ECOFIELD - Argentina, Actividad Nuclear

Argentina, Actividad Nuclear

Autoridad Regulatoria Nuclear

AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR - APRUEBANSE REVISIONES DE DETERMINADAS NORMAS

Resolución (ARN) 3/02. Del 1/2/2002. B.O.: 5/3/2002. Apruébanse revisiones de determinadas Normas.

Bs. As., 1/2/2002

VISTO las necesidades del servicio, las Resoluciones del ex ENTE NACIONAL REGULADOR NUCLEAR Nos 60 del 22 de mayo de 1995 y 128 del 20 de octubre de 1995, las Resoluciones de la AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR Nos 18 del 30 de noviembre de 1998 y 23 del 7 de noviembre de 2000, los Decretos Nos 1540/94 y 506/95, la Ley N° 24.804, su Decreto Reglamentario Nº 1390/98 lo actuado por el sector NORMAS y la SECRETARIA GENERAL, y

CONSIDERANDO:

Que por la Resolución del Presidente del Directorio del ex ENTE NACIONAL REGULADOR NUCLEAR (ENREN) Nº 60/95, se aprobaron, entre otras normas, la Revisión 0 de las Normas AR 3.3.4 "Comportamiento del Combustible en el Reactor", AR 3.4.2 "Sistema de Extinción", AR 3.5.1 "Alimentación Eléctrica Esencial", AR 3.9.2 "Comunicación de Eventos Relevantes", y AR 10.13.1 "Norma Básica de Protección Física de Materiales e Instalaciones Nucleares".

Que por la Resolución del Presidente del Directorio del ENREN Nº 128/95 se aprobó la Revisión 0 de la Norma AR 7.11.1 "Permisos Individuales para Operadores de Equipos de Gammagrafía Industrial".

Que las Resoluciones citadas en los considerandos precedentes, fueron dictadas conforme lo establecido en los Decretos Nos 1540/94 y 506/95.

Que la Ley Nº 24.804 crea la AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR (ARN) como sucesora del ENTE NACIONAL REGULADOR NUCLEAR.

Que como consecuencia del dictado de la referida Ley y atento con lo señalado en el Artículo 16 inciso a) de la Ley Nº 24.804 se aprobaron, por Resolución del Directorio de la ARN Nº 18/ 98, la Revisión 1 de las Normas AR 3.2.3 "Seguridad contra Incendios en Centrales Nucleares", AR 4.1.3 "Criterios Radiológicos Relativos a Accidentes en Reactores de Investigación, y AR 4.2.3 "Seguridad contra Incendios en Reactores de Investigación".

Que también por Resoluciones del Directorio de la ARN Nos 23/00 y 22/01 se aprobaron la Revisión 1 de la Norma AR 3.3.2 "Sistemas de Remoción de Calor de Centrales Nucleares" y la Revisión 3 de la Norma AR 10.1.1 "Norma Básica de Seguridad Radiológica", que establece una nueva clasificación de las instalaciones controladas por esta institución.

Que siguiendo las instrucciones que oportunamente impartiera el Directorio de esta institución al Sector Normas, en el sentido de adecuar el contenido de las Normas de la ARN a la nueva clasificación de instalaciones establecida en la Norma AR 10.1.1, dicho sector sometió a consideración del Directorio el texto de las revisiones de las Normas AR 3.2.3, AR 3.3.2, AR 3.3.4, AR 3.4.2, AR 3.5.1, AR 3.9.2, AR 4.1.3, AR 4.2.3, AR 7.11.1 y AR 10.13.1, que incorporan los cambios encomendados.

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

Por ello, en su reunión de fecha 16 de enero de 2002, Acta N° 1, y de conformidad con lo establecido en el Artículo 22, inciso e) de la Ley Nacional de la Actividad Nuclear N° 24.804,

EL DIRECTORIO DE LA AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR

RESOLVIO:

Artículo 1º — Aprobar las siguientes revisiones de Normas:

a) Revisión 2 de la Norma AR 3.2.3 "Seguridad contra Incendios en Reactores Nucleares de Potencia"

b) Revisión 2 de la Norma AR 3.3.2 "Sistemas de Remoción de Calor de Reactores Nucleares de Potencia"

c) Revisión 1 de la Norma AR 3.3.4 "Seguridad de Elementos Combustibles para Reactores Nucleares de Potencia"

d) Revisión 1 de la Norma AR 3.4.2 "Sistemas de Extinción para Reactores Nucleares de Potencia"

e) Revisión 1 de la Norma AR 3.5.1 "Alimentación Eléctrica Esencial en Reactores Nucleares de Potencia"

f) Revisión 1 de la Norma AR 3.9.2 "Comunicación de Eventos Relevantes en Reactores Nucleares de Potencia"

g) Revisión 2 de la Norma AR 4.1.3 "Criterios Radiológicos Relativos a Accidentes en Reactores de Investigación"

h) Revisión 2 de la Norma AR 4.2.3 "Seguridad contra Incendios en Reactores de Investigación"

i) Revisión 1 de la Norma AR 7.11.1 "Permisos Individuales para Operadores de Equipos de Gammagrafía Industrial".

j) Revisión 1 de la Norma AR 10.13.1 "Norma de Protección Física de Materiales e Instalaciones Nucleares"

Art. 2º — Derogar las Normas que se detallan a continuación y que fueron aprobadas por las Resoluciones que en cada caso en particular se indican:

Resolución ENREN Nº 60/95

a) Revisión 0 de la Norma AR 3.3.4 "Comportamiento del Combustible en el Reactor"

b) Revisión 0 de la Norma AR 3.4.2 "Sistema de Extinción"

c) Revisión 0 de la Norma AR 3.5.1 "Alimentación Eléctrica Esencial"

d) Revisión 0 de la Norma AR 3.9.2 "Comunicación de Eventos Relevantes"

e) Revisión 0 de la Norma AR 10.13.1 "Norma Básica de Protección Física de Materiales e Instalaciones Nucleares".

Resolución ENREN Nº 128/95

Revisión 0 de la Norma AR 7.11.1 "Permisos Individuales para Operadores de Equipos de Gammagrafía Industrial".

Resolución ENREN Nº 18/98

a) Revisión 1 de la Norma AR 3.2.3 "Seguridad contra Incendios en Centrales Nucleares"

b) Revisión 1 de la Norma AR 4.1.3 "Criterios Radiológicos Relativos a Accidentes en Reactores de Investigación"

c) Revisión 1 de la Norma AR 4.2.3 "Seguridad contra Incendios en Reactores de Investigación".

Resolución ENREN Nº 23/00

Revisión 1 de la Norma 3.3.2 "Sistemas de Remoción de Calor de Centrales Nucleares".

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

Art. 4º — Comuníquese a la SECRETARIA GENERAL. Dése a la DIRECCION NACIONAL DEL REGISTRO OFICIAL para su publicación en el BOLETIN OFICIAL. Publíquese en el BOLETIN de este organismo y archívese en el REGISTRO CENTRAL. — Eduardo D’Amato.

NORMA AR 3.2.3.

SEGURIDAD CONTRA INCENDIOS EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

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

B. ALCANCE

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

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

C. EXPLICACION DE TERMINOS

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

D. CRITERIOS

D1. Referentes al Diseño

Generales

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

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

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

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

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

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

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

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

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

D1.2. Prevención de Incendios.

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

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

35. Los edificios que conforman un reactor nuclear de potencia se deben construir y ubicar de manera tal que los efectos de una combustión queden circunscriptos a la zona en que se desarrolla.

Además, prioritariamente debe asegurarse la estanquidad al fuego y cuando esto no sea posible, la contención al fuego debe asegurarse por otros medios y por la posibilidad de una correcta intervención.

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

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

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

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

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

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

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

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

43. Deben instalarse sistemas de extinción de incendios que permitan reducir al mínimo razonablemente posible los efectos del fuego que resulten perjudiciales para los elementos de importancia para la seguridad.

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

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

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

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

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

a) dar aviso del incendio, identificar el área de ocurrencia, dar señal de falla e indicar circuitos fuera de servicio;

b) operar en caso de siniestro las aberturas y los dispositivos de clapetas de los conductos de los sistemas de ventilación y/o poner en funcionamiento los dispositivos automáticos de extinción de incendios donde ello fuera requerido.

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

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

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

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

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

D1.3.2. Sistemas de Extinción de Incendios

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

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

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

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

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

a) la facilidad de desplazamiento hacia y en todos los sectores de incendio internos y externos;

b) la autonomía de sistemas y equipos, debiendo para ello considerarse el tiempo de arribo de los servicios de bomberos externos a la instalación;

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

D1.4. Atenuación de los Efectos de los Incendios

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

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

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

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

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

a) tendrán que conformar sectores de incendio;

b) los servicios que interrelacionan a los edificios deberán ser diseñados de tal manera que el conducto de comunicación no se transforme en un medio de propagación de un eventual siniestro;

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

D1.4.2. Ventilación

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

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

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

a) las baterías de filtros se deben separar de todo otro equipo, mediante barreras contra incendio;

b) se deben utilizar métodos adecuados para la protección automática de los filtros, contra los efectos del fuego;

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

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

D1.4.3. Extracción de Humos

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

a) sectores con alta carga de fuego;

b) sectores donde existan sistemas de seguridad, y que estén normalmente ocupados por el personal de operación;

c) sectores donde haya materiales cuya combustión produzca gases tóxicos o alta concentración de humos.

D1.4.4. Sistemas Eléctricos

67. Los dispositivos eléctricos que pudieran generar incendios deben estar segregados físicamente.

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

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

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

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

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

D1.4.5 Incendios Originados en el Exterior

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

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

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

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

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

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

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

D1.4.7. Sala de Generadores Diesel

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

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

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

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

D1.4.9. Sala de Derivación de Cables

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

D1.4.10. Transformadores

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

D2. Referentes a la Puesta en Marcha y Operación

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

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

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

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

a) definición de la organización que implementará el programa y asignación de las responsabilidades;

b) identificación de los sistemas de seguridad del reactor y de los relacionados con la seguridad del mismo;

c) identificación de las posibles situaciones de incendio y una evaluación del riesgo asociado a cada una de ellas;

d) procedimientos para todas las actividades relacionadas con la protección contra incendios;

e) procedimientos para la utilización de equipos no previstos en el diseño y que puedan ser fuentes de ignición;

f) procedimientos para la inspección, pruebas, calibración y mantenimiento de los sistemas de seguridad contra incendios;

g) procedimientos para el registro de las actividades relacionadas con la protección contra incendios;

h) formación, entrenamiento y reentrenamiento de una brigada contra incendios, planeamiento de la lucha contra el fuego, coordinación de las acciones con las unidades operativas de bomberos urbanas y rurales;

i) entrenamiento del personal, para que en las operaciones que se realicen en la instalación se contemple el riesgo de incendio y se controlen las operaciones peligrosas;

j) disponibilidad de medios técnicos adecuados.

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

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

NORMA AR 3.3.2.

SISTEMAS DE REMOCION DE CALOR DE REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

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

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño de los sistemas de remoción de calor de reactores nucleares de potencia.

C. EXPLICACION DE TERMINOS

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

D. CRITERIOS

D1. Generales

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

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

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

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

a. Cumplan la función que les compete, con una confiabilidad adecuada.

b. Tengan capacidad suficiente, con un adecuado margen, para soportar las solicitaciones físicoquímicas producidas por cualquier situación operacional o accidental postulada.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

a. La degradación de las propiedades estructurales de aquellos subsistemas y componentes expuestos a la radiación.

b. La capacidad para remover calor en las condiciones especificadas por diseño.

c. La estabilidad estructural de aquellos subsistemas y componentes que, a su vez, sean parte de la barrera de presión.

D2. Sobre el Fluido Refrigerante

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

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

Se debe prever un adecuado monitoreo para la verificación de estas propiedades del refrigerante.

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

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

30. Se debe prever que las estructuras, sistemas y componentes de seguridad o relacionados con la seguridad así como las personas que se encuentren en el reactor nuclear sean protegidas de efectos físico-químicos resultantes de eventuales pérdidas anormales de refrigerante. El diseño debe prever, también, que la gestión de estas pérdidas pueda efectuarse cumpliendo con los requisitos radiológicos pertinentes. La eficiencia de esta gestión debe poderse probar en cualquier momento.

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

1 Sigla de la expresión en idioma inglés: "Departure from Nucleate Boiling Ratio".

NORMA AR 3.4.2

SEGURIDAD DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES PARA REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

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

B. ALCANCE

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

C. EXPLICACION DE TERMINOS

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

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

D. CRITERIOS

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

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

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

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

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

NORMA AR 3.3.4

SISTEMAS DE EXTINCION PARA REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

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

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable al diseño de los sistemas de extinción de un reactor nuclear de potencia.

C. EXPLICACION DE TERMINOS

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

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

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

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

D. CRITERIOS

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

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

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

10. Entre los sistemas de extinción, por lo menos uno debe ser capaz de causar rápidamente la extinción en situaciones operacionales y en situaciones accidentales, y por lo menos uno debe ser capaz de causaba extinción durante el funcionamiento normal y mantenerlo sin necesidad de alimentación eléctrica externa aun en las condiciones más reactivas del núcleo.

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

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

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

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

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

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

NORMA AR 3.5.1

ALIMENTACION ELECTRICA ESENCIAL EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

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

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a rectores nucleares de potencia

C. EXPLICACION DE TERMINOS

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

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

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

D. CRITERIOS

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

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

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

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

10. Solamente las cargas esenciales para la seguridad deben normalmente estar conectadas a la alimentación eléctrica esencial. Si otras cargas no esenciales para la seguridad están conectadas a la alimentación eléctrica esencial, debe probarse que esto no es en perjuicio de la confiabilidad y efectividad de dicha alimentación. Estas cargas, que no sean automáticamente desconectadas por el sistema de protección frente a una situación de falla, deben incluirse en el cálculo total de demanda. Además, estas cargas no deben impedir el ensayo de la alimentación eléctrica esencial.

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

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

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

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

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

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

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

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

19. Debe almacenarse in situ combustible y preverse otros suministros necesarios para asegurar la provisión de alimentación eléctrica esencial, durante por lo menos 72 horas, sin recurrir a suministro eléctrico externo. El combustible debe almacenarse, como mínimo, en dos ubicaciones separadas, cada una con una cantidad suficiente para cumplir con el abastecimiento durante el tiempo requerido.

Se debe evaluar periódicamente la calidad del combustible, para reemplazarlo cuando sea necesario.

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

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

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

NORMA 3.9.2

COMUNICACION DE EVENTOS RELEVANTES EN REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA

A. OBJETIVO

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

B. ALCANCE

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

C. EXPLICACION DE TERMINOS

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

D. CRITERIOS

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

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

a) una disminución significativa del nivel de la seguridad de los sistemas relacionados con: el control de la reactividad, de la presión, del caudal o de la temperatura del circuito primario; los parámetros del sistema del moderador; los parámetros del sistema secundario;

b) una indisponibilidad verificada de sistemas de protección, de la instrumentación relacionada con la seguridad y de los suministros esenciales;

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

d) una exposición ocupacional o una descarga de efluentes radiactivos al ambiente, en exceso de los límites autorizados correspondientes.

6. También se deben considerar eventos relevantes:

a) eventos internos o externos, de origen natural o resultantes de la acción humana, que concebiblemente puedan afectar directa o indirectamente la seguridad de la instalación, y

b) todo otro evento considerado como relevante por el Comité Interno Asesor de Seguridad de la instalación.

7. El informe analítico de los eventos relevantes debe incluir una descripción del estado de la instalación antes del evento; una descripción del evento con la secuencia de acontecimientos; análisis de las fallas o secuencias de fallas de componentes o sistemas; las acciones de los operadores en relación con el evento, y las consecuencias del evento. Debe, además, hacer referencia a eventos similares o relacionados que hayan ocurrido en la instalación, y analizar las implicancias del evento para la seguridad, indicando si correspondiera las acciones correctivas.

NORMA 4.1.3

CRITERIOS RADIOLOGICOS RELATIVOS A ACCIDENTES EN REACTORES DE INVESTIGACION

A. OBJETIVO

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

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a reactores de investigación.

C. EXPLICACION DE TERMINOS

3. Accidente: Suceso de carácter aleatorio que puede ocurrir en una instalación, cuyas consecuencias reales o potenciales son significativas desde el punto de vista de la seguridad radiológica y nuclear.

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

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

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

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

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

D. CRITERIOS

9. Deben tomarse todas las medidas que sean razonables para evitar accidentes y, en el caso que éstos ocurran, minimizarse los riesgos radiológicos tanto del público como de los trabajadores de la instalación.

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

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

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

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

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

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

16. En las evaluaciones de la probabilidad de falla de sistemas tecnológicos se debe justificar los valores de las tasas de falla u otros parámetros de confiabilidad que se asignen a los componentes. En caso de no disponerse de valores justificables para algunos de los componentes, se deben usar los que indique la Autoridad Regulatoria.

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

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

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

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

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

22. Si el número N de secuencias accidentales fuese mayor que 10, los valores de la escala de ordenadas de la figura Nº 1 deben ser divididos por la relación N/10 antes de representarse al citado punto.

23. Será considerado accidente con consecuencias radiológicas para los trabajadores, todo suceso disruptivo a raíz del cual estas personas incurran en una dosis superior a 0,2 mSv.

24. Para aquellas secuencias accidentales que en caso de ocurrir provoquen una exposición a la radiación de los trabajadores debe calcularse, mediante métodos aceptados, la dosis efectiva del trabajador más expuesto.

25. Ninguna secuencia accidental —con consecuencias radiológicas para los trabajadores— debe tener una probabilidad anual de ocurrencia que graficada en función de la dosis efectiva, calculada de acuerdo a lo indicado en el criterio Nº 24, resulte en un punto ubicado en la zona no aceptable de la figura Nº 2.

26. Si el número N de secuencias accidentales fuese mayor que 10, los valores de la escala de ordenadas de la figura Nº 2 deben ser divididos por la relación N/10 antes de representarse al citado punto.

NORMA 4.2.3

SEGURIDAD CONTRA INCENDIOS EN REACTORES DE INVESTIGACION

A. OBJETIVO

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

B. ALCANCE

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

C. EXPLICACION DE TERMINOS

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

D. CRITERIOS

REFERENTES AL DISEÑO

Generales

24. La seguridad contra incendios de un reactor de investigación debe depender fundamentalmente de la protección estructural antes que de los sistemas de extinción de incendios.

25. La extinción de incendios debe basarse en sistemas propios de la instalación y no en medios operativos.

26. Deben postularse y analizarse incendios que pudieran ocurrir en todas las zonas en las que haya componentes importantes para la seguridad y en las zonas adyacentes.

27. Todos los sistemas de seguridad y de importancia para la seguridad deben situarse en sectores de incendio especialmente diseñados para alojarlos. Los componentes redundantes de los sistemas de seguridad se deben ubicar en distintos sectores de incendio, siempre que sea posible.

28. Para la prevención de incendios se deben aplicar medidas en el diseño del reactor de investigación para reducir, tanto como sea razonablemente posible, su probabilidad de ocurrencia.

29. Se debe limitar la carga máxima de fuego en todos los locales de la instalación.

30. Los sistemas de detección de incendios deben lograr la detección temprana de los mismos.

31. Los sistemas de extinción de incendios deben utilizar componentes activos.

32. Deben utilizarse componentes pasivos para minimizar las consecuencias de los incendios.

33. El diseño de un reactor de investigación debe prever el uso racional del espacio y ubicaciones apropiadas de equipos o instrumentos contra incendios para que el mantenimiento, prueba y calibración de los mismos puedan desarrollarse adecuadamente y en las condiciones de trabajo apropiadas.

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

Prevención de Incendios

35. Para la selección de los materiales se debe tener en cuenta el grado de combustibilidad de los mismos y se debe optar, preferentemente, por el menos combustible.

36. Los locales que conforman un reactor de investigación se deben construir y ubicar de manera tal que los efectos de una combustión queden circunscriptos a la zona en que se desarrolla. En todos los casos debe asegurarse la contención y estanquidad al fuego y que pueda realizarse una correcta intervención para la lucha contra el fuego.

Sistemas de Detección, Alarma y Extinción de Incendios

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

38. Para asegurar una confiabilidad adecuada, los sistemas de detección, alarma y extinción de incendios se deben diseñar aplicando los criterios de redundancia, diversidad, independencia y falla única. La tasa de falla por demanda para cada uno de los sistemas deberá ser inferior a 10-2

39. El diseño de los sistemas de detección, alarma y extinción debe:

a) Ser antisísmico, cuando sea necesario;

b) Tratar de evitar roturas debido a eventuales golpes.

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

41. En los locales que contengan componentes importantes para la seguridad y en los de alto riesgo de origen de incendios, se deben instalar sistemas de detección y alarma.

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

a) Dar aviso de incendio, identificar el área de ocurrencia, dar señal de falla e indicar circuitos fuera de servicio;

b) Operar, en caso de incendio, los dispositivos de clapetas de los conductos de los sistemas de ventilación que correspondan en las distintas situaciones operacionales y/o poner en funcionamiento los dispositivos automáticos de extinción, donde ello fuera requerido.

43. El diseño de los sistemas de detección de incendios debe prever la prueba periódica de los mismos.

44. Para la elección de los tipos de detectores a instalar se deben tener en cuenta las características particulares de cada uno de los recintos a proteger.

45. Los detectores se deben ubicar teniendo en cuenta su capacidad de respuesta ante la presencia de productos de la combustión de los equipos instalados en el local y de los materiales constructivos.

46. En el diseño de los sistemas de extinción de incendios deben tenerse en cuenta aquellos incendios que concebiblemente pudieran producirse simultánea o independientemente en cualquier parte del reactor de investigación.

47. Deben instalarse sistemas de extinción de incendios que permitan reducir al mínimo razonablemente posible los efectos del fuego que resulten perjudiciales para los elementos de importancia para la seguridad.

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

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

50. El accionamiento de los sistemas de extinción de incendios debe realizarse mediante las señales provenientes de dos detectores de distintos circuitos, a efectos de evitar disparos por señales espurias.

51. Los sistemas fijos de extinción de incendios deben contener sustancias extintoras adecuadas al riesgo a cubrir.

52. Deben determinarse y justificarse los códigos y normas utilizados para el diseño de los sistemas de extinción de incendios, independientemente de su ubicación en la red antiincendio y de su relación funcional con otros sistemas del mismo tipo. Asimismo, deberá tener alimentación eléctrica o todo otro servicio necesario y suministro de sustancia extintora asegurados.

53. En todos los sectores de la instalación, se deben instalar extinguidores de incendio portátiles y móviles, los que cumplirán con las características y pruebas exigidas en las reglamentaciones vigentes en el país.

54. La cantidad, calidad y capacidad de los extinguidores portátiles y móviles se debe regular teniendo en cuenta las situaciones particulares de los locales y sectores del reactor de investigación.

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

a) Facilidad de desplazamiento hacia y en todos los sectores internos y externos;

b) Autonomía de sistemas y equipos, debiendo para ello considerarse el tiempo de arribo de los servicios de bomberos externos a la instalación;

c) Equipamiento compatible con el de las unidades operativas de bomberos urbanos y rurales.

Atenuación de los Efectos de los Incendios

56. Los sistemas de seguridad para la parada del reactor y para la extracción del calor residual deben estar suficientemente protegidos contra las consecuencias de posibles incendios.

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

58. Los sistemas de extinción de incendios y sus sistemas auxiliares pertenecientes a un determinado sector deben ser independientes de los sistemas homólogos pertenecientes a los restantes sectores.

59. La distribución de los locales debe cumplimentar los siguientes requisitos:

a) Deben conformar sectores de incendio;

b) Los servicios que interrelacionan a los distintos sectores de incendio deben ser diseñados de tal manera que el conducto de comunicación no se transforme en un medio de propagación de un eventual incendio;

c) Las escaleras utilizadas para el acceso y escape en casos de emergencia se deben dotar de ventilación forzada para mantenerlas libres de humo.

Ventilación

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

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

62. Cuando los filtros utilizados en los sistemas de ventilación contengan sustancias combustibles que presenten riesgos de incendio para los componentes de importancia para la seguridad, se deben cumplir los siguientes requisitos:

a) Las baterías de filtros deben separarse de todo otro equipo mediante barreras contra incendio;

b) Se deben utilizar métodos adecuados para la protección automática de los filtros contra los efectos del fuego.

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

63. Las tomas de aire exterior deben estar a distancia suficiente de las salidas de aire y humos y de toda fuente potencial de ignición.

Extracción de Humos

64. Con el objeto de dar salida a los productos de combustión, se deben instalar dispositivos de extracción de humos en:

a) Sectores con alta carga de fuego;

b) Sectores con sistemas de seguridad normalmente ocupados por el personal de operación;

c) Sectores donde haya materiales cuya combustión produzca gases tóxicos o alta concentración de humos.

Sistemas Eléctricos

65. La alimentación eléctrica debe cumplir con la norma AR 4.5.1. "Diseño del Sistema de Suministro de Energía Eléctrica de Reactores de Investigación".

66. Los dispositivos eléctricos que pudieran generar incendios deben estar segregados físicamente.

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

68. La longitud total de los conductores entre los suministros y los aparatos a servir debe estar libre de toda derivación y/o empalme. Se pueden usar cajas de paso, con borneras de compresión, para facilitar la agrupación de circuitos y solucionar los casos de cables de gran longitud.

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

70. Los equipos o aparatos de interrupción de la alimentación eléctrica deben estar ubicados en lugares de fácil acceso.

71. La disposición de los cables sobre bandejas debe ser tal que impida cualquier propagación de fuego entre ellos.

Incendios Originados en el Exterior

72. Se debe tener en cuenta la ocurrencia de incendios en las zonas exteriores y/o aledañas a la propiedad de la instalación, cuyas consecuencias pudieran afectarla, con el fin de minimizar los efectos.

73. Las señales de alarma de los detectores ubicados en las tomas de aire exterior deben establecer inequívocamente la ubicación del detector emisor.

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

75. Las clapetas del sistema de toma de aire exterior deben tener dos dispositivos de accionamiento, uno automático y otro manual. Se debe prever que el accionamiento de dichas clapetas no comprometa el funcionamiento de los sistemas de seguridad.

REFERENTES A LA PUESTA EN MARCHA Y OPERACION

76. Se debe contar con un programa escrito de protección contra incendios. Dicho programa debe incluir como mínimo los siguientes puntos:

a) Definición de la organización que debe implementar el programa y asignación de las responsabilidades;

b) Identificación de los sistemas importantes para la seguridad;

c) Identificación de las posibles situaciones de incendio y una evaluación del riesgo asociado a cada una de ellas;

d) Procedimientos para todas las actividades relacionadas con la protección contra incendios;

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

f) Procedimientos para la inspección, pruebas, calibración y mantenimiento de los sistemas de seguridad contra incendios;

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

h) Formación, entrenamiento y reentrenamiento de una brigada contra incendios, planeamiento de la lucha contra el fuego, coordinación de las acciones con las unidades operativas de bomberos urbanas y rurales;

i) Entrenamiento del personal, para que en las operaciones que se realicen en la instalación se contemple el riesgo de incendio y se controlen las operaciones peligrosas;

j) Disponibilidad de medios técnicos adecuados.

77. El programa de lucha contra incendios debe garantizar que se preserva la capacidad de la instalación de llevar a parada segura el reactor. Dicho programa debe incluir una evaluación de los sistemas de seguridad y de seguridad contra incendios con posterioridad a la ocurrencia de un siniestro.

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

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

NORMA AR 7.11.1.

PERMISOS INDIVIDUALES PARA OPERADORES DE EQUIPOS DE GAMMAGRAFIA INDUSTRIAL

A. OBJETIVO

1. Establecer los requisitos que se deben cumplir para obtener y renovar permisos individuales.

B. ALCANCE

2. Esta norma es aplicable a los permisos individuales para operadores de equipos de gammagrafía industrial.

C. EXPLICACION DE TERMINOS

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

4. Fuente Sellada: Fuente radiactiva en la que el material radiactivo se halla en una o más

cápsulas suficientemente resistentes para prevenir el contacto y dispersión del material radiactivo, bajo las condiciones de uso para la cual fue diseñada.

5. Equipo de Gammagrafía: Aparato que comprende un proyector y los accesorios que sean necesarios para su operación.

6. Instalación Clase II: Instalación o práctica que sólo requiere licencia de operación.

7. Operador: Persona física autorizada para operar un equipo de gammagrafía, que tiene la responsabilidad de hacerlo en forma segura de acuerdo a las reglas del arte, y cumpliendo como mínimo con las normas aplicables.

8. Permiso Individual: Certificado, expedido por la Autoridad Regulatoria, por el que se autoriza a una persona a trabajar con fuentes de radiación, en una Instalación Clase II o en una práctica no rutinaria.

9. Profesiograma Psicofísico del Operador: Conjunto de cualidades y condiciones psicofísicas mínimas necesarias para desempeñar, en forma adecuada, la función que requiere permiso individual.

10. Gammagrafía Industrial: Radiografía industrial realizada mediante un radioisótopo que emite radiación gamma.

D. REQUISITOS

D1. Requisitos Generales

11. Sólo pueden operar equipos de gammagrafía personas que posean un permiso individual para tal fin otorgado por la Autoridad Regulatoria.

D2. Solicitud de Permisos Individuales

12. El solicitante de un permiso individual debe ser mayor de veintiún (21) años, poseer como mínimo estudios secundarios completos, cuya duración no sea menor de cinco (5) años, o acreditar formación equivalente.

13. El solicitante debe acreditar el haber realizado un curso teórico-práctico sobre gammagrafía industrial, reconocido por la Autoridad Regulatoria, cuyo temario de protección radiológica, tenga una duración no menor a cincuenta y cinco (55) horas. La certificación de la aprobación del curso debe ser utilizada para la mencionada acreditación dentro de los dos (2) años de otorgada.

14. El solicitante debe aprobar un examen teórico-práctico del curso mencionado en el requisito N° 13, ante una mesa examinadora conformada por personal de la Autoridad Regulatoria y por personal que posea permiso individual para la operación de equipos de gammagrafía industrial con reconocida trayectoria en la materia

15. El solicitante debe acreditar que posee un entrenamiento no menor a un (1) año con un tiempo mínimo de cuatrocientas (400) horas en el manejo de equipos y fuentes selladas en gammagrafía industrial, bajo la supervisión de un preceptor propuesto por el solicitante a satisfacción de la Autoridad Regulatoria. El preceptor debe poseer permiso individual para operar equipos de gammagrafía industrial, y comunicar a la Autoridad Regulatoria el inicio del entrenamiento del solicitante dentro de la semana de comenzado el mismo.

16. El entrenamiento debe realizarse luego de la aprobación del curso mencionado en el requisito N° 13. En forma excepcional se puede iniciar dicho entrenamiento hasta seis (6) meses antes del inicio del curso, de forma tal que hasta la aprobación del mismo no se haya realizado más del cuarenta (40) % del entrenamiento.

17. El solicitante debe acreditar ante la Autoridad Regulatoria haber aprobado un examen de aptitud psicofísica del operador mediante certificado extendido por un médico examinador.

D3. Validez y Renovación de Permisos Individuales

18. Los permisos individuales otorgados para operadores de equipos de gammagrafía industrial tienen una validez de tres (3) años.

19. Para la renovación de un permiso individual, su titular debe presentar ante la Autoridad Regulatoria, con sesenta (60) días de anticipación a su vencimiento, la correspondiente solicitud. Asimismo debe acreditar:

a) Haber aprobado un examen de aptitud psicofísica del operador mediante certificado extendido por un médico examinador.

b) Haber asistido, como mínimo, a un curso de actualización en gammagrafía industrial con una duración no inferior a veinte (20) horas, reconocido por la Autoridad Regulatoria (ver Guía Regulatoria 5/AR 7.11.1).

c) Haber aprobado un examen teórico-práctico del curso de actualización mencionado en el inciso b), ante una mesa examinadora conformada por personal de la Autoridad Regulatoria y por personal que posea permiso individual para la operación de equipos de gammagrafía industrial con reconocida trayectoria en la materia.

d) Haber realizado trabajos de gammagrafía industrial durante los seis (6) meses previos al vencimiento del permiso. En caso contrario el solicitante debe efectuar un entrenamiento práctico de treinta (30) días efectivos de trabajo bajo la supervisión de un preceptor, de acuerdo a lo establecido en el requisito N° 15.

20. Los poseedores de permisos individuales que no cumplan con lo requerido en el requisito N° 19, cuyos vencimientos fueran posteriores al año 1991, deben acreditar, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria, la cumplimentación de lo requerido en el requisito N° 19 a), b) y c), y realizar una práctica, de acuerdo a lo indicado en el requisito N° 15, la cual no debe ser inferior a treinta (30) días efectivos de trabajo.

21. Los poseedores de permisos individuales que no se encuadren en el requisito N° 19 ni en el requisito N° 20 deben cumplimentar lo requerido en la sección D2 "Solicitud de Permisos Individuales".

NORMA AR 10.13.1.

NORMA DE PROTECCION FISICA DE MATERIALES E INSTALACIONES NUCLEARES

A. OBJETIVO

1. Establecer los criterios generales de protección física de materiales e instalaciones nucleares.

B. ALCANCE

2. La presente norma se aplica a los materiales protegidos, a las instalaciones significativas y al transporte de material protegido.

C. EXPLICACION DE TERMINOS

3. Area Vital: Toda área donde se encuentren equipos, dispositivos o sistemas que puedan ser vulnerables a actos intencionales tales como el sabotaje o la mera intrusión cuando sea razonablemente posible generar en ella accidentes con consecuencias radiológicas severas.

4. Consecuencia Radiológica Severa en Protección Física: Cualquier hecho originado en actos intencionales mencionados en el criterio 10, que implique dispersión atmosférica de material radiactivo y por el cual el miembro del público más expuesto pueda recibir una dosis que exceda de 1 milisievert (mSv).

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

6. Fuerza de Respuesta: Conjunto de hombres y medios que pueden concurrir en apoyo del sistema de protección física.

7. Instalación Significativa: Cualquier instalación, depósito transitorio o prolongado o contenedor de transporte donde, en razón de su inventario radiactivo, sea razonablemente concebible que puedan inducirse, por actos intencionales, accidentes con consecuencias radiológicas severas.

8. Material Protegido: El uranio 233 (U-233), el uranio 235 (U-235), el plutonio 239 (Pu-239), el plutonio 241 (Pu-241) y combinaciones de estos nucleidos, o cualquier otro material que la Autoridad Regulatoria decida incluir. El uranio con un enriquecimiento inferior al 1% no queda comprendido en esta definición, sin perjuicio de las prácticas de gestión prudente que corresponda aplicar.

9. Organismo Gubernamental: Gendarmería Nacional la que asesorará y asistirá a la Autoridad Regulatoria y actuará, en el marco de la legislación vigente, bajo las instrucciones del Responsable por la Protección Física, coordinando las operaciones de recuperación de instalaciones significativas y materiales protegidos.

10. Protección Física: Conjunto de medidas destinadas a prevenir, a evitar y a responder, con un grado razonable de seguridad, actos intencionales que tengan por finalidad:

a) el robo, hurto, sustracción o dispersión indebida de material protegido; o

b) el sabotaje o aun la mera intrusión en una instalación significativa cuando sea razonablemente posible generar en ella accidentes con consecuencias radiológicas severas.

11. Responsable por la Protección Física: Persona bajo cuya dirección se encuentra la instalación significativa, el depósito o el transporte de material protegido y a quien la entidad responsable le asigna la responsabilidad directa por la protección física.

12. Sistema de Protección Física: Conjunto de personas y medios disponibles en forma permanente con capacidad para prevenir, retardar o evitar los actos intencionales mencionados en el criterio 10.

13. Zona Controlada: Area comprendida por un perímetro claramente señalizado y controlada por la Entidad Responsable.

14. Zona Interior: Zona comprendida dentro de una zona protegida en la que se utilizan o almacenan materiales protegidos incluidos en la categoría I de la tabla de clasificación de material protegido.

15. Zona Protegida: Zona sometida a constante vigilancia (por personal de guardia o medios técnicos o ambos), circundada por una barrera física y con un número limitado de accesos controlados.

D. CRITERIOS

D1. Generales

16. La existencia de un sistema de protección física adecuado es condición necesaria para la realización de cualquier operación que involucre materiales o instalaciones protegidos.

17. Cuando el sistema contemple la protección física de materiales protegidos deberá preverse la adecuada interacción con el sistema nacional de contabilidad y control de dichos materiales.

18. Para definir los potenciales actos intencionales caracterizados en el criterio 10 y las secuencias accidentales que pudieran desatar, se asumirá que los presuntos autores disponen de medios convencionales. El diseño de los sistemas de protección física no contemplará medidas directas para repeler el asalto formal por parte de grupos militares o paramilitares.

19. El sistema de protección física deberá ser acorde con el nivel de protección que corresponda aplicar y deberá ajustarse a los siguientes criterios generales:

a) Se debe brindar la flexibilidad necesaria para permitir aumentar o disminuir la intensidad de las medidas de acuerdo con las circunstancias.

b) Ninguna medida de protección física irá en desmedro de la seguridad radiológica y nuclear.

c) Ninguna medida de vigilancia y seguridad destinada al resguardo de bienes patrimoniales irá en desmedro de las de protección física.

d) El énfasis de los sistemas de protección física estará puesto en la prevención y en la disuasión, particularmente mediante el uso de medidas pasivas.

e) En el diseño de los sistemas de protección física deberá lograrse una adecuada complementación entre los medios técnicos y los procedimientos operativos.

f) Los procedimientos operativos de protección física deberán establecerse de manera tal que sea minimizada cualquier interferencia con los trabajos que normalmente realiza el personal de operación.

20. En el diseño del sistema de protección física deberá contemplarse:

a) La determinación de objetivos, que comprenderá:

• La caracterización de la instalación, compuesta de una memoria descriptiva que incluirá diagramas de flujo de procesos, de planta, lista de materiales y equipos, incluyendo los correspondientes a protección física, ubicación geográfica y todo elemento gráfico que permita lograr un mejor conocimiento de la misma.

• La definición del tipo de amenaza a la que se supone estará sometida la instalación.

• La identificación de objetivos donde presumiblemente puedan concretarse las acciones intencionales descriptas en el criterio 10.

b) La inclusión de medidas destinadas a:

• La detección de ingresos no autorizados (intrusión), la que incluirá evaluación de alarma, medios de comunicación y visualización de alarmas, control de accesos, etc. (se incluirán organización, procedimientos y entrenamiento de los medios utilizados, de corresponder).

• La demora a la intrusión mediante guardias y barreras (perimetrales, estructurales y consumibles).

La respuesta a los actos intencionales referidos en el criterio 10, incluyendo su organización, procedimientos y entrenamiento, medios de comunicación y tiempo de respuesta a partir de una señal de alarma.

c) Los métodos utilizados para la evaluación del diseño del sistema de protección física y sus resultados.

d) La fuerza de respuesta que acudirá en apoyo del sistema de protección física y los medios de comunicación con tal fuerza.

21. El sistema de protección física comprenderá, en general, los siguientes aspectos:

a) Distribución en planta, vías de acceso, barreras de contención e identificación de zonas o áreas a proteger;

b) Disposición de equipos e instrumentos de protección física y procedimientos para el control periódico de los mismos;

c) Control de accesos, incluidos sus procedimientos.

d) Procedimientos de vigilancia habitual y extraordinaria;

e) Instrucción del personal;

f) Organización del personal encargado de la protección física, incluyendo el procedimiento de selección, capacitación y entrenamiento;

g) Procedimientos y medios utilizados para el resguardo de la información referida en el criterio 22.

22. El sistema de protección física debe contemplar la adecuada reserva de la información que pueda presumiblemente ser utilizada en la comisión de los actos intencionales descriptos en el criterio 10. La información específica sobre cada sistema de protección física será clasificada y en particular aquella que describa aspectos clave de un sistema recibirá el más alto nivel de clasificación.

23. Las operaciones que se ejecuten en caso de que el sistema de protección física sea superado serán determinadas conforme a las prioridades y modalidades que establezca el Responsable por la Protección Física.

D2. Niveles de Protección Física

24. Los niveles de protección física se establecerán de conformidad con los siguientes principios básicos:

a) El tipo, las características y la cantidad de material protegido involucrado, así como también —si fuera el caso— su accesibilidad en función de la tasa de dosis esperable en su entorno de no existir blindaje.

b) La posibilidad de inducir accidentes con consecuencias radiológicas severas en una instalación significativa, mediante actos intencionales.

25. En la aplicación del principio enunciado en 24.a., se tendrán en cuenta los siguientes criterios:

a) Se prestará particular atención a aquellos materiales protegidos que permitan, en el estado en que se encuentran, iniciar o mantener una reacción nuclear en cadena autosostenida sin moderadores especiales.

b) Las medidas de protección física se aplicarán al almacenamiento de materiales protegidos, entendiendo por almacenamiento cualquier depósito de estos materiales, ya sea inicial, intermedio o terminal, o su almacenamiento en tránsito durante su transporte. Al transporte se le aplicarán medidas equivalentes al almacenamiento.

26. En la aplicación del principio enunciado en 24.b. se tendrán en cuenta los siguientes criterios:

a) Los sistemas de protección física deberán diseñarse para cada instalación significativa teniendo en cuenta sus características y las de su emplazamiento así como el resultado de la evaluación efectuada conjuntamente con especialistas en seguridad nuclear.

b) La Entidad Responsable, con el concurso de especialistas en seguridad nuclear y protección física, identificará las estructuras, sistemas y componentes de la instalación significativa que sean considerados vitales.

c) Los sistemas de protección física que se adopten para cada instalación significativa deberán ser compatibles con los sistemas de seguridad radiológica y nuclear, incluyendo los planes para eventuales emergencias radiológicas.

d) En lo posible, la distribución de áreas vitales se efectuará de forma tal que queden separadas de las demás, para que el acceso a aquéllas esté limitado al número de personas necesario y, cuando las circunstancias lo permitan, deberán estar limitados por una barrera física.

e) El nivel de protección física en instalaciones significativas en las cuales sea posible inducir accidentes con consecuencias radiológicas severas se establecerá proporcionalmente a la dosis que podría recibir el miembro del público más expuesto.

f) La determinación de la dosis que podría recibir el miembro del público más expuesto se calculará empleando los criterios indicados en las normas de aplicación en materia de seguridad radiológica y nuclear, sin considerar los posibles efectos resultantes de las medidas dirigidas a mitigar, a corto plazo, consecuencias radiológicas.

27. En caso de transporte de materiales radiactivos que no sean materiales protegidos se aplicarán los siguientes criterios:

a) No se requerirá la aplicación de medidas de protección física cuando se transporten bultos del "Tipo A"*, "industriales"* o "exentos"*; ni cuando se trate de transportes de bultos "Tipo B"* cuyo contenido radiactivo sea inferior a "30 A1"* ó "30 A2"*, según corresponda.

b) Cuando el contenido radiactivo sea superior a "30 A1 ó 30 A2"* e inferior a "3000 A1 ó 3000 A2"*, según corresponda, sólo se utilizarán métodos apropiados de notificación, para confirmar la remisión y la entrega del material en término.

c) Cuando el contenido radiactivo exceda de los valores indicados en b. se exigirá un sistema de comunicaciones durante todo el transporte y, en función de las características de los bultos, la aplicación de medidas adicionales cuando resulte aconsejable (vehículos de características especiales, contenedores adicionales, vehículos escolta, etc.).

* De conformidad con la reglamentación vigente para transporte de material radiactivo.

D2.1. En Instalaciones Significativas

28. Se aplicará el nivel más alto de protección física (nivel de protección I) a aquellas instalaciones significativas en las cuales sea posible inducir accidentes con consecuencias radiológicas severas con una dosis superior a 1 Sievert (Sv).

En las instalaciones significativas bajo nivel de protección I, los elementos vitales estarán comprendidos y ubicados dentro de un área vital, la cual debe quedar localizada dentro de una zona protegida.

29. Se aplicará un nivel medio de protección física (nivel de protección II) cuando la dosis a que se hace referencia en 28. se encuentre comprendida entre 50 y 1000 milisievert (mSv).

Las instalaciones significativas bajo nivel de protección II estarán en una zona controlada, los elementos vitales estarán —en la medida de lo posible— en una zona protegida.

30. Se aplicará el nivel más bajo de protección física (nivel de protección III) cuando la dosis a que se hace referencia en 28. se encuentre comprendida entre más de 1 y menos de 50 milisievert (mSv).

Las instalaciones significativas bajo nivel de protección III estarán situadas dentro de una zona controlada y el acceso a elementos vitales quedará restringido a personal especializado.

31. Toda instalación que no se encuadre en alguno de los niveles indicados quedará exenta de la aplicación de medidas de protección física, salvo que por el material protegido involucrado, le sea aplicable el principio enunciado en el criterio 24.a. sus respectivos criterios, sin perjuicio de las prácticas de gestión prudente que corresponda aplicar.

D2.2. En Almacenamiento y Transporte de Materiales Protegidos según la Categorización de la Tabla Anexa

32. Los niveles de protección física que deben ser aplicados al material protegido durante su almacenamiento incluyen:

a) Para los materiales protegidos comprendidos en la categoría III, almacenamiento dentro de una zona controlada, cuyo acceso esté controlado.

b) Para los materiales protegidos comprendidos en la categoría II, almacenamiento dentro de una zona protegida.

c) Para los materiales protegidos comprendidos en la categoría I, almacenamiento dentro de una zona interior donde el acceso quede restringido a personas cuya identidad haya sido comprobada y que se encuentre bajo vigilancia por personal de guardia que se mantenga en estrecha comunicación con la fuerza de respuesta. Las medidas adoptadas al respecto deben tener como objetivo la detección y prevención de cualquier ataque o asalto, intrusión, hurto o sustracción indebida.

33. Los niveles de protección física que deben aplicarse al material protegido durante el transporte, incluyen:

a) Para los materiales protegidos comprendidos en las categorías II y III, el transporte se efectuará bajo precauciones especiales, como el previo arreglo entre el remitente, el destinatario y el transportista, especificando el momento, lugar y procedimientos para la transferencia de la responsabilidad del transporte, detallando el modo de transporte, rutas a emplear y puntos de notificación en tránsito si resultaren oportunos. Estos transportes no llevarán necesariamente personal de escolta, pero pueden requerir de un medio de comunicación con la fuerza de respuesta.

b) Para los materiales protegidos comprendidos en la categoría I, el transporte debe efectuarse con arreglo a las precauciones especiales previstas en a y, además, bajo constante vigilancia de personal de escolta y en condiciones tales que se asegure la comunicación, en cualquier momento, con la fuerza de respuesta.

34. Los niveles, procedimientos y recomendaciones de protección física a materiales protegidos en el caso de transporte internacional se ajustarán a lo establecido en los anexos I y II de la Convención sobre la Protección Física de los Materiales Nucleares.

D3. Responsabilidades

35. La Entidad Responsable debe tomar todas las medidas razonables y compatibles con sus posibilidades para asegurar la protección física de los materiales protegidos y las instalaciones significativas.

36. La Entidad Responsable debe designar un Responsable por la Protección Física por cada instalación significativa o por cada transporte o depósito de material protegido, a satisfacción de la Autoridad Regulatoria.

37. El simple cumplimiento de las normas o directivas, aun de aquellas emanadas de la Autoridad Regulatoria, no exime a la Entidad Responsable ni al Responsable por la Protección Física de las responsabilidades a su cargo en materia de protección física.

38. La Entidad Responsable podrá delegar, total o parcialmente, la ejecución de las medidas de protección física, pero no así la responsabilidad que le incumbe.

39. Todo cambio en la organización de la Entidad Responsable que pudiera directa o indirectamente afectar la capacidad de afrontar sus responsabilidades en materia de protección física requerirá la previa aprobación de la Autoridad Regulatoria.

40. La Entidad Responsable deberá presentar a la Autoridad Regulatoria, con la suficiente antelación, toda la documentación técnica necesaria, incluidos los procedimientos operativos, para demostrar —a satisfacción de ésta— que se han alcanzado los niveles de protección física exigidos en relación a instalaciones o materiales protegidos.

41. La Entidad Responsable deberá realizar auditorías para verificar la correcta implementación de los sistemas de protección física como así también de la continuidad y adecuación de las medidas en el tiempo.

42. La Entidad Responsable y el Responsable por la Protección Física deberán establecer y mantener en adecuadas condiciones de funcionamiento un sistema de comunicaciones con la Fuerza de Respuesta y el Organismo Gubernamental.

43. La Entidad Responsable debe adoptar todas las medidas razonables para asegurar la confidencialidad de la información que presumiblemente pueda ser utilizada en la comisión de actos intencionales descriptos en el criterio 10, en particular la referida a los sistemas de protección física utilizados o proyectados (ver criterio 22).

ANEXO

TABLA DE CLASIFICACION DE MATERIAL PROTEGIDO EN CATEGORIAS

A LOS FINES DE SU PROTECCION FISICA

-o-

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