REQUISITOS PARA LA OBTENCIÓN DE LICENCIA ......2020/04/20 · RQ-DRI-015.00 REQUISITOS PARA LA...

RQ-DRI-015.00 REQUISITOS PARA LA OBTENCIÓN DE LICENCIA INSTITUCIONAL

ÁREA IRRADIACIÓN INDUSTRIAL

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REQUISITOS PARA LA OBTENCIÓN DE LICENCIA INSTITUCIONAL


1. INTRODUCCIÓN

Considerando que la exposición a las radiaciones ionizantes, constituye un riesgo potencial para la colectividad, personal que las aplica y para quienes se benefician de su uso, es necesario reglamentar y controlar las actividades en este campo. En este sentido, el Decreto Ley No. 19172 indica en su artículo 2 “............ se reconoce al Instituto Boliviano de Ciencia y Tecnología Nuclear1, como la Autoridad Nacional Competente encargada de hacer cumplir la Ley de Protección Radiológica y su respectiva reglamentación”. Consecuentemente, ninguna persona natural o jurídica, pública o privada; podrá recibir, adquirir, poseer, usar, transportar, transferir o disponer de cualquier fuente de radiación ionizante (si esta no está exenta a juicio del IBTEN), sin contar con la licencia o autorización (según sea el caso) expedida por el IBTEN2. 2. LICENCIA INSTITUCIONAL

Las licencias institucionales, serán otorgadas siempre y cuando se cumplan con los requisitos generales (indicados en el punto 3) y particulares (establecidos en el punto 4) los cuales se rigen a la Ley de Protección Radiológica, su reglamentación, Normas básicas internacionales de seguridad para la protección contra la radiación ionizante para la seguridad de las fuentes de radiación y, a criterios técnicos asumidos por el ente regulador facultado por la mencionada ley. 3. REQUISITOS GENERALES

Los requisitos generales de protección radiológica se dan bajo los criterios siguientes: 3.1. JUSTIFICACIÓN

Se debe demostrar, en base a criterios técnicos, la elección de la técnica, en la que se usa radiaciones ionizantes, represente un beneficio neto para la población en relación al detrimento que puedan causar ellas. La justificación deberá estar basada en un análisis de riesgos respecto al tipo de irradiador a implementarse. El Análisis de riesgos comprenderá todos los potenciales eventos que pueden derivar en una pérdida de control del material radiactivo. 1 Antes Comisión Boliviana de Energía Nuclear, institución que fue descentralizada según Decreto Supremo 19583. 2 Dada su actividad y el riesgo insignificante que representan, algunas prácticas se podrían considerar exentas (ver Anexo I).




3.2. OPTIMIZACIÓN

Respecto a la restricción de dosis, la institución debe realizar un estudio para determinar un valor de restricción el cual debe ser igual o inferior al establecido por el IBTEN, valor que para esta práctica es de10mSv por año. 3.3. LÍMITES DE DOSIS

Los límites de dosis no son de aplicación para exposiciones potenciales (exposiciones no planificadas tales como accidentes) en cuyo caso se definen otros valores. La exposición ocupacional de todo trabajador debe controlarse de forma que no se rebasen los siguientes límites: Una dosis efectiva de 20 mSv por año como promedio en un período de cinco años

consecutivos; Una dosis efectiva de 50 mSv en cualquier año; Una dosis equivalente al cristalino de 150 mSv en un año; Una dosis equivalente a las extremidades (manos y pies) o a la piel de 500 mSv en un

año. No se admite la exposición ocupacional de menores de 18 años. Sin embargo, se establecen los siguientes límites para menores entre 16 y 18 años que realicen labores como aprendices o labores relacionadas a su estudio: Una dosis efectiva de 6 mSv en un año; Una dosis equivalente al cristalino de 50 mSv en un año; Una dosis equivalente a las extremidades o a la piel de 150 mSv en un año.

Las dosis promedio para grupos críticos del público, atribuibles a la práctica no deberán rebasar los siguientes límites: Una dosis efectiva de 1 mSv en un año; En circunstancias especiales, una dosis efectiva de hasta 5 mSv en un solo año, a

condición de que la dosis promedio en cinco años consecutivos no exceda de 1 mSv por año;

Una dosis equivalente al cristalino de 15 mSv en un año; Una dosis equivalente a las extremidades (manos y pies) o a la piel de 50 mSv en un

año. En casos excepcionales podrán ser aprobados otros límites por el IBTEN para actividades y períodos específicos.




3.4. EXPOSICIONESPOTENCIALES

Previendo exposiciones no planificadas, la institución deberá: Poseer sistemas de notificación al IBTEN en caso de accidentes. Poseer mecanismos de identificación, investigación y modificación de procedimientos

en caso de accidentes. 4. REQUISITOS PARTICULARES

Los requisitos particulares, son establecidos según la naturaleza de la práctica de la que se trate. El presente documento trata de requisitos para prácticas de “Irradiación Industrial”. La solicitud para obtener la licencia institucional debe realizarse mediante solicitud oficial anexando toda la documentación que el solicitante considere necesaria para demostrar el cumplimiento de todos los requisitos. 4.1. LICENCIA DE CONSTRUCCION

Se deben presentar los planos finales de la instalación antes del inicio de la construcción para su correspondiente evaluación por parte de la ANC. Una vez evaluados y aceptados se emitirá la correspondiente Licencia de Construcción, en acuerdo al Artículo No. 26 del Reglamento No.6 de la Ley de Protección y Seguridad Radiológica. Se debe presentar: Clasificación del tipo de irradiador de acuerdo con el diseño y la accesibilidad y

blindaje de la fuente radiactiva. Planos finales que incluirán los siguientes aspectos: Elementos constructivos utilizados incluyendo sus características. Sistemas de ventilación. Ambientes de la instalación y su uso de los mismos. Delimitación de la zona controlada, supervisada y áreas colindantes. Apertura realizas en el blindaje para facilitar el paso de conductos de ventilación,

electricidad Descripción de los blindajes estructurales y portátiles. Memoria de cálculo acerca de los blindajes, que fundamente que los blindajes son

suficientes para cumplir las restricciones de dosis de la práctica. Flujograma tecnológico y ubicación de las fuentes. Descripción de los elementos, sistemas y componentes importantes para la seguridad. Descripción del sistema eléctrico de emergencia que deberá alimentar los servicios

esenciales para la seguridad tal cómo: iluminación de emergencia, instrumentación y control.




Descripción del sistema de detección y extinción de incendios, que proteja la integridad de la fuente de irradiación y de los dispositivos, equipos, sistemas y estructuras de seguridad

4.2. AUTORIZACION DE IMPORTACIÓN Y/O EXPORTACIÓN

Toda vez que una institución pretenda importar, exportar o re-exportar material radiactivo debe solicitar una autorización expresa al IBTEN (ver documento correspondiente). Las autorizaciones mencionadas, serán emitidas sólo a instituciones que posean su licencia institucional vigente. 4.3. REGISTRO

Antes del inicio de actividades, la institución deberá registrar las fuentes que serán utilizadas en la misma, registro que no implica de manera alguna, que la institución esté autorizada para trabajar con estas fuentes. Para registrar fuentes ante el IBTEN, se debe solicitar al CPSR el formulario correspondiente en la versión vigente y llenarlo correctamente. 4.4. INFRAESTRUCTURA FÍSICA

La instalación debe garantizar la seguridad de los trabajadores, el público y medio ambiente, ante las radiaciones ionizantes. Para este propósito deberá tomar en cuenta todos los elementos de diseño y constructivo que nos aseguren la protección. Deberá tomar en cuenta lo siguiente: La ubicación y estructura deben ser tales que el riesgo de inundación y derrumbes

sean mínimos. Deben contar con un sistema de iluminación adecuado para las actividades a

desarrollar. Los conductos eléctricos y tuberías en general, dentro de la zona controlada deben ir

ocultos. Deben estar perfectamente delimitadas en cuanto a las zonas controladas, las cuales

deben aislarse de otras zonas. Se deben de proveer luces de emergencia adecuadas, y la debida señalización de las

rutas de evacuación. La instalación debe contar con un sistema de monitoreo ambiental para valorar los

niveles de radiación existentes en la instalación. La instalación debe contar con un sistema de monitoreo radiológico continuo que

registre los niveles de radiación y alerte al personal en caso de emergencia.




Las áreas de almacenamiento temporal de los materiales radiactivos, las áreas de trabajo y las áreas de depósito temporal de las fuentes radiactivas en desuso, deben estar separadas físicamente y contar con los blindajes adecuados para la protección radiológica del personal.

Se debe contar con los sistemas y equipos necesarios para realizar la descontaminación radiactiva de personal y de superficies.

Debe existir un sistema de seguridad física en toda la instalación para vigilar la seguridad de la misma.

Irradiador industrial La documentación a ser evaluada para la instalación de irradiador industrial debe incluir los aspectos siguientes: - Descripción y características de la instalación (piso, techos y paredes). - Características de ubicación; áreas adyacentes, indicando los factores de uso y los

factores de ocupación; condiciones máximas de funcionamiento del equipo o actividad máxima de la fuente; descripción técnica de los blindajes (puertas o accesos, paredes y techo) incluyendo material utilizado, espesor y densidad, planos del local de irradiación, ubicación del equipo, panel de control; puertas de acceso; radiación dispersa y de fuga para el cálculo de la barrera secundaria.

- Descripción detallada del recinto de irradiación, sala de control, sala de tratamiento del agua, localización de la piscina, entrada y salida de productos, áreas controladas y supervisadas.

- Descripción detallada de los siguientes accionamientos automáticos del sistema que llevan la fuente de irradiación a posición de depósito, toda vez que se viole el enclavamiento de una barrera de acceso al recinto de irradiación, y que dicho accionamiento incluya una alarma por señal acústica y luminosa ubicada en la sala de control:

- Cadena de seguridad en el laberinto; Cerradura eléctrica de la puerta de acceso; - Dispositivo interno de salida de emergencia en la puerta de acceso al irradiador; - Llave de accionamiento del irradiador fija en el monitor portátil; - Monitores fijos de radiación de la puerta de acceso, del recinto de irradiación, del sistema

de ionización y en la salida de producto; - Puerta de acceso del irradiador; Sistema anticolisión; Sistema de bloqueo de la puerta de

entrada; - Sistema de bloqueo y bajada de la fuente en el laberinto (cable o botones internos de

seguridad); - Sistema de celdas fotoeléctricas en la puerta de acceso personal, puerta de entrada y

salida de productos; - Sistema de control de niveles alto y bajo del agua de la piscina; - Sistema de ionización; - Sistema de desconexión de la extracción o ventilación; - Sistema de detección sísmico;




- Sistema de detección de fuente almacenada; - Sistema de detección de humo; - Sistema de detección de temperatura; - Sistema de detección de apertura del tapón del techo; - Sistema eléctrico de emergencia del irradiador; - Sistema de extinción automático o manual de incendio; - Sistema de enclavamiento de mal funcionamiento; - Sistema de parada de emergencia en el panel de control; - Sistema de reposición automática o manual de pérdida de agua; - Sistema de enfriamiento de agua de la piscina (mayor que 400kCi); - Descripción detallada de la operación de los dispositivos de seguridad incluyendo los

diagramas eléctricos. - Descripción del sistema de ventilación para disminuir la concentración de ozono de la

instalación. - El cálculo de los blindajes debe cumplir con los límites y restricciones de dosis

establecidos por el Órgano regulador y esté optimizado. - Descripción del número mínimo de personal técnico en la instalación y que los

operadores poseen: con un monitor de radiación portátil, un dosímetro personal, un dosímetro de lectura directa y principalmente un monitor de alarma personal con señal audible, visible y vibración.

Panel de control del irradiador La documentación del panel de control del irradiador debe incluir los aspectos siguientes: - los dispositivos para operación segura; - las señales luminosas de respuestas a los dispositivos de seguridad y de operación del

irradiador; - botón de parada de emergencia; - llave única de control y acceso al irradiador; - Pantalla de visualización del sistema de transporte de productos. Bastidor y portafuente de las fuentes radiactivas - Descripción detallada del diseño, las características y las condiciones de fabricación de

las fuentes, portafuentes y bastidor. - Certificado de las pruebas de fugas y de contaminación realizadas por el fabricante con

plazo de validez; - Metodología, frecuencia y procedimientos de pruebas de fuga y de contaminación de

fuente radiactiva.




Dispositivos de seguridad del irradiador gamma Debería contarse con los aspectos siguientes: - dispositivos de seguridad que son evaluados con la frecuencia semanal, mensual e

semestral; - cronograma de realización; - la calificación de los trabajadores para la realización de las evaluaciones; - la participación efectiva del responsable de protección radiológica; - procedimientos de evaluación de los dispositivos de seguridad siguientes:

o Cadena de seguridad en el laberinto; o Cerradura eléctrica de la puerta de acceso; o Dispositivo interno de salida de emergencia en la puerta de acceso al irradiador; o Llave de accionamiento del irradiador fija en el monitor portátil; o Monitores fijos de radiación de la puerta de acceso, del recinto de irradiación, del

sistema de ionización y en la salida de producto; o Monitor individual de alarma; o Monitor portátil de radiación con la llave fija del irradiador; o Puerta de acceso del irradiador; o Sistema anticolisión; o Sistema de bloqueo de la puerta de entrada; o Sistema de bloqueo y bajada de la fuente en el laberinto (cable o botones internos de

seguridad); o Sistema de celdas fotoeléctricas en la puerta de acceso personal, puerta de entrada y

salida de productos; o Sistema de control de niveles alto y bajo del agua de la piscina; o Sistema de ionización; o Sistema de desconexión de la extracción o ventilación; o Sistema de detección sísmico; o Sistema de detección de fuente almacenada; o Sistema de detección de humo; o Sistema de detección de temperatura; o Sistema de detección de apertura del tapón del techo; o Sistema eléctrico de emergencia del irradiador; o Sistema de extinción automático o manual de incendio; o Sistema de enclavamiento de mal funcionamiento; o Sistema de parada de emergencia en el panel de control; o Sistema de reposición automática o manual de pérdida de agua; o Sistema de enfriamiento de agua de la piscina (mayor que 400kCi); o Placas protectoras de la fuente. o Señales acústicas y luminosas en la sala de control, en el panel de control y en el

irradiador.




Operación del irradiador Las instrucciones de operación del irradiador deben contemplar los aspectos siguientes: - Instrucciones escritas para el inicio y término de operación. - Instrucciones por escrito para la obligatoriedad de verificación de la condición segura

presentada en los indicadores visuales del panel de control y del irradiador antes de entrar en el recinto de radiación.

- Instrucciones escritas para la obligatoriedad del uso de un monitor portátil de radiación antes de entrar en el recinto de radiación y la verificación del funcionamiento de ello través de una fuente radiactiva.

- Instrucciones escritas para asegurar que el irradiador se mantiene según lo estipulado por el fabricante, con especial atención a garantizar que todos los componentes del sistema de posicionamiento del producto, cajas de productos y transportadores continúen cumpliendo con las especificaciones de diseño.

- Instrucciones escritas que cubren las acciones que deben adoptarse en caso de fallos de funcionamiento.

- Instrucciones sencillas de respuesta a emergencias colocadas de manera visible en la sala de control.

Programa de mantenimiento El programa de mantenimiento de contemplar los aspectos siguientes: - La frecuencia para el mantenimiento y de ejecución de revisiones periódicas; - Cronograma de realización; - Acuerdos entre el personal de mantenimiento con el constructor del irradiador y el

proveedor de la fuente para mantenimientos específicos; - La calificación de los trabajadores para la realización del mantenimiento; - La participación efectiva del oficial de protección radiológica; - Procedimientos específicos para el mantenimiento. Recambio de fuentes radiactivas El plan de recambio de fuentes debe contemplar los aspectos siguientes: - Cualificación y autorización de todos los trabajadores que participan en las operaciones

de recambio de fuentes; - Procedimientos específicos para la preparación de la instalación y recambio de las

fuentes si las empresas que efectúan el recambio de fuentes son objeto de autorización del Órgano regulador competente específica para este tipo de actividades.




Instalación de almacenamiento temporal de fuentes de radiación Debe la documentación a ser evaluada para la instalación de almacenamiento temporal incluir los aspectos siguientes: - Descripción detallada de la instalación relativa a blindaje y los dispositivos e medios de

protección radiológica y seguridad física. - Tener disponible un contenedor certificado tipo B(U) para el almacenamiento temporal de

las fuentes; - Disponer de las herramientas necesarias para la manipulación segura de las fuentes. - Tener procedimientos operacionales específicos para la elaboración de estas tareas. 4.5. EVALUACION DE SEGURIDAD

La evaluación de seguridad de la práctica abarca los aspectos siguientes: - Identificación de los sucesos iniciadores de accidentes postulados en correspondencia

con las particularidades de la práctica. Esto debe incluir todos los errores humanos, fallos de equipos y sucesos externos o la combinación de ellos que potencialmente pueden conllevar a la ocurrencia de accidente.

- Descripción de la severidad de las consecuencias potenciales asociadas a cada uno de los sucesos iniciadores de accidente y deberán especificarse las consecuencias para los trabajadores, miembros del público según el efecto potencial que pudiera provocar cada suceso iniciador de accidente sin tener en cuenta las barreras o medidas de seguridad previstas.

- Descripción para cada suceso iniciador, de las barreras de seguridad existentes para prevenir o mitigar los accidentes, podrán ser: enclavamientos de seguridad, alarmas o advertencias de seguridad, y procedimientos de seguridad y emergencias.

4.6. GESTION DE FUENTES SELLADAS EN DESUSO

El procedimiento de gestión de fuentes selladas en desuso debe contemplar la futura gestión de las fuentes selladas en desuso. Se debe demostrar que se tiene un acuerdo con el proveedor de las fuentes, para que éste acepte las mismas una vez que entren en desuso. Para demostrar este aspecto se deberá presentar lo siguiente: Compromiso escrito del proveedor de aceptar las fuentes en desuso (no poniendo

como pre-requisito la compra de una fuente nueva)




Características de la empresa proveedora (nombre, país, responsable institucional, dirección, teléfonos, faxes, correo electrónico, página web y otros que correspondan

4.7. INFORME DE SEGURIDAD

4.7.1. Características del material radiactivo (Radioisótopo y actividad). 4.7.2. Inventario de fuentes de radiación ionizante que debe incluir la frecuencia de uso de fuentes, frecuencia de cambio de fuentes, fuentes selladas utilizadas en la calibración de los equipos de medición. 4.7.3. Identificación de escenarios de exposición para trabajadores ocupacionalmente expuestos y público en operación normal, situación accidental/ incidental. 4.7.4. Diseño de las barreras de seguridad para cada escenario de exposición. 4.7.5. Estimación de dosis previstas debido a exposición normal y de las exposiciones potenciales. 4.7.6. Listado de todo el equipamiento con sus respectivas características (marca, modelo y número de serie). 4.7.7. En lo referentes a equipamiento para protección radiológica, la institución debe contar con: Monitor portátil de radiación Monitor portátil para contaminación Monitor de área.

4.8. REQUISITOS ADMINISTRATIVOS

4.8.1 Organigrama de la institución. 4.8.2 Designación del Responsable de Protección Radiológica. 4.8.3 Relación de los Trabajadores Ocupacionalmente Expuestos con su respectivo cargo. 4.8.4 Modelo de registro histórico de dosimetría personal (para cada funcionario). 4.8.5 Procedimiento de compra y contratación de servicios de mantenimiento y reparación. Se deben establecer los siguientes registros: 4.8.6 Expedientes radiológicos de trabajadores ocupacionalmente expuestos, que contengan: chequeos médicos anuales y resultado de capacitaciones anuales. 4.8.7 Resultados de la verificación y calibración de los equipos de detección de tasa de dosis y contaminación. 4.8.8 Resultados de las pruebas de control de calidad de los equipos de medición. 4.8.9 Resultados de las pruebas de control de fuga de las fuentes selladas. 4.8.10 Copia de los informes de investigación de incidentes y accidentes. 4.8.11 Registro de acceso de personal y visitas a la instalación y al recinto de irradiación. 4.8.12 Registro de evaluación de las dosis en el público. 4.5.13 Registro de dosis individuales del personal. 4.8.14 Registro de supervisión médica.




4.8.15 Registro de capacitación y entrenamiento de personal. 4.8.16 Registro de resultados de la vigilancia radiológica de zonas. 4.8.17 Registro de fuentes selladas en desuso. 4.8.18 Inventario de fuentes de calibración. 4.8.19 Inventario de los equipos de protección radiológica. 4.8.20 Resultados de los ensayos y comprobaciones a los sistemas de seguridad. 4.8.21 Registro de modificaciones de la instalación relacionadas con la seguridad. 4.8.22 Certificados de calibración de los instrumentos de medición. 4.8.23 Autorizaciones y Licencias de la Autoridad Nacional Competente. 4.8.24 Licencias Individuales de Personal. 4.8.25 Cronogramas y resultados de los mantenimiento y reparaciones. 4.8.26 Informes de inspecciones y auditorías internas; etc. 4.9. MANUAL DE PROCEDIMIENTOS

4.9.1. Procedimiento para la manipulación de fuentes selladas. 4.9.2. Procedimientos para la utilización de los equipos de medición. 4.9.3. Procedimientos para la seguridad física de las fuentes radiactivas. 4.9.4. Procedimientos para el manejo de fuentes selladas en desuso. 4.10. SISTEMA DE GESTIÓN

Con el objeto de prevenir accidentes y lograr que las dosis sean tan bajas como razonablemente sea posible (sin que esto comprometa la calidad del trabajo) la institución debe realizar la implementación de un sistema de gestión que asegure que los objetivos mencionados se cumplan en su totalidad. El sistema de gestión de la organización incluye los aspectos siguientes: - Declaración del solicitante de la Licencia donde asume que será el máximo responsable

por la protección y la seguridad. - Definición de las responsabilidades de todo el personal vinculado a la práctica. - Definición de la política de la institución, que estipulen claramente que la protección y

seguridad de los trabajadores y miembros del público, son de alta prioridad de la dirección.

- Definición de la estructura organizacional y evidencias de que las líneas de comunicación propician un flujo apropiado de la información relacionada con la seguridad, entre los diferentes niveles de la organización.

- Existencia de un plan de monitoreo y verificación de los diferentes parámetros. - Evaluación sistemática mediante auditorías internas y externas. - Implementación de un programa de mejora continua.




Además: - Calificación y entrenamiento del personal profesional, técnico y auxiliar. - Requisitos para el personal que realiza el control y mantenimiento de los equipos. - Manual de protocolos de trabajo - Normas para el control de la contaminación superficial - Plan de monitoraje periódico y listas de chequeo - Registro de pruebas de fuga realizadas. - Libros de prueba y chequeo de equipos - Reglas para el monitoreo individual - Registro de fuentes y patrones de calibración - Cuaderno de fallas y errores menores - Cuaderno de novedades - Procedimientos para la gestión de fuentes selladas en desuso. - Instrucciones para emergencias internas y externas. 4.11. PROGRAMA DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

El Programa de Protección Radiológica debe contener las medidas a adoptar para la vigilancia y control de la exposición tanto de los trabajadores ocupacionalmente expuestos, como del público. Se debe además incluir: Clasificación de zonas de trabajo, régimen de acceso, dosimetría, seguridad de las

fuentes y otros que se vean pertinentes. Asignación de responsabilidades para la seguridad y la protección radiológica

ocupacional a los diferentes niveles de dirección; Procedimiento para la irradiación. Procedimiento para evaluaciones de fuga de las fuentes selladas. Procedimiento para la notificación e investigación de situaciones de emergencia y las

exposiciones accidentales. Procedimiento para la recolección, almacenamiento, entrega y evacuación de las

fuentes selladas en desuso. Procedimiento para las limitaciones de acceso a las salas de zona controladas y

supervisadas. Instrucciones a los clientes. Clasificación de áreas

o Áreas supervisadas o Área controlada o Áreas publicas

Señalización con el uso de símbolos de advertencia y los controles de acceso;. Reglas que deben seguir los trabajadores; Disposiciones para la vigilancia radiológica de los trabajadores y de los puestos de

trabajo. Procedimientos para situaciones de emergencia. Sistema de registro de toda la información pertinente relacionada con el control de las

exposiciones ocupacionales;




Programa de enseñanza y capacitación del personal en protección y seguridad radiológica.

Mecanismos para auditar y revisar periódicamente la ejecución del PPR. Requisitos para garantizar la calidad y la mejora de los procesos. Procedimientos para los servicios contratados, tales como: monitoreo individual,

calibración de instrumentos, mantenimientos y reparación del equipamiento, y gestión de fuentes en desuso.

Procedimientos de descontaminación de personal y equipos. Normas de higiene en zonas controladas y supervisadas.

Debe contener también los siguientes aspectos:

a) que el titular tomará acciones efectivas de optimizar la protección radiológica mediante el establecimiento de programas adecuados de protección radiológica en correspondencia con el nivel y la naturaleza del riesgo radiológico de la práctica.

b) que la magnitud y la probabilidad de exposiciones y el número de los individuos expuestos serán tan bajas como sea razonablemente posible, con los factores económicos, sociales y ambientales tomadas en cuenta;

c) que las restricciones de dosis y niveles de referencia serán utilizados para la optimización de la protección y la seguridad;

d) que las medidas de protección y seguridad optimizadas serán determinadas para las circunstancias actuales, teniendo en cuenta las opciones disponibles para la protección y seguridad, así como la naturaleza, probabilidad y magnitud de las exposiciones;

e) que los criterios, sobre la base de los resultados de la optimización, serán establecidos por la restricción de la probabilidad y magnitud de las exposiciones a través de medidas para prevenir accidentes y para mitigar las consecuencias de las que se producen.

4.12. PLAN DE EMERGENCIAS

El plan de emergencias debe incluir medidas a adoptarse en caso de accidente, estudio de seguridad deduciendo los posibles accidentes, líneas de autoridad y responsabilidad del personal de la instalación e identificación de datos a tomarse durante la emergencia. El Plan de Emergencias Radiológicas está acorde a los sucesos iniciadores de eventos, previstos en la evaluación de seguridad presentada y tiene en cuenta las lecciones aprendidas de accidentes. Debe contemplar (como mínimo) los siguientes aspectos: - Alarma de radiación de los monitores ubicados en las distintas áreas: la puerta de salida

del personal, de salida de productos y de las resinas del sistema de tratamiento de agua. - Módulo de la fuente radiactiva bloqueado en una posición sin blindaje - Incendio o explosión dentro del recinto de irradiación. - Mal funcionamiento o fallo de los sistemas de seguridad y sistemas de control de acceso. - Sobreexposición del personal. - Interferencia del sistema automático de transporte




- Detección de fuga de fuentes radiactivas o contaminación de la piscina de almacenamiento, o alarma causada por la contaminación del agua de la piscina.

- Indicación anormal (alta o baja) de nivel de agua, pérdida anormal de agua o fuga de agua de la piscina de almacenamiento.

- Pérdida prolongada de energía eléctrica - Contaminación radiactiva extendida. - Accidente durante el transporte de las fuentes radiactivas. Además el Plan de emergencias deberá contar con lo siguiente: - Procedimiento para notificar inmediatamente sobre cualquier accidente que ocurra en la

instalación. - Procedimiento de investigación de las causas e información de resultados a la ANC. - Programa de entrenamiento y simulacros para enfrentar con éxito las situaciones de

emergencias. 4.13. TRANSPORTE

El transporte de material radiactivo internado al país, asi como la exportación del material radiactivo en desuso. Describir los medios, vías y responsables del traslado de materiales radiactivos. Se deberán tener las condiciones (equipos y accesorios para atender

emergencias, vehículos, documentación, etc.) para realizar el transporte según lo indicado en el Reglamento para el Transporte Seguro de Materiales Radiactivos del Organismo Internacional de Energía Atómica, reglamento que en el país se encuentra en vigencia por el reglamento 5 de la Ley de Protección y Seguridad Radiológica.

Todo movimiento debe ser notificado a la ANC. El plan de transporte de contemplar los aspectos siguientes: - documentación específica; - ruta de transporte; - personal cualificado; - procedimientos de monitoreo, - señalización del vehículo; rótulo durable, legible y claramente visible indicando: símbolo

químico y de número de masa del radioisótopo; actividad y respectiva fecha de medición; modelo y número de serie de la fuente; especificación del tipo de contenedor; nombre, dirección y teléfono de emergencia del Titular de la Autorización y del Oficial de Protección Radiológica.

- Procedimiento de emergencia - Procedimiento de seguridad física de las fuentes radiactivas.




4.14. SEGURIDAD FISICA

- El Titular de Licencia debe designar a satisfacción de la ANC un Responsable por la Seguridad Física.

- La documentación referida a la seguridad física de las instalaciones radiológicas y del material radiactivo forma parte de la documentación requerida por la ANC para el licenciamiento

- La documentación presentada en lo que se refiere a seguridad física deberá contener al menos los siguientes aspectos:

a. Evaluación de la seguridad física de las instalaciones y las fuentes radiactivas. La evaluación debe contemplar, para todas las etapas de manejo de las fuentes radiactivas, los casos de robo o hurto; los casos de acceso no autorizado, pérdida o transferencia no autorizada; los casos de sabotaje o daño a fuentes radiactivas; así como los casos de intrusión, sabotaje o daño a instalaciones y equipos que las contengan, y que produzcan o pudieran producir la pérdida de confinamiento o la disminución del blindaje de las fuentes radiactivas.

b. Implementar un sistema de seguridad física adecuado a la evaluación de la

seguridad física realizada - El Titular de Licencia debe contemplar la disponibilidad de los recursos humanos,

medios y servicios necesarios para: a. La respuesta en caso de un acto que afecte la seguridad física de la instalación y/o

las fuentes radiactivas. b. La respuesta para la recuperación del control de las fuentes radiactivas

- Se debe establecer e implementar un sistema de gestión calidad adecuado en relación

a la seguridad física de las instalaciones y las fuentes radiactivas. - El sistema de seguridad física debe estar operativo en forma permanente. - El sistema de seguridad física debe ser acorde con el nivel de seguridad que

corresponda aplicar y debe ajustarse a los siguientes criterios: a. La seguridad física es una condición necesaria pero no suficiente para la seguridad

radiológica de las fuentes radiactivas. b. Ninguna medida de seguridad física debe ir en desmedro de la seguridad

radiológica. c. Ninguna medida de vigilancia y seguridad destinada al resguardo de bienes

patrimoniales irá en desmedro de las medidas de seguridad física de las fuentes radiactivas.

d. El diseño de los sistemas de seguridad física debe basarse principalmente en la prevención y la disuasión, particularmente mediante el uso de medidas pasivas.




e. En el diseño del sistema de seguridad física debe lograrse una adecuada complementación entre los medios técnicos y los procedimientos operativos.

f. Los procedimientos operativos de seguridad física deben establecerse de manera tal que se minimice cualquier interferencia con los trabajos que normalmente realiza el personal de operación.

- En el diseño del sistema de seguridad física debe contemplarse:

a. La caracterización de la instalación, compuesta por una memoria descriptiva, los diagramas de flujo de procesos, los diagramas de planta, la lista de fuentes radiactivas y equipos, incluyendo los correspondientes a seguridad física, la localización de la planta y todo elemento gráfico que permita lograr un mejor conocimiento de la misma.

b. La definición del tipo de amenaza actual. c. La identificación de las fuentes selladas o los equipos que presumiblemente

pudieran ser afectados por los actos maliciosos.

- Además debe contemplarse la inclusión de medidas de seguridad física destinadas a: a. La detección de ingresos no autorizados y accionamiento de las alarmas

correspondientes a la disponibilidad de medios de comunicación y a la implementación de control de accesos, etc.

b. La demora a la intrusión mediante guardias y barreras perimetrales, estructurales y consumibles.

c. La respuesta, a partir de una señal de alarma, frente a los actos maliciosos. d. La Fuerza de Respuesta que debe acudir según corresponda en apoyo del sistema

de seguridad física. e. La evaluación del desempeño del sistema de seguridad física, para el

aprovechamiento de los resultados de esa evaluación. f. La organización y procedimientos, además de contemplar aspectos de

entrenamiento de los recursos humanos utilizados para implementar las medidas de seguridad física.

- El sistema de seguridad física debe contemplar la adecuada confidencialidad de la información sensible que pudiera ser utilizada en la comisión de los actos maliciosos. La información específica del sistema de seguridad física debe ser clasificada y en particular aquélla que describa aspectos claves del mismo debe recibir el más alto nivel de clasificación.

- Las operaciones de la Fuerza de Respuesta deben ser determinadas conforme a las prioridades y modalidades que establezca el Responsable por la Seguridad Física en conjunto con el Responsable de Protección Radiológica y/o el Responsable Institucional según corresponda.

- Se debe realizar un mantenimiento apropiado del equipamiento destinado a la seguridad física de las fuentes radiactivas.




- Se debe asegurar que las fuentes radiactivas se almacenen en instalaciones con un nivel de seguridad física apropiado.

Las siguientes informaciones deben ser registradas y conservadas: - acceso de personal y visitas a la instalación y al recinto de irradiación; - dosis individuales del personal (mensualmente); - supervisión médica; - resultados de la vigilancia radiológica de zonas; - fuentes decaídas y desechos radiactivos; - inventario de fuentes; - inventario de los equipos de protección radiológica; - análisis de agua de la piscina; - resultados de pruebas repetitivas (anual, semestral, mensual y diario) y especiales; - resultados de los ensayos a los sistemas de seguridad; - modificaciones de la instalación relacionadas con la seguridad; - certificados de calibración de los instrumentos de medición; - registros de las pruebas de hermeticidad; - autorización del Órgano regulador; - autorizaciones del personal; - períodos de mantenimiento; - entrenamiento de personal; - informes de investigación de incidentes y accidentes; - inspecciones y auditorías internas; etc. 4.15. CLAUSURA DE LA INSTALACIÓN

Para efectuar la clausura se deberá tener en cuenta los siguientes aspectos: ENFOQUE GRADUADO

a. La evaluación de la seguridad debe abarcar una amplia gama de actividades de clausura y su alcance, magnitud y grado de detalle deberían ser acordes con los tipos de peligros y sus posibles consecuencias.

b. El enfoque graduado se tendría que aplicar de una manera que no comprometa la seguridad sino que garantice el cumplimiento de todos los requisitos y criterios de seguridad pertinentes.

Considerar los siguientes aspectos:

a. La finalidad de la evaluación (p. ej., para su utilización ya sea en el plan final de clausura o en una fase de la clausura o bien en una etapa del plan de clausura);

b. El alcance de la evaluación (p. ej., una parte de una instalación, una de las instalaciones de un emplazamiento donde existan varias instalaciones o la totalidad de un emplazamiento);

c. El tamaño y el tipo de la instalación (incluido su grado de complejidad);




d. El estado físico y radiológico de la instalación al comienzo de las actividades de clausura (p. ej., en parada después del funcionamiento normal o en parada después de un incidente o un accidente; en parada después de un período prolongado de mantenimiento deficiente; incertidumbre acerca del estado de la instalación) y, en particular, los posibles efectos del envejecimiento en el estado de las construcciones o en el funcionamiento de las medidas tecnológicas de seguridad;

e. El grado de complejidad de las actividades de clausura; f. Incertidumbres, por ejemplo, acerca de la calidad de la caracterización de la

instalación, y de la fiabilidad y disponibilidad de los elementos de información de apoyo pertinentes (p. ej., dibujos, registros de modificaciones) que se utilizarán como datos iniciales en la evaluación de la seguridad;

g. El peligro radiológico (término fuente), por ejemplo, el inventario de actividad de la instalación (p. ej., la contaminación superficial, la contaminación masiva); las características radiológicas (p. ej., presencia de radionucleidos de período corto o de período largo, presencia de radionucleidos emisores alfa); el estado químico y físico de los materiales radiactivos (p. ej., sólido, líquido, gaseoso; fuentes selladas; materiales que generan calor, materiales combustibles);

h. La probabilidad de los peligros y sus posibles consecuencias no mitigadas, teniendo en cuenta las características del emplazamiento (p. ej., sucesos sísmicos, inundaciones, influencia o dependencia de eventuales instalaciones cercanas) y la presencia y el tipo de posibles sucesos iniciadores de secuencias de incidentes/accidentes (p. ej., error humano, incendio, inundación, caída de cargas, derrumbamiento o deterioro de edificios o estructuras, productos químicos, temperaturas extremas);

i. La índole y la fiabilidad de las medidas de seguridad (p. ej., sistemas de seguridad, controles operacionales) que podrían establecerse o se hayan establecido para la protección contra los accidentes o la mitigación de sus consecuencias;

j. Los requisitos y criterios de seguridad que servirán de referencia para evaluar los resultados;

k. El estado final de la instalación una vez concluida su clausura (p. ej., uso irrestricto o uso restringido);

l. La disponibilidad de evaluaciones de la seguridad aplicables a la instalación o a instalaciones similares y los elementos innovadores de las actividades de clausura previstas;

m. La medida en que la clausura podría afectar negativamente a operaciones en curso importantes desde el punto de vista de la seguridad en otras partes de la instalación o en instalaciones cercanas (p. ej., las que tengan servicios comunes).

PELIGROS DURANTE LA CLAUSURA

En la evaluación de la seguridad se deberían tener en cuenta todos los peligros pertinentes (p. ej., causas de daño) para los trabajadores, la población y el medio ambiente, entre ellos:

a. Las exposiciones a la radiación, por ejemplo, la exposición externa causada por la radiación directa y otras fuentes de radiación, la exposición interna por inhalación o ingestión o por cortes y abrasiones, y las emisiones incontroladas de radionucleidos debidas a pérdidas de contención;

b. Los materiales tóxicos y otros materiales peligrosos, por ejemplo, asbestos, materiales inflamables, sustancias carcinógenas, productos químicos utilizados para descontaminar, asfixiantes;




c. Peligros industriales, por ejemplo, caída de cargas, tareas de altura, incendios, altas temperaturas, altas presiones, ruidos, polvos y asbestos.

d. Se deberían tener en cuenta los efectos combinados y acumulativos de estos peligros, así como el alcance de sus posibles consecuencias radiológicas para los trabajadores, la población y el medio ambiente.

DEFENSA EN PROFUNDIDAD

La clausura debería llevarse a cabo aplicando el principio de defensa en profundidad para garantizar la seguridad acorde con el grado de peligro. Esto tendría que abarcar:

a. La definición de límites, controles y condiciones operacionales apropiados para prevenir la ocurrencia de consecuencias adversas durante las actividades planificadas o como resultado de accidentes;

b. El establecimiento de medidas protectoras a fin de garantizar que los eventuales accidentes no provoquen daños significativos para los trabajadores, la población o el medio ambiente;

c. La aplicación de medidas adicionales para mitigar las consecuencias de los accidentes que pudieran ocurrir durante la clausura.

EVALUACION DE SEGURIDAD

En la evaluación de la seguridad se deberían determinar las medidas preventivas, protectoras y mitigadoras necesarias y justificar su idoneidad y suficiencia para garantizar la seguridad durante la clausura, en cumplimiento de los requisitos y criterios de seguridad pertinentes.

Durante las actividades de clausura se suelen utilizar medidas de seguridad diferentes

de las aplicadas durante el funcionamiento normal. Se debe tener en cuenta, la duración de las actividades de clausura previstas y la viabilidad de utilizar sistemas temporales o establecer controles y procedimientos administrativos para lograr el grado de seguridad requerido. Por lo cual será necesario hacer hincapié en las medidas mitigadoras (en lugar de las medidas preventivas y protectoras) de lo que sería normalmente aceptable en las evaluaciones de la seguridad durante la etapa operacional. La pertinencia de adoptar ese enfoque en la aplicación del concepto de defensa en profundidad se debería justificar en la evaluación de la seguridad para la clausura.

La evaluación de la seguridad debería abarcar la determinación de las funciones de

seguridad, tanto para las actividades de clausura planificadas como para condiciones de accidente, y la demostración de su idoneidad y suficiencia.

Las funciones de seguridad que deben asegurarse durante la clausura consisten en

una combinación de las funciones necesarias durante el funcionamiento de la instalación y de funciones adicionales que se necesitarán a raíz de las actividades de clausura específicas que se prevea realizar.




OPTIMIZACIÓN

En la evaluación de la seguridad se debería determinar si la estrategia, los planes y las actividades de clausura mantendrán las exposiciones de los trabajadores y de la población en los niveles más bajos que puedan razonablemente alcanzarse y reducirán durante la clausura los riesgos relacionados con el funcionamiento normal y/o con condiciones de accidente. - Al optimizar la protección considerar la magnitud de las dosis individuales como la

dosis colectiva, teniendo en cuenta el número de personas que podrían sufrir exposición.

- La evaluación de la seguridad debe determinar si las medidas preventivas, protectoras y mitigadoras previstas en relación con los peligros radiológicos presentan la máxima de seguridad para los trabajadores, la población y el medio ambiente.

- Tomar en cuenta los riesgos no radiológicos que pueden contribuir de manera significativa a los riesgos generales durante la clausura.

- Como resultado de la optimización se establecen dosis y riesgos que deben ser los más bajos que puedan razonablemente alcanzarse, respetando los límites y las restricciones establecidas.

- Reducir al mínimo la generación de desechos radiactivos durante la clausura. SEGURIDAD A LARGO PLAZO

La evaluación de la seguridad tendría que demostrar que durante todo el período de ejecución de las actividades de clausura de la instalación estas no impondrán peligros inaceptables (p. ej., de que las dosis efectivas rebasen los límites y restricciones pertinentes) o cargas indebidas a las generaciones futuras. - La evaluación de la seguridad debe examinarse periódicamente durante el periodo de

clausura, teniendo en cuenta diversos factores, como el envejecimiento de la instalación y los resultados de la monitorización radiológica.

- La evaluación de la seguridad para la clausura debe demostrar que después de la liberación del emplazamiento para uso irrestricto la dosis efectiva potencial a un miembro del grupo crítico será inferior a 0,3 mSv en un año y que será optimizada.

SISTEMA DE GESTIÓN

Se debe establecer un sistema de gestión para la preparación, el examen y la aprobación interna de la evaluación de la seguridad como parte del plan de clausura. Este sistema debe estar acorde con el grado de complejidad de las actividades de clausura y los peligros y riesgos conexos en el emplazamiento. Se establecerán disposiciones relativas a la gestión de la preparación de evaluaciones de la seguridad para la clausura que toman en cuenta:

a. Las funciones de todo el personal encargado de las actividades de evaluación de la seguridad;

b. La gestión relacionada con los subcontratistas a los que pueda recurrirse para que se encarguen de la evaluación o presten apoyo en su realización;

c. Las habilidades, los conocimientos especializados y la capacitación del personal, incluidos los subcontratistas, que intervenga en la realización de la evaluación;




d. El establecimiento de procedimientos para la preparación, el examen y la aprobación interna de la evaluación por el explotador, y su posterior ejecución y modificación.

e. El mantenimiento y el almacenamiento de los documentos y registros relacionados con la evaluación;

f. El contacto con los órganos reguladores y otras partes interesadas. g. La gestión de la calidad;

El sistema de gestión debe contar con:

a. Una definición adecuada de los objetivos y el alcance de las evaluaciones de la seguridad para la clausura;

b. La aplicación de los procedimientos relativos a la preparación de las evaluaciones; c. La elaboración y aplicación de estrategias, metodologías (p. ej., para el análisis de los

peligros) y procedimientos adecuados; d. La pertinencia, suficiencia y documentación de los datos iniciales y de los

supuestos, así como de la información y las evaluaciones de apoyo; e. La determinación de todos los peligros pertinentes y la evaluación de los

escenarios apropiados, tanto normales como de accidente; f. La pertinencia de los códigos informáticos y otros instrumentos de modelización para

el tipo de evaluación y análisis previsto, y su correcta validación y verificación; g. La adecuación tanto del examen, la documentación y la notificación de la evaluación

de la seguridad, así como de la información, las metodologías y la modelización en que esta se basa, y la consideración en la evaluación de la seguridad de las posibles conclusiones o recomendaciones;

h. La actualización y el mantenimiento adecuados de las evaluaciones. i. La cualificación, experiencia y capacitación apropiadas del personal encargado de

realizar la evaluación y la clara definición de sus responsabilidades. 4.16. PERSONAL

4.16.1 RESPONSABLE DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA La institución deberá designar un Responsable de Protección Radiológica, quien velará que las condiciones de seguridad, se mantengan y mejoren en función a criterios que deberán ser definidos en coordinación con el máximo responsable de la institución. El postulante deberá presentar una solicitud escrita adjuntando la documentación siguiente: Curriculum vitae el cual refleje el cumplimiento de por lo menos: Curso para Responsables de Protección Radiológica dictado para el sector u otro

similar a satisfacción del IBTEN Experiencia en el uso de las fuentes relacionadas a la práctica de por lo menos tres

años. Copia de la licencia individual Designación oficial de este cargo por parte del responsable institucional y un

compromiso (también oficial) de este último de colaborar con los recursos que se requieran para mantener la seguridad de los trabajadores y de las fuentes en condiciones aceptables.




4.16.2. TRABAJADOR OCUPACIONALMENTE EXPUESTO Los trabajadores propuestos por la institución solicitante como personal ocupacionalmente expuesto, deberán poseer una licencia individual que los habilite para el trabajo con fuentes radiactivas. El personal que postule a la licencia individual, debe presentar una solicitud adjuntando la siguiente información: Certificado médico que acredite su aptitud para trabajar Currículo, adjuntando la documentación que avale su idoneidad en la práctica. Documentación que acredite sus conocimientos de protección radiológica

4.17. SEÑALIZACIÓN

Se debe prever el uso de carteles indicadores que señalicen convenientemente la existencia de material radiactivo en las áreas respectivas. 4.18. INSPECCIÓN DE HABILITACIÓN

Es condición imprescindible que el IBTEN, verifique que las condiciones de trabajo son las óptimas para el desarrollo de la actividad, a través de una inspección de habilitación, que será en definitiva la herramienta que permita evaluar si todos los requerimientos contenidos en el presente trabajo se cumplieron. El IBTEN elaborará un informe cuyas recomendaciones y conclusiones serán dadas a conocer al solicitante, las mismas que deben ser cumplidas a cabalidad en el plazo fijado en el citado informe. Posteriormente y a criterio del IBTEN, se realizarán inspecciones de verificación. 5. OBSERVACIONES

Todos los puntos mencionados a lo largo del presente documento, son requisitos indispensables para acceder a la licencia institucional, sin cuyo cumplimiento ninguna empresa que posea material radiactivo o fuentes generadoras de radiación, podrá hacer uso de las mismas. Los requisitos mencionados (tanto generales como particulares), son los requisitos básicos; que bajo ciertas circunstancias y a criterio de la ANC pueden ser incrementados o modificados, con el fin de asegurar el adecuado uso de las radiaciones ionizantes.

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