

824. Toda remesa que se transporte internacionalmente en virtud de arreglos especiales requerirá aprobación multilateral.

825. La solicitud de aprobación de una expedición en virtud de arreglos especiales incluirá toda la información necesaria para demostrar, a satisfacción de la autoridad competente, que el grado global de seguridad durante el transporte es al menos equivalente al que se obtendría en el caso de que se hubieran satisfecho todos los requisitos aplicables del presente Reglamento. La solicitud también incluirá:

a) Una declaración de los aspectos en que la remesa no puede efectuarse plenamente de conformidad con los requisitos aplicables del presente Reglamento y de las razones de ello; y

b) Una declaración de cualesquiera precauciones especiales que deban adoptarse o contro-les especiales administrativos u operacionales que deban ejercerse durante el transporte para compensar el no cumplimiento de los requisitos aplicables del presente Reglamento.

826. Una vez aprobada una expedición en virtud de arreglos especiales, la autoridad competente extenderá un certificado de aprobación.

CERTIFICADOS DE APROBACIÓN DE LA AUTORIDAD COMPETENTE

827. Pueden extenderse cinco tipos de certificados de aprobación: para materiales radiactivos en forma especial, materiales radiactivos de baja dispersión, arreglos especiales, expedición y diseño del bulto. Los certificados de aprobación del diseño del bulto y de aprobación de la expedición se podrán combinar en un solo documento.

100/114

Marcas de identificación de la autoridad competente

828. Todo certificado de aprobación extendido por una autoridad competente irá caracterizado por una marca de identificación. Esta marca será del siguiente tipo general:

VRI/número/clave del tipo

a) Salvo en los casos estipulados en el apartado b) del párrafo 829, VRI representa el código internacional de matrículas de vehículos para identificar al país que extiende el certificado.

b) El número será asignado por la autoridad competente y será único y específico por lo que respecta al diseño o expedición concretos de que se trate. La marca de identificación por la que se aprueba la expedición deberá estar relacionada de una forma clara con la marca identificadora de aprobación del diseño.

c) Las claves de tipos que figuran a continuación se utilizarán en el orden indicado para iden-tificar los tipos de los certificados de aprobación extendidos:

AF Diseño de bulto del Tipo A para sustancias fisionables B(U) Diseño de bulto del Tipo B(U) [B(U)F si es para sustancias fisionables] B(M) Diseño de bulto del Tipo B(M) [B(M)F si es para sustancias fisionables] C Diseño de bulto del Tipo C [CF si es para sustancias fisionables] IF Diseño de bulto industrial para sustancias fisionables S Materiales radiactivos en forma especial LD Materiales radiactivos de baja dispersión T Expedición X Arreglo especial.

En el caso de los diseños de bultos para hexafluoruro de uranio no fisionable o fisionable excep-tuado, en el que no se aplica ninguna de las claves anteriores, se utilizarán entonces las claves de tipos siguientes:

H(U) Aprobación unilateral H(M) Aprobación multilateral

d) En el caso de certificados de aprobación del diseño de bulto y de materiales radiactivos en forma especial, que no sean los expedidos de conformidad con las disposiciones de los párrafos 816 a 818, y en el de certificados de aprobación de materiales radiactivos de baja dispersión, se añadirán los símbolos “-96” al de la clave del tipo.

829. Estas claves de tipos se aplicarán de la manera siguiente:

a) Cada certificado y cada bulto llevará la marca de identificación apropiada, inclusive los símbolos prescritos en los apartados a), b), c) y d) del párrafo 828 anterior, salvo que, en el caso de los bultos, sólo figurarán las claves pertinentes indicadoras del diseño, aña-diendo, si procede, los símbolos “-96” tras la segunda barra, es decir: la “T” o “X” no figura-rán en la marca de identificación en el bulto. Cuando se combinen la aprobación del dise-ño y la aprobación de la expedición, no es necesario repetir las claves de tipos pertinentes. Por ejemplo:

A/132/B(M)F-96: Un diseño de bulto del Tipo B(M), aprobado para sustancias fisio-nables, que requiere aprobación multilateral, para el que la autori-dad competente de Austria ha asignado para el diseño el número 132 (esta marca deberá figurar tanto en el propio bulto como en el certificado de aprobación del diseño del bulto);

A/132/B(M)F-96T: Aprobación de la expedición extendida para un bulto que lleva la marca de identificación arriba indicada (sólo deberá figurar en el certificado);

101/114

A/137/X: Aprobación de arreglo especial extendida por la autoridad compe-tente de Austria, a la que se ha asignado el número 137 (sólo de-berá figurar en el certificado);

A/139/IF-96: Un diseño de bulto industrial para sustancias fisionables aprobado por la autoridad competente de Austria, a cuyo diseño de bulto se ha asignado el número 139 (deberá figurar tanto en el bulto como en el certificado de aprobación del diseño del bulto); y

A/145/H(U)-96: Un diseño de bulto para hexafluoruro de uranio fisionable excep-tuado aprobado por la autoridad competente de Austria, a cuyo di-seño de bulto se ha asignado el número 145 (deberá figurar tanto en el bulto como en el certificado de aprobación del diseño del bul-to).

b) Cuando la aprobación multilateral se efectúe por refrendo en virtud del párrafo 834, solo se utilizarán las marcas de identificación asignadas por el país de origen del diseño o de la expedición. Cuando la aprobación multilateral se efectúe por emisión sucesiva de certifi-cados por los distintos países, cada certificado llevará la marca apropiada de identificación y el bulto cuyo diseño haya sido así aprobado llevará todas las marcas de identificación correspondientes.

Por ejemplo:

A/132/B(M)F-96 CH/28/B(M)F-96

sería la marca de identificación de un bulto originariamente aprobado por Austria y poste-riormente aprobado, mediante un certificado por separado, por Suiza. Si hubiera más mar-cas de identificación, se consignarían de modo análogo sobre el bulto.

c) La revisión de los certificados se indicará mediante una expresión entre paréntesis a conti-nuación de la marca de identificación en el certificado. Por ejemplo, A/132/B(M)F-96(Rev.2) significaría la revisión 2 del certificado de aprobación por Austria del diseño del bulto; o A/132/B(M)F-96(Rev.0) indicaría la versión original del certificado de la aprobación por Austria del diseño del bulto. En el caso de las versiones originales, la expresión entre paréntesis es facultativa y se pueden utilizar otras palabras tales como “versión original” en lugar de “Rev.0”. Los números de revisión de un certificado sólo pueden ser asignados por el país que extiende el certificado de aprobación original.

d) Al final de la marca de identificación se podrán añadir entre paréntesis símbolos adiciona-les (que puedan ser necesarios en virtud de las reglamentaciones nacionales); por ejem-plo, A/132/B(M)F-96(SP503).

e) No es necesario modificar la marca de identificación en el embalaje cada vez que se efec-túe una revisión del certificado del diseño. Sólo se modificará dicha marca cuando la revi-sión del certificado del diseño del bulto implique un cambio de la clave del tipo empleada para indicar tal diseño tras la segunda barra.

CONTENIDO DE LOS CERTIFICADOS DE APROBACIÓN

Certificados de aprobación de materiales radiactivos en forma especial y de materiales ra-diactivos de baja dispersión

830. Todo certificado de aprobación extendido por una autoridad competente para materiales ra-diactivos en forma especial o para materiales radiactivos de baja dispersión comprenderá la infor-mación que se indica a continuación:

a) Tipo de certificado. b) Marca de identificación de la autoridad competente. c) Fecha de emisión y de expiración.

102/114

d) Lista de los reglamentos nacionales e internacionales aplicables, incluida la edición del Reglamento para el transporte seguro de materiales radiactivos del OIEA, de conformidad con la cual se aprueban los materiales radiactivos en forma especial o los materiales ra-diactivos de baja dispersión.

e) Identificación de los materiales radiactivos en forma especial o de los materiales radiacti-vos de baja dispersión.

f) Descripción de los materiales radiactivos en forma especial o de los materiales radiactivos de baja dispersión.

g) Especificaciones del diseño para los materiales radiactivos en forma especial o los mate-riales radiactivos de baja dispersión, las cuales pueden incluir referencias a los planos.

h) Una especificación del contenido radiactivo que incluya las actividades involucradas y que puede incluir la forma física y química.

i) La especificación del programa aplicable de garantía de calidad como se requiere en el párrafo 310.

j) Referencia a la información facilitada por el solicitante en relación con medidas específicas a adoptar antes de proceder a la expedición.

k) Si la autoridad competente lo considera apropiado, referencia a la identidad del solicitante. l) Firma y cargo del funcionario que extiende el certificado.

Certificados de aprobación para arreglos especiales

831. Todo certificado de aprobación extendido para un arreglo especial por una autoridad compe-tente comprenderá la siguiente información:

a) Tipo de certificado. b) Marca de identificación de la autoridad competente. c) Fecha de emisión y de expiración. d) Modalidad(es) de transporte. e) Toda restricción que afecte a las modalidades de transporte, tipo de medios de transporte,

contenedores, así como cualesquiera instrucciones necesarias sobre la ruta a seguir. f) Lista de los reglamentos nacionales e internacionales aplicables, incluida la edición del

Reglamento para el transporte seguro de materiales radiactivos del OIEA, de conformidad con la cual se aprueba el arreglo especial.

g) La siguiente declaración: “El presente certificado no exime al remitente del cumplimiento de cualquier requisito im-puesto por el Gobierno de cualquier país a través del cual o al cual se transporte el bulto”.

h) Referencias a certificados para otros contenidos radiactivos, otros refrendos de autorida-des competentes, o datos o información técnica adicionales, según considere oportuno la autoridad competente.

i) Descripción del embalaje mediante referencias a los planos o a la especificación del dise-ño. Si la autoridad competente lo considera oportuno se incluirá una ilustración que pueda reproducirse, de tamaño no superior a 21 cm por 30 cm, en la que se indique cómo está constituido el bulto, acompañada de una breve descripción del embalaje, comprendidos los materiales de que está construido, masa bruta, dimensiones externas generales y as-pecto.

j) Especificación del contenido radiactivo autorizado, comprendida cualquier restricción que afecte al contenido radiactivo y que no resulte evidente a juzgar por la naturaleza del em-balaje. Se deberá indicar la forma física y química, las actividades de que se trate (com-prendidas las de los distintos isótopos, si procediera), las cantidades en gramos (cuando se trate de sustancias fisionables), y si son materiales radiactivos en forma especial o ma-teriales radiactivos de baja dispersión, si procede.

k) Además, por lo que respecta a los diseños de bultos que contengan sustancias fisiona-bles:

i) descripción detallada del contenido radiactivo autorizado, ii) valor del índice de seguridad con respecto a la criticidad, iii) referencia a la documentación que demuestre la seguridad del contenido con res-

pecto a la criticidad,

103/114

iv) cualesquiera características especiales, en base a las cuales se haya supuesto la ausencia de agua en determinados espacios vacíos, al efectuar la evaluación de la criticidad,

v) cualquier determinación, basada en el apartado b) del párrafo 674, a partir de la cual se suponga una multiplicación de neutrones distinta en la evaluación de la cri-ticidad como resultado de la experiencia real en la irradiación, y

vi) el intervalo de temperaturas ambiente en relación con el cual se ha aprobado el arreglo especial.

l) Una lista detallada de todos los controles complementarios de orden operacional necesa-rios para la preparación, carga, transporte, descarga y manipulación de la remesa, com-prendida cualquier medida especial de estiba encaminada a la disipación segura del calor.

m) Si la autoridad competente lo estima oportuno, las razones existentes para el arreglo es-pecial.

n) Descripción de las medidas de compensación que se aplicarán por tratarse de una expe-dición en virtud de arreglos especiales.

o) Referencia a la información facilitada por el solicitante relativa a la utilización del embalaje o a medidas específicas a adoptar antes de proceder a la expedición.

p) Declaración relativa a las condiciones ambientales supuestas con fines de diseño, si las mismas no coinciden con las especificadas en los párrafos 653, 654 y 664, según proceda.

q) Cualquier disposición para emergencias considerada necesaria por la autoridad competente. r) La especificación de un programa de garantía de calidad aplicable como se requiere en el

párrafo 310. s) Si la autoridad competente lo considera apropiado, referencia a la identidad del solicitante

y a la del transportista. t) Firma y cargo del funcionario que extiende el certificado.

Certificados de aprobación de expediciones

832. Todo certificado de aprobación de una expedición extendido por una autoridad competente comprenderá la siguiente información:

a) Tipo de certificado. b) Marca(s) de identificación de la autoridad competente. c) Fecha de emisión y de expiración. d) Lista de los reglamentos nacionales e internacionales aplicables, incluida la edición del

Reglamento para el transporte seguro de materiales radiactivos del OIEA, de conformidad con la cual se aprueba la expedición.

e) Toda restricción que afecte a las modalidades de transporte, tipo de medios de transporte, contenedores, así como cualesquiera instrucciones necesarias sobre la ruta a seguir.

f) La siguiente declaración: “El presente certificado no exime al remitente del cumplimiento de cualquier requisito im-puesto por el Gobierno de cualquier país a través del cual o al cual se transporte el bulto”.

g) Lista detallada de todos los controles complementarios de orden operacional necesarios para la preparación, carga, transporte, descarga y manipulación de la remesa, comprendi-da cualquier medida especial de estiba encaminada a la disipación segura del calor o al mantenimiento de la seguridad con respecto a la criticidad.

h) Referencia a la información facilitada por el solicitante relativa a las medidas específicas a adoptar antes de proceder a la expedición.

i) Referencia al certificado o certificados pertinentes de aprobación del diseño. j) Especificación del contenido radiactivo real, comprendida cualquier restricción que afecte

al contenido radiactivo y que no resulte evidente a juzgar por la naturaleza del embalaje. Se deberá indicar la forma física y química, las actividades totales de que se trata com-prendidas las de los distintos isótopos, si procediera), las cantidades en gramos (cuando se trate de sustancias fisionables) y si son materiales radiactivos en forma especial o ma-teriales radiactivos de baja dispersión, si procede.

k) Cualquier disposición para emergencias considerada necesaria por la autoridad competente. l) La especificación del programa de garantía de calidad aplicable como se requiere en el

párrafo 310. m) Si la autoridad competente lo considera apropiado, referencia a la identidad del solicitante. n) Firma y cargo del funcionario que extiende el certificado.

104/114

Certificados de aprobación de diseños de bultos

833. Todo certificado de aprobación del diseño de un bulto extendido por una autoridad competen-te comprenderá la siguiente información:

a) Tipo de certificado. b) Marca de identificación de la autoridad competente. c) Fecha de emisión y de expiración. d) Toda restricción que afecte a las modalidades de transporte, si procede. e) Lista de los reglamentos nacionales e internacionales aplicables, comprendida la edición

del Reglamento para el transporte seguro de materiales radiactivos del OIEA, de confor-midad con la cual se aprueba el diseño.

f) La siguiente declaración: “El presente certificado no exime al remitente del cumplimiento de cualquier requisito im-puesto por el Gobierno de cualquier país a través del cual o al cual se transporte el bulto”.

g) Referencias a certificados para otros contenidos radiactivos, otros refrendos de autorida-des competentes, o datos o información técnica adicionales, según considere oportuno la autoridad competente.

h) Declaración en la que se autorice la expedición, siempre que se requiera que dicha expe-dición sea aprobada en virtud del párrafo 820, si procede.

i) Identificación del embalaje. j) Descripción del embalaje mediante referencia a los planos o a la especificación del diseño.

Si la autoridad competente lo estima oportuno se incluirá una ilustración que pueda repro-ducirse, de tamaño no superior a 21 cm por 30 cm, en la que se indique cómo está consti-tuido el bulto, acompañada de una breve descripción del embalaje, comprendidos los ma-teriales de que está construido, masa bruta, dimensiones externas generales y aspecto.

k) Especificación del diseño mediante referencia a los planos. l) Especificación del contenido radiactivo autorizado, comprendida cualquier restricción que

afecte al contenido radiactivo y que no resulte evidente a juzgar por la naturaleza del em-balaje. Se deberá indicar la forma física y química, las actividades de que se trate (com-prendidas las de los distintos isótopos, si procediera), las cantidades en gramos (cuando se trate de sustancias fisionables), y si son materiales radiactivos en forma especial o ma-teriales radiactivos de baja dispersión, si procede.

m) Además, por lo que respecta a los bultos que contengan sustancias fisionables:

i) descripción detallada del contenido radiactivo autorizado, ii) valor del índice de seguridad con respecto a la criticidad, iii) referencia a la documentación que demuestre la seguridad del contenido con res-

pecto a la criticidad, iv) cualesquiera características especiales, en base a las cuales se haya supuesto la

ausencia de agua en determinados espacios vacíos al efectuar la evaluación de la criticidad,

v) cualquier determinación, basada en el apartado b) del párrafo 674, a partir de la cual se suponga una multiplicación de neutrones distinta en la evaluación de la cri-ticidad como resultado de la experiencia real en la irradiación, y

vi) el intervalo de temperaturas ambiente en relación con el cual se ha aprobado el diseño del bulto.

n) Cuando se trate de bultos del Tipo B(M), una declaración en la que se especifiquen aque-llas normas prescritas en los párrafos 637, 653, 654 y 657 a 664 a las que no se ajuste el bulto, así como cualquier información complementaria que pueda ser de utilidad a las de-más autoridades competentes.

o) Lista detallada de todos los controles complementarios de orden operacional necesarios para la preparación, carga, transporte, descarga y manipulación de la remesa, comprendi-da cualquier medida especial de estiba encaminada a la disipación segura del calor.

p) Referencia a la información facilitada por el solicitante relativa a la utilización del embalaje o a medidas específicas a adoptar antes de proceder a la expedición.

q) Declaración relativa a las condiciones ambientales supuestas con fines de diseño, si las mismas no coinciden con las especificadas en los párrafos 653, 654 y 664, según proceda.

r) Especificación del programa de garantía de calidad aplicable, según se estipula en el pá-rrafo 310.

105/114

s) Cualquier disposición para emergencias considerada necesaria por la autoridad competen-te.

t) Si la autoridad competente lo considera oportuno, referencia a la identidad del solicitante. u) Firma y cargo del funcionario que extiende el certificado.

REFRENDO DE LOS CERTIFICADOS

834. Las aprobaciones multilaterales podrán tener lugar mediante refrendo del certificado original extendido por la autoridad competente del país de origen del diseño o de la expedición. Dicho refrendo puede adoptar la forma de un aval del certificado original o la expedición por separado de un aval, anexo, suplemento, etc., por la autoridad competente del país a través del cual o al cual se efectúa la expedición.

106/114

107/114

REFERENCIAS

Las ediciones de los documentos citados como referencia en el presente Reglamento son, como se indica a continuación, las que estaban vigentes en la fecha de publicación. Para definir los re-quisitos establecidos en el Reglamento deben consultarse las ediciones más recientes.

[1] ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Radiation Protection and the Safety of Radiation Sources, Colección Seguridad Nº 120, OIEA, Viena (1996).

[2] AGENCIA PARA LA ENERGÍA NUCLEAR DE LA OCDE, ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, ORGANIZACIÓN DE LAS NACIONES UNIDAS PARA LA AGRICULTURA Y LA ALIMENTACIÓN, ORGANIZACIÓN INTERNACIONAL DEL TRABA-JO, ORGANIZACIÓN MUNDIAL DE LA SALUD, ORGANIZACIÓN PANAMERICANA DE LA SALUD, Normas Básicas Internacionales de Seguridad para la Protección Contra la Radiación Ionizante y para la Seguridad de las Fuentes de Radiación, Colección Seguri-dad N° 115, OIEA, Viena (1997).

[3] ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Manual Explicativo para la Aplicación del Reglamento del OIEA para el Transporte Seguro de Materiales Radiactivos (Edición de 1996), Colección de Normas de Seguridad Nº ST-2, OIEA, Viena (se publicará).

[4] ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Planificación y Preparación de la Respuesta a Emergencias Debidas a Accidentes de Transporte en los que Intervengan Materiales Radiactivos, Colección Seguridad Nº 87, OIEA, Viena (1989).

[5] ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGIA ATOMICA, Compliance Assurance for the Safe Transport of Radioactive Material, Colección Seguridad Nº 112, OIEA, Viena (1994).

[6] ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGIA ATOMICA, Quality Assurance for the Safe Transport of Radioactive Material, Colección Seguridad Nº 113, OIEA, Viena (1994).

[7] NACIONES UNIDAS, Recomendaciones Relativas al Transporte de Mercancías Peligro-sas, Novena Edición Revisada (ST/SG/AC.10/1/Rev.9), NU, Nueva York y Ginebra (1995).

[8] ORGANIZACIÓN INTERNACIONAL DE NORMALIZACIÓN, Radiation Protection - Sealed Radioactive Sources - Leakage Test Methods, (ISO 9978: 1992(E)), ISO, Ginebra (1992).

[9] ORGANIZACIÓN INTERNACIONAL DE NORMALIZACIÓN, Series 1 Freight Containers - Specifications and Testing - Part 1: General Cargo Containers (ISO 1496:1-1990(E)), ISO, Ginebra (1990).

[10] ORGANIZACIÓN INTERNACIONAL DE NORMALIZACIÓN, Packaging of Uranium Hexafluoride (UF6) for Transport (ISO 7195:1993(E)), ISO, Ginebra (1993).

[11] ORGANIZACIÓN INTERNACIONAL DE NORMALIZACIÓN, Sealed Radioactive Source - Classification (ISO 2919: 1980(E)), ISO, Ginebra (1980).

108/114

109/114

Anexo

FACTORES DE CONVERSIÓN Y PREFIJOS

En la presente edición del Reglamento para el transporte seguro de materiales radiactivos se utili-za el Sistema Internacional de Unidades (SI). Los factores de conversión para unidades no perte-necientes al SI son:

UNIDADES DE RADIACIÓN

Actividad en bequerelios (Bq) o curios (Ci)

1 Ci = 3,7 x 1010 Bq

1 Bq = 2,7 x 10-11 Ci

Dosis equivalente en sievert (Sv) o rem

1 rem = 1,0 x 10-2 Sv

1 Sv = 100 rem

PRESIÓN

Presión en pascales (Pa) o (kgf/cm2)

1 kgf/cm2 = 9,806 x 104 Pa

1 Pa = 1,020 x 10-5 kgf/cm2

CONDUCTIVIDAD

La conductividad en siemens por metro (S/m) o (mho/cm)

10 µmho/cm = 1 mS/m

ó

1 mho/cm = 100 S/m

1 S/m = 10-2 mho/cm

110/114

PREFIJOS DEL SI

Los prefijos que han de utilizarse con las unidades del SI son:

Factor de multiplicación Prefijo Símbolo

1 000 000 000 000 000 000 = 1018 exa E 1 000 000 000 000 000 = 1015 peta P

1 000 000 000 000 = 1012 tera T 1000 000 000 = 109 giga G

1 000 000 = 106 mega M 1000 =103 kilo k 100 = 102 hecto h 10 = 101 deca da

0,1 = 10-1 deci d 0,01 = 10-2 centi c

0,001 = 10-3 mili m 0,000 001 = 10-6 micro µ

0,000 000 001 = 10-9 nano n 0,000 000 000 001 = 10-12 pico p

0,000 000 000 000 001 = 10-15 femto f 0,000 000 000 000 000 001 = 10-18 atto a

111/114

ÍNDICE ALFABÉTICO (por orden numérico de párrafos)

Actividad específica: 226, 240, 503 Aduana: 581 Agua: 106, 217, 226, 525, 539, 601, 603, 605, 610, 657, 670, 671, 677, 678, 680-682, 703, 710, 711, 719-721, 726, 729, 730-733, 831, 833 Alivio de presión: 231, 631, 644, 659 Almacenamiento: 562, 564, 568 Altura vacía, saldo o exceso de volumen: 419, 647 Aprobación multilateral: 204, 312, 402, 718, 803, 805, 806, 809, 812, 816, 817, 820, 824, 828, 829, 834 Aprobación unilateral: 205, 502, 803, 805, 806, 818, 828 Arreglos especiales: 238, 312, 531, 533, 544, 549, 558, 574, 578, 824-829, 831 Autoridad competente: 104, 204, 205, 207-209, 238, 301, 304, 310-312, 402, 510, 537, 538, 544, 549, 556-558, 565, 575, 582, 603, 632, 638, 665, 667, 676, 711, 801, 802, 804, 805, 808, 811, 813-819, 821, 823, 825-834 Baja actividad específica: 226, 243, 411, 412, 503, 521-526, 540, 543, 547, 549, 566, 571, 601, 626, 701, 703 Blindaje: 226, 231, 501, 523, 622, 624, 625, 627, 628, 646, 651, 656, 669, 716 Bulto del Tipo A: 230, 413, 414, 537, 633-649, 725, 815, 828 Bulto del Tipo B(M): 230, 415, 416, 538, 558, 576, 578, 665, 666, 730, 802, 809-811, 820, 828, 829, 833 Bulto del Tipo B(U): 230, 650-664, 802, 806, 808, 828 Bulto del Tipo C: 230, 417, 501, 502, 538, 539, 558, 667-670, 730, 734-737, 802, 806, 808, 828 Bulto exceptuado: 222, 226, 230, 408-410, 514-520, 535, 541, 546, 549, 554, 575, 620, 649, 671, 672, 709, 731, 802, 812, 815, 828, 829 Bulto industrial: 230, 411, 412, 521, 524, 525, 537, 621-628, 815, 828, 829 Buque: 217, 219, 248, 531, 574, 575, 802, 820 Calor: 104, 501, 555, 565, 603, 651, 704, 708, 728, 807, 831-833 Camión cisterna: 242 Categorías de bultos: 533, 541, 543, 549, 563, 573 Certificado de aprobación: 415-418, 502, 544, 549, 557, 559, 561, 565, 676, 801, 804, 805, 808, 811, 814, 823, 826-834 Cisterna: 231, 242, 504, 509, 514, 526, 541, 542, 546, 547, 570, 625, 626 Condiciones ambientales: 615, 617-619, 643, 651-653, 662, 664, 668, 676, 703, 710, 711, 728, 810, 831, 833 Condiciones de accidente: 106, 402, 636, 671, 682, 726 Condiciones normales: 106, 511, 651, 681, 719

112/114

Condiciones rutinarias: 106, 215, 508, 518, 523, 566, 572, 612, 615, 625, 627, 679 Contaminación: 214-216, 241, 508-510, 512, 513, 520, 523, 656, 669 Contención: 104, 618, 651 Contenedor: 218, 221, 223, 231, 243, 509, 514, 526, 527, 541-543, 545-547, 549, 555, 562, 566, 568-570, 573, 627, 807, 831, 832 Contenedor cisterna: 242 Controles operacionales: 228, 577, 666, 810, 822, 825, 831-833 Correo: 410, 515, 535, 579, 580 Criticidad: 101, 104, 209, 566-569, 716, 820, 831-833 Descontaminación: 513 Destinatario: 210, 221, 534, 581 Diseño de bultos: 415-418, 537-539, 544, 549, 557, 616, 676, 801, 805, 806, 809, 810, 812, 816, 817, 822, 827-829, 833 Documentos de transporte: 212, 543, 549, 550, 555 Embalaje: 104, 106, 209, 213, 220, 224, 226, 230, 231, 235, 310, 311, 503, 520, 534-538, 554, 580, 609, 613, 629, 637, 641, 645, 651, 663, 675, 677, 678, 701, 718, 723, 807, 815-817, 819, 829, 831-833 Embalajes vacíos: 520, 554 Emergencia: 102, 308, 309, 555, 831-833 Estiba: 219, 229, 311, 555, 564, 565, 575, 807, 831-833 Etiqueta: 520, 538, 539, 541-546, 550, 554, 570, 573 Expedición: 204, 237, 501, 502, 549, 557-561, 572, 575, 674, 677, 802, 803, 807, 820-834 Expedición: 535, 549, 550 Exposición a la radiación: 243, 307, 562, 581 Fabricación: 106, 310, 311, 677, 713, 807, 816, 817, 831, 833 Fijación: 231, 242, 636 Forma especial: 201, 220, 239, 310, 311, 413, 414, 416, 502, 549, 559, 602-604, 640, 656, 701, 704, 709, 802-804, 818, 827, 828, 830-833 Fuga: 510, 603, 619, 630, 632, 644, 648, 677, 680, 704, 710, 711, 731-733 Garantía de calidad: 102, 105, 232, 310, 803, 805, 807, 813, 815-818, 830-833 Gas: 242, 642, 649 Hexafluoruro de uranio: 230, 419, 526, 629-632, 677, 718, 802, 805, 828, 829 Indice de seguridad con respecto a la criticidad: 218, 528-530, 544, 545, 549, 566-569, 820, 831, 833, 835 Indice de transporte: 243, 526, 527, 530, 533, 543, 549, 566, 567 Inspección: 301, 310, 311, 502, 581, 801 Irradiación solar: 617, 654, 662, 728

113/114

Límites de actividad: 201, 230, 401, 411, 815-817

A1: 201, 401-410, 413, 414, 416, 558, 820

A2: 201, 226, 401-410, 412-414, 416, 549, 558, 601, 605, 656, 657, 669, 730, 820 Límites de dosis: 302 Lixiviación: 226, 603, 704, 710, 711 Mantenimiento: 104, 106, 310, 311, 677, 807, 832 Marca de identificación: 538, 549, 804, 805, 808, 811, 814, 828-833 Marcado: 507, 517, 518, 534, 540, 542, 548, 829 Masa: 240, 246, 418, 419, 536, 543, 549, 559, 606, 608, 656, 672, 673, 682, 709, 722-724, 727, 735, 831, 833 Material radiactivo de baja dispersión: 220, 225, 310, 311, 416, 502, 549, 559, 605, 663, 701, 712, 802-804, 806, 809, 827, 828, 830-833 Medio de transporte: 104, 217, 221, 223, 411, 510, 512-514, 523, 525, 527, 555, 566, 569, 606, 672, 807, 822, 831, 832 Mercancías peligrosas: 109, 506, 507, 562 N: 528, 681, 682 Nivel de radiación: 104, 233, 306, 411, 510, 513, 516, 517, 521, 526, 527, 530-533, 566, 572, 574, 578, 605, 622, 624, 625, 627, 628, 646, 656, 669 Normas básicas de seguridad: 101, 304 Notificación: 204, 557-560, 819 Número de las Naciones Unidas: 535, 546, 547, 549, 571 Número de serie: 538, 816, 819 Objeto contaminado en la superficie: 241, 243, 411, 503, 504, 521-526, 540, 543, 547, 549, 571 Otras propiedades peligrosas: 507, 541, 616 Presión: 228, 231, 419, 501, 502, 619, 625, 631, 632, 639, 643, 644, 659-661, 668, 669, 718, 729, 730, 807 Presión normal de trabajo máxima: 228, 660, 661, 668, 669, 807 Protección radiológica: 101, 234, 301, 575, 603, 711, 802, 820 Pruebas, ensayos: 224, 502, 603, 605, 622, 624, 627, 628, 646, 648, 649, 651, 655, 656, 659, 660, 668, 669, 675, 677-682, 701, 702, 704, 709, 711-713, 716, 717, 719, 725-727, 732, 734, 803, 807 Recipiente intermedio para graneles: 224, 231, 504, 509, 514, 628 Remesa: 203, 204, 210-212, 229, 236-238, 307, 309, 312, 401, 404, 505, 506, 529, 530, 546, 547, 549, 550, 553, 555-559, 564, 566, 567, 570-572, 575, 576, 579, 580, 582, 672, 803, 824, 825, 831-833 Remitente: 211, 212, 221, 229, 310, 311, 505, 534, 548-552, 555-558, 560, 561, 580, 801, 831-833 Responsabilidad: 103, 311, 548 Rótulo: 546, 547, 570, 571 Separación: 306, 307, 562, 568 Sin embalar: 223, 243, 517, 521, 523, 525, 526, 547, 571, 672

114/114

Sistema de confinamiento: 209, 501, 678 Sistema de contención: 213, 228, 501, 502, 619, 630, 639-643, 645, 648, 657, 659, 660, 670, 677, 682, 714, 716, 724, 807 Sistema de refrigeración: 577, 658 Sobreenvase: 218, 229, 243, 509, 514, 526, 527, 530, 531, 533, 541-543, 545, 549, 555, 562, 563, 565-570, 572-574, 578 Sustancias fisionables: 209, 218, 222, 226, 230, 418, 501, 502, 507, 515, 522, 528, 541, 543, 545, 549, 559, 568, 569, 629, 671-682, 716, 731-733, 802, 806, 809, 812-814, 816, 817, 820, 828, 829, 831-833 Temperatura: 228, 419, 502, 617, 637, 647, 652, 653, 662, 664, 668, 671, 675, 676, 703, 708-711, 728, 810, 831, 833 (Transporte por) carretera: 217, 242, 247, 531, 570-573 (Transporte por) ferrocarril: 217, 242, 531, 570, 571 (Transporte por) vía aérea: 106, 217, 412, 416, 531, 576-578, 580, 617-621, 633, 650, 652, 662, 680, 816, 817 Transportista: 203, 206, 311, 555, 556, 831 Uso exclusivo: 221, 505, 514, 523, 530-533, 540, 547, 549, 566, 567, 570-572, 574, 576, 652, 662 Valores de exención: 107, 226, 236, 401-406 Vehículo: 217, 219, 242, 247, 537, 570-574, 828 Venteo: 228, 231, 666, 820 Verificación del cumplimiento: 102, 105, 208, 311 Zona de la cubierta: 217, 219

Documents

Normas Regulatorias al 2005 de la Energia Nuclear en la Argentina. ARN