Resolución   337 / 2013
AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR
Fecha de publicación: 2013-09-17

AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR  DEPENDIENTE DE LA PRESIDENCIA DE LA NACION  Resolución Nº 337/2013  Bs. As., 9/9/2013  VISTO, la Ley Nacional de la Actividad Nuclear Nº 24.804, su Decreto Reglamentario Nº 1390/98, la Revisión 2 de la Norma AR 10.16.1 “Transporte de materiales radiactivos”, el procedimiento de esta AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR (ARN) G-TMR-07 “Emisión del certificado de aprobación para el transporte de material radiactivo”, lo actuado en el expediente TMR-EXP-6406/10 y lo recomendado por el Sector Control del Transporte de Materiales Radiactivos, y  CONSIDERANDO:  Que el Artículo 16, inciso k) de la Ley señalada en el VISTO, faculta a la ARN a establecer, de acuerdo con parámetros internacionales, normas de seguridad radiológica y nuclear para el transporte terrestre, fluvial, marítimo o aéreo de material nuclear y radiactivo y de protección física del material transportado.  Que atento lo dispuesto en el artículo antes mencionado, es facultad de esta ARN aprobar las emisiones en versión original de los certificados de aprobación o de las renovaciones de dichos certificados que contengan modificaciones de importancia para la seguridad radiológica.  Que la COMISION NACIONAL DE ENERGIA ATOMICA (CNEA) solicitó oportunamente a esta ARN la emisión en Versión Original del Certificado de Aprobación RA/0102/AF-96 para el diseño de bulto del Tipo A, modelo denominado DALMA 25, a ser utilizado para el transporte de sustancias fisionables en forma de soluciones líquidas de compuestos con uranio 235 (U-235).  Que mediante Resolución del Directorio Nº 202/11 se aprobó la emisión de la Versión Original del certificado citado en el considerando anterior.  Que el citado certificado fue emitido con fecha 29 de diciembre de 2011, siendo su vencimiento el día 31 de diciembre de 2014.  Que el Sector Control del Transporte de Materiales Radiactivos detectó que por un error involuntario se omitió consignar ,en el citado certificado, el índice de seguridad con respecto a la criticidad (ISC) para el bulto modelo DALMA 25.  Que de conformidad a la Norma AR 10.16.1 citada en el visto el ISC mencionado es utilizado para controlar en las remesas la acumulación de bultos, sobreenvases o contenedores con contenido de sustancias fisionables de manera de asegurar la prevención de la criticidad de tales remesas durante el transporte en condiciones rutinarias, normales y accidentales.  Que conforme a lo expuesto, el Sector Control del Transporte de Materiales Radiactivos recomendó dejar sin efecto la Versión Original del Certificado de Aprobación RA/0102/AF-96 correspondiente al modelo de bulto DALMA 25 y emitir una nueva Versión Original Enmendada del citado certificado, en la que se incluya el punto “INDICE DE SEGURIDAD CON RESPECTO A LA CRITICIDAD (ISC):” detallando que su valor es ISC = 0,34.  Que la GERENCIA SEGURIDAD RADIOLOGICA, FISICA Y SALVAGUARDIAS ha prestado su conformidad a la aprobación en Versión Original - Enmendada del Certificado de Aprobación de diseño de bulto del Tipo A para el transporte de sustancias fisionables.  Que la GERENCIA ASUNTOS JURIDICOS de esta ARN ha tomado en el trámite la intervención que le compete.  Que el Directorio de la AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR es competente para el dictado del presente acto, conforme lo establecen los artículos 16 inciso k) y 22 de la Ley 24.804.  Por ello, en su reunión del día 3 de septiembre de 2013 (Acta Nº 18)  EL DIRECTORIO DE LA AUTORIDAD REGULATORIA NUCLEAR  RESUELVE:  ARTICULO 1° — Dejar sin efecto la Versión Original del Certificado de Aprobación RA/0102/AF-96, correspondiente al bulto modelo denominado DALMA 25 aprobado por Resolución del Directorio Nº 202/11 del día 21 de diciembre de 2011.  ARTICULO 2° — Aprobar la emisión de la Versión Original - Enmendada del Certificado de Aprobación RA/0102/AF-96, correspondiente al bulto del Tipo A para contenido de sustancias fisionables en forma líquida, modelo denominado DALMA 25.  ARTICULO 3° — Comuníquese a la SECRETARIA GENERAL, a la GERENCIA SEGURIDAD RADIOLOGICA, FISICA Y SALVAGUARDIAS, a los fines correspondientes. Dése a la DIRECCION NACIONAL DEL REGISTRO OFICIAL para su publicación en el BOLETIN OFICIAL DE LA REPUBLICA ARGENTINA. Publíquese en el Boletín de este organismo y archívese en el Sector CONTROL DEL TRANSPORTE DE MATERIALES RADIACTIVOS. — Dr. FRANCISCO SPANO, Presidente del Directorio.  ANEXO A LA RESOLUCION DEL DIRECTORIO Nº 337/13.   CERTIFICADO DE APROBACION DE LA AUTORIDAD COMPETENTE DEL DISEÑO DE BULTO DEL TIPO A PARA CONTENIDO DE SUSTANCIAS FISIONABLES, MODELO DALMA 25  RA/0102/AF-96 (Versión Original - Enmendada)   El presente certifica que el embalaje con el contenido radiactivo autorizado, tal como se describen en los puntos 4, 5 y 6, cumple con los requisitos reglamentarios relativos a los Bultos del Tipo A para contenido de sustancias fisionables establecidos en la Norma AR 10.16.1, Revisión 2, “Transporte de materiales radiactivos” (1)  1. MARCA DE IDENTIFICACION DE LA AUTORIDAD COMPETENTE: RA/0102/AF-96  2. FECHA DE EMISION: 13 de septiembre de 2013  3. FECHA DE EXPIRACION: 31 de diciembre de 2014  4. IDENTIFICACION DE LOS EMBALAJES:  Modelo: DALMA 25 Números de serie: 01 y 02  5. DESCRIPCION DEL EMBALAJE:  El diseño de bulto cuenta con un Sistema de Contención (SC) y un Sistema de Confinamiento (SCo) que se alojan dentro de un Conjunto Absorbedor de Impactos (CAI) y el contenido indicado en el punto 6 del presente certificado. El embalaje cuenta con un Sistema de Contención (SC) y un Sistema de Confinamiento (SCo) que se alojan dentro de un Conjunto Absorbedor de Impactos (CAI).  El SC está compuesto por: un bidón de 25 litros de capacidad, material particulado para absorber derrames líquidos, un tambor cilíndrico con tapa bridada y sello de material elastómero, y un sistema de soportes que centran e inmovilizan el bidón dentro del tambor. El bidón con el contenido radiactivo líquido se ubica dentro de un tambor de acero inoxidable, y en el espacio anular entre el tambor y el bidón se ubica el material para absorber derrames líquidos. El tambor se cierra con una tapa, un sello elastómero de tipo aro sello (“O-ring”) y 16 tornillos.  El CAI está formado por dos piezas: un envase cilíndrico (cuerpo) con una cavidad interna que termina en una boca en el tope, y una tapa que lo cierra, de modo tal que el SC con su contenido queda protegido por los absorbedores de impacto. Estos últimos consisten en un relleno de placas concéntricas circulares o anulares de espuma de poliestireno expandido de 30 kg/m3 de densidad que ocupan el espacio interno de las cubiertas externas construidas de chapas de acero inoxidable AISI 304.  El SCo está dado por la masa y la concentración de isótopo U-235 en el contenido radiactivo líquido a transportar, siendo ambos parámetros intrínsecamente seguros para uranio con enriquecimiento menor o igual al 20%. Además, el diseño incluye como sistema de confinamiento a todos los componentes del embalaje.  La manipulación del bulto se realiza con 4 cáncamos roscados ubicados en la tapa del CAI y la elevación del SC se lleva a cabo mediante 2 cáncamos machos dispuestos de manera opuesta en los 2 orificios existentes en la tapa bridada. Además, el SC se puede manipular en un carro de movimiento dentro o en zonas aledañas a las instalaciones.  Las dimensiones externas aproximadas del bulto son: altura 990 mm y diámetro 671 mm, y su peso es de 142 kg aproximadamente. Véase el esquema adjunto en el Anexo 1.  6. CONTENIDO RADIACTIVO AUTORIZADO  El modelo del diseño del bulto se autoriza para transportar:  Uranio enriquecido, con un enriquecimiento máximo del 20% en 235U, con hasta 255 g de 235U en forma líquida. Actividad Específica: 3,7.105 Bq/g.  Formas químicas: Soluciones acuosas de hasta 25 litros de sales de uranio en variados grados de acidez: nitrato de uranilo UO2(NO3)2, fluoruro de uranilo UO2F2, complejo, uranilcarbonato de amonio [UO2(CO3)x](NH4)2x-2 Concentración máxima: 51 g Utot/litro.  7. INDICE DE SEGURIDAD CON RESPECTO A LA CRITICIDAD (ISC)  Para el contenido radiactivo autorizado indicado en el punto 6 de este certificado, el Indice de Seguridad con respecto a la Criticidad (ISC) es 0,34.  8. EXPEDICION Y MANTENIMIENTO  8.1. El bulto debe ser preparado para su transporte y mantenido de acuerdo a los Procedimientos Operativos PO-CNNG-02 “Operación y control del embalaje DALMA 25”, Rev. 1, y PO-CNNG-03 “Inspección y mantenimiento del embalaje DALMA 25”, Rev. 0 y a la Norma AR 10.16.1, Revisión 2, “Transporte de materiales radiactivos” (2).  8.2. El remitente comunicará a la Autoridad Regulatoria Nuclear: a) cada expedición, mediante el formulario F-TMR-09 Rev. 3, o el que lo reemplace, con una anticipación no menor a 2 días hábiles y b) cualquier incidente o accidente que ocurriere durante el transporte.  8.3. Cada embalaje fabricado conforme al diseño de bulto llevará dos etiquetas de la categoría que corresponda y estará marcado en forma legible y durable con las marcas pertinentes, incluyendo la marca de identificación “RA/0102/AF-96”, en la superficie exterior del mismo.  8.4. El remitente deberá suministrar al transportista las instrucciones especiales a seguir. El transportista tendrá un conocimiento adecuado de las instrucciones a seguir en casos de emergencia y portará la Ficha de Intervención Nº 127 que figura en la reglamentación vigente. El vehículo de carretera llevará los rótulos estipulados en la norma AR 10.16.1 “Transporte de materiales radiactivos”, Revisión 2, de la Autoridad Regulatoria Nuclear (2).  9. GARANTIA DE CALIDAD  Para el uso, inspección y mantenimiento de los embalajes se debe cumplir con los documentos de gestión de la calidad de CNEA.  10. El presente certificado no exime al remitente ni al transportista del cumplimiento de cualquier requisito impuesto por el Gobierno de cualquier país a través del cual o al cual se transporte el bulto. _________ (1) “Reglamento para el transporte seguro de materiales radiactivos”, Edición de 2009, Colección de Normas de Seguridad Nº TS-R-1 del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA).  11. El presente certificado se emite de acuerdo con la Sección VIII, párrafos 802 a) iv), 814, 828, 829 y 833 de la Norma AR 10.16.1, Revisión 2, “Transporte de materiales radiactivos” (2) y en respuesta al pedido formulado por CNEA, con sede en Av. Del Libertador 8250, de Buenos Aires, República Argentina. _______ Nota: la Versión Original - Enmendada modifica a la Versión Original en lo atinente a la inclusión del valor del Indice de seguridad con respecto a la Criticidad (ISC), la renumeración de los puntos 7, 8, 9 y 10, la actualización del formulario Aviso de Transporte, y la fecha de emisión.   __________ (2) “Reglamento para el transporte seguro de materiales radiactivos”, Edición de 1996 (Revisada), Colección de Normas de Seguridad Nº TS-R-1 del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA).  e. 17/09/2013 N° 72498/13 v. 17/09/2013