Principios y criterios técnicos de seguridad de desechos radiactivos de actividad … Safety...

colección seguridad

NORMAS DE SEGURIDAD DEL ORGANISMO

Principios y criterios técnicosde seguridadpara la evacuación subterráneade desechos radiactivosde actividad alta

ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, VIENA, 1990

CLASIFICACIÓN DE LAS PUBLICACIONES DE LACOLECCIÓN SEGURIDAD DEL OIEA

A partir de 1978, las diversas publicaciones de la Colección Segundad seclasifican en 4 grupos, de la manera siguiente:

1) Normas de seguridad del Organismo. Las publicaciones de este grupocomprenden las normas de seguridad del Organismo definidas en las "normas ymedidas de seguridad del Organismo" aprobadas por la Junta de Gobernadoresel 25 de febrero de 1976 y enunciadas en el documento INFCIRC/18/Rev.ldel OIEA. Estas normas se publican bajo la autoridad de la Junta deGobernadores y'son obligatorias para las propias operaciones del Organismo ypara las operaciones a las que preste su asistencia; comprenden las normasbásicas de seguridad del Organismo, los reglamentos especiales del Organismo ylos códigos de práctica del Organismo. Las cubiertas llevan una ancha bandaroja en su mitad inferior.

2) Guías de seguridad del Organismo. Como se indica en el documentoINFCIRC/18/Rev.l del OIEA, las guías de seguridad del OIEA complementanlos códigos de práctica del OIEA y recomiendan uno o más métodos que puedenseguirse para su aplicación. Las guías se publican bajo la autoridad del DirectorGeneral del Organismo. Las cubiertas llevan una ancha banda verde en sumitad inferior.

3) Recomendaciones. Las publicaciones de este grupo contienen recomendacionesgenerales de seguridad práctica y se publican bajo la autoridad del DirectorGeneral del Organismo. Las cubiertas llevan una ancha banda marrón en sumitad inferior.

4) Procedimientos y datos. Las publicaciones de este grupo contienen informaciónsobre procedimientos, técnicas y criterios relativos a cuestiones de seguridad, yse publican bajo la autoridad del Director General del Organismo. Las cubiertasllevan una ancha banda azul en su mitad inferior.

Nota: Las cubiertas de las publicaciones que aparecen dentro del marco delPrograma NUSS (Normas de seguridad nuclear) llevan una ancha bandaamarilla en su mitad superior.

PRINCIPIOS Y CRITERIOS TÉCNICOSDE SEGURIDAD

PARA LA EVACUACIÓN SUBTERRÁNEADE DESECHOS RADIACTIVOS

DE ACTIVIDAD ALTA

Los siguientes Estados son Miembros del Organismo Internacional de Energía Atómica:

AFGANISTÁN

ALBANIA

ALEMANIA, REPÚBLICA

FEDERAL DE

ARABIA SAUDITA

ARGELIA

ARGENTINA

AUSTRALIA

AUSTRIA

BANGLADESH

BÉLGICA

BOLIVIA

BRASILBULGARIA

CAMERÚN

CANADÁCOLOMBIA

COSTA RICACOTE D'IVOIRE

CUBACHECOSLOVAQUIA

CHILE

CHINA

CHIPREDINAMARCA

ECUADOR

EGIPTOEL SALVADOR

EMIRATOS ÁRABES

UNIDOS

ESPAÑA

ESTADOS UNIDOS

DE AMERICA

ETIOPIA

FILIPINAS

FINLANDIA

FRANCIA

GABON

GHANA

GRECIAGUATEMALA

HAITÍ

HUNGRÍA

INDIA

INDONESIA

IRÁN, REPÚBLICA

ISLÁMICA DEL

IRAQ

IRLANDA

ISLANDIA

ISRAEL

ITALIA

JAMAHIRIYA ÁRABE

LIBIA

JAMAICA

JAPÓN

JORDANIAKAMPUCHEA DEMOCRÁTICA

KENYA

KUWAIT

LÍBANO

LIBERIA

LIECHTENSTEIN

LUXEMBURGO

MADAGASCAR

MALASIA

MALI

MARRUECOS

MAURICIO

MÉXICO

MONACO

MONGOLIA

MYANMAR

NAMIBIA

NICARAGUA

NIGER

NIGERIA

NORUEGA

NUEVA ZELANDIA

PAÍSES BAJOS

PAKISTÁN

PANAMÁ

PARAGUAY

PERÚ

POLONIA

PORTUGAL

QATAR

REINO UNIDO DE GRAN BRETAÑA

E IRLANDA DEL NORTE

REPÚBLICA ÁRABE SIRIA

REPÚBLICA DE COREA

REPÚBLICA DEMOCRÁTICA

ALEMANA

REPÚBLICA DOMINICANA

REPÚBLICA POPULAR DEMOCRÁTICA

DE COREAREPÚBLICA SOCIALISTA SOVIÉTICA

DE BIELORRUSIA

REPÚBLICA SOCIALISTA SOVIÉTICADE UCRANIA

REPÚBLICA UNIDA DE TANZANIA

RUMANIA

SANTA SEDE

SENEGAL

SIERRA LEONA

SINGAPUR

SRI LANKA

SUDAFRICA

SUDAN

SUECIA

SUIZA

TAILANDIA

TÚNEZ

TURQUÍA

UGANDA

UNION DE REPÚBLICAS

SOCIALISTAS SOVIÉTICAS

URUGUAY

VENEZUELA

VIET NAM

YUGOSLAVIA

ZAIRE

ZAMBIA

ZIMBABWE

El Estatuto del Organismo fue aprobado el 23 de octubre de 1956 en la Conferencia sobre el

Estatuto del OIEA celebrada en la Sede de las Naciones Unidas (Nueva York); entró en vigor el 29 de

julio de 1957. El Organismo tiene la Sede en Viena. Su principal objetivo es "acelerar y aumentar la

contribución de la energía atómica a la paz, la salud y la prosperidad en el mundo entero".

© OIEA, 1990

Para copiar o traducir el material informativo de la presente publicación hay que pedir por escrito

el correspondiente permiso al Organismo Internacional de Energía Atómica, Wagramerstrasse 5,

•Apartado de Correos 100, A-1400 Viena, Austria.

Impreso por el OIEA en Austria

Marzo de 1990

COLECCIÓN SEGURIDAD N°99

PRINCIPIOS Y CRITERIOS TÉCNICOSDE SEGURIDAD

PARA LA EVACUACIÓN SUBTERRÁNEADE DESECHOS RADIACTIVOS

DE ACTIVIDAD ALTA

ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICAVIENA, 1990

ESTE VOLUMEN DE LA COLECCIÓN SEGURIDAD SE PUBLICA TAMBIÉNEN FRANCÉS, INGLES Y RUSO

PRINCIPIOS Y CRITERIOS TÉCNICOS DE SEGURIDADPARA LA EVACUACIÓN SUBTERRÁNEA

DE DESECHOS RADIACTIVOS DE ACTIVIDAD ALTAOIEA, VIENA, 1990

STI/PUB/854ISBN 92-0-32319ÍO-0

ISSN 1011-3096

PREFACIO

Los Principios y criterios técnicos de seguridad para la evacuación subterráneade desechos radiactivos de actividad alta se han preparado con el fin de proporcionara los Estados Miembros del OIEA orientación básica acerca de la protección de losseres humanos y del medio ambiente de los riesgos inherentes a la evacuación geoló-gica profunda de desechos radiactivos de actividad alta.

La presente publicación refleja la necesidad, frecuentemente expresada por losEstados Miembros, de contar con criterios internacionalmente armonizados para laevacuación subterránea segura de desechos radiactivos de actividad alta. Expone unafilosofía básica de seguridad para su utilización en la planificación de dichas eva-cuaciones, cuyo principal objetivo es el aislamiento de los desechos radiactivos delmedio humano durante períodos de tiempo considerables. Los requisitos básicos parala protección del ser humano se derivan directamente de los principios de protecciónradiológica ampliados de modo que abarquen sucesos y procesos que pueden tenerlugar en un repositorio subterráneo profundo en un futuro lejano. Se especificantambién los criterios técnicos relativos a los desechos, al repositorio y a sus alrededo-res como base para garantizar el cumplimiento de los principios de seguridad.

En la preparación de la presente publicación se tuvieron en cuenta las recomen-daciones de otros órganos internacionales, en particular de la Comisión Internacionalde Protección Radiológica (CIPR) y de la Agencia para la Energía Nuclear de laOCDE (AEN/OCDE), sobre criterios para la evacuación de desechos radiactivos.Los principios de seguridad que figuran en el presente volumen están en general enconsonancia con las recientes recomendaciones de estos dos órganos.

En una reunión de consultores, celebrada en 1985, se preparó un primer pro-yecto del presente texto, que se revisó en dos reuniones de Grupo Asesor, celebradasen 1985 y 1986, así como en el Comité de Revisión Técnica sobre la evacuación sub-terránea de desechos radiactivos (CRTES), en 1987. Los Sres. Z. Dlouhy yG.S. Linsley, de la División del Ciclo del Combustible Nuclear y de Gestión de De-sechos del OIEA, revisaron de nuevo el proyecto teniendo en cuenta las observa-ciones recibidas de los Estados Miembros durante 1988.

ÍNDICE

1. INTRODUCCIÓN 1

1.1. Antecedentes 11.2. Objetivos 21.3. Alcance 21.4. Estructura 3

2. DEFINICIONES 3

3. PRINCIPIOS DE SEGURIDAD 7

3.1. Responsabilidad para las generaciones futuras 73.1.1. Principio N° 1: Carga impuesta a las generacionesfuturas 73.1.2. Principio N° 2: Independencia de la seguridad del controlinstitucional 83.1.3. Principio N° 3: Efectos en el futuro 83.1.4. Principio N° 4: Consideraciones transfronterizas 9

3.2. Seguridad radiológica 93.2.1. Principio N° 5: Confín superior de dosis 103.2.2. Principio N° 6: Confín superior del riesgo 113.3.3. Principio N° 7: Seguridad radiológica adicional 12

4. CRITERIOS TÉCNICOS 13

4.1. Criterio N° 1: Enfoque de sistemas globales 134.2. Los desechos 14

4.2.1. Criterio N° 2: Contenido en radionucleidos 144.2.2. Criterio N° 3: Forma de los desechos 14

4.3. El repositorio 154.3.1. Criterio N° 4: Período inicial de aislamiento 154.3.2. Criterio N° 5: Diseño y construcción del repositorio .... 154.3.3. Criterio N° 6: Criticidad nuclear 15

4.4. El emplazamiento 164.4.1. Criterio N° 7: Geología del emplazamiento 164.4.2. Criterio N° 8: Consideración de los recursos naturales .. 16

5. VERIFICACIÓN DEL CUMPLIMIENTO DE LOS OBJETIVOSDE SEGURIDAD 17

5.1. Criterio N° 9: Evaluación de la seguridad 175.2. Criterio N° 10: Garantía de calidad 17

6. OTRAS CONSIDERACIONES 18

6.1. Aspectos relacionados con la amplia escala temporal 18

BIBLIOGRAFÍA SELECCIONADA 21

LISTA DE PARTICIPANTES 23

1. INTRODUCCIÓN

1.1. Antecedentes

Los desechos radiactivos proceden de las operaciones del ciclo del combustiblenuclear, realizadas para la producción de electricidad, y de otras actividades en lasque se utilizan materiales radiactivos. Se sabe que la radiación ionizante supone unriesgo potencial para la salud humana, por lo que existe un interés común en todoslos países por que los radionucleidos contenidos en los desechos no penetren en elmedio ambiente en concentraciones o cantidades que puedan ocasionar riesgos parala salud inaceptables.

El combustible nuclear gastado (si se evacúa como desecho), los desechos deradiactividad alta procedentes de la reelaboración del combustible nuclear gastadoy otros desechos con características similares se denominan desechos radiactivos deactividad alta. Contienen elevadas concentraciones de ciertos radionucleidos quepermanecerán radiactivos por períodos de tiempo muy superiores al de la vida de unser humano. Los dilatados períodos de tiempo requeridos para el establecimiento desistemas de evacuación hacen que sea necesario contar con principios y criterios deseguridad actualmente que sirvan de orientación en las etapas iniciales de seleccióndel emplazamiento y diseño de sistemas de evacuación.

Un principio importante básico de la planificación de repositorios de desechosde actividad alta debería ser que no se imponga una carga indebida a las generacionesfuturas. A este respecto, la responsabilidad de la evacuación debería incumbir a lasociedad que ha obtenido beneficios directos de las operaciones del ciclo del combus-tible nuclear que produjeron los desechos. El diseño del sistema de evacuación dedesechos debería ser tal que evitase los problemas económicos, administrativos y deotro tipo, después de que haya cesado el control del repositorio.

Una importante característica en la elaboración de políticas para la gestión dedesechos radiactivos es la especial atención que se ha prestado a considerar losproblemas potenciales para las futuras generaciones. Ahora bien, conviene tener encuenta que debe considerarse también, en la evacuación de desechos no radiactivosprocedentes de muchas otras actividades industriales y agrícolas, la protección de lasfuturas generaciones y del medio ambiente. Muchos desechos químicos puedenhacerse inocuos mediante métodos químicos, pero, a diferencia de los desechosradiactivos cuyos riesgos potenciales disminuyen con el tiempo, algunos tipos dedesechos químicos permanecen tóxicos para siempre.

Cabe tener en cuenta que la evacuación de desechos radiactivos es solamenteuna etapa, si bien la final, de la serie de operaciones del ciclo del combustible nuclearque dan lugar a exposición a las radiaciones. Todas estas operaciones han de cumplirlas Normas básicas de seguridad en materia de protección radiológica adoptadas porel OIEA (Colección Seguridad N° 9, Edición de 1982) y, por lo tanto, ha de opti-

1

mizarse cada una de estas operaciones; lo mismo es de aplicación al sistema del ciclodel combustible nuclear en conjunto, con el fin de reducir las exposiciones a lasradiaciones al valor más bajo que pueda razonablemente alcanzarse.

1.2. Objetivos

El principal objetivo del presente libro es exponer un conjunto internacional-mente acordado de principios y criterios para el diseño de repositorios subterráneosprofundos para desechos radiactivos de actividad alta.

En la medida de lo posible en esta etapa de desarrollo de los repositorios paradesechos radiactivos de actividad alta, y teniendo en cuenta las diferentes técnicasde enfoque en los Estados Miembros, la finalidad es lograr la armonización de labase filosófica de su diseño.

Los principios y criterios técnicos de seguridad tienen por ñnalidad constituiruna base común para la ulterior elaboración de normas de actuación más detalladasy cuantitativas, algunas de las cuales puede ser preciso que sean específicas delemplazamiento por naturaleza.

1.3. Alcance

Los principios y criterios técnicos de seguridad se han elaborado con referenciaen particular al período posterior a la clausura de repositorios de desechos de activi-dad alta situados bajo tierra a gran profundidad. El libro expone los objetivos dediseño básicos para repositorios subterráneos de desechos radiactivos de actividadalta, tales que los seres humanos y el medio ambiente queden protegidos tras laclausura del repositorio y durante los dilatados períodos de tiempo durante los quelos desechos siguen representando un riesgo. Establece principios para la protecciónde las generaciones futuras y cuantifica el nivel al que deberían quedar protegidas.Finalmente proporciona orientación sobre los aspectos técnicos del diseño de losrepositorios para que puedan satisfacerse los principios.

El libro trata del período posterior a la clausura, por lo que no incluye la consi-deración de los requisitos operacionales que deben satisfacerse cuando los desechosse manipulan, almacenan y colocan.

El presente volumen no trata de la necesidad, ni de la forma o contenido, delos requisitos de recuperabilidad que pudieran ser apropiados, ya sea durante elperíodo de colocación de los desechos o durante el período ulterior de ensayos uobservación previo al sellado final del repositorio.

Dado que el texto se elaboró con especial referencia a la evacuación dedesechos de actividad alta en repositorios subterráneos profundos, estos principiosy criterios técnicos de seguridad no son necesariamente adecuados para la evacuaciónde otros tipos de desechos, o para la evacuación de desechos de actividad alta porotros medios, tales como la colocación bajo el fondo del mar.

1.4. Estructura

El libro comienza con un conjunto de definiciones consideradas necesarias parapoder comprender adecuadamente el texto (Sección 2). Después, se presentan losprincipios y criterios técnicos de seguridad en dos grupos separados. En el primergrupo se encuentran los principios básicos de seguridad, inclusive los que se derivandirectamente de los principios de protección radiológica (Sección 3). En el segundogrupo se encuentran algunos de los criterios técnicos básicos relacionados con losdesechos, el repositorio y el medio ambiente (Sección 4). Dos -criterios más tratande la verificación del cumplimiento de los objetivos de seguridad de los sistemas deevacuación (Sección 5). En las secciones finales figura una exposición de los aspec-tos relacionados con la amplia escala temporal de la evacuación de desechos de acti-vidad alta (Sección 6), así como una bibliografía de informes importantes sobre eltema. El orden de presentación de los principios y criterios en el texto no indica laimportancia relativa de cada uno de ellos.

2. DEFINICIONES

Se incluyen las siguientes definiciones para que quede asegurada la adecuadacomprensión e interpretación de los términos esenciales utilizados en el presentelibro. Algunos términos se han definido en un sentido relativo específicamente alcontexto de la evacuación de desechos de actividad alta en repositorios subterráneosprofundos; otros en el sentido en el que se utilizan normalmente en la esfera de lagestión de desechos radiactivos.

Acondicionamiento de desechos (Conditioning of waste)

Operaciones realizadas con el fin de dar a los desechos una forma adecuadapara su transporte y/o almacenamiento y/o evacuación. Estas operaciones puedencomprender la conversión de los desechos en otras formas, su introducción en conte-nedores y el dotarlos de un embalaje suplementario.

Análisis determinista (Deterministic analysis)

Técnica para estudiar el comportamiento de un sistema utilizando las leyes dela ciencia y de la ingeniería siempre que todos los parámetros, sucesos y caracterís-ticas del sistema se hayan definido de un modo determinista (por oposición al modoprobabilista).

Análisis probabilista (Probabilistic analysis)

Técnica estadística de análisis para estudiar el comportamiento previsto de unsistema con parámetros cuyos valores son inciertos, sucesos cuya ocurrencia esaleatoria y características que pueden o no estar presentes.

Barrera (natural o tecnológica) (Barrier (natural or engineered))

Característica que retrasa o impide la migración de radionucleidos desde losdesechos y lo el repositorio hacia las zonas circundantes. Las barreras naturales estánrepresentadas, en el caso de repositorios geológicos profundos, por la roca hospe-dante y la formación geológica circundante. Una barrera tecnológica es una caracte-rística creada o modificada por el hombre; puede formar parte del bulto de desechosy/o del repositorio.

Bulto de desechos (Waste package)

La forma de desecho y cualquier contenedor o contenedores preparados parasu manipulación, transporte, almacenamiento y/o evacuación. Un cofre o sobre-envase puede formar parte permanente del bulto de desechos o puede ser reutilizadoen cualquier etapa de la gestión de desechos.

Carga (Burden)

En el presente libro el término carga significa 1) costos financieros,2) compromisos relativos a la administración, la investigación y a otros recursos y3) repercusiones radiológicas, sociales y de otro tipo que la sociedad debe preveniro tolerar en relación con la evacuación de desechos radiactivos. El término cargacarece del significado anteriormente utilizado en la terminología de protección radio-lógica y, por lo tanto, no se limita a la cantidad de sustancias radiactivas presentesen un cuerpo u órgano humano.

Comprobación de la validez de un modelo (Validation of a model)

La comprobación de la validez es un proceso que se realiza comparando laspredicciones con las observaciones ylas mediciones experimentales in situ. Un mo-delo no puede considerarse de validez comprobada hasta que se hayan realizado en-sayos suficientes para garantizar un nivel aceptable de exactitud de las predicciones.

Confinamiento (o aislamiento) (Confinement (or isolation))

Separación de los radionucleidos del medio humano y prevención de su libera-ción en dicho medio en cantidades o concentraciones inaceptables.

Confín superior de dosis (Dose upper bound)

Nivel de dosis establecido por la autoridad competente para su aplicación a lacontribución a la dosis de los individuos de una sola fuente o práctica específicas.

Debería seleccionarse de modo que el total de fuentes previstas, presentes y futuras,no ocasione dosis superiores a los límites primarios.

Contención (Containment)

Término que significa 1) el confinamiento de los materiales radiactivos deforma tal que se impida eficazmente su dispersión en el medio ambiente o que permi-ta su liberación solamente a un ritmo especificado, o 2) el dispositivo utilizado paralograr dicho confinamiento.

Control institucional (Institutional control)

Control ejercido por una autoridad o institución designada de conformidad conel ordenamiento jurídico de un país o Estado. Este control puede ser activo (vigilan-cia radiológica, vigilancia física, operaciones correctoras) o pasivo (control de la uti-lización del terreno).

Criticidad (Criticality)

Las condiciones en que un sistema es capaz de mantener una reacción nuclearen cadena.

Desechos de actividad alta (High level waste)

(1) Materiales altamente radiactivos, que contienen principalmente productos defisión y algunos actínidos, resultantes de la reelaboración química del combus-tible irradiado.

(2) Combustible gastado de los reactores, si se declara un desecho.(3) Cualquier otro desecho cuyo nivel de radiactividad sea comparable al indicado

en (1) o (2).

Dosis (Dose)

En el presente libro, el término "dosis" se utiliza para indicar la suma de ladosis equivalente efectiva resultante de la exposición externa durante un año y de ladosis equivalente efectiva integrada durante 50 años debida a la incorporación de ra-dionucleidos de dicho año.

Forma de desecho (Waste form)

Forma física y química del desecho (por ejemplo, en estado líquido, incor-porado en hormigón o en vidrio) sin su embalaje.

Garantía de calidad (Quality assurance)

Medidas programadas y sistemáticas necesarias para adquirir la debida con-fianza en que un elemento, una instalación o una persona actuarán satisfactoriamentedurante el servicio.

Grupo crítico (Critical group)

Para una fuente de radiación determinada, es el grupo de individuos del públicocuya exposición es razonablemente homogénea y característica de los individuos quereciban la dosis equivalente efectiva o la dosis equivalente (según corresponda) másalta debida a la fuente.

Límite de dosis (Dose Limit)

En el presente libro límite de dosis significa el límite primario de dosis paralos individuos del público. Es el límite de la dosis total debida a todas las fuentesartificiales (excluidas las exposiciones médicas). El valor recomendado en lasNormas básicas de seguridad para exposiciones prolongadas es de 1 mSv en un año.

Migración de radionucleidos (Radionuclide migration)

Movimiento de radionucleidos a través de diversos medios causado por el flujode un fluido y/o por difusión.

Optimización (Optimization)

En la terminología de protección radiológica, el proceso de reducir el efectoesperado sobre la salud derivado de la exposición a las radiaciones de una población,mediante la aplicación de medidas protectoras, al valor más bajo que pueda razo-nablemente alcanzarse, teniendo en cuenta los factores económicos y sociales.

Período posterior al sellado (Post-sealing period)

Período posterior al cierre y sellado de un repositorio de desechos.

Región del campo cercano (Near field region)

El repositorio excavado incluidos los bultos de desechos, materiales de rellenoy de sellado, y las partes de la roca hospedante cuyas características se han alteradoo podrían alterarse a causa del repositorio o de su contenido.

Repositorio (Repository)

Instalación o emplazamiento designado para el almacenamiento o evacuaciónde desechos radiactivos.

Riesgo (Risk)

En el presente libro se entiende por riesgo la probabilidad de que se produzcaun efecto sobre la salud de un individuo o de sus descendientes. Es igual al productode la probabilidad de exposición a una tasa de dosis anual determinada por la proba-bilidad de que se produzca un efecto sobre la salud debido a dicha dosis anual.

Roca hospedante (Host rock)

Formación geológica en la que puede situarse un repositorio.

Sistema de evacuación (Disposal system)

Combinación de un medio geológico, un repositorio y bultos de desechos colo-cados dentro del repositorio, sin intención de recuperarlos.

Sistema multibarrera (Multibarrier system)

Sistema en el que se utilizan dos o más barreras independientes para aislar losdesechos del medio humano. Entre las barreras pueden encontrarse la forma de losdesechos, el contenedor (recipiente), otras barreras tecnológicas y el medio de la ro-ca hospedante y su entorno.

3. PRINCIPIOS DE SEGURIDAD

Los dos objetivos que persigue la evacuación subterránea de desechos radiacti-vos de actividad alta son esencialmente:

— aislar los desechos de actividad alta del medio humano durante largos períodosde tiempo sin transmitir a generaciones futuras la responsabilidad de mantenerla integridad del sistema de evacuación, ni imponerles condicionamientos sig-nificativos debidos a la existencia del repositorio (RESPONSABILIDADPARA LAS GENERACIONES FUTURAS); y

— garantizar la protección radiológica a largo plazo de los seres humanos y delmedio ambiente de conformidad con los principios actuales de protecciónradiológica internacionalmente acordados (SEGURIDAD RADIOLÓGICA).

Con el fin de lograr estos dos objetivos, se formulan los siguientes principiosde seguridad.

3.1. Responsabilidad para las generaciones futuras

3.1.1. Principio N° 1: Carga impuesta a las generaciones futuras

La carga impuesta a las generaciones futuras deberá reducirse a un mínimomediante la evacuación segura de los desechos radiactivos de actividad alta en unmomento apropiado, teniendo en cuenta los factores técnicos, sociales y económicos.

El contenido de radionucleidos de todos los desechos radiactivos disminuyenaturalmente con'el tiempo. El almacenamiento provisional cumple una función útilpara desechos que contengan radionucleidos de período corto, aunque pueda suponerexposiciones adicionales a las radiaciones durante el período de almacenamiento pro-visional y continuos compromisos financieros y de otro tipo. La evacuación de

desechos debidamente acondicionados reduce la carga impuesta a las generacionesfuturas y evita exposiciones adicionales a las radiaciones por razones profesionales.

Dado que las presentes generaciones se benefician directamente de la explota-ción de la energía nuclear, es razonable que sufraguen la carga financiera que suponela evacuación de desechos.

Ahora bien, la cronología de la evacuación de desechos de actividad alta ladecidirán las autoridades nacionales de acuerdo con una serie de factores técnicosy socioeconómicos. Entre ellos figuran la disponibilidad de servicios de reelabora-ción, la disponibilidad y desarrollo de emplazamientos adecuados para repositorios,las ventajas técnicas a obtener del enfriamiento durante el almacenamiento provi-sional y, en el caso del combustible gastado, el propósito de no eliminar prematura-mente constituyentes que podrían ser útiles para las generaciones futuras.

3.1.2. Principio N° 2: Independencia de la segundad del control institucional

La seguridad de un repositorio de desechos de actividad alta durante elperíodo posterior al sellado no deberá depender de la vigilancia radiológica y vigi-lancia física activas, ni de otros controles institucionales o medidas correctoras, des-pués de que haya cesado el control del repositorio.

El principio N° 1 relativo a la reducción al mínimo de las cargas para lasgeneraciones futuras implica también que estas generaciones no deberían tener queadoptar ninguna medida para protegerse de los efectos de la evacuación de desechos.Se prevé que se lleven registros y puede que se proceda a la vigilancia radiológica,por ejemplo, si lo estipulan las autoridades nacionales, pero la seguridad del reposi-torio no debería depender de estas medidas.

3.1.3. Principio N° 3: Efectos en el futuro

El grado de aislamiento de los desechos radiactivos de actividad alta deberáser tal que no existan riesgos futuros previsibles para la salud humana, ni efectossobre el medio ambiente que no sean aceptables actualmente.

Este principio de seguridad se deriva de la preocupación por las futuras genera-ciones. De conformidad con las Normas básicas de seguridad en materia de protec-ción radiológica del OIEA, los riesgos para las personas en el futuro deberíanlimitarse del mismo modo que se limitan los correspondientes a los individuos queviven actualmente. Por lo tanto, el nivel de protección proporcionado a las personasen el futuro no debería ser inferior al proporcionado actualmente.

La evacuación subterránea profunda en diversas formaciones geológicas puedeproporcionar un dilatado período de aislamiento de los desechos, puede reducir a unmínimo la probabilidad de intrusión inadvertida y puede evitar la liberación deradionucleidos, o limitar su tasa, incluso en un futuro lejano.

8

Aunque el objetivo principal de la protección radiológica es el logro y manteni-miento de condiciones de seguridad adecuadas para las actividades que suponganexposición de los seres humanos, se considera que el nivel de seguridad necesariopara la protección de todos los individuos humanos es probable que sea adecuadopara proteger a otras especies, aunque no necesariamente a miembros individualesde dichas especies. En el caso de la evacuación subterránea profunda de desechosde actividad alta, si los seres humanos están adecuadamente protegidos como indivi-duos es probable que otras especies vivientes estén también suficientementeprotegidas.

3.1.4. Principio N° 4: Consideraciones transfronte rizas

Como principio básico, las políticas y criterios adoptados para la protecciónradiológica de las poblaciones situadas más allá de las fronteras nacionales contralas liberaciones de sustancias radiactivas deberían ser como mínimo igual de estric-tos que los adoptados para la población del país en el que se produce la liberación.

Cuando la evacuación de desechos de actividad alta pueda dar lugar a exposi-ciones a las radiaciones más allá de las fronteras del país en el que tiene lugar la eva-cuación, ha de aplicarse este principio de seguridad.

3.2. Seguridad radiológica

Aunque el objetivo del repositorio de desechos es aislar los desechos radiacti-vos del medio humano, se admite que existen mecanismos que en un tiempo lejanoo con cierta probabilidad baja pueden dar como resultado la liberación de radio-nucleidos. Es preciso tener en cuenta estos mecanismos en los análisis de seguridaddel repositorio y, por lo tanto, es necesario disponer de criterios radiológicos y relati-vos a riesgos con respecto a los cuales puedan juzgarse los resultados de dichos análi-sis de seguridad.

Los mecanismos de liberación de radionucleidos de un emplazamiento de eva-cuación no son los mismos para todos los ambientes, pero en general la causa princi-pal es probable que sea la degradación del desecho acondicionado y de su contenedorpor el agua, seguida por la transferencia y dispersión de los radionucleidos por eldesplazamiento de las aguas subterráneas, modificado por procesos de reconcentra-ción. En el presente documento se hace referencia a estos mecanismos como proce-sos de liberación "graduales" pues conducen a un régimen de exposición a lasradiaciones razonablemente previsible en el espacio y en el tiempo.

Los procesos graduales de liberación se considera que comprenden todos losprocesos evolutivos que afectan a la evacuación, ya estén relacionados con la cons-trucción, explotación y sellado del repositorio o con fenómenos naturales previsiblestales como la erosión, movimientos verticales, etc. Las modificaciones del desplaza-miento de las aguas subterráneas pueden ser consecuencia de sucesos iniciadores.

Otros procesos posibles no son graduales, sino que se producen como sucesosaleatorios y pueden tener efectos disruptivos sobre el repositorio y su ambiente. Pro-cesos tales como los fenómenos sísmicos y tectónicos que modifican las corrientesde agua pudieran ser consideraciones importantes para la evacuación en ciertas for-maciones geológicas, y actividades humanas futuras tales como los sondeos y laexplotación de minerales podrían ejercer influencias directas e indirectas en algunosrepositorios. Los procesos disruptivos podrían, en algunos casos, predominar en laevaluación global de la seguridad de la evacuación. Generalmente se examinan utili-zando técnicas probabilistas, aunque cabe señalar que en algunos países los fenóme-nos sísmicos se consideran de un modo determinista.

Los siguientes principios Nos 5 y 6 están concebidos para su aplicación a pro-cesos de liberación graduales y disruptivos, respectivamente. Ahora bien, es impor-tante tener en cuenta que los principios están vinculados y tienen la misma basegeneral cuando se expresan como riesgo para un individuo.'

3.2.1. Principio N° 5: Confín superior de dosis

En el caso de las liberaciones de un repositorio debidas a procesos ' 'gra-duales '', la dosis anual prevista para los individuos del grupo crítico deberá ser infe-rior a un confín superior de dosis, fracción fijada por las autoridades nacionales delos límites de la dosis individual pertinentes que actualmente corresponde a un valorde la dosis inedia anual de 1 mSv para exposiciones prolongadas.

Este principio se deriva de la política del OIEA, expuesta en sus Normas bási-cas de seguridad en materia de protección radiológica (Colección Seguridad N° 9,Edición de 1982), conforme a las recomendaciones de la CIPR.

La aplicación de límites de la dosis individual a las dosis que se producen comoresultado de procesos de liberación graduales es la misma que para las liberacionesde otros tipos de instalaciones nucleares. Intervienen dos requisitos básicos. Prime-ro, debe determinarse el grupo crítico, es decir, los individuos del público cuya ex-posición es razonablemente homogénea y característica de los individuos que recibanla dosis más alta. Segundo, el sistema general de evacuación debe garantizar que ladosis media para el grupo crítico no excederá del límite de dosis, teniendo en cuentalas posibles exposiciones debidas a otras fuentes, incluidos otros repositorios, pero

1 Observación hecha por la delegación de los Estados Unidos de América en la Juntade Gobernadores del Organismo: "En el presente documento se utiliza el coeficiente de riesgode muerte del 0,01 por sievert de la Publicación 26 de la CIPR. Es probable que en 1990 laCIPR revise significativamente este coeficiente de riesgo. Si este coeficiente revisado se pro-mulga, debería ser tenido en cuenta en la preparación de normas nacionales y en el documentodebería hacerse la correspondiente revisión. En el documento no se tienen en cuenta normasexpresadas de otra forma, tales como los límites cuantitativos de las liberaciones, que podríanser utilizadas por los Estados Miembros junto con los límites de la exposición individual."

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excluyendo las fuentes médicas y naturales. Pueden tenerse en cuenta debidamenteestas otras fuentes utilizando un confín superior de dosis para dicha fuente en vezdel límite de dosis que se aplica a las dosis recibidas por un individuo de todas lasfuentes. La finalidad del confín superior de dosis es también su aplicación a la dosismedia del grupo crítico, se produzca ésta actualmente o en el futuro (véase una expo-sición más completa en el Vol. N° 77 (1986) de la Colección Seguridad del OIEA).

La determinación de los grupos más expuestos en el futuro resulta cada vezmás difícil con el tiempo. Por lo tanto, puede ser necesario aplicar el confín superiorde dosis a individuos hipotéticos que podrían vivir donde es probable que las exposi-ciones sean mayores. Para definir las costumbres de estos individuos hipotéticospuede suponerse que sus necesidades básicas en materia de nutrición y sus caracterís-ticas de vida son las mismas que las de la población actual.

El confín superior de dosis, que sirve como limitación de diseño para el reposi-torio, debería establecerse por lo tanto teniendo en cuenta las dosis debidas a fuentesglobales, regionales y locales y reservando una fracción prudencial del límite dedosis para potenciales fuentes futuras, por ejemplo, prácticas futuras que suponganexposición a las radiaciones tales como futuros usos de la energía nuclear y de otrastecnologías nucleares.

3.2.2. Principio N° 6: Confín superior del riesgo

El grado de seguridad de un repositorio de desechos radiactivos de actividadalta debería ser tal que el riesgo previsto de que se produzca un efecto sobre la saludde un individuo del grupo crítico en un año a causa del repositorio debido a sucesosdisruptivos para los que no se utiliza el principio N° 5 sea inferior a un confín supe-rior del riesgo, fracción fijada por las autoridades nacionales de un límite de riesgode efectos sobre la salud de uno en cien mil por año.

Durante el desarrollo de las evaluaciones de la seguridad de la evacuación dedesechos de actividad alta ha resultado evidente que es preciso considerar sucesosimprobables descritos anteriormente en la presente sección como procesos disrupti-vos, y sus consecuencias.

El criterio que se aplica en cuanto al nivel de riesgo que no debería excedersees que el confín superior del riesgo debido a sucesos para los que no se utiliza elconfín superior de dosis no debería ser mayor que el riesgo debido a dosis en el con-fín superior de dosis.

La limitación de las dosis durante toda una vida a 1 mSv por año como mediaimplica una limitación del riesgo anual medio a un nivel de aproximadamente 10~s.La CIPR ha indicado que parece razonable limitar el riesgo en un año para un indivi-duo del grupo crítico debido a sucesos para los que no se utiliza el confín superiorde dosis de modo que sea también inferior a 10~5 (véase una exposición máscompleta de este tema en la Publicación 46 (1985) de la CIPR).

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La consecuencia de este principio es que los riesgos de efectos sobre la saluddebidos a sucesos sumamente improbables serán muy pequeños en comparación concualquier confín superior del riesgo, y no es preciso incluir el análisis de dichos suce-sos en una evaluación de riesgos relativa a un repositorio.2

3.2.3. Principio N° 7: Seguridad radiológica adicional

Todas las exposiciones a las radiaciones que puedan resultar de la evacuaciónde desechos radiactivos de actividad alta deberán mantenerse en el valor más bajoque pueda razonablemente alcanzarse, teniendo en cuenta los factores económicosy sociales. Los confines superiores de dosis y de riesgo definidos en los principiosNos 5 y 6 deberán ser limitaciones primarías.

Aunque la especificación de confines superiores de dosis y de riesgo sirve paragarantizar el nivel necesario de seguridad para un individuo, se recomienda que todaslas exposiciones se mantengan en el valor más bajo que pueda razonablemente alcan-zarse inferior a los confines superiores.

Esta recomendación se aplica a veces en otras actividades de protección ra-diológica mediante un análisis riguroso de las opciones disponibles para lograr unequilibrio óptimo entre las repercusiones radiológicas, los costos económicos y otrosfactores. El principio de que las exposiciones deberían mantenerse en el valor másbajo que pueda razonablemente alcanzarse sigue siendo válido para la evacuacióngeológica de desechos de actividad alta, pero la aplicación del principio requiere con-sideraciones especiales.

Influyen muchos factores en el emplazamiento y diseño de un repositorio paradesechos de actividad alta, en particular, otras operaciones dentro del sistema de ges-tión de desechos, costos, efectos sociales y ambientales y consideraciones políticas,así como los efectos radiológicos. Las opciones disponibles para evacuar desechosde actividad alta en un repositorio geológico es probable que sean bastante limitadas.Decisiones fundamentales, por ejemplo, la reelaboración del combustible gastado,y muchos aspectos de la selección del emplazamiento pueden basarse en factoressociales e institucionales. El problema más importante es que las incertidumbres enla proyección de los efectos radiológicos pueden ser bastante grandes. Por lo tanto,es difícil aplicar plenamente el requisito de mantener las dosis en el valor más bajoque pueda razonablemente alcanzarse para decidir entre las opciones disponiblespara el sistema de evacuación de desechos. Tampoco está totalmente justificada una

2 En algunos Estados Miembros, el enfoque preferido consiste en utilizar únicamenteun criterio basado en las dosis de radiación junto con una exposición cualitativa de la proba-bilidad de diversos escenarios de liberación. En este caso los escenarios considerados en losanálisis de seguridad formales se limitan a los considerados como realistas y razonables y sehacen comparaciones con un confín superior de dosis anual.

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optimization formal considerando las repercusiones radiológicas futuras, pero utili-zando costos actuales. Dentro del alcance de este libro, que trata principalmente dela seguridad a largo plazo de un repositorio de desechos de actividad alta, la aplica-ción de este principio puede ser bastante limitada.

A pesar de estas dificultades, el principio de mantener las dosis en el valor másbajo que pueda razonablemente alcanzarse debería respetarse durante todo el procesode selección del emplazamiento, acondicionamiento de desechos y diseño del reposi-torio. En general será necesario hacerlo de modo cualitativo, utilizando principal-mente el discernimiento técnico en vez de análisis rigurosos de las repercusiones delrepositorio. En casos particulares, puede ser útil para discernir entre opciones unametodología de adopción de decisiones, tal como el análisis de múltiples atributos.

4. CRITERIOS TÉCNICOS

Como suplemento de los principios básicos de seguridad para la evacuaciónsubterránea de desechos de actividad alta se especifican los siguientes criterios técni-cos. Establecen una base técnica para garantizar el cumplimiento de los principiosde seguridad.

4.1. Criterio N° 1: Enfoque de sistemas globales

La segundada largo plazo déla evacuación de desechos radiactivos de activi-dad alta deberá basarse en el concepto de barreras múltiples y se evaluará basándo-se en el comportamiento del sistema de evacuación en conjunto.

El sistema total de evacuación consta de varios componentes, tales como laforma de los desechos, los contenedores, el material de relleno, el repositorio, laroca hospedante y las formaciones geológicas circundantes. Dado que los desechosde actividad alta presentan un riesgo potencial durante un período de tiempo dilatadoy dada la dificultad de realizar previsiones a largo plazo que pueden dar lugar a gran-des incertidumbres, es necesario que la seguridad de la evacuación de desechos nodependa de un solo componente o barrera, sino del comportamiento combinado devarias barreras. Si una barrera no actúa de acuerdo con el diseño, el sistema globalsería suficiente para satisfacer los objetivos de seguridad.

El enfoque de sistemas globales incorpora la idea de que en definitiva sola-mente ha de garantizarse el comportamiento y seguridad del sistema de evacuación

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en su conjunto, en un momento determinado en el futuro, y no el comportamientode todos los componentes individuales. Este enfoque brinda una gran flexibilidad alautor del diseño de un sistema de evacuación porque una deficiencia en una barrerapuede compensarse mediante la capacidad de contención de las restantes barreras.El enfoque de sistemas globales hace por lo tanto posible adaptar el concepto de eva-cuación geológica a una diversidad de formas y bultos de desechos de actividad altay a varias situaciones geológicas que con frecuencia difieren según el país.

No obstante, resulta evidente que la barrera geológica desempeña la funciónmás importante para garantizar la seguridad a largo plazo. Su función puede deducir-se de ejemplos naturales de la contención a largo plazo proporcionada por muchostipos de formaciones geológicas.

El presente libro no especifica niveles mínimos de comportamiento que hayande lograr las barreras individuales. Las autoridades nacionales pueden juzgar oportu-no especificar dichos niveles de comportamiento para permitir el diseño y desarrollooportunos de algunas barreras tecnológicas.

4.2. Los desechos

4.2.1. Griterío N° 2: Contenido en radionucleidos

Deberán establecerse criterios de aceptación de desechos para que su con-tenido en radionucleidos esté en conformidad con las hipótesis formuladas para eldiseño del repositorio.

El contenido en radionucleidos es el término fuente de la posible liberación deradionucleidos. Por lo tanto, es necesario que se establezcan criterios de aceptaciónsegún el contenido en radionucleidos con el fin de tener la certeza de que se ajustaa los valores del término fuente supuestos en los que se basa el diseño del repositorio.

4.2.2. Criterio N° 3: Forma de los desechos

Los desechos radiactivos de actividad alta que se vayan a colocar en un reposi-torio deberán encontrarse en forma sólida, con propiedades físicas y químicas apro-piadas para la retención de los radionucleidos y adecuadas para el sistema deevacuación.

Durante un período inicial, tras la colocación, puede confiarse en el contenedorexterno o en otras barreras para evitar la penetración de agua. Ulteriormente la for-ma de los desechos y sus alrededores condicionarán las liberaciones en la formacióngeológica. Por ello, es esencial que los desechos se encuentren en una forma que encombinación con el repositorio y con la roca hospedante retrase la liberación deradionucleidos.

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4.3. El repositorio

4.3.1. Criterio N° 4: Período inicial de aislamiento

El sistema de evacuación de desechos de actividad alta deberá diseñarse demodo que se consiga un aislamiento prácticamente completo de los radionucleidosdurante un período inicial de tiempo.

El aislamiento prácticamente completo de los desechos radiactivos de actividadalta no puede mantenerse indefinidamente. El período de tiempo inicial durante elque es necesario un elevado grado de aislamiento depende del tipo de desechos y desus características de desintegración, así como de las propiedades del sistema globalde evacuación.

Tras el período inicial de elevado grado de aislamiento, cobran crecienteimportancia las barreras inherentes a la roca hospedante y formaciones circundantes.

4.3.2. Criterio N° 5: Diseño y construcción del repositorio

Un repositorio de desechos radiactivos de actividad alta deberá diseñarse,construirse, explotarse y clausurarse de modo que se mantengan las funciones deseguridad de la roca hospedante y su medio circundante tras el sellado.

En la primera etapa de confirmación de un emplazamiento y posteriormentedurante la construcción y clausura de un repositorio, debería prestarse especial aten-ción a las técnicas utilizadas y a la ejecución de las labores de campo para que laspropiedades de aislamiento del emplazamiento queden disminuidas lo menos que seaposible. Deberían evaluarse las consecuencias de las perturbaciones causadas duran-te estas operaciones en lo que respecta a sus repercusiones para la seguridad.

Los efectos de los desechos y de las estructuras tecnológicas situadas en elrepositorio sobre las características del medio hidrogeológico no deberían menos-cabar las propiedades de la roca hospedante relacionadas con la seguridad.

4.3.3. Criterio N° 6: Criticidad nuclear

El repositorio de desechos radiactivos de actividad alta deberá diseñarse y losdesechos deberán colocarse de modo que cualquier sustancia fisionable permanezcaen una configuración subcrítica.

Algunos desechos de actividad alta pueden contener cantidades de sustanciasfísionables suficientes para alcanzar la criticidad nuclear si se colocan inadecuada-mente. Por lo tanto, es importante que el repositorio se diseñe de modo que se evitenconfiguraciones críticas.

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La geometría subcrítica se logra mediante una dilución eficaz de las sustanciasfisionables durante el acondicionamiento de los desechos y/o guardando las necesa-rias distancias entre los bultos de desechos que contengan sustancias fisionables.Cuando pueda producirse lixiviación y acumulación ulterior de sustancias fi-sionables, debería estudiarse adecuadamente la evitación de la criticidad.

4.4. El emplazamiento

4.4.1. Criterio N° 7: Geología del emplazamiento

El repositorio deberá ubicarse a profundidad suficiente para proteger ade-cuadamente los desechos colocados de sucesos y procesos externos, en una rocahospedante que tenga propiedades que restrinjan adecuadamente el deterioro de lasbarreras físicas y el transporte de radionucleidos del repositorio al medio ambiente.

La ubicación del repositorio de desechos es de gran importancia para sufuncionamiento seguro a largo plazo. Las dimensiones del medio hospedante selec-cionado deberán ser suficientes para dar cabida al repositorio y a la parte del mediocircundante que sea necesaria para la seguridad.

El modo más probable de migración de los radionucleidos del repositorio a labiosfera es el transporte por las aguas subterráneas. Por esta razón, debe concederseespecial importancia a las propiedades hidrogeológicas y geoquímicas del mediohospedante para evitar el transporte de nucleidos por las aguas subterráneas. Tam-bién deberá evaluarse cuidadosamente el potencial de perturbaciones tectónicas, sís-micas y de otro tipo que puedan crear nuevas vías para el transporte deradionucleidos.

4.4.2. Criterio N° 8: Consideración de los recursos naturales

El emplazamiento del repositorio deberá seleccionarse, en la medida de loposible, de modo que se evite la proximidad a recursos o materiales naturalesvaliosos que no sean fácilmente obtenibles de otras fuentes.

Dos consideraciones abogan contra la ubicación de un repositorio cerca derecursos naturales valiosos o potencialmente valiosos. En primer lugar, las genera-ciones futuras explotarán los recursos naturales para su propio beneficio. La ubica-ción de un repositorio cerca de dichos recursos podría impedir su utilización futurao podría requerir medidas correctoras onerosas para evitar alteraciones delrepositorio.

La segunda consideración, y la más importante, es que existe la posibilidad deque en el futuro, una vez que haya cesado el control institucional, un individuo ouna sociedad que intente aprovechar recursos naturales desconozca la ubicación delrepositorio. En este caso, la intrusión involuntaria en un repositorio podría reducirsu integridad conduciendo a una liberación de radionucleidos al medio ambiente.

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5. VERIFICACIÓN DEL CUMPLIMIENTODE LOS OBJETIVOS DE SEGURIDAD

5.1. Criterio N° 9: Evaluación de la seguridad

Deberá demostrarse que el sistema global de evacuación cumple los objetivosde seguridad radiológica mediante evaluaciones de la seguridad basadas en modeloscuya validez esté comprobada, en la medida de lo posible.

Se admite que la seguridad a largo plazo de un sistema de evacuación dedesechos radiactivos de actividad alta no puede demostrarse directamente. Ahorabien, puede demostrarse indirectamente mediante evaluación utilizando análisis pre-dictivos basados en datos técnicos y científicos. Por lo tanto, la demostración delcumplimiento de criterios de seguridad numéricos supone la evaluación de la seguri-dad y la comparación de los resultados de la evaluación con los criterios.

Con el fin de evaluar la seguridad pueden utilizarse técnicas de análisis deter-minista y probabilista. Estas metodologías no se excluyen mutuamente, y en la prác-tica es factible un análisis comparativo con ambas técnicas.

Deberían evaluarse los riesgos para la salud de sucesos disruptivos que podríanconstituir una fracción significativa de los riesgos totales para la salud debidos a laevacuación de desechos.

En las evaluaciones de la seguridad encaminadas a la comparación de diferen-tes enfoques del diseño, deberían aplicarse escenarios, modelos y datos de entradaajustados a la realidad. Debería comprobarse, en la medida de lo posible, la validezde los modelos que se vayan a utilizar mediante contraste con ensayos de laboratorioy observaciones in situ, incluidos análogos naturales e investigaciones en el emplaza-miento, siempre que sea factible.

Es difícil estimar la probabilidad de que se produzcan sucesos aleatorios y solopueden obtenerse fácilmente valores muy aproximados. En estos casos deberían utili-zarse inicialmente para las evaluaciones límites superiores de las estimaciones; sonnecesarias estimaciones más precisas únicamente si dichos sucesos resultan serlimitativos.

En dos libros especializados del OIEA (Vols. Nos 56 y 68 de la ColecciónSeguridad) figura información más detallada sobre las metodologías de evaluaciónde la segundad y del comportamiento y la comprobación de la validez de modelos.

5.2. Criterio N° 10: Garantía de calidad

Deberá establecerse un programa de garantía de calidad para los componentesdel sistema de evacuación y para todas las actividades desarrolladas desde la confir-mación del emplazamiento, durante la construcción y la explotación y hasta la

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clausura de la instalación de evacuación, para verificar el cumplimiento de lasnormas y criterios pertinentes.

El programa debería contener disposiciones que garantizasen la identificacióny el cumplimiento de los requisitos de códigos y reglamentos, normas, especifica-ciones y prácticas de ingeniería y minería adecuados y generalmente admitidos.

El programa debería definir también la estructura orgánica para la ejecuciónde las actividades de garantía de calidad, y delimitar claramente la responsabilidady autoridad de las diferentes personas y organizaciones que intervienen para selec-cionar el nivel de garantía de calidad requerido y asegurar que se aplican los progra-mas de garantía de calidad.

6. OTRAS CONSIDERACIONES

6.1. Aspectos relacionados con la amplia escala temporal

Según se expresa en el principio N° 3, los confines superiores de dosis y deriesgo individuales aplicables actualmente deberían en principio mantenerse indefini-damente, sin interrupción de nuestra responsabilidad, para la protección de la des-cendencia humana. No obstante, la verificación del cumplimiento de este principioa largo plazo plantea dificultades a causa de las incertidumbres debidas a cambiosen las condiciones ambientales y costumbres de vida de las poblaciones futuras.3

La descripción de las condiciones ambientales para las especies humanas en elfuturo es cada vez más especulativa cuando los períodos considerados son decenasde miles de años a partir de la actualidad. Por ejemplo, los fenómenos glaciarios sehan producido de modo cíclico, y la próxima edad de hielo puede aparecer dentrode unos 10 000 años a partir de ahora. Sin duda se producirán cambios significativosen la biosfera durante estos períodos. Las condiciones ambientales exactas y las nece-sidades en materia de nutrición de los individuos en un futuro lejano pueden ser muydiferentes de las existentes actualmente.

Dado que ni la ubicación ni las características de los individuos humanos enun futuro lejano pueden preverse, las evaluaciones de la dosis y del riesgo, en el sen-tido absoluto, pueden no ser significativas para períodos superiores a algunos milesde años. Esto no implica que no deban realizarse las evaluaciones para dichosperíodos superiores de tiempo, pero indica que pueden ser necesarios otros medios

3 Algunas autoridades nacionales han considerado adecuado introducir un límite detiempo para su utilización en la aplicación de los principios N° 5 (confín superior de dosis)y N° 6 (confín superior del riesgo).

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independientes en el futuro para confirmar las conclusiones de las evaluaciones dedosis y riesgo a medida que alcanzan el período de incertidumbre creciente.

Un medio puede ser cerciorarse de que el repositorio no cambiará apreciable-mente el medio de radiaciones de poblaciones futuras. Los confines.superiores dedosis y de riesgo son inferiores a las dosis anuales debidas al fondo natural. Por lotanto, si las dosis y los riesgos debidos a un repositorio de desechos de actividad altapara individuos en un futuro lejano que se supone que tengan nuestras característicasy necesidades en materia de nutrición son inferiores a los respectivos confines supe-riores, existe la seguridad de que las dosis del medio ambiente de cualquier individuofuturo no van a variar apreciablemente a causa de la contribución del repositorio.

Un medio adicional de seguridad puede ser comparar las concentraciones oliberaciones de radionucleidos en un futuro lejano procedentes del repositorio en elmedio ambiente con concentraciones o liberaciones de fuentes naturales tales comola parte superior de la corteza terrestre, teniendo en cuenta en la comparación la toxi-cidad de diferentes radionucleidos.

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BIBLIOGRAFÍA SELECCIONADA

AGENCIA PARA LA ENERGÍA NUCLEAR DE LA OCDE, Long-Term Radiological Pro-tection Objectives for Radioactive Waste Disposal, OCDE, Paris (1984).

COMISIÓN INTERNACIONAL DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA, Cost-Benefit Analy-sis in the Optimization of Radiation Protection, Publicación 37 de la CIPR, Anales de la CIPR10 2/3, Pergamon Press, Oxford y Nueva York (1983).

COMISIÓN INTERNACIONAL DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA, Declaración de laReunión de París de 1985 de la CIPR, Anales de la CIPR 15 3 (1985).

COMISIÓN INTERNACIONAL DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA, Radiation ProtectionPrinciples for the Disposal of Solid Radioactive Waste, Publicación 46 de la CIPR, Analesde la CIPR 15 4, Pergamon Press, Oxford y Nueva York (1986).

COMISIÓN INTERNACIONAL DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA, RadionuclideRelease into the Environment: Assessment of Doses to Man, Publicación 29 de la CIPR,Anales de la CIPR 2 1, Pergamon Press, Oxford y Nueva York (1978).

COMISIÓN INTERNACIONAL DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA, Recommendations ofthe International Commission on Radiological Protection, Publicación 26 de la CIPR, Analesde la CIPR 1 3, Pergamon Press, Oxford y Nueva York (1977).

Experiencia adquirida en la esfera nucleoeléctrica (Actas Conf. Viena, 1982), OIEA, Viena(1983).

Gestión de desechos radiactivos (Actas Conf. Seattle, Estados Unidos de América, 1983),OIEA, Viena (1984).

ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Concepts and Examples ofSafety Analyses for Radioactive Waste Repositories in Continental Geological Formations,Colección Seguridad N° 58, OIEA, Viena (1983).

ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Characteristics of Radioac-tive Waste Forms Conditioned for Storage and Disposal: Guidance for the Development ofWaste Acceptance Criteria, IAEA-TECDOC 285, OIEA, Viena (1983).

ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Development of RegulatoryProcedures for the Disposal of Solid Radioactive Wastes in Deep, Continental Formations,Colección Seguridad N° 51, OIEA, Viena (1980).

ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Effects of ControlledReleases of Radionuclides on Terrestrial and Freshwater Organisms and Ecosystems, Colec-ción de Informes Técnicos (en preparación).

ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Effects of Heat from High-Level Waste on Performance of Deep Geological Repository Components, IAEA-TECDOC-319, OIEA, Viena (1984).

21

ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Evacuación Subterránea deDesechos Radiactivos, Orientación básica, Colección Seguridad N° 54, OIEA, Viena(1982).

ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Normas Básicas deSeguridad en Materia de Protección Radiológica: Edición de 1982, patrocinadas conjun-tamente por el OIEA, la OIT, la AEN(OCDE) y la OMS, Colección Seguridad N° 9, OIEA,Viena (1983).

ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Performance Assessment forUnderground Radioactive Waste Disposal Systems, Colección Seguridad N° 68, OIEA,Viena (1985).

ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Principios para el Estableci-miento de Límites para la Emisión de Materiales Radiactivos al Medio Ambiente, ColecciónSeguridad N° 45, OIEA, Viena (1978).

ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Principios para la Limita-ción de las Emisiones de Efluentes Radiactivos al Medio Ambiente, Colección SeguridadN° 77, OIEA, Viena (1987).

ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Qualitative AcceptanceCriteria for Disposal of Radioactive Wastes in Deep Geological Formations, Colección deInformes Técnicos (en preparación).

ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Safety Assessment forUnderground Disposal of Radioactive Wastes, Colección Seguridad N° 56, OIEA, Viena(1981).

ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA, Site Investigations forRepositories for Solid Radioactive Wastes in Deep Continental Geological Formations, Colec-ción de Informes Técnicos N° 215, OIEA, Viena (1982).

ORGANIZACIÓN MUNDIAL DE LA SALUD, Nuclear Power: Management of High-levelRadioactive Wastes, Oficina Regional de la OMS para Europa, Copenhague (1982).

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LISTA DE PARTICIPANTES

REUNIÓN DE CONSULTORES28 de octubre a 1 de noviembre de 1985

Johnston, P.D. Department of the Environment,Romney House, Room A5.16,43 Marsham Street, Londres SW1P 3PY,Reino Unido

Thomas, K.T. División del Ciclo del Combustible Nuclear(Secretario Científico) y de Gestión de Desechos,

Organismo Internacional de Energía Atómica,Apartado 100, A-1400 Viena, Austria

REUNIÓN DE GRUPO ASESOR4 a 8 de noviembre de 1985

Ahmed, J. División de Seguridad Nuclear,Organismo Internacional de Energía Atómica,Apartado 100, A-1400 Viena, Austria

Benassai, S. ENEA - Dirección de Seguridad Nucleary Protección Radiológica,

Via Vitaliano Brancati 48,1-00144 Roma-EUR, Italia

Bloser, M. Bundesministerium des Innern,Graurheindorfer Strasse 198,D-5300 Bonn 1, República Federal de Alemania

Costello, J.M. Lucas Heights Research Laboratories,Australian Atomic Energy Commission,Private Mailbag, Sutherland, NSW 2232, Australia

Dlouhy, Z. Instituto de Investigaciones Nucleares,CS-250 68 Reí cerca de Praga, Checoslovaquia

Fehringer, D.J. 623-SS Room 788,United States Nuclear Regulatory Commission,Washington, DC 20555, Estados Unidos de América

23

Gentil, J. Instituí de protection et de süreté nucléaire,Commissariat á l'énergie atomique,B.P. 6, F-92265 Fontenay-aux-Roses Cedex,Francia

Hamstra, J.

Harrington, E.

Hemming, C.

AVORAB.V.,Geological Waste Disposal Consultants,Postbox 138, 1860 AC Bergen (N.H.),Países Bajos

Health and Safety Executive,Nuclear Installations Inspectorate,St. Peter's House, Balliol Road,Bootle, Merseyside L20 3LZ, Reino Unido

Radioactive Waste (Professional) Division,Room A5.28,Department of the Environment,43 Marsham Street, Londres SW1P 3PY,Reino Unido

Heremans, R.

Kimura, E.T.

Kumra, M. S.

Larsson, A.

Murano, T.

Niederer, U.

ONDRAF,Boulevard du Regent 54,Boite 5, B-1000 Bruselas, Bélgica

Universidad de Tokio,Tokio, Japón

High-Level Waste Management Section,Bhabha Atomic Research Centre,Trombay, Bombay 400 085, India

Swedish Nuclear Power Inspectorate,Box 27106, S-102 52 Estocolmo, Suecia

Power Reactor and Nuclear FuelDevelopment Corporation (PNC),

Sankaido Building, 1-9-13 Akasaka,Minato-ku, Tokio 107, Japón

Federal Office of Energy,Nuclear Safety Inspectorate,CH-5303 Würenlingen, Suiza

24

Osborne, R.V. Atomic Energy of Canada Ltd,Chalk River Nuclear Laboratories,Chalk River, Ontario KOJ 1JO, Canadá

Paakkola, O. Finnish Centre for Radiation and Nuclear Safety,P.O. Box 268, SF-00101 Helsinki, Finlandia

Palacios, E.

Piermattei, S.

Richter, D.K.(Presidente)

Ruokola, E.

Senoo, M.

Simon, R.

Thomas, K.T.(Secretario Científico)

Wagstaff, K.P.

Comisión Nacional de Energía Atómica,Avenida del Libertador 8250,1429 Buenos Aires, Argentina

ENEA — Dirección de Seguridad Nucleary Protección Radiológica,


Staatliches Amt für Atomsicherheit und Strahlen-schutz der Deutschen Demokratischen Republik,

Waldowallee 117, DDR-1157 Berlín,República Democrática Alemana

Finnish Centre for Radiation and Nuclear Safety,P.O. Box 268, SF-00101 Helsinki, Finlandia

Tokai Research Establishment,JAERI,Tokai-mura, Naka-gun,Ibaraki-ken 319-11, Japón

Comisión de las Comunidades Europeas,Rué de la Loi 200, B-1049 Bruselas, Bélgica

División del Ciclo del Combustible Nucleary de Gestión de Desechos,


Waste Management División,Atomic Energy Control Board,P.O. Box 1046, Ottawa,Ontario KIP 5S9, Canadá

25

REUNION DE CONSULTORES11 a 15 de noviembre de 1985

Dlouhy, Z.

Thomas, K.T.(Secretario Científico)

Instituto de Investigaciones Nucleares,CS-250 68 Rez cerca de Praga, Checoslovaquia



REUNIÓN DE GRUPO ASESOR6 a 10 de octubre de 1986

Ahmed, J.

Araki, K.

Benassai, S.

Bloser, M.

Costello, J.M.

Dlouhy, Z.

Fehringer, D.J.(Presidente)

División de Seguridad Nuclear,Organismo Internacional de Energía Atómica,Apartado 100, A-1400 Viena, Austria

Tokai Research Establishment,JAERI,Tokai-mura, Naka-gun,Ibaraki-ken 319-11, Japón

ENEA — Dirección de Seguridad Nucleary Protección Radiológica,


Bundesministerium des Innern,Graurheindorfer Strasse 198,D-5300 Bonn 1, República Federal de Alemania

Lucas Heights Research Laboratories,Australian Atomic Energy Commission,Private Mailbag, Sutherland, NSW 2232, Australia

Instituto de Investigaciones Nucleares,CS-250 68 Rez cerca de Praga, Checoslovaquia

623-SS Room 788,United States Nuclear Regulatory Commission,Washington DC 20555, Estados Unidos de América

26

Gentil, J. Instituí de protection et de süreté nucléaire,Commissariat á l'énergie atomique,B.P. 6, F-92265 Fontenay-aux-Roses Cedex,Francia

Hemming, C. Radioactive Waste (Professional) Division,Room AS .28,Department of the Environment,43 Marsham Street, Londres SW1P 3PY,Reino Unido

Heremans, R.

Kumra, M.S.

Larsson, A.

Murano, T.

Niederer, U.

Osborne, R.V.

Palacios, E.

Piermattei, S.


High-Level Waste Management Section,Bhabha Atomic Research Centre,Trombay, Bombay 400 085, India

Swedish Nuclear Power Inspectorate,Box 27106, S-102 52 Estocolmo, Suecia

Waste Management and Raw Materials Divison,Waste Isolation Office,Power Reactor and Nuclear Fuel

Development Corporation (PNC),Sankaido Building, 1-9-13 Akasaka,Minato-ku, Tokio 107, Japón

Federal Office of Energy,Nuclear Safety Inspectorate,CH-5303 Würenlingen, Suiza

Atomic Energy of Canada Ltd,Chalk River Nuclear Laboratories,Chalk River, Ontario KOJ 1JO, Canadá

Comisión Nacional de Energía Atómica,Avenida del Libertador 8250,1429 Buenos Aires, Argentina

ENEA - Dirección de Seguridad Nucleary Protección Radiológica,


27

Richter, O.K. Staatliches Amt fur Atomsicherheit und Strahlen-schutz der Deutschen Demokratischen Republik,

Waldowallee 117, DDR-1157 Berlin,República Democrática Alemana

Ruokola, E. Finnish Centre for Radiation and Nuclear Safety,P.O. Box 268, SF-00101 Helsinki, Finlandia

Tokuyama, A. Natural Science Department,Hyogo University of Teacher Education,Shimokume 942-1, Yashiro-chu, Katoh-gun,Hyogo-ken 673-14, Japón

Wiley, J.R. División del Ciclo del Combustible Nuclear(Secretario Científico) y de Gestión de Desechos,


OCTAVA REUNION DEL COMITÉ DE REVISIÓN TÉCNICA SOBRELA EVACUACIÓN SUBTERRÁNEA DE DESECHOS RADIACTIVOS

(CRTES)26 a 28 de enero de 1987

Araki, K. Department of Environmental Safety Research,(Observador) JAERI,

Tokai-mura, Naka-gun,Ibaraki-ken 319-11, Japón

Baas, J.L. Ministry of Housing, PhysicalPlanning and Environment,

P.O.Box 450, NL-2260 MB Leidschendam,La Haya, Países Bajos

Boge, R. National Institute of Radiation Protection,(Observador) P.O. Box 60204, S-104 01 Estocolmo, Suecia

Burtic, T. State Committee for Nuclear Energy,(Observador) Bucarest, Rumania

Cahuzac, Ms. Instituí de protection et de súreté nucléaire,(Observador) Commissariat á l'énergie atomique,

Département de protection technique,B.P. 6, F-92260 Fontenay-aux-Roses Cedex,Francia

28

Cooley, C. United States Department of Energy (RW-40),Washington, DC 205856,Estados Unidos de América

Cornelissen, A.(Observador)

Fukuyoshi, T.(Observador)

Heremans, R.

Jourde, P.

Ministry of Housing,Physical Planning and Environment,P.O.Box 450, NL-2260 MB Leidschendam,La Haya, Países Bajos

Radioactive Waste Management Centre,Land Disposal Section,No. 15 Mori Building, 2-8-10 Toranomon,Minato-ku, Tokyo 105, Japón


Commissariat á l'énergie atomique,B.P. 6, F-92260 Fontenay-aux-Roses Cedex,Francia

Kuehn, K.

Larsson, A.(Presidente)

Malasek, E.

Okuno, T.(Observador)

Olivier, P.J.

Gesellschaft fur Strahlen undUmweltforschung mbH,

Theodor-Heuss-Strasse 4, D-3300 Braunschweig,República Federal de Alemania

Swedish Nuclear Power Inspectorate,P.O. Box 27106, S-102 52 Estocolmo, Suecia

Comisión Checoslovaca de Energía Atómica,Slezská 9, CS-120 29 Praga 2, Checoslovaquia

Waste Management and Raw Materials División,Waste Isolation Office,Power Reactor and Nuclear Fuel

Development Corporation (PNC),Sankaido Building, 1-19-13 Akasaka,Minato-ku, Tokio 107, Japón

Organización de Cooperación yDesarrollo Económicos,

38, boulevard Súchel, F-75016 París, Francia

29

Owen, R.G. United Kingdom Atomic Energy Authority,AFPD Building 10, Atomic Energy Research

Establishment,Harwell, Didcot, Oxfordshire OX 11 ORA,Reino Unido

Palacios, E.

Rometsch, R.

Rydell, N.(Observador)

Saltzman, J.(Observador)

Comisión Nacional de Energía Atómica,8250 Avenida del Libertador,1429 Buenos Aires, Argentina

CEDRA,Parkstrasse 23, CH-5401 Badén, Suiza

National Board for Spent Nuclear Fuel,Sehlstedsgatan 509,S-115 28 Estocolmo, Suecia

United States Department of Energy (RW-40),Washington, DC 205856,Estados Unidos de América

Venet, P.

Vovk, I.F.(Secretario Científico)

Yamamoto, K.

Zappe, D.

Comisión de las Comunidades Europeas,Rué de la Loi 200, B-1049 Bruselas, Bélgica



Office of Emergency Planning andEnvironmental Radioactivity,

Science and Technology Agency,2-2-1 Kasumigaseki, Chiyoda-ku,Tokio 100, Japón

Staatliches Amt fur Atomsicherheit und Strahlen-schutz der Deutschen Demokratischen Republik,

Waldowallee 117, DDR-1157 Berlin,República Democrática Alemana

30

PUBLICACIONES DEL OIEA:FORMA DE EFECTUAR LOS PEDIDOS

Se ha nombrado agente exclusivo de venta de las publicaciones del OIEA,al que deben dirigirse todos los pedidosy consultas en el siguiente país:

ESTADOS UNIDOSDE AMERICA

UNIPUB, 4611-F Assembly Drive, Lanham, MD 20706-4391

En los países que se enumeran a continuación, las publicaciones delOí EA se pueden adquirir en las librerías o agentes deventa que se indican o por conducto de las principaleslibrerías del país. El pago se puede efectuaren moneda nacional o con cupones de la UNESCO.

ARGENTINA

AUSTRALIABÉLGICA

CHECOSLOVAQUIA

CHILE

CHINA

ESPAÑA

FRANCIA

HUNGRÍA

INDIA

ISRAEL

ITALIA

JAPÓNPAKISTÁN

POLONIA

REINO UNIDO

RUMANIASUDAFRICA

SUECIA

UNION DE REPÚBLICASSOCIALISTAS SOVIÉTICAS

YUGOSLAVIA

Comisión Nacional de Energía Atómica, Avenida del Libertador 8250,RA-1429 Buenos AiresHunter Publications, 58 A Gipps Street, Collingwood, Victoria 3066Service Courrier UNESCO, 202, Avenue du Roi, B-1060 BruselasS.N.T.L., Mikulandska 4, CS-11686 Praga 1Alfa, Publishers, Hurbanovo namestie 6, CS-81589 BratislavaComisión Chilena de Energía Nuclear, Venta de PublicacionesAmunategui 95, Casilla 188-D, SantiagoPublicaciones del OIEA enchino:China Nuclear Energy Industry Corporation, Translation ServiceP.O. Box 2103, BeijingPublicaciones del OIEA en otros idiomas:China National Publications Import & Export CorporationDeutsche Abteilung, P.O. Box 88, BeijingDíaz de Santos, Lagasca 95, E-28006 MadridDíaz de Santos, Balmes417, E-08022 BarcelonaOffice International de Documentation et Librairie, 48, rué Gay-Lussac,F-75240 París Cedex 05Kultura, Hungarian Foreign Trading Company,P.O. Box 149, H-1389 Budapest 62Oxford Book and Stationery Co., 17, Park Street, Calcuta-700 016Oxford Book and Stationery Co., Se india House, Nueva Delhi-110001Heiliger & Co. Ltd.23 Keren Hayesod Street, Jerusalén 94188Librería Sciemif ica, Dott. Lucio de Biasio "aeiou",Via Meravigli 16. 1-20123 MilánMaruzen Company, Ltd., P.O. Box 5050, 100-31 Tokyo InternationalMirza Book Agency, 65, Shah rah Quaid-e-Azam, P.O. Box 729, Lahore-3Ars Polona-Ruch, Céntrala Handlu Zagranicznego,Krakowskie Przedmiescie 7, PL-00-068 VarsoviaHer Majesty's Stationery Office, Publications Centre, Agency Section,51 Nine Elms Lane, Londres SW85DRllexim, P.O. Box 136-137, BucarestVan Schaik Bookstore (Pty) Ltd., P.O. Box 724, Pretoria 0001AB Fritzes Kungl. Hovbokhandel, Fredsgatan 2, P.O. Box 16356,S-103 27 EstocolmoMezhdunarodnaya Kniga, Smolenskaya-Sennaya 32-34,Moscú G-200Jugoslovenska Knjiga, Terazije 27, POB. 36, YU-11001 Belgrado

En los países en los que aún no se han designado agentes de venta,los pedidos y consultas deben hacerse directamente a:

División de PublicacionesOrganismo Internacional de Energía AtómicaWagramerstrasse 5, Apartado 100, A-1400 Viena (Austria)

ORGANISMO INTERNACIONALDE ENERGÍA ATÓMICAVIENA, 1990

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