Resolución 37/2001

Autoridad Regulatoria Nuclear

Apruébase la Norma AR 4.1.1. "Exposición Ocupacional en Reactores Nucleares de Investigación"

Bs. As., 26/12/2001

VISTO las necesidades del servicio, la Ley N° 24.804 "Ley Nacional de la Actividad Nuclear", lo actuado por el sector NORMAS y la SECRETARIA GENERAL, y

CONSIDERANDO:

Que el Artículo 16 inciso a) de la Ley Nº 24.804 establece que la AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR (ARN) dictará las normas regulatorias referidas a seguridad radiológica y nuclear, protección física y fiscalización del uso de materiales nucleares, Iicenciamiento y fiscalización de instalaciones nucleares, salvaguardias internacionales y transporte de materiales nucleares en su aspecto de seguridad radiológica y nuclear y protección física.

Que las Normas AR 3.1.1 "Exposición Ocupacional en Reactores Nucleares de Potencia", AR 5.1.1 "Exposición Ocupacional en Aceleradores de Partículas Clase I" y AR 6.1.1 "Exposición Ocupacional en Instalaciones radiactivas Clase I", establecen los requisitos de protección radiológica ocupacional que se deben tener en cuenta en el diseño de esas instalaciones

Que para el licenciamiento de Reactores Nucleares de Investigación, la ARN requiere que el diseño de los mismos tenga en cuenta requisitos de protección radiológica ocupacional similares a los arriba expuestos.

Que a fin de mantener la simetría con las Normas AR 3.1.1, AR 5.1.1 y AR 6.1.1, el Directorio consideró necesario dictar una norma que incorpore los referidos requisitos de protección radiológica ocupacional para el diseño de Reactores Nucleares de Investigación.

Que siguiendo las instrucciones que oportunamente impartiera a tal efecto el Directorio de esta institución al Sector Normas, dicho sector sometió a consideración del Directorio el texto de la Norma "Exposición Ocupacional en Reactores Nucleares de Investigación".

Que la norma que se propicia aprobar no establece nuevos requisitos o requerimientos que puedan alterar la relación costo/beneficio para los reactores nucleares de investigación existentes licenciados por la ARN, y que en consecuencia no se requiere incluir esta nueva norma en el mecanismo de consulta establecido por la Ley N° 24.804 y su Decreto Reglamentario.

Por ello, en su reunión de fecha 6 de diciembre de 2001, Acta N° 6/01, 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 RESOLVIÓ:

Art. 1° — Aprobar la Norma AR 4.1.1 "Exposición Ocupacional en Reactores Nucleares de Investigación", que como Anexo forma parte integrante de la presente Resolución.

Art. 2° — Comuníquese a la SECRETARIA GENERAL. Dése a la DIRECCIÓN NACIONAL DEL REGISTRO OFICIAL para su publicación en el BOLETÍN OFICIAL. Publíquese en el BOLETÍN de este Organismo y archívese en el REGISTRO CENTRAL. — Eduardo D’Amato.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

———

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

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

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

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

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

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

15. El diseño debe permitir el adecuado mantenimiento y las reparaciones del reactor sin que los trabajadores estén expuestos a tasas de dosis equivalente ambiental superiores a 200 microSv/h.