Bs. As., 26/12/2001

VISTO las Resoluciones del ex ENTE NACIONAL REGULADOR NUCLEAR Nos 60 del 22 de mayo de 1995 y 6 del 24 de abril de 1997, las Resoluciones de la AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR Nos 29 del 26 de noviembre de 1999, 9 del 8 de junio de 2000, 17 del 22 de agosto de 2000, 22 del 7 de noviembre de 2000 y 22 del 12 de noviembre de 2001, los Decretos Nos. 1540/94 y 506/95, la Ley N° 24.804 "Ley Nacional de la Actividad Nuclear", lo actuado por el sector NORMAS y la SECRETARIA GENERAL, y

CONSIDERANDO:

Que por la Resolución del Presidente del Directorio del ex ENTE NACIONAL REGULADOR NUCLEAR (ENREN) N° 60/95 dictada en razón de lo establecido por los Decretos N° 1540/94 y 506/95, se aprobaron, entre otras normas, la Revisión 0 de las Normas AR 4.1.2 "Limitación de Efluentes Radiactivos en Reactores de Investigación e Irradiación", AR 5.1.1 "Seguridad Radiológica Ocupacional por Diseño en Aceleradores Relevantes", AR 6.1.1 "Seguridad Radiológica Ocupacional de Instalaciones Radiactivas Relevantes" y AR 6.1.2 "Limitación de Efluentes Radiactivos en Instalaciones Radiactivas Relevantes".

Que por la Resolución del Directorio del ENREN N° 6/97 se aprobaron, entre otras, la Revisión 1 de la Norma AR 0.11.2 "Requerimientos de Aptitud Psicofísica para Autorizaciones Específicas", la Revisión 1 de la Norma AR 3.1.1 "Exposición Ocupacional en Centrales Nucleares" y la Revisión 1 de la Norma AR 3.1.2 "Limitación de Efluentes Radiactivos".

Que la Ley N° 24.804 crea la AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR (ARN) como sucesora del ENTE NACIONAL REGULADOR NUCLEAR.

Que por las Resoluciones del Directorio de la ARN Nos. 29/99, 9/00, 17/00 y 22/00 y de conformidad con lo establecido en el Artículo 16 inciso a) de la Ley N° 24.804, se aprobaron la Revisión 0 de la Norma AR 10.12.1 "Gestión de Residuos Radiactivos", la Revisión 2 de la Norma AR 0.11.1 "Licenciamiento de Personal de Instalaciones Relevantes", la Revisión 0 de la Norma AR 0.11.3 "Reentrenamiento de Personal de Instalaciones Relevantes" y la Revisión 0 de la Norma AR 8.11.1 "Permisos Individuales para el Empleo de Material Radiactivo o Radiaciones Ionizantes en Seres Humanos".

Que por Resolución del Directorio de la ARN N° 22/01 se aprobó la Revisión 3 de la Norma AR 10.1.1 "Norma Básica de Seguridad Radiológica", que establece una nueva clasificación de las instalaciones controladas por esta institución.

Que siguiendo las instrucciones que oportunamente impartiera el Directorio de esta institución al Sector Normas, en el sentido de adecuar el contenido de las Normas de la ARN a la nueva clasificación de instalaciones establecida en la Norma AR 10.1.1, dicho sector sometió a consideración del Directorio el texto de las revisiones de las Normas AR 0.11.1, AR 0.11.2, AR 0.11.3, AR 3.1.1, AR 3.1.2, AR 4.1.2, AR 5.1.1, AR 6.1.1, AR 6.1.2, AR 8.11.1 y AR 10.12.1, que incorporan los cambios encomendados.

Que las modificaciones a las normas que se propicia aprobar no establecen nuevos requisitos o requerimientos que puedan alterar la relación costo/beneficio para las instalaciones existentes licenciadas por la ARN, y que en consecuencia no se requiere incluir estas revisiones en el mecanismo de consulta establecido por la Ley N° 24.804 y su Decreto Reglamentario.

Por ello, en su reunión de fecha 6 de diciembre de 2001, Acta N° 6, y de conformidad con lo establecido en el Artículo 22, inciso e) de la Ley Nacional de la Actividad Nuclear N° 24.804,

EL DIRECTORIO DE LA AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR

RESOLVIO

Artículo 1° — Aprobar las siguientes revisiones de Normas:

a) Revisión 3 de la Norma AR 0.11.1 "Licenciamiento de Personal de Instalaciones Clase I"

b) Revisión 2 de la Norma AR 0.11.2 "Requerimientos de Aptitud Psicofísica para Autorizaciones Específicas"

c) Revisión 1 de la Norma AR 0.11.3 "Reentrenamiento de Personal de Instalaciones Clase I"

d) Revisión 2 de la Norma AR 3.1.1 "Exposición Ocupacional en Reactores Nucleares de Potencia"

e) Revisión 2 de la Norma AR 3.1.2 "Limitación de Efluentes Radiactivos en Reactores Nucleares de Potencia"

f) Revisión 1 de la Norma AR 4.1.2 "Limitación de Efluentes Radiactivos en Reactores Nucleares de Investigación"

g) Revisión 1 de la Norma AR 5.1.1 "Exposición Ocupacional en Aceleradores de Partículas Clase I"

h) Revisión 1 de la Norma AR 6.1.1 "Exposición Ocupacional en Instalaciones Radiactivas Clase I"

i) Revisión 1 de la Norma AR 6.1.2 "Limitación de Efluentes Radiactivos en Instalaciones Radiactivas Clase I"

j) Revisión 1 de la Norma AR 8.11.1 "Permisos Individuales para el Empleo de Material Radiactivo o Radiaciones Ionizantes en Seres Humanos"

k) Revisión 1 de la Norma AR 10.12.1 "Gestión de Residuos Radiactivos".

Art. 2° — Derogar las siguientes revisiones de Normas que fueron aprobadas por la Resolución del Presidente del Directorio del ENREN N° 60/95:

a) Revisión 0 de la Norma AR 4.1.2 "Limitación de Efluentes Radiactivos en Reactores de Investigación e Irradiación"

b) Revisión 0 de la Norma AR 5.1.1 "Seguridad Radiológica Ocupacional por Diseño en Aceleradores Relevantes"

c) Revisión 0 de la Norma AR 6.1.1 "Seguridad Radiológica Ocupacional de Instalaciones Radiactivas Relevantes"

d) Revisión 0 de la Norma AR 6.1.2 "Limitación de Efluentes Radiactivos en Instalaciones Radiactivas Relevantes"

Art. 3° — Derogar las siguientes revisiones de Normas que fueron aprobadas por la Resolución del Directorio del ENREN N° 6/97:

a) Revisión 1 de la Norma AR 0.11.2 "Requerimientos de Aptitud Psicofísica para Autorizaciones Específicas"

b) Revisión 1 de la Norma AR 3.1.1 "Exposición Ocupacional en Centrales Nucleares"

c) Revisión 1 de la Norma AR 3.1.2 "Limitación de Efluentes Radiactivos"

Art. 4° — Derogar la Revisión 0 de la Norma AR 10.12.1 "Gestión de Residuos Radiactivos" que fue aprobada por la Resolución de Directorio de la ARN N° 29/99.

Art. 5° — Derogar la Revisión 2 de la Norma AR 0.11.1 "Licenciamiento de Personal de Instalaciones Relevantes" que fue aprobada por la Resolución de Directorio de la ARN N° 9/00.

Art. 6° — Derogar la Revisión 0 de la Norma AR 0.11.3 "Reentrenamiento de Personal de Instalaciones Relevantes que fue aprobada por la Resolución de Directorio de la ARN N° 17/00.

Art. 7° — Derogar la Revisión 0 de la Norma AR 8.11.1 "Permisos Individuales para el Empleo de Material Radiactivo o Radiaciones Ionizantes en Seres Humanos" que fue aprobada por la Resolución del Directorio de la ARN N° 22/00.

Art. 8° — Establecer que las licencias, autorizaciones y permisos otorgados de acuerdo a las Revisiones de Normas derogadas por los Artículos 2°, 3°, 4°, 5°, 6° y 7° de la presente Resolución, mantienen las respectivas vigencias establecidas al momento de su otorgamiento sujetas al cumplimiento de los requisitos establecidos oportunamente en cada caso.

Art. 9° — Comuníquese a la SECRETARIA GENERAL. Dése a la DIRECCION NACIONAL DEL REGISTRO OFICIAL para su publicación en el BOLETIN OFICIAL. Publíquese en el BOLETIN de este Organismo y archívese en el REGISTRO CENTRAL. — Eduardo D’Amato.

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

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

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. 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 autoriza 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 especializada.

6. Capacitación Específica: Conocimientos y experiencia necesarios para el desempeño adecuado 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 ejercerá 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 instalación 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.

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

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

16. Profesiograma Psicofísico: Conjunto de cualidades y condiciones psicofísicas mínimas necesarias 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 mantener actualizados sus conocimientos y aptitudes para el eficaz desempeño de sus funciones, principalmente ante situaciones no rutinarias incluyendo las accidentales postuladas.

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 correspondan, 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 especificada 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.

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 Regulatoria 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 luego de transcurrido un año como mínimo.

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.

28. Para poder desempeñar una función especificada en una instalación Clase I, la persona propuesta 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 Clase 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 trabajo 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 supervisión se haya efectuado y debe ser refrendado por la Entidad Responsable de la instalación 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 luego 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.

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 efectivo 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.

34. Las autorizaciones específicas podrán ser modificadas, suspendidas o revocadas por la Autoridad Regulatoria si se advirtiera:

a) Violación u omisión del cumplimiento de normas o requerimientos o de la licencia de operación 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 Autoridad 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 Regulatoria 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 revocada su autorización específica, en tal caso podrá iniciar la gestión para solicitar una nueva.

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 calificaciones que se exigirán para la aprobación de los mismos y el procedimiento de evaluación y certificación 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.

41. La Entidad Responsable debe mantener un archivo actualizado de la documentación del personal 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 información de interés relacionada con el tema.

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

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

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. 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 autoriza a una persona, que posee Licencia Individual, a ejercer una función especificada, en una Instalación Clase I determinada.

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

6. Función Especificada: Conjunto de tareas necesarias para la operación de una dada instalación 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 condiciones 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 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. Instalación: Instalación Nuclear, Instalación Radiactiva, Instalación Minero Fabril o Acelerador de Partículas.

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

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

12. Profesiograma Psicofísico: Conjunto de cualidades y condiciones psicofísicas mínimas necesarias 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 correspondientes sistemas de seguridad no funcionan según se ha previsto en el diseño.

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

15. Los postulantes a obtener o renovar la autorización específica deben poseer una aptitud psicofísica 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 deberá constar en el certificado correspondiente.

17. La Entidad Responsable debe designar a un médico examinador, para la ejecución del examen 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 personas autorizadas mantengan la aptitud psicofísica que fuera requisito para el otorgamiento o renovación 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 profesiogramas psicofísicos de las funciones especificadas para las cuales dicha entidad solicita el otorgamiento 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 responsabilidades y tareas inherentes a cada una de las funciones especificadas que correspondan. En particular, 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 suficientemente detallada como para establecer sin dificultades, el profesiograma psicofísico de la función especificada.

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 tareas 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:

• Estabilidad emocional y psíquica, así como capacidad de reacción;
• Agudeza de los sentidos que permita una capacidad normal de recepción de la información 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 capacidad de expresión que permita una comunicación rápida y segura;
• Capacidad física, de potencia motora, de campo de movimientos y de destreza de movimientos, tal que le permitan ejecutar adecuadamente las tareas asignadas.

24. Para otorgar el certificado de aptitud psicofísica el médico examinador debe, en el grado requerido 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.

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

2. Esta norma es aplicable al personal que desempeñe una función especificada en una instalación 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 relacionados con la seguridad radiológica, establecidos por otras autoridades competentes.

3. 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.

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

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

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

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

8. 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 mantener actualizados sus conocimientos y aptitudes para el eficaz desempeño de sus funciones, principalmente ante situaciones no rutinarias incluyendo las accidentales postuladas.

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

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 aplicación 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 ocurrido 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 previsibles que pudieren ocurrir en la instalación, incluyendo el análisis de los eventos iniciantes, 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 prácticos 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 —excepto reactores nucleares de potencia— serán determinadas por la Entidad Responsable acorde con las características de dichas instalaciones.

15. Cuando un reactor nuclear de potencia no cuente con simuladores de "escala completa" ("fullscope" 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.

18. Para el caso del personal de un reactor nuclear de potencia que desempeña una función especificada, el programa de reentrenamiento correspondiente debe incluir —además de lo requerido en los criterios N° 12 y N° 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.

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 Regulatoria integrará la mesa examinadora.

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 profundizar diversos aspectos de dicha evaluación.

22. A la persona que no aprobase la evaluación del reentrenamiento anual, la Autoridad Regulatoria 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 revocada su autorización específica y, en tal caso, la persona podrá gestionar una nueva.

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

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. Area 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) —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.

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 microSv/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 microSv/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.

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

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 microSv/h de todas las radiaciones de las que el componente penetrante no superará los 30 microSv/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 microSv/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. Establecer los criterios de protección radiológica que se deben tener en cuenta en el diseño, para limitar las descargas de efluentes radiactivos al ambiente.

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

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. 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 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 homogéneo 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.

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. (Por art. 1° de la Resolución N° 107/2007 de la Autoridad Regulatoria Nuclear B.O. 22/10/2007 se suspende la aplicación del presente criterio -6b-)

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 N° 5 y N° 6.

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 N° 5 y N° 6.

9. 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.

10. Los efluentes radiactivos líquidos deben ser contenidos en tanques ubicados en una contención 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 efluentes estén identificados con señalización adecuada.

13. Debe preverse la realización del monitoreo de las descargas al ambiente, de efluentes radiactivos 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. Establecer los criterios de protección radiológica que se deben tener en cuenta en el diseño para limitar las descargas de efluentes radiactivos al ambiente.

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

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. 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 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 homogéneo 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.

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. (Por art. 1° de la Resolución N° 107/2007 de la Autoridad Regulatoria Nuclear B.O. 22/10/2007 se suspende la aplicación del presente criterio -6b-)

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 cuatro 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 controladas. 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 contención 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 efluentes estén identificados con señalización adecuada.

13. Debe preverse la realización del monitoreo de las descargas al ambiente, de efluentes radiactivos 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. Establecer los criterios de protección radiológica ocupacional que se deben tener en cuenta en el diseño.

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 Autoridad 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, industriales o médicos.

4. Acelerador de Partículas Clase I: Aceleradores de partículas que operen con energías superiores a 1 Mev, excluyendo aceleradores de uso médico.

5. Area Bajo Control Toxicológico: Area en la cual la generación de gases tóxicos, producidos por la irradiación del acelerador, puede dar lugar a concentraciones superiores a los límites ocupacionales correspondientes.

6. Area 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.

7. Area de Acceso No Reglamentado: Area de acceso sin restricciones.

8. Area de Acceso reglamentado: Se consideran como tales a las áreas controladas, áreas supervisadas y a las áreas de restricción total.

9. Area de Restricción Total: Area de acceso o estadía no permitida durante la operación del acelerador.

10. Area Supervisada: Lugar de trabajo donde las condiciones radiológicas deben mantenerse bajo supervisión aun cuando no se requieran rutinariamente procedimientos especiales.

11. 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.

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 ICRU (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.

14. Factor de Ocupación: La mayor fracción del año laboral (2000 horas) en que una misma persona ocupa un determinado local.

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

16. 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.

17. 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.

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 señalización 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, enclavamientos e interruptor de irradiación, en los modos más adecuados para cumplimentar los requerimientos 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 controladas 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 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 asimismo, los espacios y accesos que faciliten su inspección y reemplazo.

27. El acceso a áreas donde la tasa de dosis equivalente ambiental supere 200 Sv/h, debe estar prevenido mediante alguna barrera física apropiada.

28. El acceso a los locales donde la concentración de radionucleidos en aire exceda 1 DAC debe estar prevenido por una 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 establecidos.

33. Se debe prever la disponibilidad de fuentes de energía eléctrica de emergencia para la alimentación 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 sustancias de acción tóxica.

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

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

2. Esta norma es aplicable a las características de diseño de las instalaciones radiactivas Clase I, 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. Area 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) —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. Instalación Clase I: Instalación o práctica que requiere un proceso de licenciamiento de más de una etapa.

9. Instalación Radiactiva: Instalación donde se procesa, manipula, almacena transitoriamente o utiliza material radiactivo no fisionable.

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

10. 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.

11. 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.

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 Sv/h.

14. El acceso a áreas donde la tasa de dosis equivalente ambiental exceda de 200 Sv/h debe estar prevenido mediante alguna barrera física apropiada.

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

16. Ningún trabajador debe estar expuesto a concentraciones de radionucleidos en aire superiores a 1/10 DAC. Deben preverse medios de protección adecuados para las áreas donde estos niveles de contaminación radiactiva puedan ocurrir.

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

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 seguridad 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 posición 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 mSv/h.

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.

2. Esta norma es aplicable al diseño de instalaciones radiactivas 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 relacionados con la seguridad radiológica, establecidos por otras autoridades competentes.

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 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 homogéneo 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.

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

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.

8. Deben optimizarse los sistemas de limitación de las descargas de efluentes radiactivos, teniendo 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:

a) La dosis efectiva anual en el grupo crítico debida a la liberación de efluentes radiactivos no exceda 0,3 mSv.

b) La dosis efectiva colectiva debida a la liberación de efluentes radiactivos, no debe exceder 1,5 sievert hombre por terabecquerel año del valor del inventario integrado anual. (Por art. 1° de la Resolución N° 107/2007 de la Autoridad Regulatoria Nuclear B.O. 22/10/2007 se suspende la aplicación del presente criterio -9b-)

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 contención 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 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 radiactivos 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.

(Norma AR 8.11.1 Revisión 1 "Permisos Individuales para el empleo de material radiactivo o radiaciones ionizantes en seres humanos", derogada por art. 2° de la Resolución N° 62/2004 de la Autoridad Regulatoria Nuclear B.O. 8/9/2004. Por art. 1° de la misma norma se aprueba la Norma AR 8.11.1 Revisión 2 "Permisos individuales para el empleo de material radiactivo o radiaciones ionizantes en seres humanos").

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.

2. Esta norma es aplicable a la gestión de residuos radiactivos provenientes de todas las instalaciones 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 aplicables que establezcan otras autoridades competentes no relacionadas con la seguridad radiológica 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 geológica, 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 residuos 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.

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

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 disposición final.

11. Gestión de Residuos Radiactivos: Conjunto de actividades, relativas al manejo administrativo 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, incluyendo la disposición final de tales residuos.

13. Residuos Radiactivos: Materiales para los cuales no se prevé ningún uso ulterior y que contienen 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 licenciada 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.

18. Los residuos radiactivos deben ser gestionados en forma tal que, a satisfacción de la Autoridad 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 adecuadas, 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 ambiente cumpliendo con la normativa específica de la Autoridad Regulatoria sobre descarga de efluentes radiactivos.

22. Para gestionar como residuo radiactivo materiales que contienen sustancias sujetas a salvaguardias, se requerirá una previa autorización particular de la Autoridad Regulatoria.

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

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 generados debido a la operación, hasta su transferencia a la Gestionadora de Residuos Radiactivos.

25. En las instalaciones Generadoras de Residuos Radiactivos deberá realizarse, cuando corresponda, el registro, clasificación, segregación, tratamiento, acondicionamiento, almacenamiento y transporte de los residuos radiactivos siempre que se cuente con la autorización previa de la Autoridad 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 Residuos 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 correspondientes.

29. La Entidad Responsable de una Gestionadora de Residuos Radiactivos podrá realizar la disposición 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 radiactivos deberá tener en cuenta un escenario normal, donde se considera que se cumplen los objetivos 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 inventarios de los residuos radiactivos transferidos por las Generadoras de Residuos Radiactivos, los 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 manteniendo su responsabilidad durante las tareas de cierre definitivo y, cuando corresponda a posteriori, 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.