legislacion densimetro nuclear 2006

LEGISLACIÓN

2006

ÍNDICE

Pág. 1 LEY Nº 16.319

“Crea la Comisión Chilena de Energía Nuclear” ..................................................... 1

2 DECRETO LEY Nº 531

“Estatuto del Personal de la Comisión Chilena de Energía Nuclear” ..................... 9

3 DECRETO LEY Nº 1.557

“Modifica Ley Orgánica de la Comisión Chilena de Energía Nuclear y dicta normas sobre Contratos de Operación” .....................................................................

11 4 DECRETO SUPREMO Nº 1.304

“Aprueba Objetivos y Políticas para el Desarrollo Nuclear Chileno” .....................

14 5 DECRETO SUPREMO Nº 302

“Aprueba Plan Nacional de Desarrollo Nuclear” ....................................................

17 6 LEY Nº 18.302, incluye modificaciones de ley Nº 19825

“Ley de Seguridad Nuclear” ......................................................................................


“Aprueba reglamento sobre autorizaciones para instalaciones radiactivas o equipos generadores de radiaciones ionizantes, personal que se desempeña en ellas, u opere tales equipos y otras actividades afines” .............................................


“Aprueba reglamento de protección física de las instalaciones y de los materiales nucleares” ..................................................................................................................


“Aprueba reglamento de protección radiológica de instalaciones radiactivas” ......

58

10 DECRETO SUPREMO Nº 12 “Aprueba el reglamento para el Transporte Seguro de Materiales Radiactivos” ...

62

11 DECRETO CON FUERZA DE LEY Nº 4

"Adecua Plantas y escalafones de la Comisión Chilena de Energía Nuclear"............... 148

Ley Fecha Materia LEY Nº 16.319 14-09-1965 Crea la Comisión Chilena de

Energía Nuclear DECRETO LEY Nº 531 (modficado según dictamen N° 20419 de la Contraloría General de República)

18-07-1990 Estatuto del Personal de la Comisión Chilena de Energía Nuclear

DECRETO LEY Nº 1.557 16-09-1976 Modifica Ley Orgánica de la Comisión Chilena de Energía Nuclear y dicta normas sobre Contratos de Operación

DECRETO SUPREMO Nº 1.304

09-11-1983 Aprueba Objetivos y Políticas para el Desarrollo Nuclear Chileno

DECRETO SUPREMO Nº 302 01-04-1995 Aprueba Plan Nacional de Desarrollo Nuclear

LEY Nº 18.302 (incluye modificaciones de ley Nº 19825)

01-10-2002 Ley de Seguridad Nuclear

DECRETO SUPREMO Nº 133 23-08-1984 Aprueba reglamento sobre autorizaciones para instalaciones radiactivas o equipos generadores de radiaciones ionizantes, personal que se desempeña en ellas, u opere tales equipos y otras actividades afines

DECRETO SUPREMO Nº 87 09-03-1985 Aprueba reglamento de protección física de las instalaciones y de los materiales nucleares

DECRETO SUPREMO Nº 3 25-04-1985 Aprueba reglamento de protección radiológica de instalaciones radiactivas

DECRETO SUPREMO Nº 12 10-06-1985 Aprueba el reglamento para el Transporte Seguro de Materiales Radiactivos

DECRETO CON FUERZA DE LEY Nº 4

09-02-1990 Adecua Plantas y escalafones de la Comisión Chilena de Energía Nuclear

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MINISTERIO DE ECONOMÍA, FOMENTO Y RECONSTRUCCIÓN SUBSECRETARIA DE ECONOMÍA, FOMENTO

Y RECONSTRUCCIÓN

LEY Nº 16.319

CREA LA COMISIÓN CHILENA DE ENERGÍA NUCLEAR Por cuanto el Congreso Nacional ha dado su aprobación al siguiente

PROYECTO DE LEY

TITULO I

Nombre, naturaleza, domicilio, objeto y patrimonio

Artículo 1º. - Créase una persona jurídica de derecho público que se denominará "Comisión Chilena de Energía Nuclear".

La Comisión Chilena de Energía Nuclear será un organismo de

Administración Autónoma del Estado. Se regirá por las disposiciones de la presente ley, por sus Reglamentos y por los Reglamentos Internos que dicte su Consejo. Su domicilio será la ciudad de Santiago.

La Comisión Chilena de Energía Nuclear se relacionará con el Gobierno por intermedio del Ministerio de Minería.

Cada vez que la presente ley o sus reglamentos hablen de "la Comisión" se entenderá que se refiere a la "Comisión Chilena de Energía Nuclear".

Artículo 2º. - Para los efectos de la presente ley se entiende por energía atómica

la generada por procesos o fenómenos nucleares, tales como la fisión y la fusión nuclear y la emisión de partículas y de radiaciones.

Para los mismos efectos, los términos "energía nuclear" y "energía atómica", son sinónimos.

Para iguales efectos: a) son materiales atómicos naturales o materiales nucleares

naturales, el uranio y el torio, y cualquiera otro que determine la ley, y b) son materiales de interés nuclear: zirconio, niobio, titanio, hafnio, berilio, cadmio, cobalto, litio, agua

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pesada, helio, uranio y torio, estos últimos con los elementos de sus series radiactivos, gadolinio y cualquiera otro que se determine por decreto supremo.

Sin perjuicio de lo dispuesto en el inciso anterior, el Reglamento fijará las definiciones de materiales fértiles, fisionables, fusionables, radiactivos y de los demás términos técnicos que tengan relación con la producción y el aprovechamiento de la energía nuclear.

Artículo 3º. - El objeto de la Comisión será atender los problemas relacionados con la producción, adquisición, transferencia, transporte y uso pacífico de la energía atómica y de los materiales fértiles, fisionables y radiactivos.

Las funciones de la Comisión en cumplimiento de su objeto serán especialmente:

a) Asesorar al Supremo Gobierno en todos los asuntos relacionados con la energía nuclear y, en especial, en el estudio de tratados, acuerdos, convenios con otros países o con organismos internacionales, en la contratación de créditos o ayudas para los fines mencionados; en el estudio de disposiciones legales o reglamentarias relacionadas con el régimen de propiedad de los yacimientos de minerales, de materias fértiles, fisionables y radiactivas, con los peligros de la energía nuclear y con las demás materias que están a su cargo;

b) Elaborar y proponer al Supremo Gobierno los planes nacionales para la investigación, desarrollo, utilización y control de la energía nuclear en todos sus aspectos;

c) Ejecutar, por sí o de acuerdo con otras personas o entidades, los planes a que

se refiere la letra b);

d) Fomentar, realizar o investigar, según corresponda y con arreglo a la legislación vigente, la exploración, la explotación y el beneficio de materiales atómicos naturales, el comercio de dichos materiales ya extraídos y de sus concentrados, derivados y compuestos, al acopio de materiales de interés nuclear, y la producción y utilización, con fines pacíficos, de la energía nuclear en todas sus formas, tales como su aplicación a fines médicos, industriales o agrícolas y la generación de energía eléctrica y térmica;

e) Propiciar la enseñanza, investigación y difusión de la utilización de la energía nuclear, colaborar en ellas;

f) Colaborar con el Servicio Nacional de Salud en la prevención de los riesgos

inherentes a la utilización de la energía atómica, especialmente en los aspectos de higiene ocupacional, medicina del trabajo, contaminación ambiental, contaminación de los alimentos y del aire. Deberá mantener un sistema efectivo de control de riesgo para

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la protección de su propio personal, y para prevenir y controlar posibles problemas de contaminación ambiental dentro y alrededor de sus instalaciones nucleares;

g) Ejercer en la forma que determine el Reglamento el control de la producción, adquisición, transporte, importación y exportación, uso y manejo de los elementos fértiles, fisionables y radiactivos, y

h) Anualmente la Comisión proporcionará a las Comisiones de Minería y Economía y Comercio de ambas ramas del Congreso una memoria conteniendo el desarrollo de sus actividades.

Artículo 4º. - El patrimonio de la Comisión se formará por:

a) Los aportes que le conceda anualmente la Ley de Presupuestos de la Nación y los que le otorguen las otras leyes especiales;

b) Las entradas provenientes de prestación de servicios, arriendo o explotación de cualesquiera de los bienes de la Comisión;

c) Los ingresos que provengan de frutos e intereses de los bienes de la Comisión, los que obtenga en el ejercicio de sus actividades y los que provengan de créditos que se les otorguen;

d) Los aportes, sean en dinero o en bienes, que se otorguen a la Comisión en conformidad con los convenios que se celebren con otros países o con organismos internacionales;

e) Los aportes o subvenciones provenientes de cualquier organismo o entidad particular destinados a la utilización de la energía nuclear, y

f) Todo otro bien o valor que se incorpore a su patrimonio a cualquier título.

TITULO II Control y Reserva de Materiales Atómicos Naturales

Artículo 5º. - Derogado por el Artículo 244, Nº 5 del Código de Minería. Artículo 6º. - Derogado por el Artículo 244, Nº 5 del Código de Minería.

Artículo 7º. - Las funciones y atribuciones que la ley entrega al Estado respecto

de la exploración, explotación y beneficio de materiales atómicos naturales, del comercio de dichos materiales ya extraídos y sus concentrados, derivados y compuestos, y del acopio de materiales de interés nuclear, solamente podrán ejercerse por la Comisión.

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La producción de energía nuclear con fines pacíficos sólo podrá realizarse por la Comisión o con su licencia previa.

La Comisión podrá realizar dicha producción por sí o por medio o en unión de terceros.

Artículo 8º. - Por exigirlo el interés nacional, los materiales atómicos naturales

y el litio extraídos y los concentrados, derivados o compuestos de aquellos y éste, no podrán ser objeto de ninguna clase de actos jurídicos sino cuando ello se ejecuten o celebren por la Comisión Chilena de Energía Nuclear, con ésta o con su autorización previa. Si la Comisión estimare conveniente otorgar la autorización, determinará a la vez las condiciones en que ella se concede. Salvo por causa prevista en el acto de otorgamiento, dicha autorización no podrá ser modificada o extinguida por la Comisión ni renunciada por el interesado. TITULO III Organización y Administración

Artículo 9º. - La Comisión de Energía Nuclear será dirigida y administrada por un Consejo Directivo y un Director Ejecutivo.

Los miembros del Consejo Directivo y el Director Ejecutivo serán elegidos de entre las personas que por razón de su función, profesión u oficio, tengan vinculaciones con las finalidades de la Comisión.

El Consejo Directivo estará integrado de la siguiente forma:

a) El Presidente de la Comisión, que lo presidirá, designado por el Presidente de

la República;

b) Un representante del Ministro de Minería, designado por el Presidente de la República, a proposición de aquél;

c) Un representante del Ministro de Salud, designado por el Presidente de la República, a proposición de aquél;

d) Un representante del Consejo de Rectores, designado por el Presidente de la República, a proposición de aquél;

e) Un representante del Comandante en Jefe del Ejército, designado por el

Presidente de la República, a proposición de aquél;

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f) Un representante del Comandante en Jefe de la Armada, designado por el Presidente de la República, a proposición de aquél;

g) Un representante del Comandante en Jefe de la Fuerza Aérea, designado por el Presidente de la República, a proposición de aquél;

Los Consejeros durarán en sus cargos por un período de tres años, salvo que dejen de contar con la confianza del Presidente de la República, y podrán ser reelegidos. Deberán, además, ser chilenos.

El quórum de funcionamiento del Consejo será la mayoría de sus miembros, y sus acuerdos deberán ser adoptados por la mayoría de los Consejeros asistentes. En caso de empate, decidirá el voto del Presidente.

El Consejo designará a uno de sus miembros para desempeñarse como Vicepresidente, y lo presidirá en caso de ausencia del Presidente.

Los Consejeros tendrá derecho a percibir una remuneración mensual, que para todos los efectos legales tendrá el carácter de honorario, y que consistirá en 4 Unidades Tributaria Mensuales. Además, percibirán por su asistencia a cada sesión del Consejo o de los Comités de Consejeros designados por el Consejo, una remuneración de 5 Unidades Tributarias Mensuales por sesión, con un tope total máximo de 14 Unidades Tributarias Mensuales.

El Director Ejecutivo será designado por el Consejo Directivo y deberá ser

chileno. Artículo 10º. - Corresponderá al Consejo administrar y dirigir la Comisión

con amplias facultades. A este objeto sin que importe limitación, además de las facultades ordinarias de administración, al Consejo compete:

a) Adquirir, enajenar, gravar y administrar toda clase de bienes muebles o inmuebles, especialmente materiales de interés nuclear y concentrados, derivados y compuestos de dichos materiales, y ejecutar o celebrar cualquier acto o contrato tendiente, directa o indirectamente, a la consecución de sus fines;

b) Proponer al Supremo Gobierno las normas y reglamentos para la ejecución y operación de las obras relacionadas con la utilización de la energía atómica; para la producción, el manejo, transporte y almacenamiento de los materiales fértiles, fisionables y radioactivos, incluidos los residuos; como también para uso y manejo de las radiaciones ionizantes, incluidos los rayos X; y para ejercer el control de todas estas actividades; sin embargo, el uso y manejo de las radiaciones ionizantes, incluidos los rayos X, que se refieren a aplicaciones médicas e higiene del trabajo, quedarán sometidos al Servicio Nacional de Salud;

c) Adoptar los acuerdos tendientes al cumplimiento del objeto de la comisión, a que se refiere el artículo 3º de la presente ley.

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d) A proposición del Presidente de la Comisión, aprobar anualmente el Presupuesto y planta del personal de la Comisión. La fijación y modificación de las plantas, remuneraciones y gratificaciones del personal, deberán ser aprobadas por el Presidente de la República;

e) Delegar parte de sus facultades, para objetos determinados, en uno o más miembros del Consejo, del Presidente, en el Director Ejecutivo, en funcionarios de la Comisión, o en uno o más servicios o reparticiones públicas;

f) Conferir mandatos para uno o más asuntos determinados a funcionarios o personas extrañas a la Comisión, y

g) Resolver y convenir la contratación de préstamos, los que deberán ser aprobados por decreto supremo.

Artículo 11º. - Son atribuciones y deberes fundamentales del Presidente de la Comisión:

a) Presidir las sesiones del Consejo Directivo y de las Subcomisiones que éste designe;

b) Citar al Consejo a sesiones extraordinarias, cuando lo estime conveniente. c) Proponer al Presidente de la República, con acuerdo del Consejo la

participación de Chile en Organismos Internacionales, Congresos o Comisiones Internacionales que sobre estas mismas materias existan.

Artículo 12º. - Son atribuciones y deberes fundamentales del Director Ejecutivo:

a) Asistir a las sesiones del Consejo Directivo;

b) Hacer cumplir y ejecutar los acuerdos del Consejo Directivo;

c) Contratar, nombrar, remover y fijar remuneraciones al personal dentro de la planta aprobada por el Consejo Directivo;

d) Ejercer los actos de administración que determine el Consejo Directivo;

e) Conferir los poderes especiales que estime necesarios y delegar los que le otorgue el Consejo Directivo, con acuerdo de éste;

f) Representar judicial y extrajudicialmente la Comisión con las facultades establecidas en el artículo 7º del Código de Procedimiento Civil. Las facultades a que se refiere el inciso segundo de dicho artículo sólo podrá ejercitarlas con expresa autoridad del Consejo Directivo;

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g) Contratar con acuerdo del Consejo Directivo, personal a honorarios, y h) Las demás que determine el Reglamento.

TITULO IV Disposiciones Generales

Artículo 13º. - Los funcionarios y el personal de servicios menores de la Comisión Chilena de Energía Nuclear quedarán sometidos al régimen de previsión de la Caja Nacional de Empleados Públicos y Periodistas y se regirán por el Estatuto que dicte el Presidente de la República para dicha Comisión.

Será aplicable a la Comisión la disposición del artículo 389º letra f) del Decreto con Fuerza de Ley Nº 338 de 1960.

Artículo 14º. - Las donaciones, herencias y legados que reciba la Comisión

Chilena de Energía Nuclear, sean de orden nacional, extranjero o internacional estarán exentos de todo pago de impuestos, derecho o gravamen. Las donaciones no requerirán de insinuación.

Artículo 15º. - Intercálese en el inciso primero del artículo 2º de la Ley 15.139, de 28 de enero de 1963, entre las palabras "necesidades" y "de" las siguientes: "de la Comisión Chilena de Energía Nuclear y".

Artículo 16º. - No será aplicable a la Comisión la limitación establecida en el artículo 1º del Decreto con Fuerza de Ley Nº 68, de 21 de enero de 1960, respecto de los técnicos nacionales o extranjeros que sea preciso contratar para cumplir con sus finalidades. Sin embargo, el acuerdo del Consejo en que se haga uso de este artículo, deberá ser aprobado por el Presidente de la República.

Artículo 17º. - La Comisión Chilena de Energía Nuclear estará sujeta a la fiscalización de la Contraloría General de la República, de acuerdo con lo dispuesto en la Ley Orgánica de esta última.

Artículo 18º. - Lo dispuesto en la presente ley, no importará limitación alguna a las atribuciones y, derechos que las leyes vigentes otorgan y reconocen a las Universidad de Chile, a la Universidad Técnica del Estado y a las Universidades reconocidas por el Estado, excepto en lo que se refiere a las funciones de la Comisión señaladas en el artículo 3º, letra f) y g) de la presente ley.

Artículo 19º. - A la Comisión Chilena de Energía Nuclear no le serán aplicables las disposiciones contenidas en el Título III del Decreto con Fuerza de Ley Nº 47. de 1959.

Artículo 20º. - Estarán exentos de todo derecho, impuesto, contribución, gravamen o tasa:

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a) La adquisición o enajenación, a cualquier título, de materiales de interés nuclear y sus concentrado, derivados y compuestos, en que sea parte la Comisión;

b) La exportación de dichos materiales y productos, que efectúe la Comisión, y

c) Los documentos de cualquiera naturaleza en que consten los actos o

contratos mencionados en las letras a) y b) precedentes, o que sean necesarios para llevarlos a cabo. Artículos Transitorios

Artículo 1º. - La Comisión creada por la presente ley será para todos los efectos legales la continuadora de la Comisión Nacional de Energía Nuclear establecida por decreto supremo Nº 432, de 16 de abril de 1964.

Artículo 2º. - Todos los derechos y disposiciones contenidos en la Ley Nº 15.737, publicada en el Diario Oficial de 24 de octubre de 1964 y en la Ley Nº 15.778, publicada en el Diario Oficial de 30 de octubre de 1964, tendrá todos los efectos legales para el personal que trabaje expuesto a las radiaciones ionizantes. La Universidad de Chile, la Universidad Técnica del Estado y las Universidades reconocidas por el Estado y el Servicio Nacional de Salud extenderán los certificados de reconocimiento a sus respectivos personales de la condición de años trabajados con sustancias radiactivas, fijando a la vez el lapso de años de servicio continuados, a los cuales se aplican las disposiciones de las antedichas leyes. El Servicio Nacional de Salud podrá acogerse a los beneficios de las leyes Nº 15.737 y 15.778 a través de dictámenes fundados del Servicio Nacional de Salud.

Y por cuanto he tenido a bien aprobarlo y sancionarlo; por tanto, promúlguese y llévese a efecto como ley de la República.

Santiago, a catorce de septiembre de mil novecientos sesenta y cinco.

EDUARDO FREI MONTALVA. - Domingo Santa María Santa Cruz. - Eduardo Simián G..- William Thayer A., Ministro del Trabajo y Salud Subrogante.

Lo que transcribo a Ud. para su conocimiento.- Saluda atentamente a Ud.- Rebeca Oyanedel Grebe, Subsecretaria de Economía, Fomento y Reconstrucción.

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FIJA EL ESTATUTO DEL PERSONAL DE LA COMISIÓN CHILENA DE ENERGÍA NUCLEAR

DECRETO LEY N° 531: Se encuentra derogado en todas aquellas disposiciones que versen sobre materias que se hallan reguladas por la Ley Nº 18.834 "ESTATUTO ADMINISTRATIVO" (Dictamen Nº 20419 de fecha 18.07.90 de la Contraloría General de la República).

En consecuencia, solo se encuentran vigentes los siguientes artículos del Decreto Ley Nº 531, de 1974.

Núm. 531. - Santiago, 17 de junio de 1974. - Visto:

lo dispuesto en los decretos leyes Nos. 1, 19 y 128, de 11 de septiembre, 13 de octubre y 16 de noviembre de 1973, respectivamente, y en la ley Nº 16.319, de 23 de octubre de 1965, y

Considerando: a) Que la Comisión Chilena de Energía Nuclear es el

Organismo Científico-Técnico responsables del desarrollo nacional de la Energía Nuclear.

b) Que la Comisión precisa para su eficiente y seguro desenvolvimiento de personal de alta eficiencia, y de calificada responsabilidad y confiabilidad.

c) Que las condiciones en que se desarrollan las actividades nucleares, requieren métodos y modalidades de trabajo muy particulares y rigurosos.

La Junta de Gobierno de la República de Chile a acordado dictar el siguiente

DECRETO LEY:

Artículo 25 Inciso 2º. - No obstante lo impuesto en el

inciso anterior el Consejo Directivo podrá proponer al Supremo Gobierno asignaciones especiales y/o bonificaciones.

Artículo 27°. - La Comisión proporcionara con sus

propios fondos la alimentación que su personal deba recibir durante su jornada. Artículo 32°. - Los empleados deberán cumplir las

comisiones dispuestas por el Consejo Directivo gozaran del mismo beneficio concedido en el inciso precedente.

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Ordenada la comisión o cometido, el viático se devengara por el solo ministerio de la ley.

Artículo 37 Inciso 3°. - Los empleados de carácter

directivo, científico, profesional o técnico podrán percibir además de cualquier organismo del Estado o de la propia Comisión, honorarios o remuneraciones por los trabajos especiales que se les encarguen en atención a su idoneidad o especialización.

Artículo 39. - Los empleados en el momento de

asumir sus funciones, prestaran juramento ante el Director Ejecutivo y el Secretario de Consejo de dedicación al empleo en el cual se les nombra entendiéndose que el Estado les confía una función de alto servicio publico, que servirán personalmente con esmerada diligencia llanos a cumplir las obligaciones que impongan las labores de la Comisión, en forma continuada con obligación de obediencia y lealtad.

De este acto, se dejara constancia en un documento

escrito, bajo firma de los participantes. Artículo 40. - Ningún empleado podrá proporcionar

información alguna sobre las actividades o planes de la Comisión salvo autorización expresa del Director Ejecutivo. Este, además clasificara el material o información a las cuales podrá tener acceso el personal o parte de este.

Artículo 45. - Serán de exclusivo dominio de la

Comisión los resultados e informes de trabajos encomendado por esta entidad a investigadores, científicos técnicos y profesionales y en general sean funcionarios o no, siempre que concurran las siguientes condiciones:

a) Que se haya empleado equipos de propiedad de la

Comisión, y/o b) Que la Comisión haya hecho algún aporte para el

financiamiento de dicha investigación.

Artículo 50°. - El Consejo Directivo podrá autorizar a petición fundada del Director Ejecutivo el pago de gastos de viaje de profesionales cuyos servicios sean calificados como útiles e indispensables para la Comisión. El monto y composición de estos gastos de viaje serán debidamente calificados pro el Consejo Directivo.

Artículo 54º. - La Comisión podrá otorgar atención medica integral y odontológica de urgencia a su personal. Para tal efecto, propenderá a la suscripción de convenios de atención con las entidades pertinentes en concordancia con las leyes previsionales que lo rijan.

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DECRETO LEY N° 1.557

Modifica Ley Orgánica de la Comisión Chilena de Energía Nuclear y dicta normas sobre Contratos de Operación

DEROGADO: Por Ley Orgánica Constitucional sobre Concesiones Mineras Nº 18.097:

Artículo 3°. - Las facultades conferidas por las concesiones mineras se ejercen sobre el objeto constituido por las sustancias minerales concesibles que existen en la extensión territorial que determine el Código de Minería, la cual consiste en un sólido cuya profundidad es indefinida dentro de los planos verticales que la limitan. Son concesibles, y respecto de ellas cualquier interesado podrá constituir concesión minera, todas las sustancias minerales metálicas y no metálicas y, en general, toda sustancia fósil, en cualquier forma en que naturalmente se presenten, incluyéndose las existentes en el subsuelo de las aguas marítimas sometidas a la jurisdicción nacional que tengan acceso por túneles desde tierra. Las sustancias minerales concesibles contenidas en desmontes, escorias o relaves, abandonadas por su dueño, son susceptibles de concesión minera junto con las demás sustancias minerales concesibles que pudieren existir en la extensión territorial respectiva. No son susceptibles de concesión minera los hidrocarburos líquidos o gaseosos, el litio, los yacimientos de cualquier especie existentes en las aguas marítimas sometidas ala jurisdicción nacional ni los yacimientos de cualquier especie situados, en todo o en parte, en zonas que, conforme a la ley, se determinen como de importancia para la seguridad nacional con efectos mineros, sin perjuicio de las concesiones mineras validamente constituidas con anterioridad a la correspondiente declaración de no concesibilidad o de importancia para la seguridad nacional. No se consideran sustancias minerales las arcillas superficiales, las arenas, rocas y demás materiales aplicables directamente a la construcción, todas las cuales se rigen por el derecho común o por las normas especiales que su respecto dicte el Código de Minería.

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Y por el Código de Minería, Ley Nº 18.248:

Artículo 7°. - No son susceptibles de concesión minera los hidrocarburos líquidos o gaseosos, el litio, los yacimientos de cualquier especie existentes en las aguas marítimas sometidas a la jurisdicción nacional ni los yacimientos de cualquier especie situados, en todo o en parte, en zonas que, conforme a la ley, se determinen como de importancia para la seguridad nacional con efectos mineros, sin perjuicio de las concesiones mineras validamente constituidas con anterioridad a la correspondiente declaración de no concesibilidad o de importancia para la seguridad nacional. Artículo 8°. - La exploración o la explotación de las sustancias que, conforme al Artículo anterior, no son susceptibles de concesión minera, podrán ejecutarse directamente por el Estado o por sus empresas, o por medio de concesiones administrativas o de contratos especiales de operación, con los requisitos y bajo las condiciones que el Presidente de la República fije, para cada caso, por decreto supremo. Artículo 10°. - El Estado tiene, al precio y modalidades habituales del mercado, el derecho de primera opción de compra de los productos mineros originados en explotaciones mineras desarrolladas en el país en los que el torio o el uranio tengan presencia significativa. Si estos productos se obtienen esporádicamente, su productor deberá comunicar su obtención a la Comisión Chilena de Energía Nuclear a fin de que esta pueda ejercer aquel derecho por cuenta del Estado, y le señalara la cantidad, calidad y demás características del producto, su precio de mercado y la forma, oportunidad y lugar de su entrega. Esta comunicación constituirá una oferta de venta con plazo de espera y obligara a no disponer del producto durante los tres meses siguientes a la fecha de su recepción. La Comisión podrá aceptar o rechazar libremente la oferta, en todo o parte. Si la aceptare, indicara un plazo, no mayor de dos meses contado desde la respectiva entrega de productos, en el cual se pagara su precio. La oferta caducara si no es aceptada dentro de los tres meses de espera. Con todo, la oferta no caducara si, dentro de este plazo, la Comisión pide al juez que, con citación del productor, designe un experto para que este, como tercero, establezca el precio y las modalidades de la compraventa. La Comisión dispondrá de un

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mes, desde que el experto le comunique su resolución, para aceptar, en todo o parte, la oferta en los términos establecidos por el experto. Si no lo hace en ese plazo, caducara la oferta. Si estos productos se obtienen en forma habitual, su productor, amas tardar en septiembre de cada año, comunicara a la Comisión sus programas mensuales de producción estimados para el año calendario siguiente, a fin de que esta pueda ejercer, por cuenta del Estado, el derecho de primera opción de compra. El productor también dará cuenta a la Comisión, de inmediato, de todas las variaciones que experimenten esos programas. La comunicación, que deberá contener todas las menciones indicadas en el inciso segundo, constituirá una oferta de venta con plazo de espera y obligara a no disponer del producto de cada mes hasta el ultimo ida del mes de su obtención . La Comisión podrá aceptar o rechazar libremente la oferta, en todo o parte. Si la aceptare, el precio de cada entrega se pagara dentro de los dos meses siguientes a ella. La oferta caducara si no es aceptada dentro del plazo establecido en el inciso sexto. En lo demás, se aplicaran las normas del inciso cuarto.

VIGENTE: Artículo 37°. - Modifica Ley Nº 16.319 (modificaciones se encuentran insertas en texto de Ley Nº 16.319 de 1965). Artículo 38°. - Para los efectos de la presente ley y de la Nº 16.319, se entiende por "comercio de materiales atómicos naturales extraídos y de sus concentrados, derivados y compuestos", la realización de cualquier acto jurídico que sirva de titulo para transferir el dominio de dichos materiales y productos.

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REF. : APRUEBA OBJETIVOS Y POLÍTICAS PARA EL DESARROLLO NUCLEAR CHILENO.

Nº. : 1.304

SANTIAGO, NOVIEMBRE 9 DE 1983.

VISTOS: Lo dispuesto en los artículos 24 y 32 N º 8 de la Constitución Política

de la República de Chile; en las letras a) y b) del artículo 3º de la Ley N º 16.319; en el Decreto Supremo N º 2.203 de 1981, del Ministerio del Interior; y lo propuesto por el Consejo Directivo de la Comisión Chilena de Energía Nuclear según Acuerdo N º 872-A de junio de 1983, y CONSIDERANDO:

La necesidad de adecuar el Objetivo en materia de desarrollo nuclear el que, conjugado con las políticas pertinentes, debe colaborar a mejorar el desarrollo económico, social, científico y cultural del país;

La conveniencia de agilizar el proceso de desarrollo nuclear, conforme a los Principios Generales del Supremo Gobierno, dando a la energía nuclear la prioridad relativa que corresponda dentro de los planes y programas del Estado de Chile.

DECRETO

Artículo 1° . - Apruébanse como objetivos y políticas para el

desarrollo nuclear chileno, las contenidas en el Anexo al presente decreto y que se incorporarán al Documento “Programa Socio Económico 1981-1989”, como letra G del párrafo III “Sector Servicios”, bajo el título “Energía Nuclear”, sancionado por Decreto Supremo N º 2.203 de 1981, del Ministerio del Interior.

Artículo 2° . - La Comisión Chilena de Energía Nuclear propondrá,

hasta el 30 de noviembre de 1983, el Plan de Desarrollo Nuclear, para ser incorporado en los futuros Programas Ministeriales.

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ANEXO

III. SECTOR SERVICIOS

G. ENERGÍA NUCLEAR

La energía nuclear ha llegado a constituir parte integral de nuestra

civilización. Los beneficios que se derivan de sus aplicaciones pacificas en todas sus formas, han sido reconocidos internacionalmente por la totalidad de los países industrializados y la gran mayoría de los que se encuentran en vías de desarrollo, incluso algunos de aquellos denominados del tercer mundo, dan especial importancia y destinan cuantiosos recursos al desarrollo de los usos de la energía nuclear.

Se observa que la mayoría de los países han procedido a: adoptar planes

de investigación y desarrollo, transferencia de conocimientos científicos y tecnológicos y desarrollo, transferencia de conocimientos científicos y tecnológicos nucleares; legislar y reglamentar lazos a nivel internacional para participar tanto en los mecanismo que posibilitan la transferencia de tecnología nuclear como en la gestación de las relaciones nucleares entre países; adoptar medidas que los hagan suficientemente independientes en las ciencias y técnicas asociadas a los ciclos del combustible nuclear; incluir la energía nuclear en los escenarios de abastecimiento energético y preparar a la opinión publica para la aceptación de la energía nuclear como parte integrante del mundo moderno.

En un país en vías de desarrollo como el nuestro, constituye una

responsabilidad nacional que el progreso científico-tecnológico en general, y el nuclear en particular, sean incorporados al servicio del país, de acuerdo a las políticas y principios que emanen del Estado.

En vista de lo anterior y en consideración a los Principios Generales del

Supremo Gobierno, se ha tornado imperativo que, a nivel nacional, se establezcan nuevos mecanismos y se refuercen los actuales para hacer posible un mejor desarrollo de las actividades nucleares que se deban llevar a cabo.

1. Objetivo

Lograr el desarrollo integral de la energía nuclear con el fin de contribuir al Desarrollo Político, Social y Económico del país.

Para alcanzar el objetivo señalado se deberá tener presente, entre otras,

las siguientes acciones: a) Desarrollo de planes nucleares. b) Integración de organizaciones nacionales relacionadas y,

capacitación de recursos humanos especializados.

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c) Manutención de acopios de materiales de interés nuclear. d) Aplicación de avances en campo nuclear al desarrollo nacional. e) Protección permanente e integral contra efectos nocivos derivados

de la actividad nuclear.

f) Participación activa en la comunidad nuclear.

2. Política Incrementar el conocimiento científico y tecnológico en las aplicaciones

pacificas de la energía nuclear, de manera armónica con el desarrollo nacional, sin exponer a las personas, bienes y medio ambiente a riesgos.

Para el desarrollo de la política enunciada se deberá considerar, a lo

menos, las siguientes actividades: a) Integrar a todas las organizaciones que directa o indirectamente

tengan relación con el quehacer nuclear. b) Incluir la exploración, explotación y beneficio de materiales atómicos naturales.

c) Estudiar la aplicación nuclear el desarrollo general del país y en particular al sector energético.

d) Reformular el marco jurídico sobre actividades nucleares e) Crear y difundir a nivel nacional e internacional el programa de desarrollo nuclear chileno.

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PLAN NACIONAL DE DESARROLLO NUCLEAR

(APROBADO POR D.S. Nº 302 DE FECHA 21/12/94, PUBLICADO EN DIARIO OFICIAL DEL 1º DE ABRIL DE 1995)

1994

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N º 302 / VISTO: Lo dispuesto en la Ley Nº 16.319, en el D.F.L. Nº 302, de 1960 en la Resolución 55, de 1992, de la Contraloría General de la República y

TENIENDO PRESENTE: 1. - Que la Comisión Chilena de Energía Nuclear ha solicitado a esta Secretaria

de Estado en cumplimiento a lo preceptuado en el articulo 3º, letra b), de su Ley orgánica Nº 16.319, la aprobación del Plan Nacional de Desarrollo Nuclear;

2. - Que, previamente, este Plan fue aprobado por la unanimidad de los

Miembros del Consejo Directivo de dicha Comisión, en sesión de fecha 28 de julio de 1994;

3. - Que el Plan Nacional de Desarrollo Nuclear ha sido elaborado teniendo en

consideración el desarrollo político y socio-económico del país y dentro del estricto cumplimiento a las normas y disposiciones que rigen a dicha Comisión;

4. - Que este Plan tiene por objetivo principal establecer una posición nacional

en relación al uso de la energía nuclear; desarrollar las acciones necesarias para la protección integral de las personas, bienes y medio ambiente, contra los riesgos derivados de los usos pacíficos de la energía nuclear y la radiación ionizante; como, asimismo, realizar la investigación y desarrollo de los usos y aplicaciones pacificas de esta energía en áreas como salud, alimentación, medio ambiente, industria, minería etc., además de fomentar la exploración y explotación de recursos atómicos por enumerar los objetivos mas importantes;

5. - Que en conformidad al articulo 3º, letra b), de la Ley Nº 16.319, ya

señalada, una de las funciones de la Comisión Chilena de Energía Nuclear es elaborar y proponer al Supremo Gobierno los planes nacionales para la investigación, desarrollo, utilización y control de la energía en todos sus aspectos, y

6. - Atendida la necesidad de reforzar a ese organismo en su rol de apoyo a los

sectores productivos y de servicios nacionales.

DECRETO ARTICULO ÚNICO: Apruébase el Plan Nacional de Desarrollo Nuclear

acordado en sesión ordinaria de fecha 28 de julio de 1994 del Consejo Directivo de la Comisión Chilena de Energía Nuclear, cuyo contenido, objetivo y acciones sobre Relaciones Internacionales, Seguridad Radiológica y Nuclear, Investigación y Desarrollo, Capacitación y Difusión se encuentran contenidos, en extenso, en el Anexo A adjunto a este Decreto, y que forma parte integrante del mismo.

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C O N T E N I D O 1. RELACIONES INTERNACIONALES 2. SEGURIDAD RADIOLÓGICA Y

NUCLEAR 3. INVESTIGACIÓN Y DESARROLLO 4. CAPACITACIÓN Y DIFUSIÓN

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1. RELACIONES INTERNACIONALES. OBJETIVOS GENERALES i) Establecer una posición nacional en relación a la energía nuclear y su

uso en el ámbito internacional. ii) Establecer vínculos bilaterales y/o multilaterales, regionales o

internacionales con Estados y organismos que puedan contribuir al desarrollo de las aplicaciones pacíficas de la energía nuclear, y a una inserción plena del país en la comunidad nuclear internacional.

OBJETIVOS ESPECÍFICOS. 1) Mantener la plena participación de Chile en los organismos

internacionales y regionales pertinentes, y en especial en el Organismo Internacional de Energía Atómica.

2) Establecer vínculos de cooperación a nivel bilateral o multilateral con

Estados que puedan ser transmisores o receptores de materiales, equipos y tecnología nuclear.

3) Velar por el cumplimiento de las obligaciones contraídas como parte

de Tratados Internacionales relacionados con la energía nuclear y en especial de los acuerdos de salvaguardias suscritos con el OIEA.

ACCIONES. 1) Participar en la formulación de los instrumentos internacionales que

permitan la transferencia tecnológica en temas de interés nuclear. 2) Establecer convenios específicos con países de interés de acuerdo a

las necesidades nucleares nacionales. 3) Suscribir los acuerdos de salvaguardias e implementar los sistemas de

contabilidad y control de materiales nucleares correspondientes. 4) Incluir en las negociaciones sobre cooperación que realice Chile el

tema de la cooperación en el campo de las aplicaciones pacíficas de la energía nuclear.

5) Propender a la participación plena en proyectos internacionales de

investigación y desarrollo nuclear. 6) Participar de tratados internacionales promoviendo el desarme nuclear y

los usos pacíficos de la energía nuclear.

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7) Identificar las oportunidades y amenazas internacionales en el tema nuclear, determinando las instancias pertinentes para desarrollar las acciones que resguarden el interés nacional.

8) Regular de acuerdo a las normas internacionales los transportes

transfronterizos de materiales radiactivos. 2. SEGURIDAD RADIOLÓGICA Y NUCLEAR. OBJETIVO GENERAL. Desarrollar las acciones necesarias para la protección integral de las personas,

bienes y medio ambiente, contra los riesgos derivados de los usos pacíficos de la energía nuclear y las radiaciones ionizantes.

OBJETIVOS ESPECÍFICOS 1) Desarrollar y proponer al Supremo Gobierno el marco legal,

reglamentario y normativo relativo a las condiciones de seguridad asociadas a los usos pacíficos de la energía nuclear y las radiaciones ionizantes.

2) Fiscalizar las condiciones de seguridad dispuestas en el marco en el

marco reglamentario y normativo.

3) Investigar y desarrollar las técnicas que permitan evaluar y mitigar los efectos de las radiaciones ionizantes sobre las personas y el medio ambiente.

4) Disponer de capacidad de vigilancia y protección de las personas y el

medio ambiente a nivel nacional, tanto en condiciones normales como de emergencia.

5) Impulsar acuerdos internacionales en el área de seguridad

radiológica y nuclear. ACCIONES. OBJETIVO ESPECIFICO 1) - Desarrollar y mantener actualizado el marco legal y reglamentario. - Desarrollar y mantener actualizado el marco normativo nacional. - Mantener vigente el funcionamiento del Comité Conjunto Ministerio de

Salud-CCHEN para el estudio de leyes, reglamentos y normas de interés nacional.

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OBJETIVO ESPECIFICO 2). - Fiscalizar las instalaciones radiactivas, el personal de operación y las

actividades conexas. - Fiscalizar las instalaciones nucleares, el personal de operación y las

actividades conexas. OBJETIVO ESPECIFICO 3). - Desarrollar y disponer de sistemas de medidas de dosis en materiales

equivalentes a tejidos humanos (tejido equivalente). - Implementar y mantener la capacidad necesaria para la gestión de los

desechos radiactivos generados a nivel nacional. - Desarrollar y disponer de técnicas dosimétricas biológicas en apoyo a la

determinación de las dosis absorbidas por los trabajadores expuestos. OBJETIVO ESPECIFICO 4). - Mantener activos y mejorar los sistemas de vigilancia de la radiactividad

ambiental y de atención de emergencias radiológicas a nivel nacional. - Mantener y mejorar los sistemas de dosimetría personal y evaluación de

impacto de la radiación natural en el ser humano. OBJETIVO ESPECIFICO 5). - Estudiar los mecanismos que permitan establecer procedimientos

simplificados de autorización de operadores y equipos móviles mediante acuerdos bilaterales.

- Estandarizar, a nivel regional, la reglamentación de protección

radiológica y los sistemas de medidas. Realizar intercomparaciones. - Fomentar acuerdos bilaterales sobre aceptación de emplazamientos, en

sectores fronterizos, de instalaciones o realización de prácticas potencialmente contaminantes para el país.

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3. INVESTIGACIÓN Y DESARROLLO. OBJETIVOS. Realizar y fomentar la investigación y desarrollo de los usos y aplicaciones

pacíficas de la energía nuclear y tecnologías afines, promoviendo la innovación tecnológica e impulsando la transferencia de estos conocimientos a los sectores productivos del país.

OBJETIVOS ESPECÍFICOS. 1) Desarrollo y aplicación de las tecnologías nucleares y asociadas a la

problemática del medioambiente en general. 2) Investigar y desarrollar métodos de producción de radioisótopos,

radiofármacos y moléculas marcadas y fomentar su aplicación. 3) Investigar y desarrollar la tecnología de las radiaciones ionizantes y

fomentar su aplicación. 4) Adaptación de las tecnologías nucleares a la obtención de materias

primas de alto valor agregado y al desarrollo de materiales avanzados. 5) Desarrollo y aplicación de tecnologías nucleares para la producción,

transporte y almacenamiento de energía. 6) Conocer las tecnologías nucleares relacionadas con los reactores

nucleares compactos de forma que habiliten para decidir su integración al país.

ACCIONES. 1) MEDIOAMBIENTE. - Promover la aplicación de la tecnología nuclear y de las técnicas

analíticas en estudios y proyectos del área del medio ambiente de acuerdo a las necesidades nacionales.

- Aplicar las técnicas isotópicas en el estudio de los recursos

hídricos. - Aplicar las radiaciones ionizantes al tratamiento de desechos

sólidos, líquidos y gaseosos.

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2) RADIOISÓTOPOS Y RADIOFÁRMACOS. - Promover la producción de los radioisótopos y su utilización

como trazadores en las diversas áreas del quehacer nacional. - Investigar y desarrollar las aplicaciones de los radioisótopos y de

las radiaciones ionizantes para mejorar la calidad de vida de las personas en los aspectos de salud y alimentación.

- Investigar, desarrollar y producir los radiofármacos de interés

nacional para radiodiagnóstico y radioterapia. 3) IRRADIACIONES. - Promover la utilización de las radiaciones ionizantes, en el

sector productivo, para la esterilización de materiales, y la preservación y conservación de productos agropecuarios y forestales.

- Investigar y desarrollar la aplicación de las radiaciones

ionizantes al desarrollo de nuevas variedades de semillas mediante la inducción de mutaciones genéticas.

4) MATERIALES. - Fomentar la exploración y explotación de materiales atómicos

naturales y materiales de interés nuclear. - Desarrollar, a nivel de laboratorio o piloto, algunas de las etapas

del ciclo del combustible nuclear para apoyar las necesidades del programa de suministro de combustible de los reactores de investigación, y eventualmente, de un reactor de potencia.

- Incentivar y apoyar la investigación de procesos metalúrgicos,

químicos y físicos básicos para aumentar el valor agregado de los compuestos de litio y otros de interés nuclear.

- Incorporar el conocimiento y "know-how" de la producción de materiales avanzados a los sectores productivos nacionales.

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5) ENERGÍA NUCLEAR DE POTENCIA. - Incorporar en la planificación energética nacional de largo plazo

la alternativa nuclear de generación de electricidad. - Mantener actualizada la información relevante a nivel

internacional sobre centrales nucleares para generación de energía y desalinización de agua de mar.

6) REACTORES NUCLEARES COMPACTOS. - Mantener información técnica y económica actualizada sobre el

mercado de reactores compactos. - Estudiar las vías comerciales y jurídicas para la adquisición de

reactores compactos. - Conocer las potencialidades del país para dar apoyo en recursos

humanos e infraestructura a la adquisición y operación de reactores compactos.

- Realizar estudios de factibilidad sobre la adquisición y operación

de reactores compactos en el país. 4. CAPACITACIÓN Y DIFUSIÓN OBJETIVOS GENERALES. 1) Difundir los beneficios de los usos pacíficos de la energía nuclear en las

áreas de salud, alimentación, medioambiente, industria y minería.

2) Propiciar la enseñanza de la temática nuclear en los diferentes niveles educacionales del país.

OBJETIVOS ESPECÍFICOS. 1) Formar y mantener los recursos humanos necesarios para el desarrollo

del plan nuclear nacional.

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2) Promover y difundir el uso de la tecnología nuclear desarrollada para ser transferida a todos los posibles usuarios.

ACCIONES. - Difundir la información de la tecnología nuclear aplicable a los sectores

productivos y de servicios. - Integrar las capacidades del país de manera de realizar un uso eficiente

de las tecnologías nucleares y afines. - Promover la organización de eventos que permitan la difusión de los

beneficios del desarrollo de las tecnologías nucleares y afines. - Especializar en la temática nuclear a profesionales y técnicos de acuerdo

a los requerimientos del sector productivo y de servicios del país. - Introducir el conocimiento y las aplicaciones de la energía nuclear en los

programas de formación escolar y profesional.

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MINISTERIO DE MINERÍAãã

LEY N°° 18.302 Ley de Seguridad Nuclear

La Junta de Gobierno de la República de Chile ha dado su aprobación al

siguiente

PROYECTO DE LEY

TITULO I - DE LA AUTORIDAD REGULADORA

Artículo 1°. -Por exigirlo el interés nacional, quedarán sometidas a esta ley, todas las actividades relacionadas con los usos pacíficos de la energía nuclear y con las instalaciones y las sustancias nucleares y materiales radiactivos que se utilicen en ellas como de su transporte, con el objeto de proveer a la protección de la salud, la seguridad y el resguardo de las personas, los bienes y el medio ambiente, y a la justa indemnización o compensación por los daños que dichas actividades provocaren; de prevenir la apropiación indebida y el uso ilícito de la energía, sustancias e instalaciones nucleares; y de asegurar el cumplimiento de los acuerdos o convenios internacionales sobre la materia en que sea parte Chile.

Artículo 2°. - La regulación, la supervisión, el control y la fiscalización de las actividades indicadas en el artículo anterior corresponderán a la Comisión Chilena de Energía Nuclear y al Ministerio de Minería en su caso.

El Director Ejecutivo de la Comisión deberá cumplir y poner en ejecución

todos los acuerdos, decisiones o resoluciones que, en uso de las atribuciones que esta ley le confiere, sean adoptados por la Comisión.

TITULO II - DEFINICIONES

Articulo 3°. - Para los efectos de la presente ley, se entenderá por: 1. - Comisión: el Consejo Directivo de la Comisión Chilena de Energía

Nuclear. 2. - Seguridad Nuclear: el conjunto de normas, condiciones y prácticas que

tienen por objeto la protección de las personas, los bienes y el medio ambiente, contra riesgos radiológicos derivados del uso de la energía nuclear, de los materiales radiactivos y de otras fuentes de radiaciones ionizantes.

3. - Radiaciones Ionizantes: la propagación de energía de naturaleza

corpuscular o electromagnética que en su interacción con la materia produce ionización.

ã Incluye las modificaciones de la Ley Nº 19.825, publicada en el Diario Oficial del 1º de Octubre de 2002.

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4. - Material Radiactivo: cualquier material que tenga una actividad específica mayor de 2 milésimas de microcurio por gramo.

5. - Combustible Nuclear: material compuesto de elementos que pueden

producir energía mediante un proceso automantenido de fisión o fusión nuclear. 6. - Desechos Radiactivos: cualquier material radiactivo obtenido durante el

proceso de producción o utilización de combustibles nucleares, o cuya radiactividad se haya originado por la exposición a las radiaciones inherentes a dicho proceso, y los radioisótopos que habiendo alcanzado la etapa final de su elaboración y pudiendo ser ya utilizados con fines científicos, médicos, agrícolas, comerciales o industriales, sean desechados.

7. - Sustancia Nuclear: a) Los combustibles nucleares, salvo el uranio natural y el uranio

empobrecido, que por sí solos o en combinación con otras sustancias, puedan producir energía, mediante un proceso automantenido de fisión nuclear, fuera de un reactor nuclear.

b) Los productos radiactivos. c) Los subproductos y desechos radiactivos.

8. - Reactor Nuclear: cualquier estructura que contenga combustibles nucleares dispuestos de tal modo que dentro de ella pueda tener lugar un proceso automantenido de fisión nuclear, sin necesidad de una fuente adicional de neutrones. 9. - Instalación Nuclear:

a) Los reactores nucleares, salvo los que se utilicen como fuente de energía en un medio de transporte, tanto para su propulsión como para otros fines.

b) Las fábricas que utilicen combustibles nucleares para producir sustancias nucleares y las fábricas en que se proceda al tratamiento de sustancias nucleares, incluidas las instalaciones de reprocesamiento de combustibles nucleares irradiados.

c) Los depósitos de almacenamiento permanente de sustancias nucleares o radiactivas, excepto los lugares en que dichas sustancias se almacenen incidentalmente durante su transporte. 10. - Instalación Radiactiva: aquella en que se produzcan, traten, manipulen, almacenen o utilicen materiales radiactivos o equipos que generen radiaciones ionizantes. 11. - Explotador de una Instalación Nuclear: La persona natural o jurídica a cuyo nombre se otorga por la Comisión la autorización para explotar una instalación nuclear. 12. - Autorización: licencia o permiso otorgado por la Comisión, a petición de un solicitante, para que éste pueda ejecutar actividades específicas, relativas a la

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energía nuclear, en instalaciones nucleares o con sustancias nucleares. 13. - Accidente Nuclear: cualquier hecho o sucesión de hecho que, teniendo un mismo origen, hayan causado daños nucleares. 14. - Daño Nuclear:

a) La pérdida de vidas humanas, las lesiones corporales, somáticas, genéticas y síquicas que afecten a las personas, y los daños y perjuicios que se produzcan en los bienes como resultado directo o indirecto de las propiedades radiactivas o de la combinación de éstas con las propiedades tóxicas, explosivas u otras propiedades peligrosas de los combustibles nucleares o de los productos o desechos radiactivos que se encuentren en una instalación o de las sustancias nucleares que procedan o se originen en ella o se envíen a ella.

b) La pérdida de vidas humanas, las lesiones corporales, somáticas, genéticas y síquicas que afecten a las personas, y los daños y perjuicios que se produzcan como resultado directo o indirecto de radiaciones ionizantes que emanen de cualquier otra fuente de radiaciones que se encuentren dentro de una instalación nuclear.

TITULO III - DE LA SEGURIDAD NUCLEAR

Párrafo I - De las Medidas de Seguridad Nuclear

Artículo 4°. - Para el emplazamiento, construcción, puesta en servicio, operación, cierre y desmantelamiento, en su caso, de las instalaciones, plantas, centros laboratorios, establecimientos y equipos nucleares y para el ingreso o tránsito por el territorio nacional, zona económica exclusiva, mar presencial y espacio aéreo nacional de sustancias nucleares o materiales radiactivos se necesitará autorización de la Comisión, con las formalidades y en las condiciones que se determinan en esta ley y en sus reglamentos. Las centrales nucleares de potencia, las plantas de enriquecimiento, las plantas de reprocesamiento y los depósitos de almacenamiento permanente de desechos radiactivos, deberían ser autorizados por decreto supremo, expedido por intermedio del Ministerio de Minería.

Para el otorgamiento de dichas autorizaciones deberán considerarse, en todo

caso, las condiciones que permitan preservar un medio ambiente libre de contaminación. En el caso de la autorización para el transporte de las sustancias señaladas en el inciso primero, se deberá dejar constancia de las fechas en que éste se efectuará, las rutas y áreas a utilizar, las características de la carga y las medidas de seguridad y de contingencia.

No podrá autorizarse el almacenamiento de desechos nucleares o radiactivos

en territorio nacional, salvo que se produzcan u originen en él.

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Artículo 5°. - En cada instalación, planta, centro, laboratorio o equipo nuclear o radiactivo deberá existir el número de personas con autorización especial para trabajar en ellos que determine la Comisión.

Tal autorización, que faculta para la realización de funciones específicas y

determinadas en las instalaciones, plantas, centros y laboratorios nucleares, se concederá considerando las condiciones físicas, síquicas y profesionales que concurran en el interesado.

Artículo 6°. - Toda persona que trabaje con sustancias nucleares o en una

instalación, planta, centro, laboratorio o equipo nuclear deberá recibir una adecuada capacitación relativa a los riesgos que ello involucra y a las medidas de seguridad que deberá observar. Del mismo modo deberá poseer, cuando corresponda, título profesional universitario, estudios especializados o experiencia en materias de seguridad nuclear o radiológica, en su caso.

Artículo 7°. - Las personas que con ocasión de su trabajo estén o puedan estar

expuestas a radiaciones ionizantes serán sometidas, antes de asumir sus funciones, a un examen médico, que posteriormente será periódico, conforme lo determinen los reglamentos y las condiciones específicas de la autorización que les otorgare la Comisión.

Artículo 8°. - Toda instalación, planta, centro, laboratorio o establecimiento en

que se produzcan, procesen, elaboren, transformen, depositen, guarden, almacenen o mantengan sustancias nucleares; todo vehículo, nave, aeronave u otro medio individual de transporte usado para el traslado específicos de sustancias nucleares o materiales radiactivos; y todo envase, recipiente, caja, contenedor o embalaje en que estas sustancias se guarden o encajonen para su guarda o transporte, deberán cumplir con el código de señales que determine la Comisión, para advertir la existencia de ellos.

Artículo 9°. - Sé prohíbe almacenar, depositar, guardar o transportar sustancias

nucleares o materiales radiactivos junto con materiales combustibles, inflamables, corrosivos o explosivos.

Será responsabilidad del explotador proveer los medios necesarios para el

tratamiento y almacenamiento definitivo de los desechos radiactivos. Artículo 10. - El transporte de sustancias nucleares o materiales radiactivos se

hará en la forma más segura, directa y rápida posible, según las condiciones que se establezcan en los reglamentos.

La Dirección Nacional de Aduanas tramitará y despachará su envío en forma

preferente, y no podrá abrir los bultos en tránsito sin previa citación del remitente o destinatario responsable y en presencia de un inspector de la Comisión, quien deberá levantar acta de lo obrado.

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Artículo 11. - Las instalaciones, plantas, centros y laboratorios nucleares deberán preparar y mantener planes de emergencia, revisados y aprobados por la Comisión, para los casos de accidentes nucleares que pudieren ocurrir. Estos planes contemplarán la participación de todos los organismos que, directa o indirectamente, deban intervenir en tales casos, de acuerdo con el reglamento y las condiciones de la autorización.

Artículo 12. - Para prevenir los daños que pudiera derivarse del hurto, robo o

pérdida de sustancias nucleares, las instalaciones, plantas, centros y laboratorios nucleares deberán estar dotadas de los medios de protección física, y su explotador adoptará las medidas de seguridad que exijan los reglamentos y, en cada caso, la autorización.

Párrafo II - De las Autorizaciones

Artículo 13. - Las licencias o autorizaciones no podrán revocarse, suspenderse

ni modificarse, salvo por causa prevista en el acto de su otorgamiento o por incumplimiento de las condiciones y exigencias impuestas en ellas, en la ley o en los reglamentos.

En todo caso, la resolución debe ser fundada y oportunamente notificada al

titular de la autorización, el cual podrá apelar de ella en la forma establecida en los artículos 36 y siguientes.

Las licencias o autorizaciones no podrán renunciarse anticipadamente, salvo que

se otorguen, a juicio de la Comisión, los resguardos y garantías necesarias y suficientes en cuanto al cierre definitivo y demás que señale el reglamento.

Artículo 14. - La Comisión fijará anualmente los derechos que deberán pagarse

por las autorizaciones que se otorguen, los que serán de beneficio fiscal. Artículo 15. - Las licencias o autorizaciones sólo habilitan para los actos,

operaciones o instalaciones nucleares determinados en ellas mismas y a la persona o personas que las obtengan, quienes no podrán invocarlas para otros objetos.

Artículo 16. - Las autorizaciones que se otorguen para instalar y operar

instalaciones, plantas, centros, laboratorios, establecimientos y equipos nucleares señalarán la persona o personas que en calidad de explotador asumen la responsabilidad por los daños nucleares que ellos produjeren. Las solicitudes deberán contener la individualización del explotador y su domicilio.

Las autorizaciones concedidas a algunas personas para la guarda, depósito o

almacenamiento de sustancias nucleares o materiales radiactivos en un local o recinto, o para el transporte de ellos en un vehículo, nave o aeronave, determinarán también, conforme a la respectiva solicitud, el explotador responsable.

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Párrafo III - De la Obligación de Informar

Artículo 17. - Toda persona que, directa o indirectamente, tuviere noticias de un accidente o cualquiera otra anormalidad en el funcionamiento de instalaciones o equipos nucleares o en las demás actividades relacionadas con los usos de la energía nuclear y de los materiales nucleares, deberá ponerlas en conocimiento de la Comisión o de sus inspectores en el plazo máximo de 24 horas.

Artículo 18. - Toda persona que, directa o indirectamente, tuviere noticias del

abandono, pérdida, hurto o robo de sustancias nucleares o materiales radiactivos, o las hallare abandonadas o extraviadas, deberá ponerlo en conocimiento de la autoridad competente o de sus inspectores dentro del plazo señalado en el artículo anterior.

Artículo 19. - En conocimiento de los hechos o accidentes a que se refieren

los artículos 17 y 18, la autoridad competente adoptará de inmediato todas las medidas necesarias pudiendo solicitar la cooperación y la asistencia de cualquier otra autoridad o institución pública o privada.

Párrafo IV - De las Inspecciones

Artículo 20. - La Comisión ejercerá sus facultades de supervisión, control,

fiscalización e inspección de las actividades relacionadas con los usos de la energía nuclear en instalaciones nucleares, respecto de sustancias nucleares y en instalaciones radiactivas y material radiactivo por medio de inspectores especializados pertenecientes a la planta de su personal.

Las inspecciones tendrán por objeto comprobar los siguientes hechos en general,

sin perjuicio de aquellos otros que se les encomienden en casos específicos por el Director Ejecutivo:

1.- El cumplimiento de esta ley y de las demás relativas a la Comisión, y de sus

reglamentos. 2.- El cumplimiento de las condiciones y de las exigencias fijadas en las

autorizaciones concedidas. 3.- El cumplimiento de las instrucciones y de las reglamentaciones generales y

particulares dictadas por el Consejo Directivo. 4.- El correcto estado de instalación, operación y manejo de equipos, materiales,

locales y vehículos. 5.- La situación del personal en orden a su seguridad. 6.- La existencia y aplicación de las medidas de seguridad y de los planes de

emergencia. 7.- Las posibilidades y riesgos de eventuales fallas, anomalías, defectos, mal uso

de la instalación o de sustancias nucleares y accidentes que causen daños nucleares. 8.- Las noticias y denuncias sobre accidentes nucleares. 9.- Las noticias y denuncias de abandono, pérdida, robo o hurto de sustancias

nucleares o del hallazgo posterior de ellas.

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10.- El cumplimiento de las medidas que aplique la Comisión en caso de infracciones.

11.- La denuncia de toda infracción de las normas legales y reglamentarias, de las instrucciones y autorizaciones dadas por la Comisión y de las medidas de seguridad, prevención y reparación que ella adoptare.

12.- La denuncia de los delitos relativos a la seguridad nuclear. 13.- Todo hecho, irregularidad o circunstancia que afecte la normalidad y

seguridad de las personas, de los bienes, de los recursos naturales y del medio ambiente.

Artículo 21. - Para pertenecer a la planta de inspectores permanentes de la Comisión Chilena de Energía Nuclear se deberá poseer título profesional universitario y tener estudios especializados o experiencias en materias de seguridad nuclear y radioprotección, acreditar salud física y mental compatible con el desempeño de la función.

Para ejercer sus labores, los inspectores deberán poseer y exhibir un certificado de la Comisión que acredite su designación.

Artículo 22. - La Comisión podrá designar como inspectores temporales para

un cometido u objeto específico a cualquier persona que reúna los requisitos que exige el artículo anterior, la cual sólo podrá actuar en sus funciones en virtud de un certificado de la Comisión que acredite su designación y exprese los fines y el plazo de su nombramiento, y tendrá para el efecto de su responsabilidad durante el plazo de su designación, el carácter de funcionario público.

Asimismo, podrá celebrar convenios con personas naturales o jurídicas, de

derecho público o privado, para la capacitación de sus inspectores. Artículo 23. - Los inspectores tendrán el carácter de ministros de fe respecto de

todas las actuaciones que realicen en cumplimiento de sus funciones. Artículo 24. - Los inspectores podrán ingresar a inspeccionar, en todo momento,

cualquier instalación, planta, centro, laboratorio o equipo nuclear; cualquier lugar en donde se fabriquen, monten, reparen o almacenen equipos, componentes o piezas destinados a aquellos; y cualquier vehículo, nave o aeronave, para verificar que no se ha producido ninguno de los hechos o circunstancias a que se refiere el artículo 20.

Especialmente deberán hacerlo cuando se sospeche o se denuncie que alguna

instalación, local o medio de transporte está en situación de producir daño a la salud y seguridad de las personas, a los bienes, a los recursos naturales o al medio ambiente; o que en ellos existe contaminación radiactiva o se están utilizando, manipulando o guardando sustancias nucleares o materiales radiactivos en forma indebida.

Artículo 25. - Las personas que como titulares de la correspondiente

autorización o como explotadores o encargados de una instalación, planta, centro, laboratorio, establecimiento o equipo nuclear; el propietario u otra persona a cargo de cualquier lugar o medio de transporte ocupado; y en general, toda persona que esté en

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esos locales y vehículos, deberán dar a los inspectores todas las facilidades para el cabal cumplimiento de sus funciones y obligaciones, proporcionándoles toda la información que les sea requerida y permitiéndoles el acceso a todas las dependencias y sitios de faenas.

Artículo 26. - Los inspectores, comprobada la efectividad de los hechos que

deban verificar, informarán de inmediato a la Comisión, la que dispondrá las medidas que estime necesarias.

Artículo 27. - Cuando esos hechos extrañen riesgos como los señalados en el

inciso segundo del artículo 24, el inspector que los verifique podrá ordenar, según el caso, alguna de estas medidas:

1. - Que la instalación, planta, centro, laboratorio, establecimiento o

equipo nuclear sea puesto en efectivas condiciones de normalidad y seguridad tan pronto como sea posible.

2. - Que el lugar o medio de transporte sea evacuado, cerrado y debidamente sellado.

3. - Que la sustancia nuclear o material radiactivo sea debidamente almacenada, envasada, sellada y rotulada.

4. - La incautación, previo acuerdo de la Comisión, de cualquier sustancia nuclear o material radiactivo que esté en situación de dañar a las personas, los bienes, los recursos naturales o el medio ambiente; o que alguna persona mantenga, guarde, maneje o utilice en forma indebida.

5. - La suspensión inmediata de las operaciones de la instalación, planta, central, laboratorio, establecimiento o equipo, cuando la gravedad de la infracción y el peligro que ella derivare para las personas, los bienes, los recursos naturales o el medio ambiente lo hicieren necesario, hasta por sesenta días.

Artículo 28. - En caso de oposición al cumplimiento de sus funciones, o de las

medidas que adopten en conformidad al artículo anterior, los inspectores podrán solicitar directamente el auxilio de la fuerza pública, previa autorización escrita de la Comisión, el que deberá serles proporcionado por el recinto policial más cercano al lugar de la inspección.

Artículo 29. - Las medidas señaladas en el artículo 27 serán reclamables con

arreglo al procedimiento establecido en los artículos 36 y siguientes de esta ley. Artículo 30. - Durante la inspección, los inspectores podrán:

1.- Emplear cualquier instrumental o equipo que necesiten para su labor.

2.- Llevar a cabo cualquier comprobación que consideren necesaria o conveniente.

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3.- Tomar muestras de cualquier material o equipo que tenga relación con los propósitos de su inspección.

4.- Examinar, sacar copias, tomar notas o hacer resúmenes de cualquier libro, registro u otro documento que contenga información relacionada con la materia de la inspección.

Deberán levantar acta de todo lo obrado.

Artículo 31. - En el cumplimiento de sus funciones inspectivas, la Comisión

podrá colaborar con otras entidades públicas, especialmente con aquéllas que desempeñen funciones en aspectos análogos; y a la vez, solicitar la colaboración de esas entidades en el ejercicio de sus facultades propias.

Artículo 32. - Cuando las actividades de que trata el artículo 1º sean realizadas

por la Comisión Chilena de Energía Nuclear, ésta quedará sujeta a todas las prescripciones y exigencias de la presente ley.

Será responsabilidad de la Comisión Chilena de Energía Nuclear la mantención y protección de los depósitos de almacenamiento permanente de desechos nucleares o radiactivos de larga vida. En los demás casos, los depósitos de desechos radiactivos serán de responsabilidad de la persona que los tenga a su cargo.

TITULO IV - DE LAS INFRACCIONES DE LAS NORMAS LEGALES Y REGLAMENTARIAS SOBRE SEGURIDAD Y PROTECCIÓN NUCLEAR

Párrafo I - De la competencia de la Comisión para conocer y

juzgar las infracciones de las normas, medidas y condiciones de la seguridad nuclear

Artículo 33. - Corresponde a la Comisión conocer y sancionar las infracciones

de las normas legales y reglamentarias sobre seguridad y protección nuclear y radiológica, y el incumplimiento de las condiciones y exigencias de las autorizaciones que otorga o de las instrucciones y medidas que adopta.

Artículo 34. - La Comisión podrá imponer una o más de las sanciones siguientes por la comisión de los hechos señalados en el artículo anterior:

1.- Multa, a beneficio fiscal, por el valor de diez a diez mil unidades de fomento, según la gravedad de la infracción o incumplimiento.

2.- Suspensión de la autorización para cualquier actividad relacionada con la energía nuclear y los materiales nucleares, hasta por un año.

3.- Revocación definitiva de la autorización. Artículo 35. - El acuerdo de la Comisión que imponga algunas de las sanciones

referidas en el artículo anterior, se hará efectivo por resolución de su Director Ejecutivo, que se notificará personalmente al afectado o en la forma dispuesta en el artículo 44, inciso segundo, del Código de Procedimiento Civil. En este caso no será

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necesario cumplir con los requisitos señalados en el inciso primero de dicho artículo, ni se necesitará orden judicial para la entrega de las copias que en él se disponen.

El domicilio que el afectado haya señalado ante la Comisión, para los efectos de la

licencia correspondiente, será lugar hábil para la notificación. Los inspectores a que se refiere el párrafo IV del título III de esta ley estarán

habilitados para practicar las notificaciones indicadas en el inciso 1º. Artículo 36. - En contra de la resolución que imponga alguna de las sanciones

referidas en el artículo 34, podrá reclamar el afectado ante la misma Comisión, dentro de los cinco días siguientes a su notificación.

Formulado el reclamo, el afectado dentro de los ocho días siguientes, podrá

acompañar y producir todas las pruebas que estime necesario rendir y haya ofrecido en su escrito. Sólo podrán declarar los testigos que éste señale en el reclamo, con expresión de su nombre y apellidos, domicilio y profesión u oficio. No podrán declarar más de cinco testigos.

El reclamo deberá ser resuelto por la Comisión tan pronto la causa quede en

estado, o, a más tardar, dentro de tercero día. Artículo 37. - En contra de la sentencia que falle la reclamación procederá el

recurso de apelación, que deberá deducirse por el afectado dentro de quinto día contado desde su notificación personal o por cédula. De dicho recurso conocerá la Corte de Apelaciones de Santiago, en cuenta y sin esperar la comparencia de las partes, salvo que se estime conveniente traer los autos en relación y escuchar los alegatos.

La apelación se concederá en el solo efecto devolutivo y previa consignación por

el recurrente del 20% de la multa aplicada, o con la suma de 10 unidades tributarias mensuales si la resolución no aplicare multa.

La consignación, que deberá efectuarse en el Banco del Estado de Chile, en la

cuenta corriente que el tribunal de alzada mantiene en dicha institución, será devuelta al recurrente si el recurso fuere acogido. Si éste fuere desechado o el recurrente se desistiera del mismo, la consignación se aplicará a beneficio fiscal.

Artículo 38. - En todas aquellas materias no sujetas a disposiciones especiales de

esta ley, se aplicarán, en cuanto fueren compatibles por la naturaleza de las reclamaciones, las normas establecidas en el libro primero del Código de Procedimiento Civil.

Las resoluciones que se dicten en el procedimiento de reclamación y que no

requieran de una forma especial de notificación, serán notificadas al afectado, en forma extractada, por medio de carta certificada.

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En las causas a que se refiere este párrafo, la prueba se apreciará en conciencia, y no procederán los recursos de casación en la forma y en fondo en contra de las resoluciones que en ella se dicten.

Los plazos consultados en el presente párrafo serán de días hábiles.

Artículo 39. - Corresponderá a la Comisión, por medio de su Director Ejecutivo,

la ejecución de las resoluciones que se pronuncien en los procedimientos consultados en esta ley, una vez que queden ejecutoriadas o causen ejecutoria.

Cuando se trate del cumplimiento de resoluciones que impongan multa al

afectado, éste deberá enterar su valor en arcas fiscales, dentro del quinto día de ejecutoriado el fallo que las imponga. La Comisión, en caso de incumplimiento del infractor, podrá apremiarlo con arresto de hasta dos meses para el pago de la multa, lo que determinará prudencialmente y sin perjuicio de repetir el apremio.

Para el cumplimiento de las demás sanciones que deban hacerse efectivas, el

Director Ejecutivo podrá solicitar el auxilio de la fuerza pública. En todo caso, deberá librar todas las providencias necesarias y oportunas para evitar que las sustancias nucleares o materiales radiactivos, equipos e instalaciones puedan causar daño a las personas, a los bienes, a los recursos naturales o al medio ambiente. Los gastos que estas medidas irroguen serán de cargo del infractor.

Artículo 40. - Las sanciones que imponga la Comisión en conformidad con este

párrafo, no liberan al titular de la licencia o autorización de la instalación, planta, centro, laboratorio, establecimiento o equipo nuclear de seguir dando cumplimiento a todas sus demás obligaciones que, para la seguridad y protección de los riesgos y daños de la energía nuclear, imponen esta ley, sus reglamentos y las condiciones de la autorización.

Párrafo II - De los delitos contra la seguridad nuclear

Artículo 41. - El que atacare, dañare o saboteare instalaciones, plantas, centros, laboratorios o establecimientos nucleares, será sancionado con la pena de presidio mayor en su grado máximo o presidio perpetuo.

Artículo 42. - El que robare o hurtare sustancias nucleares o materiales

radiactivos, o de cualquier manera los sustrajere o se apropiare ilícitamente de ellos, será sancionado con la pena de presidio mayor en sus grados medio a máximo.

El que por descuido o negligencia inexcusables diere ocasión a que otro cometa el

robo o hurto, o la sustracción o apropiación ilícita, de sustancias nucleares o materiales radiactivos, será sancionado con la pena de presidio menor en sus grados medio a máximo.

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Artículo 43. - El que revelare sin autorización, obtuviere ilícitamente o hiciere uso indebido de información calificada como reserva por el reglamento y relacionada con la producción, procesamiento, utilización o aplicación de la energía nuclear, será sancionado con la pena de presidio menor en su grado máximo a presidio menor en su grado mínimo.

El que por descuido o negligencia inexcusables permitiere la comisión de cualquiera de los hechos señalados en el inciso anterior, será sancionado con la pena de presidio menor en su grado mínimo.

Artículo 44. - El que maliciosamente causare alarma pública divulgando noticias

falsas de accidentes, riesgos o peligros debidos a la producción, manejo o uso de la energía nuclear, será sancionado con la pena de presidio, relegación o extrañamiento menores en sus grados medio a máximo.

Artículo 45. - El que realizare cualquier actividad relativa al uso pacífico de la

energía nuclear, sin la debida autorización, licencia o permiso de la Comisión, constituyendo un peligro para la vida, la salud o la integridad de las personas, o para los bienes, los recursos naturales o el medio ambiente, será sancionado con la pena de presidio menor en su grado mínimo a medio.

Artículo 46. - El que con el propósito de alterar el orden constitucional o la

seguridad pública o de imponer exigencias o arrancar decisiones a la autoridad o intimidar a población, amenazare con causar un daño nuclear, será sancionado con la pena de presidio mayor en sus grados medio a máximo.

Artículo 47. - El que causare un daño nuclear, será sancionado con la pena de

presidio mayor en sus grados medio y máximo. Si causó el daño o contribuyó a causarlo sólo por imprudencia o negligencia, la

pena será de presidio menor en sus grados medio a máximo. Artículo 48. - Los efectos que hayan sido utilizados para la comisión de los

delitos que prevé esta ley, tales como sustancias nucleares o materiales radiactivos o equipos o aparatos generadores de radiaciones ionizantes, que caigan en comiso como consecuencia de la respectiva sentencia condenatoria, pasarán a ser de propiedad de la Comisión Chilena de Energía Nuclear.

TITULO V - DE LA RESPONSABILIDAD CIVIL POR DAÑOS NUCLEARES

Párrafo I - De la Naturaleza de la Responsabilidad

Artículo 49. - La responsabilidad civil por daños nucleares será objetiva y estará

limitada en la forma que establece esta ley.

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Párrafo II - De la persona responsable

Artículo 50. - La persona que en la correspondiente licencia o autorización dada por la Comisión, haya asumido la calidad de explotador de una instalación, planta, centro, laboratorio o establecimiento nuclear, será responsable de los daños ocasionados por un accidente nuclear que ocurra en ellos.

También será responsable de los daños nucleares ocasionados por sustancias

nucleares procedentes o que se originen en las instalaciones, plantas, centros, laboratorios y establecimientos a su cargo, pero sólo cuando el accidente nuclear ocurra en alguna de las circunstancias siguientes:

1.- Antes de que el explotador de otra instalación nuclear haya

asumido, por contrato escrito, la responsabilidad. 2.- Antes de que el explotador de otra instalación nuclear se haya hecho

cargo efectivamente de las sustancias nucleares, o de que éstas hayan llegado a su instalación, cuando no medie contrato escrito.

3.- Antes de que las sustancias nucleares enviadas al extranjero hayan abandonado el territorio nacional y no se hayan hecho cargo de ellas, en la forma señalada, otro explotador, salvo lo previsto en convenios internacionales en que Chile sea parte.

4.- Antes de que el explotador de un reactor nuclear utilizado como fuente de energía en un medio de transporte, se haya hecho cargo de las sustancias nucleares destinadas a emplearse en ese reactor.

Artículo 51. - En los casos enumerados en el artículo anterior, la responsabilidad

por el daño nuclear incumbe al explotador cuando la haya asumido por escrito o se haya hecho cargo de las sustancias nucleares enviadas a sus instalaciones, o cuando ellas hayan ingresado al territorio nacional, si le son enviadas del extranjero.

Artículo 52. - El explotador de la instalación, planta, centro, establecimiento o

laboratorio nuclear de donde provinieren las sustancias nucleares abandonadas, sustraídas, robadas, hurtadas o perdidas será responsable directamente de los daños nucleares que ellas hayan causado.

La responsabilidad civil de los terceros cuando hayan ejecutado tales hechos, se

regirá por las reglas del derecho común. Artículo 53. - Si la responsabilidad por daños nucleares recae en más de un

explotador y no puede precisarse la parte de ella que toca a cada uno, todos serán solidariamente responsables del monto máximo de la indemnización, sin perjuicio de concurrir en definitiva por partes iguales a su pago.

Artículo 54. - El transportista de sustancias nucleares o materiales radiactivos y

el que manipule desechos radiactivos serán considerados como explotadores de ellas, si así se expresa en el acuerdo, aprobado por la Comisión, en virtud del cual el explotador titular autorizado les entrega los materiales o desechos. A partir de su

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entrega, se harán responsables, como tales explotadores, por los daños nucleares que produjeren estas sustancias o desechos.

Además, será considerado como explotador, para efectos de esta ley, todo

transportista de sustancias nucleares o de materiales radiactivos que utilice el espacio aéreo nacional, el mar territorial, el mar presencial y la zona económica exclusiva chilena.

Cuando fueren varios, su responsabilidad será solidaria; pero ella en total no rebasará el límite máximo que corresponda aplicar según esta ley.

Artículo 55. - Si junto con los daños nucleares se produjeren además otros por

otra causa distinta o concurrente o derivada de un accidente nuclear sin que puedan distinguirse ellos con certeza, todos se reputarán daños nucleares.

Párrafo III - De las exenciones de la responsabilidad

Artículo 56. - El explotador responderá siempre del caso fortuito y de la

fuerza mayor. Con todo, no causarán responsabilidad para él los daños nucleares producidos por un accidente nuclear que se deba directamente a hostilidades de conflicto armado exterior, insurrección o guerra civil.

Artículo 57. - El explotador no será responsable de los daños nucleares sufridos

por el medio de transporte en el que se hallaren al momento del accidente nuclear los materiales nucleares que lo causaron.

Artículo 58. - Los daños nucleares que sufrieren las personas que trabajen en

una instalación nuclear profesionalmente expuestas a esos riesgos, no serán indemnizados con arreglo a la presente ley, en la medida en que tales daños nucleares estén cubiertos por algún régimen de seguridad social o de accidentes del trabajo o enfermedades profesionales.

Artículo 59. - La persona que dolosamente haya causado un daño nuclear del

cual, de conformidad con esta ley, no derive responsabilidad definitiva para el explotador, será responsable por los daños que se originen por su acción u omisión.

Párrafo IV - Del límite de la responsabilidad

Artículo 60. - El límite máximo de la responsabilidad por daños nucleares en que puede incurrir el explotador por cada accidente nuclear, será el equivalente en moneda nacional de la suma de 75 millones de dólares, moneda de Estados Unidos de América, el que se reajustará automáticamente en el porcentaje de la variación de los Derechos Especiales de Giro del Fondo Monetario Internacional, entre la fecha de esta ley y la del accidente nuclear.

Esta regla se entiende sin perjuicio del derecho a cobrar los intereses, costas y

reajustes que procedan.

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Artículo 61. - El pago de la indemnización estará sujeto a la siguiente regulación:

1.- Los daños a las personas se indemnizarán, a lo menos, con el doble de la cantidad que correspondiere por aplicación de las tablas del seguro de Accidentes del Trabajo.

2.- Los daños a las cosas, en el evento de que la cantidad límite de responsabilidad no sea suficiente, se indemnizarán a prorrata de su monto.

Párrafo V - Del seguro a garantía financiera

Artículo 62. - Todo explotador deberá caucionar su responsabilidad mediante la

contratación de seguros o la constitución de garantías, por el límite máximo establecido en el artículo 60.

El explotador deberá someter a la aprobación previa de la Comisión las

condiciones del seguro y la entidad aseguradora, o de las garantías, en su caso. Sólo una vez que acredite el cumplimiento de las exigencias de este artículo,

podrá obtener la autorización que lo habilite para la puesta en operación de la instalación nuclear.

Artículo 63. - Sin perjuicio de las atribuciones de la Superintendencia de

Valores y Seguros, las empresas aseguradoras, para poder operar en las materias de que trata este título, someterán a la aprobación de la Comisión los modelos de pólizas y demás condiciones de sus operaciones, tales como reaseguros y coseguros.

Igual procedimiento se aplicará en el caso de que el límite de responsabilidad

se cubra por medio de garantías financieras. Artículo 64. - Para el transporte de sustancias nucleares o materiales

radiactivos, el explotador responsable entregará al transportista un certificado del asegurador o de la entidad que haya concedido la garantía, que acredite la vigencia del seguro o garantía.

Artículo 65. - Cuando el explotador no pueda obtener, total o parcialmente, un

seguro que cubra su responsabilidad, podrá solicitar la garantía del Estado, y éste podrá concederla, para la parte no cubierta del seguro o para su totalidad. El reglamento determinará la forma y condiciones de esta garantía.

Artículo 66. - La acción para reclamar por los daños nucleares prescribirá en

el plazo de diez años, contando de la fecha en que ocurrió o se denunció por un inspector el accidente nuclear.

El demandante podrá modificar su demanda, en razón de agravación del daño

sufrido, hasta el momento de dictarse la sentencia definitiva de segunda instancia.

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La ampliación o modificación de la demanda se tramitará en forma incidental.

TITULO VI - DE LAS INSTALACIONES RADIACTIVAS

Artículo 67. - La Comisión Chilena de Energía Nuclear será el organismo

encargado de dictar las normas referentes a las instalaciones radiactivas. Corresponderá a los Servicios de Salud, conforme a las disposiciones del

Código Sanitario, la autorización y el control de la aplicación y el manejo de las sustancias radiactivas en instalaciones radiactivas o en equipos generadores de radiaciones ionizantes, y la prevención de los riesgos derivados de su uso y manipulación.

Sin embargo, competerá a la Comisión Chilena de Energía Nuclear la

autorización, el control y la prevención de riegos respecto de las instalaciones radiactivas que se encuentren dentro de una instalación nuclear, y las que, conforme al reglamento, sean declaradas de primera categoría.

Los reglamentos de protección radiológica y de autorizaciones, en lo relativo a

instalaciones radiactivas, serán firmados conjuntamente por los Ministros de Minería y de Salud.

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MINISTERIO DE SALUD

DECRETO Nº 133, DE 22 DE MAYO DE 1984

Aprueba reglamento sobre autorizaciones para instalaciones radiactivas o equipos generadores de radiaciones ionizantes,

personal que se desempeña en ellas, u opere tales equipos y otras actividades afines

(Publicado en el "Diario Oficial" Nº 31.955, de 23 de agosto de 1984)

NUM. 133.-Santiago, 22 de mayo de 1984. Visto: Lo dispuesto en los artículos 869 y 909 del decreto con fuerza de ley 725, de 1968, que aprobó el Código Sanitario; en el Libro Décimo del mismo cuerpo legal; en el artículo 67º de la ley 18.302; en la ley 16.319, y las facultades que me confiere el artículo 32º, Nº 8, de la Constitución Política del Estado,

DECRETO:

Apruébase el siguiente reglamento sobre autorizaciones para instalaciones radiactivas o equipos generadores de radiaciones ionizantes, personal que se desempeña en ellas, u opere tales equipos y otras actividades afines.

TITULO I

Disposiciones Generales ARTICULO 1º El presente reglamento establece las condiciones y requisitos que deben cumplir las instalaciones radiactivas o los equipos generadores de radiaciones ionizantes, el personal que se desempeñe en ellas u opere estos equipos, la importación, exportación, distribución y venta de las sustancias radiactivas que se utilicen o mantengan en las instalaciones radiactivas o en los equipos generadores de radiaciones ionizantes y el abandono o desecho de sustancias radiactivas. ARTICULO 2º Las instalaciones radiactivas o equipos generadores de radiaciones ionizantes a que se refiere el artículo precedente, no podrán funcionar sin autorización previa del Servicio de Salud en cuyo territorio se encuentren ubicados. Tratándose de la Región Metropolitana, esta facultad le corresponderá al Servicio de Salud del Ambiente de esa Región. ARTICULO 3º Toda persona que se desempeñe en las instalaciones radiactivas u opere equipos generadores de radiaciones ionizantes, y esté expuesta a dichas radiaciones, deberá contar con autorización del Servicio de Salud correspondiente. ARTICULO 4º La adquisición, posesión, uso, manejo, manipulación, almacenamiento, importación, exportación, distribución y venta de sustancias radiactivas no podrá efectuarse sin la autorización sanitaria pertinente.

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ARTICULO 5º Compete, igualmente, a los Servicios de Salud el control y fiscalización del correcto cumplimiento de las disposiciones establecidas en este reglamento y en las normas e instrucciones que conforme a él imparta el Ministerio de Salud.

TITULO II

De las Definiciones ARTICULO 6º Para los efectos del presente reglamento se entenderá por: a) Instalaciones radiactivas.- El recinto o dependencia habilitado especialmente

para producir, tratar, manipular, almacenar o utilizar sustancias radiactivas u operar equipos generadores de radiaciones ionizantes.

b) Sustancia radiactiva.- Cualquier sustancia que tenga una actividad específica mayor de dos milésimas de microcurio por gramo o su equivalente en otras unidades.

c) Radiaciones ionizantes.- Es la propagación de energía de naturaleza corpuscular o electromagnética, que en su interacción con la materia produce ionización.

d) Desecho radiactivo.- Cualquier sustancia radiactiva o material contaminado por dicha sustancia que, habiendo sido utilizado con fines científicos, médicos, agrícolas, comerciales, industriales u otros, sean desechados.

e) Historial dosimétrico.- Conjunto de documentos que acreditan las dosis recibidas por una persona expuesta a las radiaciones ionizantes durante todo su desempeño laboral.

f) Dosimetría.- Técnica para medir las dosis absorbidas por una persona, expuesta a las radiaciones ionizantes, en un período de tiempo determinado.

TITULO III

De las Instalaciones Radiactivas

ARTICULO 7º Las instalaciones radiactivas se clasificarán en tres categorías. Quedan comprendidos en la primera categoría los aceleradores de partículas, plantas de irradiación, laboratorios de alta radiotoxicidad, radioterapia y roentgenterapia profunda, gammagrafía y radiografía industrial. Pertenecen a la segunda categoría los laboratorios de baja radiotoxicidad, rayos X para diagnóstico médico o dental, radioterapia y roentgenterapia superficial. La tercera categoría incluye los equipos de fuente sellada de uso industrial, tales como: pesómetros, densitómetros, medidores de flujo y de nivel, detectores de humo, medidores de espesores, etc. Asimismo, quedan comprendidas en esta categoría las fuentes patrones, estimuladores cardiacos radioisotópicos, marcadores o simuladores

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de uso médico, equipos de rayos X para control de equipaje, correspondencia, etc., fluroscopía industrial y difractómetros. ARTICULO 8º Las instalaciones de primera categoría requerirán autorización de construcción, operación y cierre temporal o definitivo. Las instalaciones de segunda categoría requerirán autorización de operación y de cierre temporal o definitivo, y las de tercera categoría, sólo requerirán autorización de operación. ARTICULO 9º Para el otorgamiento de la autorización de construcción de las instalaciones de primera categoría, el interesado deberá presentar los siguientes antecedentes: a) Plano de ubicación e informe de emplazamiento, cuando corresponda. b) Anteproyecto de construcción. c) Plano y memoria de diseño de la instalación, que deberá incluir blindajes,

manuales de los equipos, de los sistemas de seguridad y control, y de los sistemas auxiliares, y

d) Plan de utilización, que contendrá una descripción de los elementos radiactivos y de los equipos generadores de radiaciones ionizantes, y la utilización estimada de los mismos.

ARTICULO 10º Para el otorgamiento de la autorización de operación de las instalaciones de primera categoría, el interesado deberá presentar los siguientes documentos: a) Manual de operación y mantenimiento de sistemas y equipos con descripción

de los procedimientos. b) Plan de emergencia, en caso de accidente. c) Informe de funcionamiento y de seguridad radiológica favorable de la

autoridad sanitaria. Este informe también podrá ser emitido por una persona natural o jurídica, especialmente autorizada para estos efectos, por los Servicios de Salud, conforme a las normas que al respecto dicte el Ministerio de Salud.

ARTICULO 11º Para el otorgamiento de la autorización de operación de las instalaciones radiactivas de segunda categoría, se exigirá: a) Manual de operación y mantenimiento de sistemas y equipos. b) Informe de funcionamiento y de seguridad radiológica favorable de la

autoridad sanitaria. Este informe también podrá ser emitido por una persona natural o jurídica, especialmente autorizada para estos efectos, por los Servicios de Salud, conforme a las normas que al respecto dicte el Ministerio de Salud.

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ARTICULO 12º Para el otorgamiento de la autorización de operación de las instalaciones de tercera categoría, el interesado deberá presentar el plano de la instalación y las especificaciones técnicas de los equipos. ARTICULO 13º Para el otorgamiento de las autorizaciones de cierre temporal o definitivo de las instalaciones radiactivas de primera y segunda categoría, el interesado deberá presentar a la autoridad sanitaria una solicitud debidamente fundada, en la que se indicará los procedimientos y sistemas de seguridad que se adoptarán para tales efectos. ARTICULO 14º El titular de una autorización para instalación radiactiva, será siempre responsable de la seguridad de su emplazamiento, puesta en servicio, funcionamiento y cierre temporal o definitivo, sin perjuicio de la responsabilidad que pudiera afectar al personal que se desempeña en dicha instalación, de acuerdo a las normas generales del derecho. ARTICULO 15º Para el otorgamiento de la autorización de operación de los equipos generadores de radiaciones ionizantes móviles, el interesado deberá presentar ante el Servicio de Salud correspondiente, los siguientes antecedentes: a) Manual de operación y mantenimiento del equipo con descripción de los

procedimientos. b) Nómina de los operadores, debidamente autorizados, encargados del manejo

de tales equipos. Dicha nómina deberá mantenerse actualizada, comunicándose a la autoridad sanitaria cualquier cambio que se produzca en ella.

TITULO IV

De las Autorizaciones para las Personas que se Desempeñan

en las Instalaciones Radiactivas ARTICULO 16º Toda persona que desarrolle actividades relacionadas directamente con el uso, manejo o manipulación de sustancias radiactivas u opere equipos generadores de radiaciones ionizantes deberá ser autorizada por el Servicio de Salud correspondiente. Esta autorización tendrá validez en todo el territorio nacional. ARTICULO 17º Para obtener esta autorización, el interesado deberá acreditar ante el Servicio de Salud respectivo, el cumplimiento de los siguientes requisitos: a) Licencia secundaria o su equivalente. b) Haber aprobado el curso de protección radiológica, dictado por la Comisión

Chilena de Energía Nuclear, los Servicios de Salud, el Instituto de Salud Pública de Chile, u otros organismos autorizados por el Ministerio de Salud, o haber convalidado estudios realizados al efecto, ante los Servicios de Salud.

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ARTICULO 18º No obstante lo dispuesto en el artículo precedente, podrán optar a esta autorización aquellas personas que acrediten fehacientemente, haberse desempeñado en tales actividades por un período de a lo menos tres años. Para estos efectos, los Servicios de Salud, cuando lo estimen conveniente, podrán exigir que el solicitante rinda un examen acerca de materias de protección radiológica. Asimismo, se exigirá a los interesados la presentación de su historial dosimétrico, o en su defecto, el examen médico correspondiente ARTICULO 19º Las autorizaciones a que se refiere el presente título, serán otorgadas por un plazo máximo de tres años. Para su renovación, deberá considerarse el historial dosimétrico del interesado, que llevará el Instituto de Salud Pública de Chile. La dosimetría personal podrá efectuarse por otro organismo habilitado para tales efectos, por el Ministerio de Salud.

TITULO V

De las Autorizaciones de Importación, Exportación, Venta, Distribución y Almacenamiento de Sustancias Radiactivas

ARTICULO 20 Las sustancias radiactivas no podrán ser internadas al territorio nacional o enviadas fuera de él, sin la competente autorización sanitaria.

Asimismo, la transferencia a cualquier título de dichas sustancias, deberá contar con autorización del Servicio de Salud respectivo. ARTICULO 21º Los lugares destinados al almacenamiento de sustancias o desechos radiactivos, deberán contar con autorización del Servicio de Salud competente.

TITULO VI

Del Abandono o Desecho de Sustancias Radiactivas ARTICULO 22º Todo abandono o desecho de sustancias radiactivas, requerirá de autorización del Servicio de Salud respectivo.

TITULO V II

De las Sanciones ARTICULO 23º El incumplimiento de las disposiciones establecidas en este reglamento, será sancionado por los Servicios de Salud en la forma y conforme a los procedimientos previstos en el Libro Décimo del Código Sanitario.

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TITULO FINAL ARTICULO 24º El presente reglamento entrará en vigencia a contar de su publicación en el Diario Oficial, fecha en la cual quedará derogada toda norma, disposición o instrucción contraria o incompatible con sus preceptos.

Disposiciones Transitorias ARTICULO 1º Las instalaciones radiactivas o los equipos generadores de radiaciones ionizantes que se encuentren en funcionamiento a la fecha de vigencia de este decreto, sin autorización sanitaria, deberán obtener la correspondiente autorización de operación de acuerdo a las normas que se establecen en esta materia, dentro del plazo de 180 días contados desde la fecha de su vigencia. ARTICULO 2º, Las personas que actualmente se encuentren desempeñándose en instalaciones radiactivas u operen generadores de radiaciones ionizantes sin la correspondiente autorización sanitaria, deberán obtenerla dentro del mismo plazo señalado en el artículo precedente. Anótese, tómese razón, publíquese e insértese en la Recopilación de Reglamentos de la Contraloría General de la República AUGUSTO PINOCHET UGARTE.- Augusto Schuster, Ministro de Salud Subrogante .Samuel Lira, Ministro de Minería.

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MINISTERIO DE MINERÍA

DECRETO Nº 87, DE 24 DE DICIEMBRE DE 1984

Aprueba reglamento de protección física de las instalaciones y de los materiales nucleares

(Publicado en el "Diario Oficial" Nº 32.117, de 9 de marzo de 1985)

NUM. 87.-Santiago, 24 de diciembre de 1984.- Visto : Lo dispuesto por el artículo 67º de la ley 18.302 y las facultades que me concede el Nº 8 del artículo 32º de la Constitución Política de la República,

DECRETO:

Apruébase el siguiente reglamento de protección física de las instalaciones y de los materiales nucleares.

CAPITULO I

De la Protección Física ARTICULO 1º Corresponden a la Comisión Chilena de Energía Nuclear de acuerdo al artículo 67º de la ley 18.302, de Seguridad Nuclear, en su calidad de organismo encargado de la seguridad nuclear y radioprotección, las funciones de evaluación, autorización y fiscalización de los planes de protección física de las instalaciones nucleares y de los materiales nucleares. Para tal efecto, la Comisión Chilena de Energía Nuclear tiene la obligación de velar por el cumplimiento de las disposiciones que se establecen en el presente reglamento, y de las normas de seguridad nuclear que conforme a él, se dicten. ARTICULO 2º Los planes de protección física tienen como finalidad: a) Establecer condiciones que reduzcan al mínimo las posibilidades de retirada no autorizada de materiales nucleares; b) Reducir las posibilidades de que se cometan actos de sabotaje en contra de las instalaciones nucleares y disuadir cualquier intento de cometer algún tipo de acción no autorizada que pudiese poner directa o indirectamente en peligro a las personas, bienes y medio ambiente; y c) Proporcionar información y asistencia técnica, en apoyo de las medidas que se adopten para localizar y recuperar los materiales nucleares extraviados.

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CAPITULO II

Definiciones

ARTICULO 3º 1.-Zona Interior. Es aquella que se encuentra dentro de una zona protegida y que cumple con las disposiciones de presente reglamento. 2.-Zona Protegida. Es aquella autorizada por la Comisión cuyo perímetro está constituido por una barrera física, con accesos controlados, que es permanentemente vigilada por guardias o medios electrónicos y que cuenta con personal entrenado, capaz de actuar en casos normales y de emergencia, de acuerdo a planes de seguridad preestablecidos. 3.- Zona Controlada. Aquella zona de la instalación cuyo acceso es restringido y controlado de acuerdo a procedimientos autorizados por la comisión, y que cumple con las disposiciones de este reglamento. 4.- Sabotaje. Acto deliberado realizado en perjuicio de una instalación o de un vehículo para el transporte de materiales nucleares, que pueda poner, directa o indirectamente, en peligro la seguridad y la salud de la población como consecuencia de una radioexposición. 5.- Plan de Protección Física. Es el conjunto de procedimientos escritos que determina las acciones del personal y la autorización de los medios disponibles, con el fin de prevenir y contrarrestar acciones de sabotaje u otros actos no autorizados, en situaciones habituales, extraordinarias o de emergencia. 6.- Autorización. Licencia o permiso otorgado por la Comisión, a petición de un solicitante, para que éste pueda ejecutar actividades específicas, relativas a la energía nuclear, en instalaciones nucleares o con sustancias nucleares.

CAPITULO III

De la Autorización ARTICULO 4º Las instalaciones nucleares requerirán, para solicitar permiso de construcción, una autorización del sistema de protección física de la instalación, otorgada por la Comisión. Dentro de tales instalaciones, en tanto se manejen o manipulen materiales nucleares, en las cantidades especificadas en la tabla "Clasificación de los Materiales Nucleares en Categorías", anexa al presente reglamento, se deben establecer zonas de restricción.

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Las zonas de restricción se clasifican en controladas, protegidas e interiores, todas las cuales tienen las características y están sujetas a las disposiciones de este reglamento. ARTICULO 5º La autorización del sistema del protección física de la instalación, será en base a la evaluación que la Comisión efectúe del proyecto de protección física que presente el explotador de dicha instalación y que debe comprender: - Diseño físico de la instalación, desde el punto de vista de la protección física de los materiales radiactivos, - Disposición de equipos e instrumentos de seguridad, y - Plan de protección física de los materiales nucleares. La Comisión podrá autorizar totalmente, modificar o rechazar el proyecto propuesto. ARTICULO 6º El diseño físico de la instalación, desde el punto de vista de la protección física de los materiales nucleares, debe contemplar las soluciones de arquitectura e ingeniería tendientes a garantizar la seguridad de los componentes sensibles de dicha instalación, frente a actos de sabotaje u otros eventos, que un análisis ad hoc efectuado, determine como posibles. El explotador debe efectuar un análisis documentado para determinar las características de los actos de sabotaje y amenazas a las cuales está expuesta la instalación. ARTICULO 7º El plan de protección física de la instalación debe comprender, como mínimo, los siguientes procedimientos: l.- Procedimiento de autorización de ingreso de personas, vehículos y bultos a la instalación, incluyendo el otorgamiento de distintivos. 2.- Procedimiento de control de acceso de personas, vehículos y bultos, a la instalación, incluyendo: - Verificación de la identidad de las personas, - Revisión de distintivos y autorizaciones de ingreso, - Detección de intromisión, - Detección de- contrabando, - Registro de personas, vehículos y bultos, - Detección de transporte no autorizado de material nuclear, y Detección de explosivos. 3.-Procedimientos de vigilancia habitual y extraordinaria, que incluyan: - Rutinas de vigilancia, - Comunicación de alarmas, - Evaluación de alarmas, y

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- Control del inventario de los materiales nucleares y asignación de responsabilidades entre los funcionarios que los manipulen. 4.- Procedimientos de acción en casos de emergencia, que incluyen: - Procedimientos de acción coordinada con los grupos de protección radiológica a fin de impedir la retirada no autorizada de materiales nucleares cuando se ordene la evacuación de la instalación, y - Procedimientos de acción de grupos de emergencia ajenos a la instalación. 5.- Procedimientos de instrucción regular del personal, que incluyan: - Instrucción periódica al personal encargado de la protección física de la instalación, e - Instrucción periódica al resto del personal de la instalación. 6.- Procedimientos de control periódico de instrumentos y equipos de seguridad, incluyendo: - Control de alarmas, - Control de cerraduras, llaves, tarjetas llaves, etc. - Cambio periódico de cerraduras y combinaciones, y - Registro de personas poseedoras de llaves, combinaciones y/o tarjetas llaves. 7.- Procedimientos de modificación del plan de protección física de la instalación, 8.- Organización de¡ personal encargado de la protección física de la instalación que incluya: - Procedimiento de selección del personal, - Requisitos de los postulantes, - Programas de entrenamiento inicial, y - Funciones que desempeñará cada uno dentro de la organización.

CAPITULO IV

De la Clasificación de los Materiales Nucleares ARTICULO 8º Los materiales nucleares, para los fines de protección física, se clasifican en tres categorías de acuerdo al cuadro siguiente:

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CATEGORÍA Material Forma I II III 1. Plutonio (a, f)

No irradiado (b) 2 Kg o más *

Menos de 2 Kg * pero más de 500 g.

500 g o * menos (c)

2. Uranio-235 (d)

No irradiado (b) - Uranio con un enriquecimiento del 20% o superior en U-235 - Uranio con un enriquecimiento del 10% como mínimo pero inferior al 20% en U-235 - Uranio con un enriquecimiento superior al del uranio natural pero inferior al 10% en U-235

5 Kg o más * -.- -.-

Menos de 5 Kg * pero más de 1 Kg. 10 Kg o más * -.-

1 Kg o * menos (c) Menos de * 10 Kg (c) 10 Kg o * más

3. Uranio-233 No irradiado (b) 2 Kg o más *

Menos de 2 Kg * pero más de 500g.

500 g o * menos (c)

* Las cantidades mencionadas son Kg. del isótopo mencionado presente en, un material cuyo grado de enriquecimiento es el que se menciona. (a) Todo el Plutonio, excepto aquel cuya concentración isotópica exceda del 80% en Plutonio-238. (b) Material no irradiado en un reactor o material irradiado en un reactor pero con una intensidad de radiación igual o inferior a 100 rads/hora a 1 metro de distancia sin mediar blindaje. (c) Deben excluirse de esta clasificación los materiales nucleares que no representen una cantidad radiológicamente significativa. (d) El uranio natural, el Uranio empobrecido y el Torio, así como aquellas cantidades de Uranio con un enriquecimiento inferior al 10% en U-235, que no hayan de quedar incluidas en la categoría III, deben protegerse de conformidad con las prácticas de gestión prudente.

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(e) El combustible irradiado debe quedar protegido como material de la categoría I, II o III, según la categoría que le correspondiera antes de su irradiación. Sin embargo, cuando la intensidad de radiación de ese combustible exceda de 100 rad/hora a 1 metro de distancia, sin mediar blindaje, la protección del combustible que en razón de su contenido original en material fisionable hubiera quedado incluido en las categorías I o II, podrá reducirse en un grado como máximo. (f) Cuando en virtud del análisis del plan de protección física, sea éste de la instalación o del. transporte, la Comisión determine que existe una amenaza real de dispersión de Plutonio con intenciones delictivas, exigirá la aplicación de requisitos de protección física correspondientes a la categoría I, II o III de materiales nucleares, sin tener en cuenta la cantidad de Plutonio especificada en el cuadro para cada categoría, a los isótopos del Plutonio, en las cantidades y formas que la comisión estime puedan estar amenazadas de dispersión.

CAPITULO V

De la Utilización y Almacenamiento de los Materiales Nucleares * De la Categoría I *

ARTICULO 9º Los materiales nucleares de la categoría I deben ser utilizados o almacenados dentro de una zona interior.

* De las Zonas Interiores * ARTICULO 10º Tendrán acceso a las zonas interiores solamente las personas y bultos autorizados y debidamente registrados de acuerdo a procedimientos establecidos en el plan de protección física de la instalación. ARTICULO 11º Las autorizaciones para las personas que puedan tener acceso a las zonas interiores será de dos tipos: Tipo A1: Personas cuyas funciones les exijan tener acceso en todo momento a las zonas interiores, y Tipo B1: Personas cuya presencia dentro de una zona interior sea temporal y limitada. Estas personas deberán ser escoltadas permanentemente por una o más personas poseedoras de autorizaciones del tipo A1. ARTICULO 12º Todas las personas y bultos que entren o salgan de las zonas interiores deberán ser sometidas a registro, para evitar la introducción o sustracción no autorizada de elementos. Dicho registro puede ser efectuado manualmente o por medio de dispositivos detectores. ARTICULO 13º El número de accesos a una zona interior deberá ser el mínimo indispensable y justificado. Al mismo tiempo, las ventanas y otras áreas transparentes del perímetro del edificio declarado zona interior no deben ser acceso, debiendo disponerse alarmas tanto en ellas como en las salidas de emergencia.

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Las zonas interiores no deberán situarse en la proximidad de vías públicas. ARTICULO 14º Los lugares de las zonas interiores destinados al almacenamiento de materiales nucleares deberán consistir en estructuras o máquinas tales, que los medios, o el tiempo necesario para violentarías, sean de tal magnitud que permitan que los sistemas de alarma y vigilancia detecten el hecho. ARTICULO 15º Los casos en que los materiales nucleares deban permanecer temporalmente en un lugar de la zona interior distinto del que se les ha asignado, deberán aplicarse procedimientos especiales de protección física. Estos procedimientos consistirán en la disposición en esos lugares de sistemas de alarma, guardia, controles visuales remotos u otros medios de resguardo adecuados, de manera que los materiales nucleares estén debidamente precautelados. ARTICULO 16º En el interior de los edificios que hayan sido declarados zona interior, deberá establecerse una guardia permanente, mientras dentro de ellos existan materiales nucleares. De la misma forma, el exterior de los edificios deberá ser vigilado. Debe contactarse con un sistema de comunicación regular entre el servicio de guardia y los organismos pertinentes de las Fuerzas Armadas y de Orden Público, cuya intervención esté contemplada en el plan de protección física de la instalación. ARTICULO 17º No debe permitirse el acceso de vehículos motorizados, propiedad de particulares, a una zona interior.

CAPITULO VI

De la Utilización y Almacenamiento de los Materiales Nucleares de * La Categoría II*

ARTICULO 18º Los materiales nucleares de la categoría II deben utilizarse o almacenarse dentro de una zona protegida.

* De las Zonas Protegidas * ARTICULO 19º Tendrán acceso a la zona protegida solamente las personas, bultos y vehículos autorizados y debidamente registrados, de acuerdo a procedimientos establecidos en el plan de protección física de la instalación. ARTICULO 20º Las autorizaciones para las personas que puedan tener acceso a las zonas protegidas serán de dos tipos: Tipo A2: Personas cuyas funciones les exijan tener acceso en todo momento a las zonas protegidas, y

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Tipo B2: Personas cuya presencia dentro de una zona protegida sea temporal y limitada, estas personas deberán ser escoltadas permanentemente por una o más personas poseedoras de autorizaciones del Tipo A2. ARTICULO 21º No debe permitirse el acceso de vehículos motorizados propiedad de particulares, a una zona protegida. ARTICULO 22º Debe disponerse una zona despejada, dotada de iluminación artificialmente, entre los muros de los edificios y la barrera física que circunde la zona protegida.

CAPITULO VII

De la Utilización y Almacenamiento de los Materiales Nucleares * De la Categoría III *

ARTICULO 23º Los materiales nucleares de la categoría III, deben utilizarse o almacenarse dentro de una zona controlada.

* De las Zonas Controladas * ARTICULO 24º Tendrán acceso a las zonas controladas solamente las personas y bultos autorizados de acuerdo a procedimientos establecidos en el plan de protección física, de la instalación.

CAPITULO VIII

Normas Comunes para la Utilización y Almacenamiento de los Materiales Nucleares

ARTICULO 25º El sistema de protección física de una instalación en la que se hayan dispuesto zonas interiores o protegidas, debe contemplar la implementación de sistema de transmisión de información, redundantes e independientes, entre las personas o grupos de personas que ejecuten las actividades de detección, evaluación y respuesta a amenazas o ataques armados contra la instalación. ARTICULO 26º Deberán establecerse dispositivos de alarmas y sus correspondientes canales de trasmisión y terminales receptores, redundantes e independientes, en todos los puntos sensibles de la instalación, conforme se establezca en las normas de seguridad nuclear que, de acuerdo a este reglamento, se dicten.

CAPITULO IX

De la Responsabilidad ARTICULO 27º El explotador de una instalación nuclear es el responsable de la integridad y seguridad de los materiales nucleares en uso, almacenados o en

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movimiento dentro de ella, y debe poder demostrar en todo momento, ante la Comisión, que cumple con las condiciones de la autorización de sistema de protección física de la instalación que le ha sido otorgada, y con la reglamentación vigente.

CAPITULO X

Del Nivel de Protección Física de los Materiales Nucleares Durante su Almacenamiento con Ocasión del Transporte

ARTICULO 28º Cuando se trate de materiales nucleares de la categoría I, se deberán almacenar en una zona protegida, conforme se la define en el capítulo II de este reglamento. ARTICULO 29º Cuando se trate de materiales nucleares de la categoría II o III, se deberán almacenar en una zona controlada, conforme se la define en el capítulo II de este, reglamento. ARTICULO TRANSITORIO En lo referente a la protección física del transporte de materiales nucleares, deberá atenerse a lo dispuesto en el reglamento de transporte de materiales nucleares. Anótese, tómese razón, comuníquese y publíquese.- AUGUSTO PINOCHET UGARTE.- Samuel Lira, Ministro de Minería.

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MINISTERIO DE SALUD

DECRETO Nº 3, DE 3 DE ENERO DE 1985

Aprueba reglamento de protección radiológica de instalaciones radiactivas; modifica el decreto 78, de 9 de febrero de 1983, de Salud

(Publicado en el "Diario Oficial" Nº 32.155, de 25 de abril de 1985)

NUM. 3.- Santiago, 3 de enero de 1985.- Visto: Lo dispuesto en el artículo 67º de la ley 18.302; en el artículo 86 del decreto con fuerza de ley 725 de 1968, del Ministerio de Salud, que aprueba el Código Sanitario; en el decreto supremo 78, de 9 de febrero de 1983, del Ministerio de Salud; y las facultades que me confiere el artículo 32º Nº 8 de la Constitución Política del Estado,

DECRETO:

Apruébase el siguiente reglamento de protección radiológica de instalaciones

radiactivas. ARTICULO 1º El presente reglamento establece las medidas de protección personal radiológicas y los límites de dosis radiactivas que pueden recibir las personas ocupacionalmente expuestas, con el objeto de prevenir y evitar la sobreexposición a las radiaciones ionizantes y sus efectos en la salud. Se exceptúan, por consiguiente, de la aplicación de este reglamento a las personas que reciban dosis provenientes de la radiación natural o como consecuencia de un diagnóstico o tratamiento médico. ARTICULO 2º Para los fines de este reglamento se considerará persona ocupacionalmente expuesta, a aquella que se desempeñe en las instalaciones radiactivas u opere equipos generadores de radiaciones ionizantes, la que deberá, además, contar con la autorización sanitaria a que se refiere el decreto supremo 133, de 22 de mayo de 1984, del Ministerio de Salud . ARTICULO 3º Corresponderá a los Servicios de Salud y al Servicio de Salud del Ambiente en la Región Metropolitana fiscalizar y controlar el cumplimiento de las disposiciones del presente reglamento y las del Código Sanitario en la misma materia, todo ello de acuerdo con las normas e instrucciones, generales que imparta el Ministerio de Salud. El Instituto de Salud Pública tendrá el carácter de laboratorio nacional y de referencia en las materias a que se refiere este reglamento. Le corresponderá, asimismo fijar los métodos de análisis, procedimientos de muestreo y técnicas de medición orientadas al personal expuesto.

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ARTICULO 4º Toda persona ocupacionalmente expuesta deberá portar durante su jornada de trabajo, un dosímetro personal destinado a detectar y registrar las radiaciones ionizantes que pudiere recibir, el que le será proporcionado por el empleador cada vez que sea necesario. Asimismo. el empleados deberá otorgar todos los elementos de protección radiológica personal necesarios para disminuir los riesgos del trabajador expuesto. ARTICULO 5º Será obligación del empleador remitir, trimestralmente, al Instituto de Salud Pública, él o los dosímetros personales de sus trabajadores expuestos, para que ese organismo registre las dosis recibidas por el personal durante el período señalado, en sus respectivos historiales dosimétricos. ARTICULO 6º Si se detectare que un trabajador ha excedido el límite de dosis anual, el Instituto lo comunicará al Servicio de Salud correspondiente, con el objeto de que éste exija al empleador que destine a su dependiente a otra función. ARTICULO 7º La dosimetría personal, entendida ésta como la técnica para medir las dosis absorbidas por una persona expuesta a las radiaciones ionizantes en un período determinado, podrá ser efectuada por la Comisión Chilena de Energía Nuclear u otros organismos, especialmente habilitados para tales efectos por el Ministerio de Salud. ARTICULO 8º Los organismos interesados en desarrollar tales actividades en las instalaciones radiactivas, solicitarán su habilitación al Ministerio de Salud, para lo cual deberán: a) Acreditar que disponen del personal idóneo para desempeñar estas funciones; b) Especificar el tipo de dosimetría a efectuar; c) Acreditar, mediante certificado, que su sistema dosimétrico está referido al laboratorio patrón nacional reconocido por el Ministerio de Salud; d) Especificar los rangos de detección de su sistema dosimétrico; e) Contar con un informe favorable del Instituto de Salud Pública, en el cual se deje constancia de que el organismo solicitante posee la infraestructura técnica suficiente. Dicho informe deberá detallar cada uno de los elementos disponibles y los métodos y procedimientos aprobados por el Instituto para efectuar la dosimetría. ARTICULO 9º Los organismos habilitados por el Ministerio de Salud para estos efectos, deberán remitir, trimestralmente, al Instituto de Salud Pública la siguiente información: a)Individualización del trabajador, lugar del trabajo y funciones específicas que desempeña en las instalaciones radiactivas; b) Dosis absorbidas por el trabajador; c) Nombre del empleador.

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ARTICULO 10º El Instituto de Salud Pública deberá controlar que los organismos habilitados para efectuar la dosimetría personal, la ejecuten conforme a los procedimientos individualizados en el informe a que se refiere el articulo 8º, letra e). ARTICULO 11º Si el Instituto de Salud Pública detectare que el servicio de dosimetría no se efectúa por dichos organismos de acuerdo a los métodos y procedimientos aprobados, procederá a comunicarlo al Ministerio de Salud, con el objeto de que éste determine si corresponde cancelar la habilitación otorgada. Sin perjuicio de lo anterior, esta situación será comunicada al Servicio de Salud competente, para que se apliquen las medidas que correspondan. ARTICULO 12º Los límites de dosis (LD) para trabajadores expuestos a radiaciones ionizantes serán las siguientes: Órgano Expuesto Límites de Dosis

rem Anual

Cuerpo entero, gónadas, médula ósea 5 Cristalino 30 Cualquier otro órgano en forma individual 50 ARTICULO 13º Se exceptúa de lo establecido en el artículo anterior a las mujeres en edad. de procrear para las cuales la irradiación al abdomen se reducirá al mínimo posible, no sobrepasando 1,25 rem trimestrales por única vez en el año. ARTICULO 14º Una vez comprobado el embarazo e informado el empleador por parte de la interesada, ésta no podrá recibir irradiación de origen ocupacional superior a 0,5 rem al feto durante todo el período de la gestación hasta el término del embarazo. ARTICULO 15º Los menores de 18 años no podrán exponerse ocupacionalmente a radiaciones ionizantes. ARTICULO 16º Para todo trabajador expuesto a contaminación interna con cualquier radionúclido se estará a lo establecido en las normas que para tales efectos imparta el Ministerio de Salud. Para el caso particular del yodo radiactivo, el trabajador ocupacionalmente expuesto se someterá a un control trimestral de orina. Los costos, asociados a tales exámenes serán de cargo del empleador. Las dosis resultantes se adicionarán a las indicadas en el artículo 12º. ARTICULO 17º En aquellas situaciones en las cuales se requiera sobre - exponer a un individuo a contaminación, tales como mantención de las instalaciones radiactivas, se deberá contar con una autorización, expresa del Director del Servicio de Salud, que fijará los límites de dosis que pueda recibir en el evento.

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ARTICULO 18º Las dependencias de una instalación radiactiva deberán estar adecuadamente señalizadas, conforme a las normas técnicas que imparta el Ministerio de Salud. Deberá señalizarse, además, las áreas de acceso prohibido al público, como también se deberá indicar el nombre de las personas calificadas para operar los equipos de la instalación. ARTICULO 19º Las infracciones al presente reglamento serán sancionadas en la forma y de acuerdo a los procedimientos establecidos en el Libro Décimo del Código Sanitario. ARTICULO 20º Deróganse los artículos 39º a 43º, ambos inclusive, del decreto supremo 78, del 9 de febrero de 1983, del Ministerio de Salud, que aprueba el reglamento sobre condiciones sanitarias y ambientales mínimas en los lugares de trabajo. Anótese, tómese razón, publíquese e insértese en la Recopilación oficial de Reglamentos de la Contraloría General de la República.- AUGUSTO PINOCHET UGARTE.- Winston Chinchón, Ministro de Salud.- Samuel Lira, Ministro de Minería..

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MINISTERIO DE MINERÍA

DECRETO Nº 12 DE 2 DE MARZO DE 1985

Aprueba el reglamento para el Transporte Seguro de Materiales Radiactivos

(Publicado en el "Diario Oficial" Nº 32.192, de 10 de junio de 1985) NUM. 12.- Punta Arenas, 2 de marzo de 1985.- Visto: Lo dispuesto por el artículo 67º de la ley 18.302, lo establecido en el decreto 1.304, del Ministerio del Interior de 9 de noviembre de 1983 y las facultades que me concede el Nº 8 del artículo 32º de la Constitución Política de la República.

DECRETO: Apruébase el siguiente reglamento para el Transporte Seguro de Materiales Radiactivos.

TITULO I

De las Disposiciones Generales

ARTICULO 1º El presente reglamento establece las condiciones que debe cumplir el transporte de materiales radiactivos en todas las modalidades de transporte, por vía terrestre, acuática o aérea, mientras tales materiales radiactivos no formen parte integrante del medio de transporte. Se incluye el transporte incidental propio del uso de materiales radiactivos. Todo transporte de material radiactivo requerirá de autorización de la Autoridad Competente o de otro organismo expresamente facultado para otorgarla. ARTICULO 2º Se considerará que el transporte abarca todas las operaciones y condiciones relacionadas con el traslado de Materiales Radiactivos e inherentes al mismo; comprenden el diseño, la fabricación y el mantenimiento de Embalajes, y la preparación, expedición, manipulación, acarreo, almacenamiento en tránsito y recepción en el destino final de Bultos. El transporte incluye tanto las condiciones normales como las de accidente que se produzcan durante el acarreo y el almacenamiento en tránsito. ARTICULO 3º En el caso de Materiales Radiactivos que tengan otras propiedades peligrosas y en el del transporte o almacenamiento de Materiales Radiactivos con otras mercancías peligrosas, se aplicarán los reglamentos pertinentes relativos al transporte de mercancías peligrosas de cada uno de los países a través de los cuales o a los cuales se transporten los materiales, así como los reglamentos de las organizaciones de transporte competentes en la materia, además del presente reglamento. Para tal efecto deberá tenerse en cuenta la posible formación de

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productos que tengan propiedades peligrosas por interacción del Contenido de los Bultos con la atmósfera o con el agua.

TITULO II

De las Definiciones

ARTICULO 4º Para los efectos del presente reglamento se entenderá por: 1.- Al: La actividad máxima de los Materiales Radiactivos en forma especial permitida en un Bulto del Tipo A. 2.- A2: La actividad máxima de los Materiales Radiactivos, que no estén como Materiales Radiactivos en forma especial, remitida en un Bulto del Tipo A. 3.- Actividad específica de un radionucleido: La actividad de este radionucleido por unidad de masa del mismo. La actividad específica de un material en que los radionucleidos estén distribuidos de una forma esencialmente uniformes, es la actividad por unidad de masa de este material. 4.- Aeronave de carga: Toda aeronave que no sea de pasajeros que transporte mercancías o bienes. 5.- Aeronave de pasajeros: Toda aeronave que transporte a cualquier persona que no sea miembro de la tripulación, empleado del Transportista en misión oficial, representante autorizado miembro de un organismo oficial apropiado, ni una persona que acompañe a un Remesa. 6.- Aprobación multilateral: La aprobación concedida por la Autoridad Competente pertinente tanto del país de origen del Diseño o de la Expedición como de cada uno de los países a través de los cuales o a cual se haya de transportar la remesa. La expresión "a través de los cuales o al cual" excluye específicamente el sentido de "sobre" o "por encima de"; esto quiere decir que los requisitos relativos a aprobaciones y notificaciones no serán de aplicación en el caso de un país por encima del cual se transporten Materiales Radiactivos en Aeronaves, siempre que no se haya previsto una parada de las mismas en ese país. 7.- Aprobación unilateral: La aprobación de un Diseño que es preceptivo que conceda la Autoridad Competente del país de origen del Diseño exclusivamente. 8.- Arreglos especiales: Aquellas disposiciones aprobadas por la Autoridad Competente en virtud de las cuales podrá ser transportada una Remesa que no satisfaga todos los requisitos aplicables del presente reglamento. Para las Expediciones internacionales de este tipo se requiere una Aprobación Multilateral. 9.- Autoridad Competente: La Comisión Chilena de Energía Nuclear u otro organismo expresamente autorizado por ella para los efectos del presente reglamento.

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10.- Bulto: El Embalaje con su Contenido Radiactivo tal como se presenta para el transporte. Las normas relativas a las características funcionales de Bultos y Embalajes, en lo que se refiere a la conservación de la integridad de la contención y del blindaje, dependen de la cantidad y tipo de Materiales Radiactivos transportados. Las normas relativas a las características funcionales se gradúan para tener en cuenta las condiciones de transporte caracterizadas por los siguientes niveles de severidad: - condiciones que es probable se den en el transporte rutinario (en condiciones sin incidentes). - condiciones normales de transporte (pequeños percances), y - condiciones de accidente durante el transporte. Las normas relativas a las características funcionales comprenden los requisitos de diseño y de ensayo. Cada Bulto deberá clasificarse como se indica a continuación: a) Bulto Exceptuado es un Embalaje que contiene Materiales Radiactivos exceptuados, que está diseñado de modo que cumpla los requisitos generales relativos al diseño de todos los embalajes y bultos. b) I) Bulto Industrial del Tipo -1 (BI-1) es un Embalaje, Cisterna o Contenedor que contiene materiales BAE u OCS, que está diseñado de modo que cumpla los requisitos generales relativos al diseño de todos los embalajes y bultos, en el caso en el caso de transporte por vía aérea, los requisitos de los artículos 127º al 129º. II) Bulto Industrial del Tipo 2 (BI-2) es un Embalaje, Cisterna o Contenedor que contiene materiales BAE u OCS, que está diseñado de modo que cumpla los requisitos generales relativos al diseño de todos los embalajes y bultos, los requisitos de los artículos 127º al 129º, si se transporte por vía aérea y, además, los siguientes requisitos; específicos relativos al diseño: i) en el caso de Bultos lo dispuesto en el artículo 131º; ii) en el caso de Cisternas, lo dispuesto en los artículos 133º y 134º; y iii)en el caso de Contenedores, lo dispuesto en el artículo 135º. III) Bulto Industrial del Tipo 3 (BI-3) es un Embalaje, Cisterna o Contenedor que contiene materiales BAE u OCS, que está diseñado de modo que cumpla los requisitos generales relativos al diseño de todos los embalajes y Bultos, los requisitos de los artículos 127º a 129º, si se transporta por vía aérea y, además, los siguientes requisitos específicos relativos al diseño: i) en el caso de Bultos, lo dispuesto en el artículo 132º; ii) en el caso de Cisternas, lo dispuesto en los artículos 133º y 134º; y iii) en el caso de Contenedores, lo dispuesto en el artículo 135º. e) Bulto del Tipo A: es un Embalaje, Cisterna o Contenedor que contiene una actividad de hasta el valor Al si se trata de Materiales Radiactivos en Forma Especial, o hasta el valor A2 si no son tales materiales, y que está diseñado de modo que cumpla los requisitos generales relativos al diseño de todos los embalajes y bultos, los requisitos de los artículos 127º a 129º, si se transporta por vía aérea, y los requisitos específicos relativos al diseño de los artículos 136º a 152º, según. proceda.

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d) Bulto del Tipo B: es un Embalaje, Cisterna o Contenedor que contiene una actividad que puede ser superior al valor Al, si se trata de Materiales Radiactivos en Forma Especial o superior al valor A2 si no son tales materiales, y que está diseñado de modo que cumpla los requisitos generales relativos al diseño de todos los embalajes y bultos, los requisitos de los artículos 127º a 129º, si se transporta por vía aérea, y los requisitos específicos relativos al diseño de los artículos 136º a 152º y 153º a 170º', según proceda. 11.- Buque: todo buque de navegación marítima o embarcación de navegación fluvial utilizados para transportar carga. 12.- Cisterna: contenedor cisterna, un depósito portátil, un camión cisterna o vagón cisterna o un recipiente con una capacidad no inferior a 450 litros si se destina a contener líquidos, materiales pulverulentos, gránulos o lechadas, y no inferior a 1000 litros si se destina a contener gases. Un contenedor cisterna deberá poder transportarse por vía terrestre o marítima , ser cargado y descargado sin necesidad de desmontar sus elementos estructurales, deberá poseer elementos de estabilización y dispositivos de fijación externos al recipiente, y deberá poderse izar cuando esté lleno. 13.- Contaminación: es la presencia de una sustancia radiactiva sobre una superficie en cantidades superiores a 0.4 Bq/cm2 (10 E-5 uCi/em2) en el caso de emisores beta y, gamma o 0.04 Bq/em2 (10 E-6 uCi/cm2) en el caso de emisores alfa. 14.- Contaminación Fija: La Contaminación que no es Contaminación Transitoria. 15.- Contaminación Transitoria: La Contaminación que puede ser eliminada de la superficie durante la manipulación normal. 16.- Contenedor: un elemento de transporte destinado a facilitar el acarreo de mercancías, embaladas o no, por una o más modalidades de transporte, sin necesidad de proceder a operaciones intermedias de recarga, que deberá poseer una estructura de naturaleza permanentemente cerrada, rígida y con la resistencia suficiente para ser utilizado repetidas veces; y deberá estar provisto de dispositivos que faciliten su manejo, sobre todo al ser transbordado de un Medio de Transporte a otro y al pasar de una a otra modalidad de transporte. Por Contenedores pequeños se entenderán aquellos en los que ninguna de sus dimensiones externas sea superior a 1,5 m o cuyo volumen interno no exceda de 3,0 m3. Todos los demás Contenedores se considerarán Contenedores grandes. Un Contenedor puede utilizarse como Embalaje siempre que se cumplan los requisitos aplicables. También puede utilizarse para desempeñar funciones de Sobreenvase.

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17.- Contenido Radiactivo: Los Materiales Radiactivos en conjunto con los sólidos, líquidos y gases contaminados que puedan encontrarse dentro del Embalaje. 18.- Destinatario: Toda persona, organización o gobierno que reciba una Remesa. 19.- Diseño: La descripción de los materiales radiactivos en forma especial, bulto o embalaje, que permita la perfecta identificación de tales elementos. Esta descripción podrá comprender especificaciones, planos, informes que acrediten el cumplimiento de los requisitos reglamentarios y cualesquiera otros documentos pertinentes. 20.- Embalaje: El conjunto de todos los componentes necesarios para alojar con seguridad el Contenido Radiactivo. En particular podrá consistir en uno o varios recipientes, materiales absorbentes, estructuras de separación, material de blindaje contra las radiaciones y dispositivos de refrigeración, de amortiguamiento de golpes y de aislamiento térmico. El Embalaje puede consistir en una caja, bidón o recipiente similar, o puede ser también un Contenedor o Cisterna congruente con lo dispuesto en el artículo 4º Nº 10. 21.- Expedición: Traslado específico de tina Remesa desde su origen hasta su destino. 22.- Garantía de Calidad: Un programa sistemático de controles e inspecciones aplicado por cualquier organización o entidad relacionada con el transporte de Materiales Radiactivos con la finalidad de proporcionar el nivel suficiente de confianza para alcanzar en la práctica el grado de seguridad prescrito en el presente reglamento. 23.- Gas sin Comprimir: Todo gas a una presión que no exceda de la presión atmosférica ambiente en el momento en que se proceda al cierre del Sistema de Contención. 24.- Índice de Transporte (IT): Número único asignado a un Bulto Sobreenvase, Cisterna o Contenedor, o a un material de baja actividad específica - I (BAE-I) u objeto contaminado en la superficie -1 (OCS-I) sin embalar, que se utiliza para controlar tanto la seguridad con respecto a la criticidad nuclear como la exposición a las radiaciones. También se utiliza para establecer los límites del contenido de algunos Bultos, Sobreenvases, Cisternas y Contenedores; y las categorías para el etiquetado; para determinar si será necesario el transporte según la modalidad de Uso Exclusivo; para establecer los requisitos de espaciamiento durante el almacenamiento en tránsito; para establecer las restricciones de mezcla durante el transporte en virtud de Arreglos Especiales y durante el almacenamiento en tránsito y para definir el número de Bultos permitidos en un Contenedor o a bordo de un medio de Transporte. 25.- Materiales de Baja Actividad Específica (BAE): Los Materiales Radiactivos que por su naturaleza tienen una Actividad Específica limitada, o los Materiales

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Radiactivos a los que son de aplicación límites de la Actividad Específica media estimada. Para determinar la Actividad Específica media estimada no deberán tenerse en cuenta los materiales externos de blindaje que circunden a los Materiales BAE. Los Materiales BAE estarán comprendidos en uno de los tres grupos siguientes: a) BAE-I i. Minerales con radionucleidos contenidos naturalmente en ellos (por ejemplo, uranio, torio), y concentrados de uranio o torio de dichos minerales; ii. Uranio Natural o Uranio Empobrecido o torio natural no irradiados en estado sólido o sus compuestos sólidos o líquidos o mezclas; o iii. Materiales Radiactivos, que no sean Sustancias Fisionables, para los que el valor de A2 no tenga límite. b) BAE-II i. Agua con una concentración de tritio de hasta 1 TBq/1 (20 Ci/I); o ii. Otros materiales en los que la actividad esté distribuida por todo el material y la Actividad Específica media estimada no sea superior a 1 E-4 A2/g para sólidos y gases y 1 E-5 A2/g para líquidos. c) BAE-III Sólidos (por ejemplo, desechos consolidados, materiales activados) en los que: i. Los Materiales Radiactivos se encuentren distribuidos por todo un sólido o conjunto de objetos sólidos, o estén esencialmente, distribuidos de modo uniforme en el seno de un agente ligante compacto sólido (como hormigón, asfalto materiales cerámicas, etc.). ii. Los Materiales Radiactivos sean relativamente insolubles, o estén contenidos intrínsecamente en una matriz relativamente insoluble, de manera que, incluso en caso de pérdida del embalaje, la pérdida de Material Radiactivo por Bulto, producida por lixiviación tras siete días de inmersión en agua, no sería superior a 0,1 A2; y iii. La Actividad Específica media estimada del sólido, excluido todo el material de blindaje, no sea superior a 2 E-3 A2/g. 26.- Materiales Radiactivos: Todo material cuya Actividad Específica sea superior a 70 kBq/kg (2 nCi/g). 27.- Materiales Radiactivos en Forma Especial: o bien un Material Radiactivo sólido no dispersable o bien una cápsula sellada que contenga Materiales Radiactivos. 28.- Medio de Transporte: a) Para el. transporte por carretera o ferrocarril: cualquier vehículo; b) Para el transporte por vía acuática: cualquier buque, o cualquier bodega, compartimiento o zona delimitada de la cubierta de un buque; y c) Para el transporte por vía aérea: cualquier aeronave.

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29.- Nivel de Radiación: La correspondiente tasa de dosis equivalente expresada en milisieverts por hora. 30.- Objeto Contaminado en la Superficie (OCS): Todo objeto sólido que, no siendo en sí radiactivo, tenga Materiales Radiactivos distribuidos en sus superficies. Los OCS se clasifican en dos grupos: a) OCS-I: Un objeto sólido en el que: i. La Contaminación Transitoria en la superficie accesible promediada sobre 300 cm2 (o sobre el área de la superficie si ésta fuera inferior a 300 em2) no sea superior a 4 Bq/cm2 (1 E-4 uCi/cm2) en el caso de los emisores beta y gamma, o a 0,4 Bq/em2 (1E-5 uCi/cm2) en el caso de emisores alfa; y ii. La Contaminación Fija en la superficie accesible, promediada sobre 300 cm2 (o sobre el área de la superficie si ésta fuera inferior a 300 cm2) no sea superior a 4 E 4 Bq/cm2 (1 uCi/cm2) en el caso de emisiones beta y gamma, o a 4 E 3 Bq/em2 (0,1 uci/em2) en el caso de emisores alfa; y iii. La Contaminación Transitoria más la Contaminación Fija en la superficie inaccesible promediada sobre 300 cm2 (o sobre el área de la superficie si esta fuera inferior a 300 cm2) no sea superior a 4 E 4 Bq/cm2 (1 uCi/cm2) en el caso de emisores beta y gamma, o a 4 E 3 Bq/cm2 (011 uCi/cm2) en el caso de emisores alfa. b) OCS-II: Un objeto sólido en el que la Contaminación Fija o la Transitoria en la superficie sea superior a los límites aplicables dispuestos para los OCS-I en la letra a) anterior y en el que: i. La Contaminación Transitoria en la superficie accesible promediada sobre 300 cm2 (o sobre el área de la superficie si ésta fuera inferior a 300 cm2) no sea superior a 400 Bq/cm2 (1 E-2 uCi/cm2) en el caso de emisores beta y gamma o a 40 Bq/cm2 (1 E-3 uCi/cm2) en el caso de emisores alfa; y ii. La Contaminación Fija en la superficie accesible, promediada sobre 300 cm2 (o sobre el área de la superficie sí ésta fuera inferior a 300 cm2) no sea superior a 8 E 5 Bq/cm2 (20 uCi/cm2) en el caso de emisores beta y gamma, o a 8 E 4 Bq/cm2 (2 uCi/cm2) en el caso de emisores alfa; y iii. La Contaminación Transitoria más la Contaminación Fija en la superficie inaccesible promediada sobre 300 cm2 (o sobre el área de la superficie si ésta fuera inferior a 300 cm2) no sea superior a 8 E 5 Bq/cm2 (20 uCi/cm2) en el caso de emisores beta y gamma, o a 8 E 4 Bq/cm2 (2 uCi/cm2) en el caso de emisores alfa. 31.- Presión Normal de Trabajo Máxima: La presión máxima por encima de la presión atmosférica al nivel medio del mar que se desarrollaría en el Sistema de Contención durante un período de un año en las condiciones de temperatura y de irradiación solar correspondientes a las condiciones ambientales en que tiene lugar el transporte en ausencia de descompresión, de refrigeración externa mediante un sistema auxiliar o de controles operativos durante el transporte. 32.- Remesa: Cualquier Bulto o Bultos o carga de Materiales Radiactivos que presente un Remitente para su transporte.

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33.- Remitente: Cualquier persona, organización o Gobierno que presente una Remesa para su transporte y cuyo nombre figure en calidad de tal en los documentos de transporte. 34.- Sistema de Contención: El conjunto de componentes del Embalaje especificados por el autor del diseño como destinados a contener los Materiales Radiactivos durante el transporte. 35.- Sobreenvase: un recipiente, tal como una caja o bolsa, que no es preciso que satisfaga los requisitos de un Contenedor y que es utilizado por un Remitente único para introducir en una sola unidad de manipulación una Remesa de dos o más Bultos para facilitar la manipulación, la estiba y el acarreo. 36.- Sustancias Fisionables: El uranio-233, uranio-235, plutonio-238, plutonio-239, plutonio-241, o cualquier combinación de estos radionucleidos. Se excluyen el Uranio Natural y el Uranio Empobrecido no irradiados, y el Uranio Natural o Uranio Empobrecido que hayan sido irradiados solamente en reactores térmicos. 37.- Torio no Irradiado: Torio que no contenga más de 1 E-7 gr de Uranio-233 por gramo de Torio-232. 38.- Transportista: Cualquier persona, entidad u organismo oficial que se encargue del acarreo de Materiales Radiactivos por cualquier medio de transporte. El término transportista comprende tanto a los transportistas que arrienden sus servicios o que los presten contra remuneración, como a los transportistas por cuenta propia. 39.- Uranio Empobrecido: Uranio que contenga un porcentaje en masa de Uranio-235 inferior al de Uranio natural. 40.- Uranio Enriquecido: Uranio que contenga un porcentaje en masa de Uranio-235 superior al de] Uranio natural. 41.- Uranio Natural: Uranio obtenido por separación química con la Composición isotópica que se da en la naturaleza. 42.- Uranio no Irradiado: Uranio que no contenga más de 1 E-6 gr. de Plutonio por gramo de Uranio-235 y no más de 9 MBq (0,25 mCi) de productos de fisión por gramo de Uranio-235. 43.- Uso Exclusivo: El empleo exclusivo por un solo Remitente de un Medio de Transporte o de un gran Contenedor, con una longitud mínima de 6 metros, respecto del cual todas las operaciones iniciales, intermedias y finales de carga y descarga sean efectuadas de conformidad con las instrucciones del Remitente o del Destinatario.

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44.- Vehículo: Todo vehículo de carretera, incluidos los vehículos articulados, los formados por un vehículo tractor y un semirremolque o todo vagón de ferrocarril. Cada remolque será considerado como un vehículo distinto. 45.- Verificación del Cumplimiento: Programa sistemático de medidas aplicadas por la Autoridad Competente con la finalidad de asegurarse de que se ponen en práctica las disposiciones del presente reglamento. 46.- Zona Delimitada de la Cubierta: La zona de la cubierta de intemperie de un buque o de la cubierta para vehículos de una embarcación de autotransbordo o de un trasbordador, destinada a la estiba de materiales radiactivos.

TITULO III

De las Disposiciones Especiales

PÁRRAFO 1

De la Protección Radiológica ARTICULO 5º La exposición a las radiaciones de los trabajadores y del público en general durante el transporte debe ajustarse a los requisitos estipulados en el Reglamento de Protección Radiológica de la Comisión Chilena de Energía Nuclear o del Reglamento de Protección Radiológica para Instalaciones Radiactivas del Ministerio de Salud , según corresponda. ARTICULO 6º Cuando la Autoridad Competente determine para individuos profesionalmente expuestos que la dosis recibida: a) Es sumamente improbable que sea superior a 5 mSv (500 mrem) por año, no serán necesarias pautas especiales de trabajos ni monitoreo o evaluación detallados de las dosis de radiación; b) Es probable que se encuentre comprendida entre 5 mSv (500 mrem) y 15 mSv (1500 mrem) por año, se realizarán monitoreos ambientales y cálculos de los niveles de exposición a las radiaciones, con la periodicidad necesaria, en las zonas de trabajo, incluidos los Medios de Transporte; y c) Es probable que se encuentre comprendida entre 15 mSv (1500 mrem) y 50.mSv (5000 mrem) por año, serán necesarios programas de monitoreo de la exposición individual a las radiaciones y de supervisión sanitaria especial. ARTICULO 7º Los Materiales Radiactivos deberán distanciarse suficientemente de los trabajadores del medio de transporte y de los individuos del público. Con el objeto exclusivo de calcular las distancias de separación o las tasas de dosis en zonas normalmente ocupadas se emplearán diferentes valores limites de las dosis de la manera siguiente:

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a) Para los trabajadores de los medios de transporte, se utilizará como valor límite en la determinación de las distancias de separación o de las tasas de dosis en las zonas de trabajo normalmente ocupadas un nivel de dosis de 5 mSv (500 mrem) por año. Se utilizará este valor junto con modelos y parámetros matemáticos hipotéticos, pero realistas para determinar las distancias de separación o las tasas de dosis conexas para los trabajadores del transporte. b) Para los individuos del público, se utilizará como valor límite para determinar las distancias de separación o las tasas de dosis en zonas públicas normalmente ocupadas o a las que el público tenga normalmente acceso un nivel de dosis no mayor del 1 mSv (100mrem) por año para el grupo crítico. Dicho valor se utilizará junto con modelos y parámetros hipotéticos pero realistas para determinar las distancias de separación o las tasas de dosis para individuos del público, con el fin de tener una seguridad razonable de que las dosis reales debidas al transporte de Materiales Radiactivos no serán superiores a una pequeña fracción de los límites de dosis apropiados.

PÁRRAFO 2

Del Deterioro de Películas Debido a las Radiaciones ARTICULO 8º Los Materiales Radiactivos se distanciarán suficientemente de las películas fotográficas sin revelar. Para determinar las distancias de separación con este fin se aplicará el principio de que la exposición a las radiaciones de las películas fotográficas sin revelar debida al Transporte de Material Radiactivos, se limiten a 0,1 mSv (10 mrem) por Remesa de dichas películas.

PÁRRAFO 3

De los Accidentes ARTICULO 9º. En caso de accidente durante el transporte de Materiales Radiactivos se observarán las disposiciones de emergencia establecidas por las entidades nacionales o internacionales pertinentes, a fin de proteger la salud de las personas, los bienes y el medio ambiente. ARTICULO 10º En caso que se produzca una rotura en el Sistema de Contención causadas por un accidente se tendrá en cuenta la posibilidad de formación de otras sustancias peligrosas que puedan resultar de la reacción entre el contenido de una Remesa y la atmósfera o el agua.

PÁRRAFO 4

Del Programa de Garantía de Calidad ARTICULO 11º Con el fin de asegurar el cumplimiento de las disposiciones pertinentes del presente reglamento se establecerán por la Autoridad Competente, programas de garantía de calidad para el diseño, construcción, ensayo,

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documentación, utilización, mantenimiento e inspección de todos los Bultos, así como para todas las operaciones de transporte y de almacenamiento en tránsito. Cuando para el Diseño o Expedición sea necesaria la Aprobación de la Autoridad Competente, dicha Aprobación deberá tener en cuenta y depender de la idoneidad del programa de Garantía de Calidad. Se mantendrá a disposición de la Autoridad Competente la certificación de que se han cumplido plenamente las especificaciones relativas al Diseño. El fabricante, el Remitente o el usuario de cualquier Diseño de Bulto deberá estar preparado para facilitar la inspección por la Autoridad Competente del Embalaje durante su construcción y utilización y, para demostrar a la correspondiente Autoridad Competente que: a) Los métodos y materiales utilizados para la construcción de los Embalajes se ajustan a las especificaciones aprobadas relativas al Diseño; y b) Todos los Embalajes construidos conforme a un Diseño aprobado se inspeccionan periódicamente y, en caso necesario, se reparan y mantienen en buenas condiciones, de manera que sigan ajustándose a todos los requisitos y especificaciones pertinentes, incluso después de un uso repetido.

PÁRRAFO 5

De la Verificación del Cumplimiento ARTICULO 12º Incumbe a la Autoridad Competente la responsabilidad de verificar el cumplimiento del presente reglamento. La forma de cumplir con tal responsabilidad implica el establecimiento y ejecución de un programa de control del diseño, construcción, ensayos, inspección y mantenimiento de los embalajes, y de la preparación, documentación, manipulación y estiba de Bultos por los Remitentes y Transportistas respectivamente, para disponer así de pruebas de que se cumplen en la práctica las disposiciones del presente reglamento.

PÁRRAFO 6

De los Arreglos Especiales ARTICULO 13º Las Remesas que no satisfagan todos los requisitos pertinentes del presente reglamento se transportarán exclusivamente en virtud de Arreglos Especiales. La Autoridad Competente, puede aprobar disposiciones en virtud de las cuales una Remesa, que no satisfaga todos los requisitos pertinentes de este reglamento, puede ser transportada en conformidad con dichos Arreglos Especiales. Tales disposiciones serán de naturaleza tal, que quede garantizado que, el grado global de seguridad durante el transporte y el almacenamiento en tránsito equivale, como mínimo, al que se alcanzaría de cumplirse todos los requisitos reglamentarios pertinentes. Las Remesas internacionales de este tipo requerirán Aprobación Multilateral.

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TITULO IV

De los Límites de Actividad para los Distintos Radionucleidos y para las Substancias Fisionables

PÁRRAFO 1

De los Límites de Actividad Al y A2

ARTICULO 14º Los valores que constituyen la base de los límites de actividad Al y A2, estipulados en el presente reglamento, correspondientes a los distintos radionucleidos, son los que figuran en el Anexo 1. ARTICULO 15º En el caso de radionucleidos individuales cuya identidad se conozca pero que no figuren en el Anexo I, la determinación de los valores de Al y A2 requerirá la aprobación de la Autoridad Competente o, en el caso de transporte internacional, una Aprobación Multilateral. Para iguales efectos, Podrá utilizarse, sin obtener la aprobación de la Autoridad Competente, los valores de Al y A2 que figuran en el Anexo II del presente reglamento. ARTICULO 16º En los cálculos de Al y A2 para un radionucleido que no figure en el Anexo I, una sola cadena de desintegración radiactiva en la que los distintos radionucleidos se encuentren en las mismas proporciones en que se dan en el proceso natural de desintegración y en la que no exista ningún nucleido hija que tenga un período de semidesintegración superior o bien a 10 días o bien al período del nucleido predecesor, se considerará constituida por un solo radionucleido, y la actividad que se tomará en consideración y el valor de Al o de A2 que se aplicará será el correspondiente, al nucleido predecesor de la cadena. En el caso de cadenas de desintegración radiactiva en las que cualesquiera de los nucleidos hijas tenga un período de semidesintegración .superior o bien a 10 días o bien al período del nucleido predecesor, éste y los nucleidos hijas se considerarán como mezclas de radionucleidos diferentes. ARTICULO 17º En el caso de mezclas de radionucleidos cuyas identidades y actividades respectivas sean conocidas se aplicarán las siguientes condiciones: a) Para Materiales Radiactivos en forma especial:

b) Para otras formas de Materiales Radiactivos: donde B(i) es la actividad del radionucleido i, y Al (i) y A2(i) son los valores de Al y A2 para el radionucleido i respectivamente. También puede determinarse un valor de A2 para mezclas como se indica a continuación:

1)(1)( ≤∑ iA

iB

1)(2)( ≤∑ iA

iB

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donde f (i) es la fracción de actividad debida al nucleido i en la mezcla, y A2(i) es el valor apropiado de A2 para el nucleido i. ARTICULO 18º Cuando se conozca la identidad de todos los radionucleidos, pero se ignoren las actividades respectivas de algunos de ellos, los radionucleidos pueden agruparse y puede utilizarse el valor más bajo de Al o A2, según proceda, para los radionucleidos de cada grupo al aplicar las fórmulas establecidas en el artículo precedente. La formación de los grupos puede basarse en la actividad alfa total y en la actividad beta/gamma total cuando éstas se conozcan, utilizando los valores más bajos de Al y A2 para los emisores alfa o los emisores beta/gamma, respectivamente. ARTICULO 19º Para radionucleidos aislados o para mezclas de radionucleidos de los qué no se dispone de datos pertinentes se utilizarán los valores que figuran en el Anexo II.

PÁRRAFO 2

De los Límites del Contenido de los Bultos ARTICULO 20º La cantidad de Materiales Radiactivos en un Bulto no será superior a los, límites pertinentes estipulados en los artículos 21º a 28º.

PÁRRAFO 3

De los Bultos Exceptuados ARTICULO 21º En el caso de Materiales Radiactivos que no sean Uranio Natural, Uranio Empobrecido, o torio natural, un Bulto Exceptuado no deberá contener actividades superiores a las siguientes: a) Cuando los Materiales Radiactivos estén contenidos en un instrumento o en otro artículo manufacturado, tal como un reloj o aparato electrónico, o formen parte integrante de él, la actividad no podrá superar los límites especificados en el artículo 46º para cada elemento individual y cada Bulto, respectivamente; y b) cuando los Materiales Radiactivos no estén así contenidos o manufacturados, la actividad no podrá superar los límites especificados en el artículo 47º. ARTICULO 22º En el caso de artículos manufacturados con Uranio Natural, Uranio Empobrecido, o torio natural, un Bulto Exceptuado puede contener cualquier cantidad de dicho material con tal que la superficie externa del uranio o del torio quede encerrada en una funda o envoltura inactiva de metal o de algún otro material resistente.

∑=

)(2)(

1 mezclas para A2

iAif

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ARTICULO 23º En el caso del transporte por correo, la actividad total de cada Bulto no podrá superar un décimo de los límites pertinentes especificados en el Anexo IV del presente reglamento.

PÁRRAFO 4

De los Bultos Industriales ARTICULO 24º La actividad total de un solo Bulto de Materiales BAE o en un solo Bulto de OCS se limitará de modo que no se exceda el Nivel de Radiación especificado en el artículo 50º, y la actividad en un, solo Bulto deberá también restringirse de modo que no se excedan los límites de actividad correspondientes a un Medio de Transporte especificados en el artículo 55º.

PÁRRAFO 5

De los Bultos del Tipo A ARTICULO 25º Los Bultos del Tipo A no contendrán actividades superiores a las siguientes: a) Cuando se trate de Materiales Radiactivos en Forma Especial: Al; o b) Para todos los restantes Materiales Radiactivo: A2. Los valores de Al y A2 figuran en los Anexos I y II.

PÁRRAFO 6

De los Bultos del Tipo B

ARTICULO 26º Los Bultos del Tipo B no podrán contener: a) Actividades superiores a las autorizadas para el Diseño del Bulto; b) Radionucleidos diferentes de los autorizados para el Diseño del Bulto; o c) Sustancias en una forma o en un estado físico o químico diferentes de los autorizados para el Diseño del Bulto; según se especifique en sus respectivos certificados de aprobación.

PÁRRAFO 7

De los Bultos que Contengan Sustancias Fisionables ARTICULO 27º Todos los Embalajes que contengan Sustancias Fisionables, deberán ajustarse a los límites de actividad aplicables para Bultos, según se especifica en los artículos 21º a 26º del presente reglamento.

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ARTICULO 28º Los Embalajes que contengan Sustancias Fisionables, excepto los que contengan materiales que cumplan los requisitos del artículo 172º, no podrán contener: a) Una masa de Sustancias Fisionables superior a la autorizada para el diseño del Bulto; b) Ningún, radionucleido o Sustancia Fisionable que no sean los autorizados para el Diseño del Bulto; o c) Sustancias en una forma o en un estado físico o químico, o en una disposición espacial diferente a los autorizados para el Diseño del Bulto;

TITULO V

De la Preparación, Requisitos y Controles en Relación con la Expedición y el Almacenamiento en Tránsito

PÁRRAFO 1

De los Requisitos en Materia de Inspección de Bultos

antes de la Primera Expedición ARTICULO 29º Antes de la primera Expedición de cualquier Bulto, deberán cumplirse los siguientes requisitos: a) Si la presión de diseño del Sistema de Contención es superior a 35 kPa (0,3 kgf/cm2) manométrica, se verificará, el Sistema de Contención de cada Bulto para cerciorarse de que se ajusta a los requisitos de diseño aprobados relativos a la capacidad de dicho sistema, para mantener su integridad bajo presión. b) Cuando se trate de un Bulto de Tipo B o un Bulto que contenga Sustancias Fisionables, se verificará si la eficacia de su blindaje y contención y, cuando proceda, que, sus características de transmisión del calor quedan dentro de los límites aplicables al Diseño aprobado o especificados para el mismo. c) Cuando se trate de Bultos que contengan Sustancias Fisionables, si, para satisfacer los requisitos del artículo 171º, se efectuarán ensayos para verificar la presencia y la distribución de dichos venenos nucleares especialmente con ese fin, se efectuarán ensayos para verificar la presencia y la distribución de dichos venenos.

PÁRRAFO 2

De los Requisitos en Materia de Inspección de Bultos

antes de Cada Expedición ARTICULO 30º Antes de cada Expedición de cualquier Bulto deberán cumplirse los siguientes requisitos:

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a) Se verificará que los dispositivos de elevación que no satisfagan los requisitos del artículo 118º se han desmontado o se han dejado inoperantes en cuanto a su uso para la elevación del Bulto. b) Cuando se trate de Bultos del Tipo B y de Bultos que contengan Sustancias Fisionables, se verificará que se han satisfecho todos los requisitos especificados en los certificados de aprobación así como las disposiciones pertinentes del presente reglamento. c) Se retendrán los Bultos del Tipo B hasta haberse aproximado a las condiciones de equilibrio lo suficiente para que sea evidente que se cumplen los requisitos de Expedición en lo que respecta a la temperatura y a la presión, a menos que la exención de tales requisitos haya sido objeto de Aprobación Unilateral. d) Cuando se trate de Bultos del Tipo B, se verificará, por inspección o mediante ensayos apropiados, que todos los cierres, válvulas y demás orificios del Sistema de Contención a través de los cuales podría escapar el Contenido Radiactivo están debidamente cerrados y cuando proceda, precintados de conformidad con lo establecido para confirmar el cumplimiento de los requisitos del artículo 160º.

PÁRRAFO 3

Del Transporte de Otras Mercancías ARTICULO 31º Un Bulto no deberá incluir ninguna otra cosa, salvo los artículos y documentos necesarios para la utilización de los Materiales Radiactivos. Este requisito no impedirá el transporte de Materiales de Baja Actividad Específica o de Objetos Contaminados en la Superficie con otros artículos. El transporte de los mencionados artículos y documentos en un Bulto, o el de Materiales de Baja Actividad Específica o de Objetos Contaminados en la Superficie con otros artículos puede realizarse siempre que no se produzca interacción entre los mismos y el Embalaje o su contenido que pudiera menoscabar la seguridad del Bulto. ARTICULO 32º Las Cisternas utilizada. para el transporte de Materiales Radiactivos no podrán utilizarse para almacenamiento o transporte de otras mercancías. ARTICULO 33º El acarreo de otras mercancías con Remesas que se transporten según la modalidad de Uso Exclusivo se permitirá siempre que lo organice exclusivamente el Remitente no esté prohibido por otros reglamentos. ARTICULO 34º Las Remesas se mantendrán separadas de otras mercancías peligrosas durante el transporte y almacenamiento, en cumplimiento de los reglamentos para el transporte de mercancías peligrosas pertinentes de cada uno de los países a través de los cuales o a los cuales se transporten los materiales, y, según proceda, de los reglamentos de las organizaciones de transporte pertinentes, así como del presente reglamento.

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PÁRRAFO 4

De las Otras Propiedades Peligrosas del Contenido ARTICULO 35º Además de las propiedades radiactivas, se deberán tener en cuenta en el embalaje, etiquetado, marcado, rotulado, almacenamiento y transporte todas las demás propiedades peligrosas del contenido del Bulto, como son, las propiedades de ser explosivo, inflamable, pirofórico, químicamente tóxico, y corrosivo, de manera que se cumplan tanto los reglamentos pertinentes para el transporte de mercancías peligrosas de cada uno de los países a través de los cuales o a los cuales se transporten los materiales como, cuando proceda, los reglamentos de las organizaciones de transporte pertinentes, así como el presente reglamento.

PÁRRAFO 5

De los Requisitos y Controles Relativos a la Contaminación y a los Bultos que Presenten Fugas

ARTICULO 36º La Contaminación Transitoria en las superficies externas de un Bulto deberá mantenerse tan baja como sea posible y en las condiciones que es probable que se den durante el transporte rutinario, no deberá exceder de los valores especificados en el Anexo III del presente reglamento. ARTICULO 37º En el caso de Sobreenvases y Contenedores, el nivel de la Contaminación Transitoria en las superficies externas e internas no deberá exceder de los límites especificados en el Anexo III del presente reglamento. ARTICULO 38º Cuando se advierta que un Bulto está deteriorado o presente fugas, o si se sospecha que se hayan podido producir fugas o deterioros en el mismo, se restringirá el acceso a dicho Bulto y un especialista realizará, tan pronto como sea posible, una evaluación del grado de Contaminación y del Nivel de Radiación resultante en el Bulto. La inspección comprenderá el Bulto, el Medio de Transporte, las zonas contiguas de carga y descarga y, de ser necesario todos los demás materiales que se hayan transportado en el mismo Medio de Transporte. Cuando sea necesario, deberán tomarse medidas adicionales para la protección de la salud de la población, de los bienes y del medio ambiente, en conformidad con las disposiciones establecidas por la Autoridad Competente, a fin de contrarrestar y reducir a un mínimo las consecuencias de dicha fuga o deterioro. ARTICULO 39º Los Bultos que presenten fugas de Contenido Radiactivo superiores a los límites admisibles para las condiciones normales de transporte podrán ser apartados bajo supervisión, y su envío se suspenderá hasta que se hayan reparado o reintegrado a su estado inicial y descontaminado. ARTICULO 40º Los Medios de Transporte y el equipo habitualmente utilizado para el acarreo de Materiales Radiactivos estarán sujetos a inspecciones periódicas por la Autoridad Competente, a fin de determinar el grado de Contaminación. La

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frecuencia de esas inspecciones dependerá de la probabilidad de que se produzca una Contaminación, así como de la medida en que se acarreen Materiales Radiactivos. ARTICULO 41º Sin perjuicio de lo dispuesto en el artículo 42º, todo Medio de Transporte, equipo o elemento componente de los mismos que haya resultado contaminado por encima de los límites especificados en el Anexo III durante el transporte de Materiales Radiactivos será descontaminado, tan pronto como sea posible, y no se volverá a utilizar hasta que la Contaminación Radiactiva Transitoria deje de ser superior a los valores especificados en el Anexo III y el Nivel de Radiación resultante de la Contaminación Fija en las superficies tras la descontaminación sea inferior a 5 uSv/h (0,5 mrem/h). ARTICULO 42º Los Medios de Transporte utilizados para el transporte de Materiales de Baja Actividad Específica o de Objetos Contaminados en la Superficie en la modalidad de Uso Exclusivo, se exceptuarán del cumplimiento de los requisitos del artículo 41solamente mientras permanezca en dicho Uso Exclusivo específico.

PÁRRAFO 6

De los Requisitos y Controles para el Transporte de Bultos Exceptuados ARTICULO 43º Los Bultos Exceptuados se deberán ajustar solamente a las siguientes disposiciones: a) los requisitos especificados en los artículos 35º y 44º a 49º, según proceda, y en los artículos 76º a 81º; b) los requisitos generales relativos al diseño de todos los Embalajes y Bultos especificados en los artículos 117º a 126º; c) si el Bulto Exceptuado contiene Sustancias Fisionables, los, requisitos del artículo 172º; y d) los requisitos de los artículos 104º y 105º, si se transportan por correo. ARTICULO 44º El Nivel de Radiación en cualquier punto de la superficie externa de un Bulto Exceptuado no podrá exceder de 5 uSv/h (0,5 mrem/h). ARTICULO 45º La Contaminación Radiactiva Transitoria en cualquier superficie externa de un Bulto Exceptuado no podrá superar los valores especificados en el Anexo III. ARTICULO 46º Los Materiales Radiactivos que estén contenidos en un instrumento o en otro artículo manufacturado o que formen parte integrante de él, tales que la actividad no exceda de los límites para las partidas y para los Bultos especificados en las columnas 2 y 3 respectivamente del Anexo IV podrán ser transportados en un Bulto Exceptuado siempre que: a) El Nivel de Radiación a 10 cm de distancia de cualquier punto de la superficie externa de cualquier instrumento o artículo sin embalar no exceda de 0,1 mSv/h (10 mrem/h);

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b) Todo instrumento o artículo (a excepción de los relojes o dispositivos radioluminiscentes) lleve marcada la inscripción "Radiactivo". ARTICULO 47º Los Materiales Radiactivos en formas diferentes de las especificados en el artículo 46º, cuyas actividades no excedan del límite especificado en la columna 4 del Anexo IV', podrán transportarse en Bultos Exceptuados siempre que: a) el Bulto retenga su contenido en las condiciones que es probable que se den en transporte rutinario; y b) el Bulto lleve marcada en una superficie interior la inscripción "Radiactivo" dispuesta de forma que al abrir el Bulto se observe claramente la advertencia de la presencia de Material Radiactivo. ARTICULO 48º Los artículos manufacturados en los que los únicos Materiales Radiactivos sean Uranio Natural, Uranio Empobrecido o torio natural, podrán transportarse como Bulto Exceptuado, siempre que la superficie externa del uranio o del torio está encerrada en una funda o envoltura inactiva metálica o integrada por algún otro material resistente.

PÁRRAFO 7

De los requisitos y Controles para el Transporte de Embalajes Vacíos

ARTICULO 49º Los Embalajes vacíos que habían contenido previamente Materiales Radiactivos podrán transportarse como Bulto Exceptuado, siempre que: a) se mantengan en buen estado de conservación y firmemente cerrados; b) de existir uranio o torio en su estructura, la superficie exterior de los mismos esté cubierta con una funda o envoltura inactiva metálica o integrada por algún otro material resistente; c) el nivel de Contaminación Transitoria interna no exceda de mil veces los valores especificados en Anexo III para Bultos Exceptuados; y d) ya no sean visibles las etiquetas que puedan haber llevado sobre su superficie de conformidad con el artículo 68º.

PÁRRAFO 8

De los requisitos y, Controles para el Transporte de Materiales de Baja Actividad Específica (IBAE) y Objetos

Contaminados en la Superficie (OCS) ARTICULO 50º La cantidad de Materiales BAE u OCS en un solo Bulto u objeto o colección de objetos, si procede, se limitará de forma que el Nivel de Radiación externa a 3 metros de distancia del material u objeto o colección de objetos sin blindaje no exceda de 10 mSv/li (1 rem/h).

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ARTICULO 51º Los Materiales BAE y OCS que sean o contengan Sustancias Fisionables, deberán cumplir con los requisitos de los artículos 107º, 108º y 171º. ARTICULO 52º Los Bultos, incluidos las Cisternas y Contenedores, que contengan Materiales BAE u OCS deberán cumplir con lo dispuesto en los artículos 36º y 37º. ARTICULO 53º Los Materiales BAE y OCS (le los grupos BAE-I y OCS-I podrán transportarse sin embalar siempre que cumplan las siguientes condiciones: a) todos los materiales sin embalar que no sean minerales que contengan exclusivamente radionucleidos presentes naturalmente se transportarán de modo que, en las condiciones que es probable que se den durante el transporte rutinario, no se produzca ninguna fuga del contenido del Medio de Transporte ni pérdida alguna de blindaje; b) todo Medio de Transporte será de Uso Exclusivo, excepto cuando transporte solamente OCS-I en los que la Contaminación en las superficies accesibles e inaccesibles no sea menor a diez veces el nivel aplicable especificado en el artículo 4º número 13, y c) en el caso de OCS-I en que se sospeche que existe Contaminación Transitoria en las superficies inaccesibles en grado superior a los valores estipulados en el artículo 4º número 30 letra a), se adoptarán medidas para asegurar que no se liberan Materiales Radiactivos en el Medio de Transporte. ARTICULO 54º Los Materiales BAE y OCS sin perjuicio de lo dispuesto en el artículo 53º, se embalarán de conformidad con los niveles de integridad de los Bultos especificados en el Anexo V, de modo tal que, en las condiciones que es probable se den durante el transporte rutinario, no se produzca ninguna fuga del contenido de los Bultos, ni pérdida alguna de blindaje imputable al Embalaje. Los Materiales BAE-II, BAE-III y OCS-II no podrán transportarse sin embalar. ARTICULO 55º La actividad total de los Materiales BAE y OCS en un solo Medio de Transporte no podrá exceder de los límites indicados en el Anexo VI.

PÁRRAFO 9

De la Determinación del Índice de Transporte (IT) ARTICULO 56º El Índice de Transporte basado en el control de la exposición a las radiaciones de un Bulto, Sobreenvase, Cisterna, Contenedor o BAE-I u OCS-I sin embalar, será la cifra deducida de conformidad con el siguiente procedimiento: a) Se determinará el Nivel de Radiación máximo a una distancia de 1 m de las superficies externas del Bulto, Sobreenvase, Cisterna, Contenedor o BAE-I y OCS-I sin embalar. Cuando el Nivel de Radiación se determina en la unidad milirem por hora (mSv/h), el valor determinado se multiplicará por 100. Cuando el Nivel de Radiación se determine en la unidad de milirem por hora (mrem,/h), el valor determinado no se modifica. Para minerales y concentrados de uranio y torio, la tasa

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de dosis de radiación máxima en cualquier punto situado a una distancia de 1 m de la superficie externa de la carga puede tomarse como: 0,4 mSv/h (40 mrem/h) para minerales y concentrados físicos de uranio y torio. 0,3 mSv/h (30 mrem/h) para concentrados químicos de torio. 01,02 mSv/h (2 mrem/h) para concentrados químicos de uranio que no sean hexafluoruro de uranio. b) Para Cisternas, Contenedores y BAE-I y OCS-I sin embalar, el valor determinado en la letra a) anterior, se multiplicará por el factor apropiado del Anexo VII. c) La cifra obtenida según lo dispuesto en las letras a) y b) precedentes, se redondeará a la primera cifra decimal superior, con excepción de los valores de 0,05 o menos, los cuales se podrán considerar como cero. ARTICULO 57º El Índice de Transporte (IT) basado era el control de la criticidad nuclear se obtendrá dividiendo el número 50 por el valor de N deducido utilizando los procedimientos especificados en el artículo 179º, es decir, IT = 50/N. El valor del Índice de Transporte para el control de la criticidad nuclear puede ser cero, siempre que un número ilimitado de Bultos sea subcrítico, es decir, "N" es en realidad igual a infinito. ARTICULO 58º El Índice de Transporte para cada Remesa se determinará en conformidad con el Anexo VIII.

PÁRRAFO 10

De los Requisitos Adicionales Relativos a los Sobreenvases ARTICULO 59º Los Sobreenvases se ajustarán a los siguientes requisitos adicionales: a) Los Bultos de Sustancias Fisionables para los que el Índice de Transporte para el control de la criticidad nuclear sea 0 y los Bultos de Materiales Radiactivos no fisionables podrán introducirse juntos en un Sobreenvase para el transporte, siempre que cada Bulto en él contenido satisfaga los requisitos aplicables conformes al presente reglamento. b) Los Bultos de Sustancias Fisionables para los que el Índice de Transporte para el control de la criticidad nuclear sea superior a 0 no podrán transportarse en un Sobreenvase. c) Solamente al Remitente original (le los bultos contenidos en los Sobreenvases le será permitido utilizar el método de medición directa del Nivel de Radiación para determinar el Índice de Transporte de un Sobreenvase rígido.

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PÁRRAFO 11

De los Límites del Índice de Transporte v del Nivel de Radiación Correspondientes a Bultos, y Sobreenvases

ARTICULO 60º El Índice de Transporte de cualquier Bulto o Sobreenvase aislado no podrá ser superior a 10. excepto en el caso de Remesas en la modalidad de Uso Exclusivo. ARTICULO 61º El máximo Nivel de Radiación en cualquier punto de cualquier superficie externa de un Bulto o Sobreenvase no podrá superar de 2 mSv/h (200 mrem/li), excepto en el caso de Bultos o Sobreenvases transportados por ferrocarril o por carretera según la modalidad de Uso Exclusivo en las condiciones dispuestas en la letra a) del artículo 97º, o según la modalidad de Uso Exclusivo y Arreglos Especiales en un Buque o por aire en las condiciones especificadas en los artículos 99º o 103º, respectivamente. ARTICULO 62º El máximo Nivel de Radiación en cualquier punto de cualquier superficie externa de un Bulto en la modalidad de Uso Exclusivo no podrá superar 10 mSv/h (1.000 mrem/h).

PÁRRAFO 12

De las Categorías

ARTICULO 63º Los Bultos y Sobreenvases se clasificarán en la categoría I-Blanca, II-Amarilla o III-Amarilla de conformidad con las condiciones especificadas en los Anexos IX y X, según proceda, v con los siguientes requisitos: a) En el caso de un Bulto, se tendrán en cuenta tanto el Índice de Transporte como el Nivel de Radiación en la superficie para determinar la categoría apropiada. Cuando el Índice de Transporte satisfaga la condición correspondiente a una categoría, pero el Nivel de Radiación en la superficie satisfaga la condición para una categoría diferente, el Bulto se considerará que pertenece a la categoría superior de las dos. Para este efecto, la categoría I - Blanca se considerará la categoría inferior. b) El Índice de Transporte se determinará de acuerdo con los procedimientos especificados en los artículos 56º a 59º. c) Si el Índice de Transporte es superior a 10, el Bulto se transportará según la modalidad de Uso Exclusivo. d) Si el Nivel de Radiación en la superficie es superior a 2 mSv/h (200 mrem/h), el Bulto se transportará según la modalidad de Uso Exclusivo y ajustándose a las disposiciones del artículo 97º letra a) y de los artículos 99º. y 103º, según proceda. e) A los Bultos que se transporten en virtud de Arreglos Especiales se les asignará la categoría III-Amarilla. f) A los Sobreenvases que contengan un Bulto o Bultos transportados en virtud de Arreglos Especiales se les asignará la categoría III-Amarilla.

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PÁRRAFO 13

Del Marcado de los Bultos ARTICULO 64º Todo Bulto cuya masa bruta supere 50 Kg., llevará marcada su masa bruta permitida de manera legible v duradera en su exterior. ARTICULO 65º Todo Bulto que se ajuste al diseño de un Bulto del Tipo A llevará marcada de manera legible v duradera en su exterior la inscripción "Tipo A". ARTICULO 66º Todo Bulto que se ajuste a un diseño aprobado de conformidad con los artículos 217º a 227º, llevará marcadas en su exterior de manera legible y duradera: a) La marca de identificación asignada a ese diseño por la Autoridad Competente; b) Un número de serie para identificar inequívocamente cada Embalaje que se ajuste a ese diseño; y c) Cuando se trate de diseños de Bultos del Tipo B (U) o Tipo B (M), la inscripción "Tipo B (U)" o "Tipo B (M)". ARTICULO 67º Todo Bulto que se ajuste a un Diseño del Tipo B (U) o del Tipo B (M) llevará, en la superficie externa del recipiente más exterior resistente al fuego y al agua, el símbolo del trébol que se indica en la Figura 1, estampado, grabado o marcado de cualquier otra manera que lo haga bien visible y resistente a los efectos del fuego y del agua.

PÁRRAFO 14

Del Etiquetado de los Bultos ARTICULO 68º Todo Bulto, Sobreenvase, Cisterna y Contenedor deberá llevar las etiquetas que correspondan a los modelos de las Figs. 2, 3 ó 4, con arreglo a la categoría a que pertenezca. Las etiquetas que no correspondan al contenido se retirarán o cubrirán. Para el caso de Materiales Radiactivos que tengan otras propiedades peligrosas, se estará a lo dispuesto en el artículo 35º. ARTICULO 69º Las etiquetas se fijarán en dos lados opuestos de la parte exterior del Bulto o Sobreenvase, o bien en el exterior de los cuatro lados del Contenedor o Cisterna. ARTICULO 70º En cada etiqueta se consignará la información siguiente: a) Contenido: i) Excepto en el caso de materiales BAE-I, el nombre del radionucleido, según se indica en el Anexo I, utilizando' los símbolos prescritos en el mismo. Tratándose de mezclas de radionucleidos, se enumerarán los nucleidos más restrictivos en la medida en que lo permita el espacio disponible.

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ii) Para los materiales BAE (que no pertenezcan a la categoría BAE-I) y OCS, se indicará el grupo BAE y OCS a continuación del nombre del radionucleido. Con este fin se utilizarán los términos "BAE-II", "BAE-III, "OCS-I" y "OCS-II". En el caso de materiales BAE-I, lo único necesario es el término "BAE-I"; el nombre del radionucleido no es necesario. b) Actividad: La actividad máxima del Contenido Radiactivo durante el transporte expresada en la unidad bequerel (Bq), o en curies (Ci), con los prefijos apropiados del Sistema Internacional de Unidades. En el caso de Sustancias Fisionables puede utilizarse, en lugar de la actividad, la masa utilizando como unidad el gramo o sus múltiples. c) En el caso de Sobreenvases, Cisternas y Contenedores, en las inscripciones contenido y actividad de la etiqueta constará la información estipulada en las letras a) y b) del artículo 70º, respectivamente, totalizada para el contenido completo del Sobreenvase, Cisterna, o Contenedor, salvo que en el caso de las etiquetas para Sobreenvases o Contenedores que contengan cargas mixtas de Bultos con diferentes radionucleidos las inscripciones podrán ser: "Véanse los documentos de transporte". d) Índice de Transporte: conforme a lo dispuesto en el artículo 58º.

PÁRRAFO 15

De la Rotulación ARTICULO 71º Los Contenedores grandes que contengan Bultos que no sean Bultos Exceptuados, y las Cisternas llevarán cuatro rótulos que se ajustarán al modelo representado en la figura 5. Los rótulos se fijarán en posición vertical en cada una de las paredes laterales y en la frontal y posterior del Contenedor o Cisterna. Todos los rótulos no relacionados con el contenido deberán retirarse. ARTICULO 72º cuando la Remesa en el interior del Contenedor o Cisterna sea BAE-I u OCS-I sin embalar, o cuando una Remesa de Uso Exclusivo en el interior de un Contenedor sea de Materiales Radiactivos embalados correspondientes a un solo número de las Naciones Unidas, ostentará también el número apropiado de las Naciones Unidas correspondiente a la Remesa, en cifras negras de tamaño no inferior a 65 mm de altura, a sea: a) en la mitad inferior del rótulo representado en la Fig.. 5 sobre el fondo blanco, o b) en el rótulo representado en la Fig. 6. Cuando se utilice el método indicado en la letra b) precedente, el rótulo subsidiario se fijará en un lugar inmediatamente adyacente al rótulo principal en los cuatro lados del Contenedor o Cisterna.

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PÁRRAFO 16

Del Diseño de las Etiquetas y, Rótulos ARTICULO 73º Las etiquetas y, rótulos estipulados en el presente reglamento se asustarán al modelo que corresponda entre los que se representan en las Figs. 1 a 6 y a los colores que se indican en las Figs. 2 a 6. Sólo las inscripciones que se indican en esos modelos serán obligatorias.

TITULO VI

Del Remitente

PÁRRAFO 1

De las Obligaciones del Remitente ARTICULO 74º Será responsabilidad del Remitente el cumplimiento de lo dispuesto en la letra d) del artículo 49º, y, en los artículos 64º a 72º respecto del etiquetado, marcado rotulado. ARTICULO 75º El Remitente estará en posesión de una copia de cada uno de los certificados exigidos en virtud de lo dispuesto en el Título X y de copia de las instrucciones relativas al adecuado cierre del Bulto y demás preparativos para la Expedición antes de proceder a alguna Expedición con arreglo a lo establecido en los certificados. ARTICULO 76 En los documentos de transporte correspondientes a cada Remesa, el Remitente consignará la siguiente información, según proceda, en el orden indicado: a) el nombre correcto de expedición; b) el número "7" de la clasificación de las Naciones Unidas; c) las palabras "Materiales Radiactivos", a menos que dichas palabras figuren en el nombre correcto de expedición; d) El número de serie de las Naciones Unidas asignado al material; e) si se trata de materiales BAE, el grupo de siglas "BAE-I", "BAE-II" o "BAE-III", según proceda; f) si se trata de OCS, el grupo de siglas "OCS-I" u "OCS-II", según proceda, g) el nombre o símbolo de cada radionucleido; h) una descripción de la forma física química de los materiales, o una indicación de que los materiales son Materiales Radiactivos en Forma Especial. Para la forma química es aceptable una descripción química genérica; i) la actividad máxima del Contenido Radiactivo durante el transporte expresada en bequerel (Bq), o en curies (Ci), con el prefijo apropiado del Sistema Internacional de Unidades. Si se trata de Sustancias Fisionables, puede utilizarse, en lugar de la

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actividad, la masa de las Sustancias Fisionables, en gramos, o en sus múltiples adecuados; j) la categoría del Bulto, es decir: I-Blanca, II-Amarilla, III-Amarilla; k) el Índice de Transporte (sólo en el caso de las categorías II-Amarilla y III-Amarilla); 1) todas las partidas y materiales transportados conforme con las disposiciones relativas a Bultos Exceptuados, se describirán en el documento de transporte como "Materiales Radiactivos - Bulto Exceptuado", y deberá incluirse el nombre adecuado de expedición de la sustancia o artículo que se transporte tomado de la lista de números de Naciones Unidas; m) si se trata de una Remesa de Sustancias Fisionables exceptuadas en virtud del artículo 172º, las palabras "Fisionable Exceptuado"; n) la marca de identificación correspondiente a cada certificado de aprobación de la Autoridad Competente (Materiales Radiactivos en forma Especial, Arreglos Especiales, Diseño del Bulto. o Expedición) aplicable a la Remesa; o) si se trata de Remesas de Bultos en un Sobreenvase o Contenedor, una exposición detallada del contenido de cada Bulto incluido en el interior del Sobreenvase o Contenedor y según proceda, de cada Sobreenvase o Contenedor de la Remesa. Si los Bultos se van a extraer del Sobreenvase o Contenedor en un punto de descarga intermedio, deberá disponerse la documentación de transporte adecuada.

PÁRRAFO 3

De la Declaración del Remitente ARTICULO 77º El Remitente incluirá en los documentos de transporte una declaración redactada en los siguientes términos o en términos equivalentes en cuanto a significado y contenido: "Declaro que el contenido de esta remesa queda total y exactamente descrito más arriba, mediante el nombre correcto de expedición; asimismo, que se ha clasificado, embalado, marcado etiquetado y se halla en todo respecto a las condiciones adecuadas para su transporte, conforme lo dispuesto en este reglamento y en los reglamentos internacionales que le sean aplicables". ARTICULO 78º Si el objeto de esta declaración constituye ya una condición del transporte dentro del marco de un determinado convenio internacional, no será necesario que el Remitente extienda la susodicha declaración en lo que se refiere a aquella parte del transporte que quede comprendida en el convenio. ARTICULO 79º El Remitente firmará la declaración y consignará en ella la fecha. ARTICULO 80º La declaración se extenderá en el mismo documento en el que se consignen los detalles de la Remesa que se enumeran en el artículo 76º. ARTICULO 81º Cuando se expida un Embalaje vacío como Bulto Exceptuado, conforme a lo dispuesto en el artículo 49º, no deberán ser visibles las etiquetas anteriormente fijadas.

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PÁRRAFO 4

De la Información que ha de Facilitarse a los Transportistas

ARTICULO 82º En los documentos de transporte, el Remitente incluirá una declaración relativa a las medidas que, si hubiere lugar, debe adoptar el Transportista. Esta declaración deberá comprender, como mínimo, los siguientes puntos: a) Los requisitos prácticos suplementarios relativos a la carga, estiba, transporte, manipulación y descarga del Bulto, Sobreenvase, Contenedor o Cisterna, incluidas cualesquiera disposiciones especiales referentes a la estiba con miras a la disipación del calor en condiciones de seguridad, o bien, una declaración de que no son necesarios ninguno de estos requisitos; b) Cualquier restricción que afecte a las modalidades de transporte o a los Medios de Transporte y, si fueran necesarias, instrucciones sobre la ruta a seguir; c) Medidas, adecuadas para la Remesa, a adoptar en caso de emergencia. ARTICULO 83º Será obligatorio que los certificados de la Autoridad Competente acompañen a la Remesa a que se refieren. Sin embargo, el Remitente deberá estar dispuesto a facilitar tales certificados a los Transportistas, antes de la carga, de la descarga o de cualquier trasbordo.

PÁRRAFO 5

De la Notificación a las Autoridades Competentes ARTICULO 84º Antes de proceder a la primera Expedición de cualquier Bulto que requiera la aprobación de la Autoridad Competente, el Remitente se encargará de que la Autoridad Competente de cada país a través del cual o al cual se va a transportar la Remesa reciba copia de cada certificado extendido por la Autoridad Competente relativo al Diseño de Bulto de que se trate. El Remitente no tendrá que esperar acuse de recibo de la Autoridad Competente, ni ésta tendrá que acusar recibo del certificado. ARTICULO 85º El Remitente notificará cada Expedición comprendida en las letras a), b) o c) del presente artículo, a la Autoridad Competente de cada tino de los países a través de los cuales o al cual se va a transportar la Remesa. Esta notificación deberá obrar en poder de cada una de las Autoridades Competentes comprometidas, antes de que se inicie la Expedición y, de preferencia, con una antelación mínima de 7 días. a) Los Bultos del Tipo B (U) que contengan Materiales Radiactivos cuya actividad sea superior a 3E 3 A1 o a 3 E 3 A2, según proceda, o a 1000 TBq (30kCi), rigiendo entre estos valores el que sea menor. b) Los Bultos del Tipo B (M). c) Los transportes que se efectúen en virtud de Arreglos Especiales.

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ARTICULO 86º La notificación de la Remesa incluirá: a) Datos suficientes para poder identificar el Bulto, comprendidos todos los números de los certificados y las marcas de identificación correspondientes; b) Datos relativos a la fecha de Expedición. la fecha prevista de llegada y la ruta propuesta; c) El nombre del Material Radiactivo o nucleido; d) Una descripción de la forma física y química de los Materiales Radiactivos, o tina indicación de que se trata de Materiales Radiactivos en Forma Especial: e) La actividad máxima del Contenido Radiactivo durante el transporte expresada en bequerel (Bq) o en curies (Ci), con el prefijo apropiado del Sistema Internacional de Unidades. Si se trata de Sustancias Fisionables puede utilizarse en lugar de la actividad la masa de las Sustancias Fisionables en gramos o en sus múltiples adecuados. ARTICULO 87º No será necesario que el Remitente envíe una notificación por separado si los datos requeridos se han incluido va en la solicitud de aprobación de la Expedición.

TITULO VII

Del Transporte

PÁRRAFO 1

De la Separación y Estiba de la Remesa Durante el Transporte ARTICULO 88º Los Bultos, Sobreenvases, Contenedores Cisternas deberán separarse durante el transporte: a) de los lugares ocupados por trabajadores e individuos del público y de las películas fotográficas sin revelar, con fines de control de la exposición a las radiaciones, conforme a lo dispuesto en los artículos 7º y 8º; y b) de otras mercancías peligrosas conforme a lo dispuesto en el artículo 34º. ARTICULO 89º Los Bultos o Sobreenvases de las categorías II-Amarilla o III-Amarilla no se acarrearán en compartimentos ocupados por pasajeros, salvo en los reservados exclusivamente al personal especialmente autorizado para acompañar a dichos Bultos o Sobreenvases. ARTICULO 90º Las Remesas se estibarán en forma segura conforme se disponga en la respectiva Guía Técnica de Seguridad que sea aplicable. ARTICULO 91º Siempre que el flujo térmico medio en su superficie no exceda de 15 W/m2 y que la carga circundante inmediata no vaya en sacos o bolsas, se podrá acarrear un Bulto o Sobreenvase junto con carga general embalada sin que deba observarse ninguna condición especial de estiba, salvo por lo que pueda requerir de manera específica el correspondiente certificado de la Autoridad Competente.

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ARTICULO 92º Salvo en el caso de Expediciones en virtud de Arreglos Especiales, se permitirá la mezcla de Bultos de diferentes tipos de Materiales Radiactivos. incluidas las Sustancias Fisionables. así como la mezcla de diferentes tipos de Bultos con diferentes Índices de Transporte, sin necesidad de la aprobación específica de la Autoridad Competente. En el caso de Expediciones en virtud de Arreglos Especiales no se permitirá la mezcla salvo que esté específicamente autorizada en virtud del Arreglo Especial. ARTICULO 93º La carga de Cisternas y Contenedores y la acumulación de Bultos, Sobreenvases, Cisternas Contenedores se, controlará de acuerdo a las reglas siguientes: a) Se limitará el número total de Bultos, Sobreenvases, Cisternas y Contenedores en un medio de Transporte de, modo que la suma total de los Índices de Transporte a bordo del Medio de Transporte no exceda de los valores indicados en el Anexo XI. En el caso de Remesas de Materiales BAE-I no existirá límite para la suma de los Índices de Transporte. b) El Nivel de Radiación en las, condiciones que es probable que se den durante el transporte rutinario no podrá superar 2 mSv/h (200 mrem/h) en ningún punto de la superficie externa del Medio de Transporte, ni de 0,1 mSv/h (10 mrem/h) en ningún punto situado a 2 m de distancia de dicha superficie externa. ARTICULO 94º Todo Bulto o Sobreenvase cine tenga un Índice de Transporte superior a 10 se transportará únicamente según la modalidad de Uso Exclusivo.

PÁRRAFO 2

De los Requisitos Complementarios Relativos al Transporte por Ferrocarril y por Carretera

ARTICULO 95º Los Vehículos ferroviarios y de carretera que acarreen Bultos, Sobreenvases, Cisternas o Contenedores que lleven alguna de las etiquetas indicadas en las Figs. 2, 3 ó 4, o bien que acarreen Remesas en la modalidad de Uso Exclusivo, ostentarán de modo visible el rótulo indicado en la Fig. 5 en las siguientes posiciones: a) las dos superficies externas laterales en el caso de Vehículos ferroviarios; b) las dos superficies externas laterales la parte trasera cuando se trate de un Vehículo de carretera. Cuando un Vehículo carezca de caja., los rótulos podrán fijarse directamente en la estructura que soporte la carga, a condición de que sean fácilmente visibles; en el caso de Cisternas o Contenedores de grandes dimensiones bastarán los rótulos fijados sobre dichas Cisternas o Contenedores. Todo rótulo no relacionado con el contenido deberá retirarse. ARTICULO 96º Cuando la Remesa dentro del Vehículo o sobre el mismo sea BAE-I u OCS-I sin embalar, o cuando una Remesa de Uso Exclusivo sea de Materiales

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Radiactivos embalados correspondientes a un solo número de las Naciones Unidas, ostentará también el número apropiado de las Naciones Unidas en cifras negras de altura no inferior a 65 mm: a) en la mitad inferior del rótulo representado en la Fig. 5, sobre fondo blanco, o b) en el rótulo representado en la Fig. 6. Cuando se utilice el método de la letra b) precedente, el rótulo subsidiario se fijará en un lugar inmediatamente adyacente al rótulo principal, sobre las dos superficies externas laterales en el caso de Vehículos ferroviarios, o en las dos superficies externas laterales y en la de la parte trasera en el caso de Vehículos de carretera. ARTICULO 97º Cuando se trate de Remesas en la modalidad de Uso Exclusivo, el Nivel de Radiación no podrá superar: a) 10 mSv/h (1000 mrem/h) en cualquier punto de la superficie externa de cualquier Bulto o Sobreenvase, y sólo podrá superar 2 mSv/h (200 mrem/ h) si: i) el Vehículo está provisto de un recinto cerrado en cuyo interior no puedan penetrar personas no autorizadas durante el transporte rutinario; y ii) se adoptan medidas para que los Bultos o Sobreenvases se aseguren de modo que la posición de cada uno dentro del Vehículo no cambie durante el transporte rutinario; iii) no se efectúan operaciones de carga o descarga entre los puntos inicial y final de la Expedición. b) 2 mSv/li (200 mrem/h) en cualquier punto de las superficies externas del Vehículo, comprendidas la superior e inferior, o bien, cuando se trate de un Vehículo descubierto. en cualquier punto situado en los planos verticales proyectados desde los bordes exteriores del Vehículo, en la superficie superior de la carga y en la superficie inferior externa del Vehículo, y c) 0,1 mSv/h (10 mrem/h) en cualquier punto situado a 2 m de distancia de los planos verticales representados por las superficies laterales externas del Vehículo, o bien, si- la carga se transporta en un Vehículo descubierto, en cualquier punto situado a 2 m de distancia de los planos verticales proyectados desde los bordes exteriores del Vehículo. Si no rigen las condiciones de Uso Exclusivo y no se aplican los requisitos adicionales especiales especificados en los incisos i), ii) y iii) de la letra a) del presente artículo, el Nivel de Radiación no podrá superar 2 mSv/h (200 mrem/h) en ningún punto de cualquier superficie externa de un Bulto o Sobreenvase, ni su Índice de Transporte deberá ser superior a 10. ARTICULO 98º En el caso de Vehículos de carretera sólo podrán viajar el conductor y sus ayudantes, si dichos Vehículos acarrean Bultos, Sobreenvases, Cisternas o Contenedores que lleven etiquetas de la categoría II-Amarilla o III-Amarilla; y el Nivel de Radiación en cualesquiera de los lugares normalmente ocupados por personas, no podrá superar 0,02 mSv/h (2 mrem/h), a menos que las personas que los ocupen vayan provistas de dispositivos de vigilancia radiológica individual.

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PÁRRAFO 3

De los Requisitos Complementarios Relativos al Transporte en Buques ARTICULO 99º Los Bultos que tengan en su superficie un Nivel de Radiación superior a 2 mSv/h (200 mrem/h), a excepción de los que sean acarreados en un Vehículo en la modalidad de Uso Exclusivo conforme a lo indicado en la nota e) del Anexo XI, no deberán transportarse en Buques a no ser en virtud de Arréalos Especiales. ARTICULO 100º El transporte de Remesas mediante Buques de uso especial que, a causa de su diseño o debido a un régimen especial de fletamento, se dedican a acarrear Materiales Radiactivos, quedará exento de los requisitos estipulados en la letra a) del artículo 93º siempre que se cumplan las siguientes condiciones: a) Se preparará un programa de protección radiológica para la Expedición que aprobará la autoridad competente del país bajo cuyo pabellón navegue el Buque v, cuando se pida, la autoridad competente de cada puerto de escala; b) Deberán determinarse previamente las disposiciones de estiba para toda la travesía, incluidas las de las Remesas que se cargarán en los puertos de escala en ruta; y c) La carga, manipulación y estiba y la descarga de las Remesas serán supervisadas por personas especializadas en el transporte de Materiales Radiactivos.

PÁRRAFO 4

De los Requisitos Complementarios Relativos al Transporte por Vía Aérea ARTICULO 101º En las Aeronaves de Pasajeros no se transportarán Bultos del Tipo (M) ni Remesas en la modalidad de Uso Exclusivo. ARTICULO 102º No se transportarán por vía aérea Bultos del Tipo (M) con venteo, Bultos que requieran refrigeración externa mediante un sistema auxiliar de refrigeración, Bultos sometidos a controles operacionales durante su transporte, ni Bultos que contengan materiales pirofóricos líquidos. ARTICULO 103º Salvo el caso de Arreglos Especiales, no se transportarán por vía aérea los Bultos que en su superficie ofrezcan un Nivel de Radiación superior a 2 mSv/h (200 mrem/h), cuyo transporte está permitido en la modalidad de Uso Exclusivo.

PÁRRAFO 5

De los Requisitos Complementarios Relativos al Transporte por Correo ARTICULO 104º Las autoridades postales nacionales podrán aceptar para su despacho y distribución en el interior de sus respectivos países las Remesas que se

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ajusten a los requisitos del artículo 43º, y en las cuales la actividad del contenido no exceda de un décimo de los límites prescritos en el Anexo IV, sin perjuicio de que se cumpla con los requisitos complementarios que dichas autoridades hayan podido establecer. ARTICULO 105º Las Remesas que se ajusten a los requisitos del artículo 43º, y en las cuales la actividad del contenido no exceda de un décimo de los valores indicados en el Anexo IV, podrán ser aceptadas para su circulación y distribución postal internacional con sujeción, en particular, a las siguientes normas complementarias, establecidas en los documentos de la Unión Postal Universal: a) sólo podrán entregarlas a los servicios postales aquellos Remitentes, expresamente autorizados por las autoridades nacionales; b) se despacharán utilizando la ruta más rápida, normalmente por vía aérea; c) deberán de ir marcadas de manera clara y duradera en su parte exterior con la inscripción "Materiales Radiactivos - cantidades permitidas para circulación y distribución postal"; esa inscripción será tachada cuando se devuelva el Embalaje vacío; d) deberán llevar en la parte exterior el nombre y la dirección del Remitente con la indicación de que se proceda a la devolución de la Remesa de no poder efectuarse su entrega al Destinatario; y, e) en el Embalaje interno se hará constar el nombre y la dirección del Remitente, así como el contenido de la Remesa.

PÁRRAFO 6

Del Almacenamiento en Tránsito

ARTICULO 106º Los Bultos, Sobreenvases, Contenedores Cisternas deberán mantenerse separados durante el almacenamiento en tránsito de los lucrares ocupados por trabajadores e individuos del público de las películas fotográficas sin revelar, con fines de control de la exposición a las radiaciones, conforme a lo dispuesto en los artículos 7º y 8º; y, de otras mercancías peligrosas, conforme a lo dispuesto en el artículo 34º. ARTICULO 107º El número de Bultos, Sobreenvases, Cisternas y Contenedores de la Categoría II-Amarilla de la categoría III-Amarilla almacenados en cualquier área de almacenamiento, como por ejemplo una zona de tránsito, una estación o almacén terminal o una playa ferroviaria, se limitará de modo que la suma total de los Índices de Transporte de cada grupo individual de estos Bultos, Sobreenvases, Cisternas o Contenedores no exceda de 50. Todo grupo de estos Bultos, Sobreenvases, Cisternas o Contenedores se almacenará de forma tal que se mantenga un espaciamiento mínimo de 6 m respecto de otros grupos de estos Bultos, Sobreenvases, Cisternas o Contenedores. ARTICULO 108º Cuando el Índice de Transporte de un solo Bulto, Sobreenvase, Cisterna o Contenedor sea mayor que 50, o cuando el Índice de Transporte total a

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bordo de un Medio de Transporte sea mayor que 50, cifra permitida en el Anexo XI, el almacenamiento se realizará de forma que se mantenga un espaciamiento mínimo de 6m. respecto de otros grupos de estos Bultos, Sobreenvases, Cisternas o Contenedores o de otro Medio de Transporte que acarree Materiales Radiactivos. ARTICULO 109º Las Remesas en las que el Contenido Radiactivo consista en Materiales BAE-I se exceptuarán de los requisitos de los artículos 107º y 108º. ARTICULO 110º Salvo en el caso de una Expedición en virtud de Arreglos Especiales.. se permitiré sin necesidad de aprobación específica de la Autoridad Competente, la mezcla de Bultos de diferentes tipos de Materiales Radiactivos, incluidas las sustancias Fisionables. la mezcla de diferentes tipos de Bultos con diferentes Índices de Transporte. En el caso de una Expedición en virtud de Arreglos Especiales no se permitirá tal mezcla excepto cuando así lo autorice específicamente el Arreglo Especial pertinente.

PÁRRAFO 7

De las Formalidades Aduaneras ARTICULO 111º Las formalidades aduaneras que entrañen el examen del Contenido Radiactivo de un Bulto se efectuarán exclusivamente en un lugar dotado de medios adecuados de protección radiológica y en presencia de personas que estén en posesión de autorización de operador de materiales radiactivos vigente. Todo Bulto abierto rara cumplir esas formalidades se dejará, antes de su envío al Destinatario., en el mismo estado en que se hallaba antes de abrirlo.

PÁRRAFO 8

De los Bultos que no Puedan Entregarse ARTICULO 112º En aquellos casos en que no pueda identificarse ni el Remitente ni el Destinatario, el Bulto se colocará en lugar seguro y se informará a la Autoridad Competente lo antes posible, pidiendo instrucciones sobre las medidas a adoptar ulteriormente.

TITULO VIII

De los Requisitos Relativos a los Materiales Radiactivos y a los Embalajes y Bultos

PÁRRAFO 1

De los Materiales Radiactivos

ARTICULO 113º Los Materiales BAE-III serán sólidos de tipo tal que, si el contenido total de un Bulto se somete al ensayo especificado en el artículo 183º, la actividad en el agria no exceda de 0,1 A2.

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ARTICULO 114º Los Materiales Radiactivos en Forma Especial tendrán como mínimo una dimensión no inferior a 5 mm. ARTICULO 115º Los Materiales Radiactivos en forma especial serán de tal naturaleza o estarán diseñados de manera que, si se someten a los ensayos dispuestos en los artículos 184º a 193º, cumplan los siguientes requisitos: a) no se romperán ni fracturarán cuando se les someta a los ensayos de resistencia al choque, percusión o flexión dispuestos en los artículos 187º, 188º, 189º y 191º, según proceda; b) no se fundirán ni dispersarán cuando se les someta al ensayo térmico especificado en el artículo 190º y artículo 191º según proceda; y c) la actividad en el agua proveniente de los ensayos de lixiviación dispuestos en los artículos 192º y 193º no podrá superar 2 kBq (50 nCi); o alternativamente, para fuentes selladas, la tasa de fuga correspondiente al ensayo de evaluación por fugas volumétricas dispuesto en ISO/TR 4826-1979 (E) Sealed Radioacative Sources Leak Test Methods, no podrá superar el umbral de aceptación aplicable que sea admisible para la Autoridad Competente. ARTICULO 116º Cuando una cápsula sellada forme parte integrante de los Materiales Radiactivos en Forma Especial, la cápsula estará construida de manera que sólo pueda abrirse destruyéndola.

PÁRRAFO 2

De los Requisitos Generales Relativos a todos los Embalajes y Bultos ARTICULO 117º El Bulto se diseñará de modo que pueda manipularse y transportarse con facilidad y seguridad teniendo en cuenta su masa, volumen y forma. Además el Bulto deberá diseñarse de modo que pueda sujetarse debidamente dentro o sobre el Medio de Transporte durante el transporte. ARTICULO 118º' El Diseño será de naturaleza tal que, cualquier dispositivo de enganche que pueda llevar el Bulto para izarlo, no fallará cuando se lo utilice debidamente, y . que, si se produjese el fallo de dicho dispositivo, no sufrirá menoscabo la capacidad del Bulto para satisfacer otros requisitos del reglamento. En la evaluación se tendrán en cuenta los coeficientes de seguridad apropiados en previsión de maniobras de izamiento brusco. ARTICULO 119º Los dispositivos de enganche y cualesquiera otros que lleven los Bultos en su superficie exterior para las operaciones de izado estarán diseñados de manera que puedan soportar el peso total del Bulto, conforme lo dispuesto en el artículo 118º, o se podrán desmontar o dejar inoperantes durante el transporte. ARTICULO 120º Las superficies externas del Bulto estarán diseñadas y terminadas de modo que no tengan partes salientes y que puedan descontaminarse fácilmente.

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ARTICULO 121º En la medida que fuere posible, la capa externa del Bulto deberá diseñarse de manera que no recoja ni retenga el agua. ARTICULO 122º Los elementos que durante el transporte se añadan a los Bultos y que no formen parte de éstos no deberán menoscabar su seguridad. ARTICULO 123º Los Bultos deberán resistir los efectos de toda aceleración, vibración o resonancia vibratorio que pueda producirse en las condiciones que es probable que se den durante el transporte rutinario sin que disminuya la eficacia de los dispositivos de cierre de los diversos recipientes ni se deteriore el Bulto en su conjunto. En particular, las tuercas, los pernos y otros dispositivos de sujeción estarán diseñados de forma que no puedan aflojarse ni soltarse accidentalmente, ni siquiera después de un uso repetido. ARTICULO 124º Los materiales de que se componga el Embalaje, así como todos sus componentes o estructuras, tendrán que ser física y químicamente compatibles entre sí y con el Contenido Radiactivo. Deberá tenerse en cuenta su comportamiento bajo irradiación. ARTICULO 125º Todas las válvulas a través de las cuales pueda escapar el Contenido Radiactivo, se protegerán contra la manipulación no Autorizada. ARTICULO 126º Para Materiales Radiactivos que tengan otras propiedades peligrosas, se, estará a lo dispuesto en el artículo 35º.

PÁRRAFO 3

De los Requisitos Complementarios Relativos a Bultos Transportados por Vía Aérea

ARTICULO 127º En el caso de Bultos destinados al transporte por vía aérea, la temperatura de las superficies accesibles no podrá superar 50 grados C, con una temperatura ambiente de 38 grados C., sin tener en cuenta la irradiación solar. ARTICULO 128º Los Bultos destinados al transporte por vía aérea deberán estar diseñados de manera que no sufra menoscabo la integridad de la contención si se expone a un rango de temperatura ambiente de -40 grados C a + 55 grados C. ARTICULO 129º Los Bultos que contengan Materiales Radiactivos en estado líquido, destinado al transporte por vía aérea, deberán ser capaces de resistir, sin que resulten fugas, una presión interna que produzca una diferencia de presión no inferior a 95kPa (0,95 kgf/cm2).

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PÁRRAFO 4

De los Requisitos Relativos a los Bultos Industriales ARTICULO 130º Los Bultos Industriales del Tipo 1 (BI-1) deberán diseñarse de modo que cumplan las normas especificadas en los artículos 127º a 129º y, además, los requisitos especificados en los artículos 1279 a 1299, si se acarrean por vía aérea. ARTICULO 131º Para ser calificado como Bulto Industrial del Tipo (BI-2), un Embalaje se diseñará de modo que cumpla los requisitos dispuestos para los BI-1 en el artículo 130º y, además, si se somete a los ensayos dispuestos en los artículos 202º y 203º, se impida: a) toda pérdida o dispersión del Contenido Radiactivo; y b) toda pérdida de integridad del blindaje que produzca más de un 20% de aumento del Nivel de Radiación en cualquier superficie externa del Bulto. ARTICULO132º Para ser calificado como Bulto Industrial del Tipo3(BI-3), un Embalaje se diseñará de modo que cumpla los requisitos relativos al BI-1 dispuestos en los artículos 130º y 136º a 150º.

PÁRRAFO 5

De las Cisternas Contenedores que Puedan Calificarse como Bulto Industrial 2 (BI-2) y Bulto Industrial 3 (BI-3)

ARTICULO 133º Los contenedores cisterna pueden utilizarse también como Bulto Industrial de los Tipos 2 y 3 (BI-2) y (BI-3) siempre que: a) satisfagan los requisitos para los BI-1 especificados en el artículo 130º; b) se diseñen de manera tal que puedan resistir una presión de ensayo de 265 kPa (2,65 kgf/cm2), y c) se diseñen de manera que, cuando se incorpore blindaje adicional, el contenedor cisterna sea capaz de resistir los esfuerzos estáticos y dinámicos resultantes de la manipulación normal y de las condiciones rutinarias de transporte y se impida una pérdida de blindaje que produzca un aumento superior al 20% en el Nivel de Radiación en cualquier superficie externa de dicho contenedor cisterna. ARTICULO 134º Las Cisternas, que no sean contenedores cisterna, pueden utilizarse también como Bultos Industriales de los Tipos 2 y 3 (BI-2) y (BI-3) para transportar líquidos gases BAE-I y BAE-II, según se prescribe en el Anexo V, siempre que cumplan normas equivalentes, como mínimo, a las prescritas en el articulo 133º. ARTICULO 135º Los Contenedores pueden utilizarse también como Bultos Industriales del Tipo 2 o Tipo 3 (BI-2) (BI-3), siempre que: a) cumplan los requisitos relativos a BI-1 especificados en el artículo 130º, y

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b) estén diseñados de modo que, si se someten a los ensayos contemplados en este reglamento, no se produzca una pérdida de blindaje que dé lugar a un aumento superior al 20% del Nivel de Radiación en cualquier superficie externa del Contenedor.

PÁRRAFO 6

De los Requisitos Relativos a los Bultos del Tipo A ARTICULO 136º Los Bultos del Tipo A se diseñarán de modo que cumplan los requisitos dispuestos en los artículos 117º a 126º; y, 127º a 129º si se acarrean por vía aérea, y, los de los artículos 137º a 152º. ARTICULO 137º La menor dimensión total externa del Bulto no será inferior- a 10 cm. ARTICULO 138º Todo Bulto llevará en su parte externa un precinto o sello que no se rompa fácilmente y que mientras permanezca intacto, sea prueba de que el Bulto no ha sido abierto. ARTICULO 139º Todos los dispositivos para fijación del Bulto estarán diseñados de manera tal que, tanto en condiciones normales como en condiciones accidentales, las fuerzas actuantes en dichos dispositivos no disminuyan la capacidad del Bulto para cumplir las disposiciones del presente reglamento. ARTICULO 140º Al diseñar los Bultos, se deberán tener en cuenta respecto de los componentes del Embalaje las temperaturas comprendidas entre -40 grados C y +70 grados C. Deberá prestarse especial atención a las temperaturas de congelación cuando el contenido sea líquido, y al posible deterioro de los materiales del Embalaje dentro del citado rango de temperaturas. ARTICULO 141º El Diseño, la construcción las técnicas de fabricación se ajustarán a las normas nacionales o internacionales o a otras normas aceptables para la Autoridad Competente. ARTICULO 142º El Diseño comprenderá un Sistema de Contención firmemente cerrado, con un cierre de seguridad que no pueda abrirse fortuitamente ni por efecto de la presión que pueda desarrollarse en el interior del Bulto. ARTICULO 143º Los Materiales Radiactivos en Forma Especial podrán considerarse como un componente del Sistema de Contención. ARTICULO 144º Si un Sistema de Contención constituye una unidad separada del Bulto, deberá poder cerrarse firmemente mediante un cierre de seguridad independiente de las demás partes del Embalaje. ARTICULO 145º En el Diseño de todos los componentes del Sistema de Contención se tendrá presente, cuando proceda, la descomposición radiolítica de los líquidos y

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otros materiales vulnerables y la generación de gases por reacción química o radiólisis. ARTICULO 146º El Sistema de Contención deberá retener su Contenido Radiactivo aun cuando la presión ambiente descienda hasta 25 kPa (0,25 kgf/cm2). ARTICULO 147º Todas las válvulas que no sean las de alivio de la presión, irán alojadas dentro de un receptáculo que retenga todo escape procedente de la válvula. ARTICULO 148º Todo blindaje contra las radiaciones en el que vaya incorporado un componente del Bulto, especificado como parte del Sistema de Contención, estará diseñado de manera que resulte imposible que dicho componente se separe fortuitamente del blindaje. Si éste y el componente incorporado constituyen una unidad separada, el blindaje deberá poder cerrarse firmemente con un cierre de seguridad independiente de los demás elementos del Embalaje. ARTICULO 149º Los Bultos se diseñarán de manera tal que si se someten a los ensayos especificados en los artículos 199º a 204º, se impida: a) toda pérdida o dispersión del Contenido Radiactivo; y, b) toda pérdida de la integridad del blindaje que suponga más de un 20% de aumento del Nivel de Radiación en cualquier superficie externa del Bulto. ARTICULO 150º En el Diseño de un Bulto destinado a contener Materiales Radiactivos líquidos se deberá prever un saldo de volumen destinado a contemplar variaciones de la temperatura del contenido, efectos dinámicos y dinámica de llenado. ARTICULO 151º Los Bultos del Tipo A diseñados para líquidos deberán: a) ser adecuados para cumplir las condiciones prescritas en el artículo 149º, si los Bultos se someten a los ensayos especificados en el Título IX, artículo 205º; y b) en el caso de Bultos en los que el volumen del líquido no exceda de 50 ml, estar provistos de material absorbente suficiente para absorber el doble del volumen del contenido líquido. El material absorbente ha de estar dispuesto de manera adecuada para que entre en contacto con el líquido en caso de escape; y c) en el caso de Bultos en los que el volumen del líquido exceda de 50 ml, o bien: i) estar provistos de material absorbente suficiente según se dispone en la letra b) de este artículo, o ii) estar provistos de un Sistema de Contención constituido por componentes primarios de contención interior y componentes secundarios de contención exterior diseñados de modo que se asegure la retención del contenido líquido en los componentes secundarios de contención exterior incluso si se producen escapes en los componentes primarios de contención interior.

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Sin embargo, no serán de aplicación los requisitos estipulados en las letras b) y c) de este artículo 151º en el caso de un Bulto del Tipo B, diseñado y aprobado para transportar líquidos, que contengan el mismo líquido con una actividad igual o inferior al límite de A2 para el contenido autorizado. ARTICULO 152º Los Bultos destinados a contener Gases sin Comprimir o comprimidos deberán, además ser tales que hagan imposible la pérdida o dispersión del Contenido Radiactivo, si se someten a los ensayos especificados en el artículo 205º. Los Bultos destinados a contener una cantidad de tritio no superior a 40 TBq (1000 Ci) o de gases nobles en estado gaseoso en cantidad no superior al límite de actividad A2, quedarán exentos de este requisito.

PÁRRAFO 7

De los Requisitos Relativos a los Bultos del Tipo B ARTICULO 153º Los Bultos del Tipo B se diseñarán de modo que se ajusten a los requisitos especificados en los artículos 117º a 126º, a los de los artículos 127º a 129º, si se transportan por vía aérea, y a los artículos 136º a 150º, sin perjuicio de lo especificado en la letra a) del artículo 160º y además, a los requisitos especificados en los artículos 154º a 160º y los artículos 162º a 168º o 169º, según proceda. ARTICULO 154º Los Bultos se diseñarán de modo que, si se les somete a los ensayos de los artículos 206º a 209º, conserven sus capacidades blindantes en grado suficiente tal que el Nivel de Radiación a 1 m de distancia de la superficie del Bulto no exceda de 10 mSv/h (1 rem/h), con el máximo Contenido Radiactivo para el que esté diseñado el Bulto. ARTICULO 155º Los Bultos se diseñarán de modo que, en las condiciones ambientales que se especifican en los artículos 157º y 158º, el calor generado en el interior del Bulto por su Contenido Radiactivo no afectará desfavorablemente al Bulto, bajo condiciones normales de transporte como se demuestra mediante los ensayos indicados en los artículos 199º a 204º, de manera que el Bulto deje de cumplir los requisitos correspondientes en lo referido a la contención y al blindaje si se lo deja abandonado durante un período de una semana. Sé prestará especial atención a los efectos del calor que puedan: a) alterar la disposición, la forma geométrica o el estado físico del Contenido Radiactivo o, si los Materiales Radiactivos se encuentran encerrados en un recipiente o revestimiento (por ejemplo, elementos combustibles envainados), provocar la deformación o fusión del recipiente, del material de revestimiento o del propio Material Radiactivo; o b) aminorar la eficacia del Embalaje por dilatación térmica diferencial o por fisuración o por fusión del material de blindaje contra las radiaciones; o c) en combinación con la humedad, acelerar la corrosión.

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ARTICULO 156º Los Bultos se diseñarán de modo que, en las condiciones ambientales que se disponen en el artículo 157º, la temperatura en las superficies accesibles de un Bulto no podrá superar 50 grados C, con excepción de lo dispuesto en el artículo 127º para un Bulto transportado por vía aérea, a menos que el Bulto se transporte según la modalidad de Uso Exclusivo. ARTICULO 157º Para los efectos de la aplicación de las disposiciones de los artículos 155º y 156º, la temperatura ambiente se supondrá que es de 38 grados C. ARTICULO 158º Para los efectos de la aplicación de las disposiciones del artículo 155º, se supondrá que las condiciones de irradiación solar son las especificadas en el Anexo XII. ARTICULO 159º Los Bultos provistos de protección térmica, con objeto de satisfacer los requisitos del ensayo térmico especificado en el artículo 208º, se diseñarán de modo que tal protección conserve su eficacia si se someten los Bultos a los ensayos especificados en los artículos 199º a 204º y en las letras a) y b) o letras b) y c), según proceda, del artículo 207º. Cualquier protección de esta naturaleza en el exterior de los Bultos no deberá perder su eficacia en las condiciones que comúnmente se dan en una manipulación o transporte rutinarios, o en accidentes y que no se simulan en los ensayos a que antes se alude, es decir, desgarramiento, corte, arrastre, abrasión o manipulación brusca. ARTICULO 160º Los Bultos se diseñarán de modo que si se les somete a: a) los ensayos especificados en los artículos 199º a 204º, la pérdida de Contenido Radiactivo no sea superior a 1 E-6 A2 por hora; y b) los ensayos especificados en los artículos 206º, 207º letra b), 208º y 209º, y i) a lo dispuesto en el artículo 207º letra º) cuando el Bulto tenga una masa no superior a los 500 kg. una densidad general no superior a 1000 kg./m3 basándose en las dimensiones externas, y un Contenido Radiactivo superior a 1000 A2, que no esté constituido por Materiales Radiactivos en Forma Especial, o ii) a lo dispuesto en el artículo 207º letra a) para todos los demás Bultos, la pérdida acumulada de Contenido Radiactivo en un período de una semana no sea superior a 10 A2 para el criptón-85 y a A2 para todos los demás radionucleidos. Cuando se trate de mezclas de radionucleidos diferentes, se aplicarán las disposiciones de los artículos 17º a 19º, salvo que para el criptón 85 puede utilizarse un valor efectivo de A2 igual a 100 TBq (2000 Ci). En el caso de la letra b) precedente, en la evaluación se tendrán en cuenta los límites de contaminación externa especificados en los artículos 36º y 37º.

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PÁRRAFO 8

De los Requisitos Relativos a los Bultos de Tipo B (U) ARTICULO 161º Los Bultos del Tipo B (U) cumplirán los requisitos relativos a los Bultos del Tipo B, especificados en los artículos 153º a 160º, y los requisitos especificados en los artículos 162º a 168º. ARTICULO 162º Los Bultos para combustible nuclear irradiado con actividad superior a 37 PBq (1 E 6 Ci) se diseñarán de modo que, si se someten al ensayo de inmersión en agua especificado en el artículo 210º, no se produzca ninguna rotura del Sistema de Contención. ARTICULO 163º La observancia de los límites admisibles para la liberación de actividad no deberá depender del empleo de filtros ni de un sistema mecánico de refrigeración. ARTICULO 164º El Bulto no llevará incorporado ningún sistema de alivio de la presión del Sistema de Contención que pueda dar lugar al escape de Materiales Radiactivos al medio ambiente en las. condiciones de los ensayos especificados en los artículos 199º a 204º y 206º a 209º. ARTICULO 165º Los Bultos se diseñarán de manera que si se encuentran a la Presión Normal de Trabajo Máxima y se someten a los ensayos especificados en los artículos 199º a 204º y 206º a 209º, los niveles de las tensiones en el Sistema de Contención no alcancen valores que afecten desfavorablemente al Bulto de modo que éste deje de cumplir los requisitos aplicables. ARTICULO 166º Los Bultos no se someterán a una Presión Normal de Trabajo Máxima superior a una presión manométrica de 700 kPa (7 kgf/cm2). - ARTICULO 167º La temperatura máxima en cualquier superficie fácilmente accesible durante el transporte del Bulto no podrá superar 85 grados C en ausencia de irradiación solar en condiciones normales de transporte, con excepción de lo dispuesto en el artículo 127º respecto de Bultos transportados por vía aérea. Pueden tenerse en cuenta barreras o pantallas para proteger a los trabajadores del transporte sin necesidad de someter dichas barreras o pantallas a, ensayos. ARTICULO 168º Los Bultos se diseñarán para un rango de temperatura ambiente de -40 grados Ca + 38 grados C.

PÁRRAFO 9

De los Requisitos Relativos a los Bultos del tipo B (M) ARTICULO 169º Los Bultos del Tipo B (M) se ajustarán a los requisitos relativos a los Bultos del Tipo B especificados en los artículos 153º a 160º, con la excepción de

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que, en el caso de Bultos destinados exclusivamente al transporte en el interior de un determinado país o entre países determinados, se pueden suponer siempre que se cuente con la aprobación de las Autoridades Competentes de esos países, condiciones diferentes de las indicadas en los artículos 157º, 158º y 168º. En la medida de lo posible, se cumplirán los requisitos relativos a los Bultos del Tipo (B) (U) especificados en los artículos 162º a 168º. ARTICULO 170º Puede permitirse durante el transporte el venteo intermitente de los Bultos del Tipo B (M), siempre que los controles operacionales para el ventee sean autorizados por la Autoridad Competente.

PÁRRAFO 10

De los Requisitos Relativos a los Bultos que Contengan Sustancias Fisionables ARTICULO 171º Los Bultos que contengan Sustancias Fisionables se diseñarán y utilizarán de modo que se ajusten a los requisitos especificados en los artículos 173º a 180º, así como a los especificados en los artículos 130º a 132º y 136º ó 153º, según proceda, con excepción de lo dispuesto en el artículo 172º, teniendo en cuenta la naturaleza, actividad forma del contenido. ARTICULO 172º Los Bultos que satisfagan alguno de los requisitos de las letras a) a f) del presente artículo, se exceptuarán de los requisitos especificados en los artículos 173º a 180º y de los demás requisitos del presente reglamento que sean de aplicación específicamente a Sustancias Fisionables; no obstante, dichos Bultos se reglamentarán como Bultos de Materiales Radiactivos no Fisionables, según proceda, y se ajustarán a los requisitos del presente reglamento aplicables según su naturaleza y propiedades radiactivas. a) Los Bultos que contengan, cada uno, un total no superior a 15 g de Sustancias Fisionables, siempre que la dimensión externa mínima de cada Bulto no sea inferior a 10 cm. Cuando se trate de materiales sin embalar las limitaciones relativas a la cantidad se aplicarán a la Remesa que se acarree dentro o sobre el Medio de Transporte; b) Los Bultos que contentan soluciones o mezclas hidrogenadas homogéneas que satisfagan las condiciones indicadas en el Anexo XIII. Cuando se trate de materiales sin embalar las limitaciones relativas a la cantidad que figuran en el Anexo XIII se aplicarán a la Remesa que se acarree dentro o sobre el Medio de Transporte; c) Los Bultos que contengan uranio enriquecido en uranio-235 hasta un máximo de un 1% en masa y con un contenido total de plutonio y de uranio-233 de hasta un 1% de la masa de uranio-235, siempre que las Sustancias Fisionables se encuentren homogéneamente distribuidas por todo el material. Además, si el uranio-235 se halla presente en forma metálica, de óxido o de carburo, no deberá estar dispuesto en forma de retículo dentro del Bulto; d) Los Bultos que no contengan más de 5 g de Sustancias Fisionables en cualquier volumen de 10 litros siempre que los Materiales Radiactivos estén

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contenidos en Bultos que mantendrán las limitaciones relativas a la distribución de las Sustancias Fisionables en las condiciones que es probable se den durante el transporte rutinario; e) Los Bultos cada uno de los cuales no contengan más de 1 kg de plutonio en total, del cual no más de un 20% en masa podrá consistir en plutonio-239, plutonio-241 o cualquier combinación de ambos radionucleidos; f) Los Bultos que contengan soluciones líquidas de nitrato de uranilo enriquecido en uranio-235 hasta un máximo del 2% en masa, con un contenido total de plutonio y uranio 233 que no exceda de 0,1% de la masa de uranio 235, y con una razón atómica del nitrógeno al uranio (N/U) superior a 2. ARTICULO 173º Los Bultos que contengan Sustancias Fisionables se transportarán y almacenarán conforme lo dispuesto en el Título V. ARTICULO 174º Las Sustancias Fisionables se embalarán y expedirán de manera que se mantenga la subcriticidad en las condiciones que es probable se den durante el transporte normal y en caso de accidentes. Deberán tenerse en cuenta las siguientes posibilidades: a) la penetración o el escape de agua de los Bultos; b) la disminución de la eficacia de los moderadores o absorbentes neutrónicos incluidos en los Bultos; c) la posible modificación de la disposición del Contenido Radiactivo, ya sea dentro del Bulto o como consecuencia de un escape de sustancias del mismo; d) la disminución del espacio entre los Bultos o entre las diversas partes del Contenido Radiactivo; e) la inmersión de los Bultos en agua o su hundimiento en la nieve; y f) los posibles efectos de los cambios de temperatura. ARTICULO 175º Los Bultos que contengan Sustancias Fisionables se diseñarán de modo que, si se someten a los ensayos especificados en los artículos 199º a 204º: a) no se reduzca en más del 5% el volumen o cualquier espaciamiento sobre cuya base se haya evaluado el control de la criticidad nuclear a los fines de cumplir lo dispuesto en la letra a) del artículo 179º y la construcción del Bulto no permita la entrada de un cubo de 10 cm de arista; b) el agua no penetre ni escape de ninguna parte del Bulto, a menos que, conforme a lo dispuesto. en los artículos 178º y 179º, se haya supuesto la penetración o el escape de agua de esa parte, en la cuantía óptima previsible; y c) no se alteren ni la configuración del Contenido Radiactivo, ni la geometría del Sistema de Contención de modo que se produzca un aumento considerable de la multiplicación de neutrones.

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PÁRRAFO 11

De los Bultos Intactos y Dañados ARTICULO 176º Para los fines de la evaluación del estado de los bultos: a) intacto significará el estado del Bulto según está disecado para ser presentado para su transporte; b) por dañado se entenderá el estado en que se evalúe que se encontraría el Bulto, o se haya demostrado experimentalmente que se encuentra, al someterlo a cualesquiera de las siguientes combinaciones de ensayos, debiendo elegirse la que resulte más rigurosa: i) los ensayos especificados en los artículos 199º a 204º, seguidos de los ensayos especificados en los artículos 206º a 208º y completados con los ensayos especificados en los artículos 211º a 213º. El ensayo mecánico del artículo 207º será el estipulado en el artículo 160º; ii) en los ensayos especificados en los artículos 199º a 204º seguidos por el especificado en el artículo 209º.

PÁRRAFO 12

De los Requisitos para cada Bulto Aisladamente

ARTICULO 177º Para determinar la subcriticidad de cada Bulto aisladamente, se supondrá que el agua puede penetrar o escapar de todos los espacios vacíos del Bulto, comprendidos aquellos situados dentro del Sistema de Contención. No obstante, si el Diseño incluye características especiales que impidan la penetración o el escape de agua en algunos, de esos espacios vacíos, incluso como consecuencia de un error humano, podrá suponerse que no hay penetración ni escape en lo que respecta a tales espacios vacíos. Estas características especiales deberán incluir: a) la presencia de barreras múltiples de gran eficacia contra la penetración o escape de agua, cada una de las cuales permanece estanca si se daña el Bulto; un alto grado de control de la calidad en la elaboración y mantenimiento de los Embalajes; y ensayos especiales que demuestren la estanqueidad de cada Bulto antes de su expedición; o b) otras características a las que se haya concedido Aprobación Multilateral. ARTICULO 178º Cada Bulto dañado o intacto deberá ser subcrítico en las condiciones especificadas en los artículos 176º o 177º, teniendo en cuenta las características físicas y químicas y cualquier cambio que pudiera operarse en ellas cuando el Bulto está dañado, y con las características de moderación y reflexión que se especifican a continuación: a) si el material se halla dentro del Sistema de Contención: el material dispuesto en el Sistema de Contención

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i) en la configuración y moderación que den lugar a la máxima multiplicación de neutrones; y ii) con una reflexión por agua de 20 cm de espesor (o equivalente) que rodee directa y completamente el Sistema de Contención o una reflexión mayor del Sistema de Contención que pueda producir el material circundante del Embalaje; y, además, b) si una parte cualquiera del material escapara del Sistema de Contención: dicho material dispuesto i) en la configuración y, moderación que resulten en la máxima multiplicación de neutrones; y ii) con una reflexión por agua de 20 cm de espesor (o equivalente) que rodee directa y completamente al material.

PÁRRAFO 13

De los Conjuntos Ordenados de Bultos ARTICULO 179º Un conjunto ordenado de Bultos deberá ser subcrítico. Se fijará un número "N" suponiendo que si los Bultos se apilan sin que exista nada entre ellos en cualquier disposición y el apilamiento está directamente rodeado por todos sus lados por un reflector consistente en agua con un espesor de 20 cm (o su equivalente) se cumplirán las siguientes condiciones: a) un número igual a cinco veces "N" de Bultos intactos sin que exista nada entre ellos, será subcrítico; y b) un número igual al doble de "N" de Bultos dañados que tengan moderación por sustancias hidrogenadas entre Bultos de manera que resulte la máxima multiplicación de neutrones, será subcrítico.

PÁRRAFO 14

De la Hipótesis para Evaluar la Subcriticidad ARTICULO 180º Para evaluar la subcriticidad de las Sustancias Fisionables en su configuración de transporte, serán de aplicación los siguientes criterios: a) la determinación de la subcriticidad de Sustancias Fisionables irradiadas puede basarse en la experiencia real adquirida. en materia de irradiación, teniendo en cuenta variaciones significativas de la composición; b) en el caso de Sustancias Fisionables irradiadas, cuando no se disponga de experiencia pertinente se establecerán las siguientes hipótesis para determinar la subcriticidad: i) si su multiplicación de neutrones disminuye con la irradiación, la sustancia se considerará como no irradiada; ii) si su multiplicación de neutrones aumenta con la irradiación, la sustancia se considerará como irradiada hasta el punto correspondiente a la máxima multiplicación de neutrones; y

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c) en el caso de Sustancias Fisionables no especificadas, tales como residuos y desechos recuperados, cuya composición fisionable, masa, concentración, razón de moderación o densidad no se conozcan o no puedan determinarse, se establecerá la hipótesis para determinar la subcriticidad de que cada parámetro desconocido tiene el valor que dé la máxima multiplicación de neutrones en las condiciones previsibles del transporte.

TITULO IX

De los Métodos de Ensayo e Inspección

PÁRRAFO 1

De la Demostración del Cumplimiento ARTICULO 181º Se deberá demostrar que se cumplen las normas funcionales estipuladas en el Título VIII haciendo para ello uso de cualesquiera de los métodos que se consignan a continuación o mediante una combinación de los mismos. a) Ejecución de ensayos con especimenes que representen BAE-III, Materiales Radiactivos en Forma Especial (Materiales Radiactivos en estado sólido o cápsulas), o con prototipos o muestras del Embalaje, en cuyo caso el contenido del espécimen o del Embalaje que se va a ensayar deberá simular con la mayor fidelidad posible el grado previsto de Contenido Radiactivo; asimismo, dicho espécimen o Embalaje a ser ensayados deberán prepararse en la forma en que normalmente se presenten para el transporte. b) Referencia o demostraciones anteriores satisfactorias de índole suficientemente semejante. c) Ejecución de ensayos con modelos de escala conveniente que incorporen aquellas características que sean importantes en relación con el elemento en estudio, siempre que la experiencia práctica haya demostrado que los resultados de tales ensayos son apropiados a fines de diseño. Cuando se utilice un modelo a escala, habrá de tenerse presente la necesidad de ajustar determinados parámetros de ensayo, tales como el diámetro del penetrador o la carga de compresión. d) Cálculo o argumentación razonada, cuando exista un consenso general de que los métodos de cálculo y los parámetros utilizados en los mismos son confiables o conservadores. ARTICULO 182º Tras haber sometido a ensayos el espécimen, prototipo o muestra se utilizarán métodos adecuados de evaluación para asegurar de que se han cumplido los requisitos del presente Título conforme con lo dispuesto en los artículos del Título VIII.

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PÁRRAFO 2

De los Ensayos para Materiales BAE-III ARTICULO 183º Durante 7 días se sumergirá en agua a la temperatura ambiente material sólido que represente como mínimo el contenido total del Bulto. El volumen de agua que se utilice en el ensayo será suficiente para tener la certeza de que, al final del período de ensayo de 7 días, el volumen libre de agua restante no absorbida y que no ha reaccionado será, como mínimo, el 10% del de la propia muestra sólida en ensayo. El agua tendrá un pH inicial de 6 a 8 y una conductividad máxima de 1 mS/m (10 umho/cm) a 20 grados C. La actividad total del volumen libre de agua deberá medirse tras la inmersión de la muestra de ensayo durante 7 días.

PÁRRAFO 3

De los Ensayos para los Materiales Radiactivos en Forma Especial ARTICULO 184º Los ensayos que se realizarán con especimenes que comprendan o simulen Materiales Radiactivos en Forma Especial son: el ensayo de impacto, el ensayo de percusión, el ensayo de flexión y el ensayo térmico. ARTICULO 185º Se podrá emplear un espécimen diferente en cada uno de los ensayos. ARTICULO 186º Después de cada ensayo especificado en los artículos 187º a 191º, se efectuará sobre el espécimen un ensayo de evaluación por lixiviación o un ensayo de fugas volumétrico, por un método que no sea menos sensible que los descritos en el artículo 192º para materiales sólidos no dispersables y en el artículo 193º para materiales encapsulados. ARTICULO 187º En el ensayo de impacto, se dejará caer la muestra sobre el blanco desde una altura de 9 m. El blanco será el definido en el artículo 198º. ARTICULO 188º El ensayo de percusión: el espécimen se colocará sobre una plancha de plomo soportada por una superficie dura y lisa y se golpeará con la cara plana de una barra de acero de manera que se produzca un impacto equivalente al que produciría la caída libre de un peso de 1,4 kg. desde una altura de 1 m. La cara plana de la barra tendrá 25 mm de diámetro y sus bordes serán redondeados con un radio de 3 mm. más / menos 0,3 mm. El plomo, cuya dureza estará comprendida entre 3,5 y 4,5 de la escala de Vickers y que tendrá un espesor de 25 mm como máximo, cubrirá una superficie mayor que la del espécimen. Si el ensayo se repite, se colocará cada vez el espécimen sobre una parte intacta del plomo. La barra golpeará el espécimen de manera de producir el máximo daño. ARTICULO 189º El ensayo de flexión: es aplicable solamente a aquellas fuentes largas y delgadas que tengan una longitud mínima de 10 cm y una razón longitud /

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anchura mínima no inferior a 10. El espécimen se fijará rígidamente en posición horizontal por medio de una mordaza, de manera que la mitad de su longitud sobresalga de la cara de la mordaza. La orientación del espécimen será tal que éste experimente un daño máximo si se golpea su extremo libre con la cara plana de una barra de acero. La barra golpeará el espécimen de manera que se produzca un impacto equivalente al que produciría la caída libre de un peso, de 1,4 kg desde una altura de 1 m. La cara plana de la barra tendrá 25 mm de diámetro y sus bordes serán redondeados con un radio de 3 mm más / menos 0,3 mm. ARTICULO 190º En el ensayo térmico: el espécimen se calentará al aire hasta una temperatura de 800 grados C, se mantendrá a esa temperatura durante 10 minutos y a continuación se dejará enfriar. ARTICULO 191º Los especimenes que comprenden o simulan Materiales Radiactivos encerrados en una cápsula sellada pueden exceptuarse de los ensayos señalados en los artículos 187º, 189º y 190º, siempre que la Autoridad Competente lo determina fundadamente. ARTICULO 192º Cuando se trate de especimenes que comprendan o simulen materiales sólidos no dispersables, se llevará a cabo una evaluación por lixiviación según se indica a continuación: a) el espécimen se sumergirá durante 7 días en agua a la temperatura ambiente. El volumen de agua que se utilizará en el ensayo será suficiente para tener la certeza de que al final del período de ensayo de 7 días, el volumen libre de agua restante no absorbida y que no ha reaccionado, será como mínimo el 10% del volumen de la propia muestra sólida que se someta a ensayo . El agua tendrá un pH inicial de 6 a 8 y una conductividad máxima de 1 mS/m (10 umho/cm) a 20 grados C. b) A continuación se calentará el agua con el espécimen hasta una temperatura de 50 grados C más / menos 5 grados C y se mantendrá a esta. temperatura durante 4 horas. c) Se determinará entonces la actividad del agua. d) el espécimen se mantendrá después durante 7 días como mínimo en aire en reposo cuya humedad relativa no sea inferior a 90%, a 30 grados C. e) Seguidamente, se sumergirá el espécimen en agua que reúna las mismas condiciones que se especifican en el anterior inciso a), se calentará el agua con el espécimen hasta 50 grados C más / menos 5 grados C y se mantendrá a esta temperatura durante 4 horas. f) Se determinará entonces la actividad del agua. ARTICULO 193º En el caso de especimenes que comprenden o simulan Materiales Radiactivos encerrados en una cápsula sellada, se llevará a cabo una evaluación por lixiviación o por fugas volumétricas según se indica a continuación: a) la evaluación por lixiviación constará de las siguientes etapas: i) El espécimen se sumergirá en agua a la temperatura ambiente. El agua tendrá un pH inicial de 6 a 8 y una conductividad máxima de 1 mS/m (10 umho /cm).

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ii) el agua con la muestra se calentará hasta una temperatura de 50 grados C más / menos 5 grados C y, se mantendrá a esta temperatura durante 4 horas. iii) se determinará entonces la actividad del agua. iv) la muestra se mantendrá después durante 7 días como mínimo en aire en reposo a una temperatura no inferior a 30 grados C. v) se repetirán los procesos de los incisos i), ii), iii). b) la evaluación alternativa por fugas volumétricas comprenderá cualesquiera de los ensayos que determine la Autoridad Competente.

PÁRRAFO 4

De los Ensayos de Bultos ARTICULO 194º Se examinarán todos los especimenes antes de someterlos a ensayo, a fin de determinar y registrar posibles defectos o deterioros, en particular: a) Las divergencias con respecto al Diseño; b) los defectos de construcción; c) la corrosión u otros deterioros; y d) la distorsión de las características de los componentes. ARTICULO 195º Se especificará claramente el Sistema de Contención del Bulto. ARTICULO 196º Las características externas del espécimen se identificarán con toda claridad, a fin de que sea fácil referirse a cualquier parte de él simple y claramente. ARTICULO 197º Después de cualquiera de los ensayos pertinentes que se especifican en los artículos 199º a 213º se determinarán y registrarán los defectos y deterioros; y se determinará si se ha conservado la integridad del Sistema de Contención y del blindaje en la medida exigida en el Titulo VIII para el Embalaje objeto de ensayo. En el caso de Bultos que contengan Sustancias Fisionables, se determinará si son válidas las hipótesis establecidas en los artículos 174º a 179º relativas a la configuración más reactiva y al grado de moderación del contenido fisionable, de cualquier material fugado, y de uno o más Bultos. ARTICULO 198º El blanco para los ensayos de caída especificados en los artículos 187º, 202º, 205º letra a), 207º consistirá en una superficie horizontal y plana de naturaleza tal que cualquier incremento de su resistencia al desplazamiento o a la deformación al producirse el impacto con el espécimen no dé lugar a un aumento significativo de los daños experimentados por dicho espécimen.

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PÁRRAFO 5

De los Ensayos Encaminados a Demostrar la Capacidad de Soportar las Condiciones Normales de Transporte

ARTICULO 199º Estos ensayos son: el ensayo de aspersión con agua, el ensayo de caída libre, el ensayo de apilamiento y el ensayo de penetración. especimenes de los Bultos se someterán a los ensayos de caída libre, apilamiento y penetración, precedido cada uno de ellos de un ensayo de aspersión con agua. Puede utilizarse un espécimen para todos los ensayos, siempre que se cumplan los requisitos del artículo siguiente. ARTICULO 200º El intervalo de tiempo que medie entre la conclusión del ensayo de aspersión con agua y el ensayo siguiente deberá ser tal que el agua haya quedado embebida al máximo, sin que se produzca una desecación apreciable del exterior del espécimen. A falta de toda prueba en contrario, se adoptará un intervalo de 2 horas en el caso de que la aspersión con agua se aplique simultáneamente desde cuatro direcciones. No deberá mediar intervalo de tiempo alguno si la aspersión con agua se aplica consecutivamente desde cada una de las cuatro direcciones. ARTICULO 201º En el ensayo de aspersión con agua, el espécimen se someterá a aspersión con agua que simule la exposición a una lluvia de aproximadamente 50 mm por hora durante una hora, como mínimo. ARTICULO 202º En el ensayo de caída libre, se dejará caer el espécimen sobre el blanco de manera que experimente el máximo daño en lo que respecta a las características de seguridad a ser ensayadas: a) La altura de caída, medida entre el punto inferior del espécimen y la superficie superior del blanco no será menor que la distancia especificada en el Anexo XIV para la masa aplicable. El blanco será el definido en el artículo 198º. b) Cuando se trate de Bultos o Sustancias Fisionables, antes de la caída libre anteriormente especificada, se dejará caer libremente el Bulto desde una altura de 0,3 m sobre cada uno de sus vértices o, si se trata de un Bulto cilíndrico, sobre cada uno de los cuadrantes de ambos contornos circulares. c) Cuando se trate de Bultos paralelepipédicos rectangulares de cartón de fibra o de madera, cuyo peso no exceda de 50 kg, se someterá un espécimen por separado a un ensayo por caída libre sobre cada uno de sus vértices desde una altura de 0,3 m. d) Cuando se trate de Bultos cilíndricos de cartón de fibra, cuyo peso no exceda de 100 kg, se someterá a un espécimen por separado a un ensayo por de caída libre sobre cada uno de los cuadrantes de ambos contornos circulares desde una altura de 0,3 m. ARTICULO 203º En el ensayo de apilamiento, salvo que la forma del Embalaje impida realmente el apilamiento, el espécimen se someterá durante 24 horas a una carga de compresión igual a la mayor de las siguientes:

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a) la equivalente a 5 veces el peso real del Bulto; b) la equivalente al producto de 13 kPa (0,13 kgf/cm2) por el área de la proyección vertical del Bulto. La carga se aplicará uniformemente sobre dos lados opuestos del espécimen uno de los cuales será la base sobre la que normalmente descanse el Bulto. ARTICULO 204º En el ensayo de penetración, el espécimen se colocará sobre una superficie rígida, plana y horizontal que permanezca prácticamente inmóvil mientras se está realizando el ensayo. a) Una barra, de 3,2 cm de diámetro con el extremo inferior hemisférico y tina masa de 6 kg, se dejará caer, dirigiéndola convenientemente para que su eje longitudinal permanezca vertical, sobre el centro de la parte más débil del espécimen, de manera que, de penetrar lo suficiente, llegue hasta el Sistema de Contención. La barra no deberá experimentar una deformación considerable como consecuencia de la ejecución del ensayo. b) La altura de caída de la barra, medida entre su extremo inferior y el punto de impacto previsto en la superficie superior del espécimen, será de 1 m.

PÁRRAFO 6

De los Ensayos Complementarios para los Bultos del Tipo A Diseñados para Contener Líquidos y Gases

ARTICULO 205 Se someterá un espécimen o especimenes separados a cada uno de los ensayos indicados a continuación, a menos que se pueda demostrar que uno de estos ensayos es más riguroso que el otro para el espécimen de que se trate, en cuyo caso se someterá un solo espécimen al ensayo más riguroso: a) Ensayo de caída libre: Se dejará caer el espécimen sobre el blanco de manera que experimente el máximo daño por lo que respecta a la contención. La altura de caída, medida entre el extremo inferior del espécimen y la superficie superior del blanco, será de 9 m. El blanco será el definido en el artículo 198º. b) Ensayo de penetración: El espécimen se someterá a1 ensayo especificado en el artículo 204º, con la excepción de que la altura de caída se aumentará a 1,7 m en lugar de 1 m como se especifica en la letra b) de dicho artículo 204º.

PÁRRAFO 7

De los Ensayos Encaminados a Demostrar la Capacidad de Soportar las Condiciones de Accidente Durante el Transporte

ARTICULO 206º El espécimen se someterá a los efectos acumulados de los ensayos especificados en los artículos 207º y 208º, en dicho orden. Tras estos ensayos, ya sea el mismo espécimen o un espécimen por separado se someterá a los efectos de los

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ensayos de inmersión en agua especificados en el artículo 209º y, si procede, en el artículo 210º. ARTICULO 207º El ensayo mecánico consistirá en tres ensayos de caída diferentes. Cada espécimen se someterá a las caídas aplicables según se especifica en el artículo 160º. El orden en que se someta el espécimen a las pruebas de caída deberá escogerse de manera tal que, tras la ejecución del ensayo mecánico, los daños que experimente sean tales que den lugar a un daño máximo en el subsiguiente ensayo térmico: a) En la caída I, se dejará caer el espécimen sobre el blanco de manera que experimente el máximo daño; la altura de caída medida entre el extremo inferior del espécimen la superficie superior del blanco, será de 9 m. El blanco tendrá las mismas características que el descrito en el artículo 198º. b) En la caída II, el espécimen se dejará caer, de modo que experimente el daño máximo, sobre una barra rígidamente montada y perpendicular al blanco. La altura de caída, medida entre el punto del espécimen en que pretende que se produzca el impacto y la superficie superior de la barra será de 1 m. La barra será maciza, de acero dulce, con una sección circular de 15 cm más o menos, 0,5 cm de diámetro, y de 20 cm de longitud, a menos que una barra más larga pueda causar un daño mayor, en cuyo caso se empleará una barra de longitud suficiente para causar el daño máximo. La superficie superior de la barra será plana y horizontal, y sus bordes serán redondeados, con un radio no superior a 6 mm. El blanco en el que esté montada la barra tendrá las mismas características que el descrito en el artículo 198º. c) En la caída III, el espécimen se someterá a un ensayo de aplastamiento dinámico colocándolo sobre el blanco de modo que sufra el daño máximo por la caída de una masa de 500 kg desde una altura de 9 m sobre el espécimen. La masa consistirá en una placa maciza de acero dulce de 1 x 1 m que caerá en posición horizontal. La altura de caída se medirá entre la cara inferior de la placa y el punto más alto del espécimen. El blanco sobre el que repose el espécimen tendrá las mismas características que el descrito en el artículo 198º. ARTICULO 208º El ensayo térmico consistirá en la exposición del Bulto a un fuego originado por la combustión en aire de un combustible hidrocarburado (o en la transmisión al Bulto del aporte térmico total resultante de esa exposición), hallándose el espécimen totalmente rodeado por dicho fuego, a excepción de un sistema sencillo de soporte, y teniendo el fuego intensidad suficiente y produciéndose en condiciones ambientales suficientemente en reposo como para alcanzar un coeficiente de emisión de, como mínimo, 0.9, con una temperatura de la llama de, como mínimo, 800 grados C, durante un período de 30 minutos. La fuente combustible tendrá una dimensión horizontal mínima de un metro y no se extenderá más de 3 metros respecto a cualquier superficie externa del espécimen, hallándose situado éste a un metro por encima de la superficie de la fuente combustible. Una vez cesado el aporte externo de calor, no se enfriará el espécimen artificialmente, y se permitirá que prosiga cualquier combustión de sus materiales. A los efectos de demostración, el coeficiente de absorción superficial deberá ser, o bien

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0,8 o bien el valor que se pueda demostrar tendrá el Bulto si se expone a un fuego de las características especificadas; y el coeficiente de convección será el valor que el diseñador pueda justificar si el Bulto fuere expuesto al fuego especificado. Con respecto a las condiciones iniciales para el ensayo térmico, la demostración del cumplimiento se basará en la hipótesis de que el Bulto está en equilibrio a una temperatura ambiente de 38 grados C. Pueden despreciarse los efectos de la irradiación solar antes y durante los ensayos, pero deben tenerse en cuenta en la evaluación ulterior del comportamiento del Bulto. ARTICULO 209º En el ensayo de inmersión en agua el espécimen se sumergirá bajo una columna de agua de, como mínimo, 15 m durante un periodo no inferior a 8 horas en la posición que produzca el daño máximo. A los efectos de demostración, se considerará que cumple dichas condiciones una presión externa manométrica de, como mínimo, 150 kPa (1,5 kgf/cm2).

PÁRRAFO 8

Del Ensayo de Inmersión en Agua para Bultos Destinados a Contener Combustibles Nucleares Irradiados

ARTICULO 210º El espécimen se sumergirá bajo una columna de agua de, como mínimo 200 m durante un período no inferior a una hora. A los efectos de demostración se considerará que cumple estas condiciones una presión externa manométrica de como mínimo, 2 MPa (20 kgf/cm2).

PÁRRAFO 9

Ensayo de Infiltración de Agua Aplicable a los Bultos de Sustancias Fisionables

ARTICULO 211º Quedan exceptuados de este ensayo los Bultos para los que, a efectos de evaluación con arreglo a los artículos 176º y 178º, se haya supuesto una penetración o un escape de agua en el grado que dé lugar a la reactividad máxima. ARTICULO 212º Antes de someter el espécimen al ensayo de infiltración de agua que se especifica a continuación, se le someterá a los ensayos prescritos en la letra b) del artículo 207º y a los de la letra a) o bien en la letra c) del mismo artículo 207º, según se estipula en el artículo 160º y al ensaye especificado en el artículo 208º. ARTICULO 213º El espécimen se sumergirá bajo una columna de agua, como mínimo, 0,9 m durante un período no inferior a 8 horas y en la posición en que sea de esperar una infiltración máxima.

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TITULO X

Requisitos Administrativos en Materia de Aprobación

PÁRRAFO 1

De la Aprobación de los Materiales Radiactivos en Forma Especial ARTICULO 214º El Diseño de los Materiales Radiactivos en Forma Especial requerirá Aprobación Unilateral. La solicitud de aprobación comprenderá: a) Una descripción detallada de los Materiales Radiactivos o, si se tratara de una cápsula, del contenido de ésta; deberá indicarse especialmente tanto el estado físico como el químico; b) Una descripción detallada de Diseño de cualquier cápsula que vaya a utilizarse. c) Una declaración de los ensayos efectuados Y de los resultados obtenidos o bien pruebas, basadas en métodos de cálculo que demuestren que los Materiales Radiactivos son capaces de cumplir las normas funcionales u otras pruebas de que los Materiales Radiactivos en Forma Especial cumplen las disposiciones del presente reglamento. ARTICULO 215º La Autoridad Competente establecerá un certificado en el que se hará constar que el Diseño aprobado se ajusta a los requisitos aplicables a los Materiales Radiactivos en Forma Especial; y asignará a ese Diseño una marca de identificación. En el certificado deberán especificarse los detalles de los Materiales Radiactivos en Forma Especial.

PÁRRAFO 2

De la Aprobación de los Diseños de Bultos del Tipo B (U) ARTICULO 216º Todo Diseño de Bultos del Tipo B (U) deberá ser objeto de Aprobación Unilateral, salvo el Diseño de un Bulto para Sustancias Fisionables, que ha de cumplir también los requisitos de los artículos 222º a 224º y requerirá Aprobación Multilateral. ARTICULO 217º La solicitud de aprobación comprenderá: a) Una descripción detallada del Contenido Radiactivo previsto en la que se indique especialmente su estado físico y químico y el tipo de radiación emitida; b) Una descripción detallada del Diseño, acompañada de un juego completo de planos y especificaciones de los materiales y de los métodos de fabricación a ser empleados; c) Una declaración de los ensayos efectuados y de los resultados obtenidos, o bien evidencias basadas en métodos de cálculo u otras evidencias que demuestren que el Diseño cumple los requisitos aplicables;

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d) Las instrucciones de operación y mantenimiento que se proponen para la utilización del Bulto; e) Si el Bulto está diseñado para una Presión Normal de Trabajo Máxima superior a 100 kPa (1,0 kgf/cm2) manométrica, se indicarán los materiales con que está construido el Sistema de Contención, las especificaciones, las muestras que deben tomarse y los ensayos que han de realizarse; f) Cuando el Contenido Radiactivo previsto consista en combustible irradiado, el solicitante señalará y justificará cualquier hipótesis que se haya realizado en el análisis de seguridad respecto de las características del combustible; g) Las medidas especiales de estiba que sean necesarias para tener la certeza de que el calor emitido por el Bulto se disipa sin que suponga riesgo alguno; se harán constar las distintas modalidades de transporte que vayan a utilizarse y el tipo de Medio de Transporte o Contenedor; h) Una ilustración, que pueda reproducirse, de tamaño no superior a 21 cm x 30 cm, en la que se indique como está constituido el Bulto. ARTICULO 218º La Autoridad Competente establecerá un certificado de aprobación en el que se hará constar que el Diseño, cumple los requisitos relativos a los Bultos del Tipo B (U).

PÁRRAFO 3

De la Aprobación de los Diseños de BULTOS del TIPO B (M)

ARTICULO 219º Todo Diseño de Bulto del Tipo B (M), incluidos los destinados a Sustancias Fisionables, que han de cumplir también los requisitos de los artículos 222º a 224º, deberá ser Objeto de Aprobación Multilateral. ARTICULO 220º La solicitud de aprobación de un Diseño de Bulto del Tipo B (M) comprenderá, además de la información exigida en el artículo 217º en el caso de Bultos del Tipo B (U): a) Una lista de los requisitos específicos relativos a los Bultos del Tipo B (U) que se especifican en el artículo 161º, a los que no se ajuste el Bulto; b) Los controles operacionales complementarios propuestos para su aplicación durante el transporte no previstos ordinariamente en el reglamento, pero que se consideren necesarios para garantizar la seguridad del Bulto o para compensar las deficiencias indicadas en la letra a) precedente, tales como, por ejemplo, la intervención humana para medir la temperatura o la presión o para reducir periódicamente esta última, teniendo en cuenta la posibilidad de retrasos imprevistos. c) Una declaración relativa a cualquier restricción que afecte a la modalidad de transporte y a cualesquiera procedimientos especiales de carga, acarreo, descarga o manipulación; y d) Los valores máximos y mínimos de las condiciones ambientales (temperatura, irradiación solar) que se espere encontrar durante el transporte y que se hayan tenido en cuenta en el Diseño.

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ARTICULO 221º La Autoridad Competente establecerá un certificado de aprobación en el que se hará constar que el Diseño cumple los requisitos aplicables a los Bultos del Tipo B (M).

PÁRRAFO 4

De la Aprobación de los Diseños para Sustancias Fisionables ARTICULO 222º Todo Diseño de Bulto para Sustancias Fisionables deberá ser objeto de Aprobación Multilateral. ARTICULO 223º La solicitud de aprobación deberá comprender toda información necesaria para demostrar, a satisfacción de la Autoridad Competente, que el Diseño se ajusta a los requisitos de los artículos 173º a 180º. ARTICULO 224º La Autoridad Competente establecerá un certificado de aprobación en el que se hará constar que el Diseño, se ajusta a los requisitos de los artículos 173º a 180º.

PÁRRAFO 5

De las Aprobaciones Concedidas con Anterioridad a la Vigencia del Presente reglamento

ARTICULO 225º Los Embalajes construidos según un Diseño aprobado por la Autoridad Competente antes de la vigencia del presente reglamento, pueden continuar utilizándose hasta el 31 de diciembre de 1990. ARTICULO 226º A contar de la fecha señalada en el artículo precedente: a) se exigirá Aprobación Multilateral; b) de conformidad con las disposiciones del artículo 66º se asignará a cada Embalaje un número de serie que se marcará en su exterior. c) se exigirá que cumplan el presente reglamento las modificaciones introducidas en el Diseño de los Embalajes o en la naturaleza cantidad del Contenido Radiactivo autorizado que la Autoridad Competente determine que afectarán significativamente a la seguridad.

PÁRRAFO 6

De la Notificación Registro de Números de Serie ARTICULO 227º Se informará a la Autoridad Competente del número de serie de cada Embalaje fabricado según un Diseño aprobado de conformidad con los artículos 216º, 219º, 222º, 225º y 226º. La autoridad competente llevará un registro de dichos números de serie.

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PÁRRAFO 7

De la Aprobación de Ciertas Expediciones ARTICULO 228º Salvo la disposición permisiva del artículo 229º, se precisará la Aprobación Multilateral para: a) la Expedición de Bultos del Tipo B (M) diseñados especialmente para permitir el venteo intermitente controlado; b) la Expedición de Bultos del Tipo B (M) que contengan Materiales Radiactivos cuya actividad sea superior a 3 E + 3 Al ó 3 E + 3 A2, según corresponda, o a 1.000 TBq (3OkCi), rigiendo entre estos valores el menor; c) la Expedición de Bultos que contengan Sustancias Fisionables si la suma de los Índices de Transporte de cada Bulto excede de 50, según lo dispuesto en el artículo 93º; y para d) los programas de protección radiológica para Expediciones en Buques de uso especial de conformidad con el artículo 100º. ARTICULO 229º La Autoridad Competente podrá permitir que se efectúe un transporte a su país o a través del mismo, sin que se haya aprobado la Expedición, mediante una disposición al efecto en el documento en el que apruebe el Diseño. ARTICULO 230º En la solicitud de aprobación de una Expedición se indicará: a) el período de tiempo, relativo a la Expedición, para el que se solicite la aprobación; b) el Contenido Radiactivo real, las modalidades de transporte que se proyectan utilizar, el tipo de Medio de Transporte y la ruta probable o prevista; y c) cómo se dará efecto a las medidas especiales de precaución y a los controles especiales administrativos u operacionales a que se alude en los certificados de aprobación de los Diseños de Bultos, extendidos con arreglo a los artículos 218º, 221º y 224º. ARTICULO 231º Una vez aprobada la Expedición, la Autoridad Competente extenderá un certificado de aprobación.

PÁRRAFO 8

De la Aprobación de Expediciones en Virtud de Arreglos Especiales ARTICULO 232º Toda Remesa, cuya expedición se lleve a cabo en virtud de Arreglos Especiales requerirá Aprobación Multilateral. ARTICULO 233º Una solicitud de aprobación de una Expedición en virtud de Arreglos Especiales incluirá toda la información necesaria para demostrar a satisfacción de la Autoridad Competente que el grado global de seguridad durante el transporte es al menos equivalente al que se obtendría en el caso de que se hubieran

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satisfecho todos los requisitos aplicables del presente reglamento; también se incluirá: a) una declaración de los aspectos en que la Remesa no puede efectuarse plenamente conforme a los requisitos aplicables del presente reglamento y de las razones de ello; y b) una declaración de cualesquiera precauciones especiales que deban adaptarse o controles especiales administrativos u operacionales que deban ejercerse durante el transporte para compensar el no cumplimiento de los requisitos aplicables del presente reglamento. ARTICULO 234º Una vez aprobada una Expedición en virtud de Arreglos Especiales, la Autoridad Competente extenderá un certificado de aprobación.

PÁRRAFO 9

De los Certificados de Aprobación de la Autoridad Competente ARTICULO 235º Pueden extenderse cuatro tipos de certificados de aprobación: para Materiales Radiactivos en Forma Especial, Arreglos Especiales, Expedición y Diseño del Bulto. Los certificados de aprobación del Diseño del Bulto y de aprobación de la Expedición se podrán combinar en un solo documento.

PÁRRAFO 10

De las Marcas de Identificación de la Autoridad Competente ARTICULO 236º Todo certificado de aprobación extendido por una Autoridad Competente irá caracterizado por una marca de identificación. Esta marca será del siguiente tipo general: VRI/Número/Clave del tipo. a) VRI representa el símbolo utilizado en el código internacional de matrículas de vehículos para identificar al país que extiende el certificado. b) el número será asignado por la Autoridad Competente y será único y específico en lo que respecta al Diseño o Expedición concretos de que se trate. La marca de identificación por la que se aprueba la Expedición deberá estar relacionada de una forma clara con la marca ídentificadora de aprobación del diseño. c) Las claves de tipos que figuran a continuación se utilizarán en el orden indicado para identificar los tipos de los certificados de aprobación extendidos: AF Diseño de Bulto del Tipo A para Sustancias Fisionables B (U) Diseño de Bulto del Tipo B(M), B(M)F si es para Sustancias Fisionables B (M) Diseño de Bulto del Tipo B(M), B(M)F si es para Sustancias Fisionables IF Diseño de Bulto Industrial para Sustancias Fisionables S Materiales Radiactivos en Forma Especial T Expedición X Arreglo Especial

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d) en caso de certificados de aprobación del Diseño del Bulto, que no sean los expedidos conforme a las disposiciones de los artículos 225º ó 226º, se añadirán los símbolos -85 al de la clave del tipo del Diseño del Bulto. ARTICULO 237º Estas claves de tipos se aplicarán de la manera siguiente: a) Cada certificado y cada Bulto llevarán la marca de identificación apropiada, inclusive los símbolos prescritos en los aparatos a), b), c) y d) del artículo 236º anterior, salvo que, en el caso de los BULTOS, sólo figurarán las claves pertinentes indicadoras del Diseño, añadiendo, si procede, los símbolos -85 tras la segunda barra, es decir: la "T" o "X" no figurarán en la marca de identificación en el Bulto. Cuando se combinen la aprobación del Diseño y la aprobación de la Expedición, no es necesario repetir las claves de tipos pertinentes. Por ejemplo: A/132/B (M) F-85: Un diseño de Bulto del Tipo B(M), aprobado para Sustancias Fisionables, que requiere Aprobación Multilateral, para el que la Autoridad Competente de Austria ha asignado para el Diseño el Nº 132 (esta marca deberá figurar tanto en el propio Bulto como en el certificado de aprobación del Diseño del Bulto; A/132/B (M) F-85T: Aprobación de la Expedición extendida para un Bulto que lleva la marca de identificación arriba indicada (sólo deberá figurar en el certificado); A/137/X-85: Aprobación de Arreglo Especial extendida por la Autoridad Competente de Austria, a la que se ha asignado el Nº 137 (sólo deberá figurar en el certificado), y A/139/1F-85: Un Diseño de Bulto Industrial para Sustancias Fisionables aprobado por la Autoridad Competente de Austria, al que se ha asignado el NI? 139 (deberá figurar tanto en el Bulto como en el certificado de aprobación del Diseño del Bulto. b) Cuando la Aprobación Multilateral, se efectúe por refrendo, sólo se utilizarán las marcas de identificación asignadas por el país de origen del Diseño o de la Expedición. Cuando la Aprobación Multilateral se, efectúe por emisión sucesiva de certificados por los distintos países, cada certificado llevará la marca apropiada y el Bulto cuyo Diseño haya sido así aprobado llevará todas las marcas de identificación correspondiente. Por ejemplo: A/132/B (M) F-85 CH/28/B(M)F-85 Sería la marca de identificación de un Bulto originariamente aprobado por Austria y posteriormente aprobado, mediante un certificado por separado, por Suiza. Si

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hubiera más marcas de identificación, se consignarían de modo análogo sobre el Bulto. c) La revisión de los certificados se indicará mediante una expresión entre paréntesis a continuación de la marca de identificación en el certificado. Por ejemplo, A/132/B(M)F-85 (Rev. 2) significaría la revisión 2 del certificado del Diseño de Bulto aprobado por Austria. En el caso de las versiones originales, la expresión entre paréntesis es facultativa y se pueden utilizar otras palabras tales como "versión original" en lugar de "Rev. 0". Los números de revisión de un certificado sólo pueden ser asignados por el país que extiende el certificado de aprobación original. d) Al final de la marca de identificación se podrán añadir entre paréntesis símbolos adicionales (que puedan ser necesarios en virtud de las reglamentaciones nacionales). Por ejemplo, A/132/B(M)F-85(SP503). e) No es necesario modificar la marca de identificación en el Bulto cada vez que se efectúe una revisión del certificado del Diseño. Sólo se modificará dicha marca cuando la revisión del certificado del Diseño de Bulto implique un cambio de la clave del tipo empleada para indicar tal Diseño tras la segunda barra.

PÁRRAFO 11

Del Contenido de los Certificados de Aprobación ARTICULO 238º Todo certificado de aprobación extendido para Materiales Radiactivos en Forma Especial por una Autoridad Competente comprenderá la información que se indica a continuación: a) Tipo de certificado. b) Marca de identificación de la Autoridad Competente. c) Fecha de emisión y de expiración. d) Lista de los reglamentos nacionales e internacionales aplicables, incluida la edición del Reglamento del OIEA para el transporte seguro de materiales radiactivos, conforme a los cuales se aprueban los Materiales Radiactivos en Forma Especial. e) Identificación de los Materiales Radiactivos en Forma Especial. f) Descripción de los Materiales Radiactivos en Forma Especial. g) Especificaciones del Diseño para el material, que pueden incluir referencias a los planos. h) Una especificación del Contenido Radiactivo que incluya las actividades involucradas y que puede incluir la forma física y química. i) Si la Autoridad Competente lo considera apropiado, referencia a la identidad del solicitante. j) Firma y cargo del funcionario que extiende el certificado. ARTICULO 239º Todo certificado de aprobación extendido para un Arreglo Especial por una Autoridad Competente comprenderá la siguiente información: a) Tipo de certificado. b) Marca de identificación de la Autoridad Competente.

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c) Fecha de emisión y de expiración. d) Modalidad(es) de transporte. e) Toda restricción que afecte a las modalidades de transporte, tipo de Medios de Transporte, Contenedores, así como cualesquiera instrucciones necesarias sobre la ruta a seguir. f) Lista de los reglamentos nacionales e internacionales aplicables, incluida la edición del Reglamento del OIEA para el transporte seguro de materiales radiactivos, conforme a los cuales se aprueba el Arreglo Especial. g) La siguiente declaración: "El presente certificado no exime al remitente del cumplimiento de cualquier requisito impuesto por el Gobierno de cualquier país a través del cual o al cual se transporte el bulto". h) Referencias a certificados para otro Contenido Radiactivo, otros refrendos de una Autoridad Competente, o datos o información técnica adicionales, según considere oportuno la Autoridad Competente. í) Descripción del Embalaje mediante referencias a los planos o a la especificación del Diseño. Si la autoridad Competente lo considera oportuno se incluirá una ilustración que pueda reproducirse, de tamaño no superior a 21 cm x 30 cm, en la que se indique cómo está constituido el Bulto, acompañada de una descripción muy sucinta del Embalaje, comprendidos los materiales de que está construido, masa bruta, dimensiones externas generales y aspecto. j) Breve descripción del Contenido Radiactivo autorizado, comprendida cualquier restricción que afecte al Contenido Radiactivo y que no resulte evidente a juzgar por la naturaleza del Embalaje. Se deberá indicar la forma física y química, las actividades de que se trata (comprendidas las de los distintos isótopos, si procediera), las cantidades en gramos (cuando se trate de Sustancias Fisionables), y si los materiales son Materiales Radiactivos en Forma Especial. k) Además, por lo que respecta a los Bultos para Sustancias Fisionables: i) descripción detallada del Contenido Radiactivo admisible; ii) valor del Índice de Transporte para el control de la criticidad nuclear; iii) cualesquiera características especiales, en base a las cuales se haya supuesto la ausencia de agua en determinados espacios vacíos, al efectuar la evaluación de la criticidad; y iv) cualquier determinación, basada en la letra a) del artículo 180º, a partir de la cual se suponga una multiplicación de neutrones decreciente en la evaluación de la criticidad como resultado de la experiencia real en la irradiación. l) Una lista detallada de todos los controles complementarios de orden operacional necesarios relativos a la preparación, carga, transporte, estiba, descarga y manipulación de la Remesa, comprendida cualquier medida especial de estiba encaminada a la disipación sin riesgos del calor. m) Si la Autoridad Competente lo estima oportuno, las razones existentes para el Arreglo Especial. n) Descripción de las medidas de compensación que se aplicarán por tratarse de una Expedición en virtud de Arreglos Especiales. o) Referencia a la información facilitada por el solicitante relativa a la utilización del Bulto o a medidas específicas a adoptar antes de proceder -a la Expedición.

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p) Declaración relativa a las condiciones ambientales supuestas con fines de Diseño, si las mismas no coinciden con las especificadas en los artículos 157º, 158º y 168º, según proceda. q) Cualquier disposición para emergencias considerada necesaria por la Autoridad Competente. r) Si la Autoridad Competente lo considera oportuno, referencia a la identidad del solicitante y a la del Transportista. s) Firma y cargo del funcionario que extiende el certificado. ARTICULO 240º Todo certificado de aprobación de una Expedición extendido por una Autoridad Competente comprenderá la siguiente información: a) Tipo de certificado. b) Marca de identificación de la Autoridad Competente. c) Fecha de emisión y de expiración. d) Lista de los reglamentos nacionales e internacionales aplicables, incluida la edición del Reglamento del OIEA para el Transporte Seguro de Materiales Radiactivos, conforme a los cuales se aprueba la Expedición. e) Toda restricción que afecte a las modalidades de transporte, tipo de Medios de Transporte, Contenedores, así como cualesquiera instrucciones necesarias sobre la ruta a seguir. f) La siguiente declaración: "El presente certificado no exime al remitente del cumplimiento de cualquier requisito impuesto por el Gobierno de cualquier país a través del cual o al cual se transporte el bulto". g) Lista detallada de todos los controles complementarios de orden operacional necesarios relativos a la preparación, carga, transporte, estiba, descarga y manipulación de la Remesa, comprendida cualquier medida especial de estiba encaminada a la disipación sin riesgos del calor. h) Referencia a la información facilitada por el solicitante relativa a las medidas específicas a adoptar antes de proceder a la Expedición. i) Referencia a la información facilitada por el solicitante relativa a las medidas específicas a adoptar antes de proceder a la Expedición. j) Breve descripción del Contenido Radiactivo real comprendida cualquier restricción que afecte al Contenido Radiactivo y, que no resulte evidente a juzgar por la naturaleza del Embalaje. Se deberá indicar la forma física y química, las actividades totales de que se trata (comprendidas las de los distintos isótopos, si procediera), las cantidades en gramos (cuando se trate de Sustancias Fisionables) y si los materiales son Materiales Radiactivos en Forma Especial. k) Cualquier disposición para emergencias considerada necesaria por la Autoridad Competente. 1) Si la Autoridad Competente lo considera oportuno, referencia a la identidad del solicitante. m) Firma y cargo del funcionario que extiende el certificado. ARTICULO 241º Todo certificado de aprobación del Diseño de un Bulto extendido por una Autoridad Competente comprenderá la siguiente información.,

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a) Tipo de certificado. b) Marca de identificación de la Autoridad Competente. c) Fecha de emisión ' de expiración. d) Toda restricción que afecte a las modalidades de transporte, si procede. e) Lista de los reglamentos nacionales e internacionales aplicables, comprendida la edición del reglamento del OIEA para el Transporte Seguro de Materiales Radiactivos conforme a los cuales se aprueba el Diseño. f) La siguiente declaración: "El presente certificado no exime al remitente del cumplimiento de cualquier requisito impuesto por el Gobierno de cualquier país a través del cual o al cual se transporte el bulto". g) Referencias a certificados para otro Contenido Radiactivo, otros refrendos de una Autoridad Competente, o datos o información técnica adicionales, según considere oportuno la Autoridad Competente. h) Declaración en la que se autorice la Expedición, siempre que se requiera que dicha Expedición sea aprobada en virtud de los artículos 228º a 231º, si procede. i) Identificación del Embalaje. j) Descripción del Embalaje mediante referencia a los planos o a la especificación del Diseño. Si la Autoridad Competente lo estima oportuno se incluirá una ilustración que pueda reproducirse, de tamaño no superior a 21 cm x 30 cm, en la que se indique cómo está constituido el Bulto, acompañada de una descripción muy sucinta del Embalaje, comprendidos los materiales de que está construido, masa bruta, dimensiones externas generales y aspecto. k) Especificación del Diseño mediante referencia a los planos. 1) Breve descripción del Contenido Radiactivo autorizado, comprendida cualquier restricción que afecte al Contenido Radiactivo y que no resulte evidente a juzgar por la naturaleza del Embalaje. Se deberá indicar la forma física y química, las actividades de que se trata (comprendidas las de los distintos isótopos, si procediera), las cantidades en gramos (cuando se trate de Sustancias Fisionables), y si los materiales son Materiales Radiactivos en Forma Especial. m) Además, por lo que respecta a los Bultos para Sustancias Fisionables: i) descripción detallada del Contenido Radiactivo autorizado; ii) valor de Índice de Transporte para el control de la criticidad nuclear; iii) cualesquiera características especiales, en base a las cuales se haya supuesto la ausencia de agua en determinados espacios vacíos al efectuar la evaluación de la criticidad, y iv) cualquier determinación, basada en la letra a) del articulo 180º, a partir de la cual se suponga una multiplicación de neutrones decreciente en la evaluación de la criticidad como resultado de la experiencia real en la irradiación. n) Cuando se trate de Bultos de Tipo B (M), una declaración en la que se especifiquen aquellas normas prescritas en los artículos 162º a 168º a las que no se ajuste el Bulto, así como cualquier información complementaria que pueda ser de utilidad a las demás Autoridades Competentes. o) Lista detallada de todos los controles complementarios de orden operacional necesarios relativos a la preparación, carga, transporte, estiba, descarga y manipulación de la Remesa, comprendida cualquier medida especial de estiba encaminada a la disipación sin riesgos del calor.

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p) Referencia a la información facilitada por el solicitante relativa a la utilización del Bulto o a medidas específicas a adoptar antes de proceder a la Expedición. q) Declaración relativa a las condiciones ambientales supuestas con fines de Diseño, si las mismas no coinciden con las especificadas en los artículos 157º, 158º y 168º, según proceda. r) Especificación del programa de Garantía de Calidad, según se estipula en el artículo 11º. s) Cualquier disposición para emergencias considerada necesaria por la Autoridad Competente. t) Si la Autoridad Competente lo considere oportuno, referencia a la identidad del solicitante. u) Firma y cargo del funcionario que extiende el certificado.

PÁRRAFO 12

Del Refrendo de los Certificados ARTICULO 242º Las Aprobaciones Multilaterales podrán tener lugar mediante refrendo del certificado original extendido por la Autoridad Competente del país de origen del Diseño o de la Expedición. Dicho refrendo puede adoptar la forma del aval del certificado original o la expedición por separado de un aval, anexo, suplemento, etc. por la Autoridad Competente del país a través del cual o al cual se efectúa la Expedición.

TITULO XI

Disposiciones Finales ARTICULO 243º El presente reglamento no se aplicará: a) dentro de los establecimientos en que se produzcan o empleen Materiales Radiactivos o en que dichos materiales se almacenen, salvo con ocasión de su transporte, siempre que esos establecimientos estén sujetos a otros reglamentos apropiados de seguridad; y b) a los seres humanos a los que les hayan implantado marcapasos cardiacos u otros dispositivos radioisotópicos, o que hayan sido tratados con radiofármacos. ARTICULO 244º Los Anexos y Figuras que se reproducen a continuación forman parte integrante del presente decreto.

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ANEXO I

VALORES DE A1 Y A2 CORRESPONDIENTES A LOS DISTINTOS RADIONUCLEIDOS

Símbolo del radionucleido

Elemento y número atómico

A1 (TBq) A1 (Ci) Aproximada

mente a/


mente a/

Ac-225h Actinio (89) 0,6 10 1 · 10-1 2 · 10-1 Ac-227 40 1.000 2 · 10-5 5 · 10-4 Ac-228 0,6 10 0,4 10 Ag-105 Plata (47) 2 50 2 50 Ag-108m 0,6 10 0,6 10 Ag-110m 0,4 10 0,4 10 Ag-111 0,6 10 0,5 10 Al-26 Aluminio

(13) 0,4 10 0,4 10

Am-241 Americio (95)

2 50 2 · 10-4 5 · 10-3

Am-242m 2 50 2 · 10-4 5 · 10-3 Am-243 2 50 2 · 10-4 5 · 10-3 Ar-37 Argón (18) 40 1.000 40 1.000 Ar-39 20 500 20 500 Ar-41 0,6 10 0,6 10 Ar-42h 0,2 5 0,2 5 As-72 Arsénico (33) 0,2 5 0,2 5 As-73 40 1.000 40 1.000 As-74 1 20 0,5 10 As-76 0,2 5 0,2 5 As-77 20 500 0,5 10 At-211 Astato (85) 30 800 2 50 Au-193 Oro (79) 6 100 6 100 Au-194 1 20 1 20 Au-195 10 200 10 200 Au-196 2 50 2 50 Au-198 3 80 0,5 10 Au-199 10 200 0,9 20 Ba-131 Bario (56) 2 50 2 50 Ba-133m 10 200 0,9 20 Ba-133 33 80 0,9 20 Ba-140h 0,4 10 0,4 10 Be-7 Berilio (4) 20 500 20 500 Be-10 20 500 0,5 10 Bi-205 Bismuto (83) 0,6 10 0,6 10 Bi-206 0,3 8 0,3 8 Bi-207 0,7 10 0,7 10

127




mente a/


mente a/

Bi-210mh 0,3 8 3 · 10-2 8 · 10-1 Bi-210 0,6 10 0,5 10 Bi-212h 0,3 8 0,3 8 Bk-247 Berquelio

(97) 2 50 2 · 10-4 5 · 10-3

Bk-249 40 1.000 8 · 10-2 2 Br-76 Bromo (35) 0,3 8 0,3 8 Br-77 3 80 3 80 Br-82 0,4 10 0,4 10 C-11 Carbono (6) 40 20 0,5 10 C-14 40 1.000 2 50 Ca-41 Calcio (20) 40 1.000 40 1.000 Ca-45 40 1.000 0,9 20 Ca-47 0,9 20 0,5 10 Cd-109 Cadmio (48) 40 1.000 1 20 Cd-113m 20 500 9 · 10-2 2 Cd-115m 0,3 8 0,3 8 Ce-115 4 100 0,5 10 Ce-139 Cerio (58) 6 100 6 100 Ce-141 10 200 0,5 10 Ce-143 0,6 10 0,5 10 Ce-144h 0,2 5 0,2 5 Cf-248 Californio

(98) 30 800 3 · 10-3 8 · 10-2

Cf-249 2 50 2 · 10-4 5 · 10-3 Cf-250 5 100 5 · 10-4 1 · 10-2 Cf-251 2 50 2 · 10-4 5 · 10-3 Cf-252 0,1 2 1 · 10-3 2 · 10-2 Cf-253 40 1.000 6 · 10-2 1 Cf-254 3 · 10-3 8 · 10-2 6 · 10-4 1 · 10-2 Cl-36 Cloro (17) 20 500 0,5 10 Cl-38 0,2 5 0,2 5 Cm-240 Curio (96) 40 1.000 2 · 10-2 5 · 10-1 Cm-241 2 50 0,9 20 Cm-242 40 1.000 1 · 10-2 2 · 10-1 Cm-243 3 80 3 · 10-4 8 · 10-2 Cm-244 4 100 4 · 10-4 1 · 10-2 Cm-245 2 50 2 · 10-4 5 · 10-3 Cm-246 2 50 2 · 10-4 5 · 10-3 Cm-247 Curio (96) 2 50 2 · 10-4 5 · 10-3 Cm-248 4 · 10-2 1 5 · 10-5 1 · 10-3 Co-56 Cobalto (27) 0,3 8 0,3 8 Co-57 8 200 8 200

128




mente a/


mente a/

Co-58m 40 1.000 40 1.000 Co-58 10 20 1 20 Co-60 0,4 10 0,4 10 Cr-51 Cromo (24) 30 800 30 800 Cs-129 Cesio (55) 4 100 4 100 Cs-131 40 1.000 40 1.000 Cs-132 1 20 1 20 Cs-134m 40 1.000 9 200 Cs-134 0,6 10 0,5 10 Cs-135 40 1.000 0,9 20 Cs-136 0,5 10 0,5 10 Cs-137h 2 50 0,5 10 Cu-64 Cobre (29) 5 100 0,9 20 Cu-67 9 200 0,9 20 Dy-159 Disprosio

(66) 20 500 20 500

Dy-165 0,6 10 0,5 10 Dy-166h 0,3 8 0,3 8 Er-169 Erbio (68) 40 1.000 0,9 20 Er-171 0,6 10 0,5 10 Eu-147 Europio (63) 2 50 2 50 Eu-148 0,5 10 0,5 10 Eu-149 20 500 20 500 Eu-150 0,7 10 0,7 10 Eu-152m 0,6 10 0,5 10 Eu-152 0,9 20 0,9 20 Eu-154 0,8 20 0,5 10 Eu-155 20 500 2 50 Eu-156 0,6 10 0,5 10 F-18 Flúor (9) 1 20 0,5 10 Fe-52h Hierro (26) 0,2 5 0,2 5 Fe-55 40 1.000 40 1.000 Fe-59 0,8 20 0,8 20 Fe-60 40 1.000 0,2 5 Ga-67 Galio (31) 6 100 6 100 Ga-68 0,3 8 0,3 8 Ga-72 0,4 10 0,4 10 Gd-146h Gadolinio

(64) 0,4 10 0,4 10

Gd-153 10 200 5 100 Gd-159 4 100 0,5 10 Ge-68h Germanio

(32) 0,3 8 0,3 8

129




mente a/


mente a/

Ge-71 40 1.000 40 1.000 Ge-77 0,3 8 0,3 8 Hf-172h Hafnio (72) 0,5 10 0,3 8 Hf-175 3 80 3 80 Hf-181 2 50 0,9 20 Hf-182 4 100 3 · 10-2 8 · 10-1 Hg-194h Mercurio

(80) 1 20 1 20

Hg-197m 10 200 0,9 20 Hg-197 10 200 10 200 Hg-203 4 100 0,9 20 Ho-163 Holmio (67) 40 1.000 40 1.000 Ho-166m 0,6 10 0,3 8 Ho-166 0,3 8 0,3 8 I-123 Yodo (53) 6 100 6 100 I-124 0,9 20 0,9 20 I-125 20 500 2 50 I-126 2 50 0,9 20 I-129 Sin límite Sin límite I-131 3 80 0,5 10 I-132 0,4 10 0,4 10 I-133 0,6 10 0,5 10 I-134 0,3 8 0,3 8 I-135 0,6 10 0,5 10 In-111 Indio (49) 2 50 2 50 In-113m 4 100 4 100 In-114mh 0,3 8 0,3 8 In-115m 6 100 0,9 20 Ir-189 Iridio (77) 10 200 10 200 Ir-190 0,7 10 0,7 10 Ir-192 10 20 0,5 10 Ir-193m 10 200 10 200 Ir-194 0,2 5 0,2 5 K-42 Potasio (19) 0,2 5 0,2 5 K-43 1 20 0,5 10 Kr-81 Criptón (36) 40 1.000 40 1.000 Kr-85m 6 100 6 100 Kr-85 20 500 10 200 Kr-87 0,2 5 0,2 5 La-137 Lantano (57) 40 1.000 2 50 La-140 0,4 10 0,4 10 Lu-172 Lutecio (0,5) 0,5 10 0,5 10 Lu-173 8 200 8 200

130




mente a/


mente a/

Lu-174m 20 500 8 200 Lu-174 8 200 4 100 Lu-177 30 800 0,9 20

BAE Materiales de baja actividad específica (véase el Art. 4.25) Mg-28h Magnesio

(12) 0,2 5 0,2 5

Mn-52 Manganeso (25)

0,3 8 0,3 8

Mn-53 Sin límite Sin límite Mn-54 1 20 1 20 Mn-56 0,2 5 0,2 5 MPF Para las mezclas de productos de fisión utilícese la fórmula para mezclas o el Anexo II. Mo-93 Molibdeno

(42) 40 1.000 7 100

Mo-99 0,6 10 0,5 10 N-13 Nitrógeno (7) 0,6 10 0,5 10 Na-22 Sodio (11) 0,5 10 0,5 10 Na-22 0,2 5 0,2 5 Nb-92m Niobio (41) 0,7 10 0,7 10 Nb-93m 40 1.000 6 100 Nb-94 0,6 10 0,6 10 Nb-95 1 20 1 20 Nb-97 0,6 10 0,5 10 Nd-147 Neodimio

(60) 4 100 0,5 10

Nd-149 0,6 10 0,5 10 Ni-59 Níquel (28) 40 1.000 40 1.000 Ni-63 40 1.000 30 800 Ni-65 0,3 8 0,3 8 Np-235 Neptunio (93) 40 1.000 40 1.000 Np-236 7 100 1 · 10-3 2 · 10-2 Np-237 2 50 2 · 10-4 5 · 10-3 Np-239 6 100 0,5 10 Os-185 Osmio (76) 1 20 1 20 Os-191m 40 1.000 40 1.000 Os-191 10 200 0,9 20 Os-193 0,6 10 0,5 10 Os-194h 0,2 5 0,2 5 P-32 Fósforo (15) 0,3 8 0,3 8 P-33 40 1.000 0,9 20 Pa-230 Protactinio

(91) 2 50 0,1 2

131




mente a/


mente a/

(91) Pa-231 0,6 10 6 · 10-5 1 · 10-3 Pa-233 5 100 0,9 20 Pb-201 Plomo (82) 1 20 1 20 Pb-202h 2 50 2 50 Pb-203 3 80 3 80 Pb-205 Sin límite Sin límite Pb.210h 0,6 10 9 · 10-3 2 · 10-1 Pb-212h 0,3 8 0,3 8 Pd-103 Paladio (46) 40 1.000 40 1.000 Pd-107 Sin límite Sin límite Pd-109 0,6 10 0,5 10 Pm-143 Prometio(61) 3 80 3 80 Pm-144 0,6 10 0,6 10 Pm-145 30 800 7 1.000 Pm-147 40 1.000 0,9 20 Pm-148m 0,5 10 0,5 10 Pm-149 0,6 10 0,5 10 Pm-151 3 80 0,5 10 Po-208 Polonio (84) 40 1.000 2 · 10-2 5 · 10-1 Po-209 40 1.000 2 · 10-2 5 · 10-1 Po-210 40 1.000 2 · 10-2 5 · 10-1 Pr-142 Praseodimio

(59) 0,2 3 0,2 5

Pr-143 4 100 0,5 10 Pt-188h Platino (78) 0,6 10 0,6 10 Pt-191 3 80 3 80 Pt-193m 40 1.000 9 200 Pt-193 40 1.000 40 1.000 Pt-195m 10 200 2 50 Pt-197m 10 200 0,9 20 Pt-197 20 500 0,5 10 Pu-236 Plutonio (94) 7 100 7 · 10-4 1 · 10-2 Pu-237 20 500 20 500 Pu-238 2 50 2 · 10-4 5 · 10-3 Pu-239 2 50 2 · 10-4 5 · 10-3 Pu-240 2 50 2 · 10-4 5 · 10-3 Pu-241 40 1.000 1 · 10-2 2 · 10-1 Pu-242 2 50 2 · 10-4 5 · 10-3 Pu-244h 0,3 8 2 · 10-4 5 · 10-3 Ra-233h Radio (88) 0,6 10 3 · 10-2 8 · 10-1 Ra-224h 0,3 8 6 · 10-2 1 Ra-225h 0,6 10 2 · 10-2 5 · 10-1

132




mente a/


mente a/

Ra-226h 0,3 8 2x 10-2 5 · 10-1 Ra-228h 0,6 10 4 · 10-2 1 Rb-81 Rubidio (37) 2 50 0,9 20 Rb-83 2 50 2 50 Rb-84 1 20 0,9 20 Rb-86 0,3 8 0,3 8 Rb-87 Sin límite Sin límite Rb (natural) Sin límite Sin límite Re-183 Renio (75) 5 100 5 100 Re-184mh 1 20 1 20 Re-184 1 20 1 20 Re-186 4 100 0,5 10 Re-187 Sin límite Sin límite Re-188 0,2 5 0,2 5 Re-189 4 100 0,5 10 Re (natural) Sin límite Sin límite Rh-99 Rodio (45) 2 50 2 50 Rh-101 4 100 4 100 Rh-102m 2 50 0,9 20 Rh-102 0,5 10 0,5 10 Rh-103m 40 1.000 40 1.000 Rh-105 10 200 0,9 20 Rn-222h Radón (86) 0,2 5 4 · 10-3 1 · 10-1 Ru-97h Rutenio (44) 4 100 4 100 Ru-103 2 50 0,9 20 Ru-105 0,6 10 0,5 10 Ru-106h 0,2 5 0,2 5 S-35 Azufre (16) 40 1.000 2 50 Sb-122 Antimonio

(51) 0,3 8 0,3 8

Sb-124 0,6 10 0,5 10 Sb-125 2 50 0,9 20 Sb-126 0,4 10 0,4 10 Sc-44 Escandio (21) 0,5 10 0,5 10 Sc-46 0,5 10 0,5 10 Sc-47 9 200 0,9 20 Sc-48 0,3 8 0,3 8

OCS Objetos contaminados en la superficie (véase el art. 4,30) Se-75 Selenio (34) 3 80 3 80 Se-79 40 1.000 2 50 Si-31 Silicio (14) 0,6 10 0,5 10 Si-32 40 1.000 0,2 5 Sm-145 Samario (62) 20 500 20 500

133




mente a/


mente a/

Sm-147 Sin límite Sin límite Sm-151 40 1.000 4 100 Sm-153 4 100 0,5 10 Sn-113h Estaño (50) 4 100 4 100 Sn-117m 6 100 2 50 Sn-119m 40 1.000 40 1.000 Sn-121m 40 1.000 0,9 20 Sn-123 0,6 10 0,5 10 Sn-125 0,2 5 0,2 5 Sn-126h 0,3 8 0,3 8 Sr-82 Estroncio (38) 0,2 5 0,2 5 Sr-85m 5 100 5 100 Sr-85 2 50 2 50 Sr-87m 3 80 3 80 Sr-89 0,6 10 0,5 10 Sr-90h 0,2 5 0,1 2 Sr-91 0,3 8 0,3 8 Sr-92 0,8 20 0,5 10 T (todas las formas)

Tritio (1) 40 1.000 40 y no mayor de 1 TBq/l

1.000 y no mayor de 20

Ci/l Ta-178 Tantalio (73) 1 20 1 20 Ta-179 30 800 30 800 Ta-182 0,8 20 0,5 10 Tb-157 Terbio (65) 40 1.000 10 200 Tb-158 1 20 0,7 10 Tb-160 0,9 20 0,5 10 Tc-95m Tecnecio (43) 2 50 2 50 Tc-96mh 0,4 10 0,4 10 Tc-96 0,4 10 0,4 10 Tc-97m 40 1.000 40 1.000 Tc-97 Sin límite Sin límite Tc-98 0,7 10 0,7 10 Tc-99m 8 200 8 200 Tc-99 40 1.000 0,9 20 Te-118h Telurio (52) 0,2 5 0,2 5 Te-121m 5 100 5 100 Te-121 2 50 2 50 Te-123m 7 100 7 100 Te-125m 30 800 9 200 Te-127mh 20 500 0,5 10 Te-127 20 500 0,5 10 Te-129mh 0,6 10 0,5 10

134




mente a/


mente a/

Te-129 0,6 10 0,5 10 Te-131m 0,7 10 0,5 10 Te-132 0,4 10 0,4 10 Th-227 Torio (90) 9 200 1 · 10-2 2 · 10-1 Th-228h 0,3 8 4 · 10-4 1 · 10-2 Th-229 0,3 8 3 · 10-5 8 · 10-4 Th-230 2 50 2 · 10-4 5 · 10-3 Th-231 40 1.000 0,9 20 Th-232 Sin límite Sin límite Th-234h 0,2 5 0,2 5 Th (natural) Sin límite Sin límite Ti-44h Titanio (22) 0,5 10 0,2 5 Tl-200 Talio (81) 0,8 20 0,8 20 Tl-201 10 200 10 200 Tl-202 2 50 2 50 Tl-204 4 100 0,5 10 Tm-167 Tulio (69) 7 100 7 100 Tm-168 0,8 20 0,8 20 Tm-170 4 100 0,5 10 Tm-171 40 1.000 10 200 U-230 Uranio (92) 40 1.000 1 · 10-2 2 · 10-1 U-232 3 80 3 · 10-4 8 · 10-3 U-233 10 200 1 · 10-3 2 · 10-2 U-234 10 200 1 · 10-3 2 · 10-2 U-235 Sin límite Sin límite U-236 10 200 1 · 10-3 2 · 10-2 U-238 Sin límite Sin límite U (natural) Sin límite Sin límite U (enriquecido al 5% o menos)

Sin límite Sin límite

U (enriquecido a más del 5%)

10 200 1 · 10-3 2 · 10-2

U (empobrecido)

Sin límite Sin límite

V-48 Vanadio (23) 0,3 8 0,3 8 V-49 40 1.000 40 1.000 W-178h Wolframio

(74) 1 20 1 20

135




mente a/


mente a/

W-181 30 800 30 800 W-185 40 1.000 0,9 20 W-187 2 50 0,5 10 W-188h 0,2 5 0,2 5 Xe-127 Xenón (54) 4 100 4 100 Xe-131m 40 1.000 40 1.000 Xe-133 20 500 20 500 Xe-135 4 100 4 100 Y-87 Itrio (39) 2 50 2 50 Y-88 0,4 10 0,4 10 Y-90 0,2 5 0,2 5 Y-91m 2 50 2 50 Y-91 0,3 8 0,3 8 Y-92 0,2 5 0,2 5 Y-93 0,2 5 0,2 5 Yb-169 Iterbio (70) 3 80 3 80 Yb-175 30 800 0,9 20 Zn-65 Zinc (30) 2 50 2 50 Zn-69mh 2 50 0,5 10 Zn-69 4 100 0,5 10 Zr-88 Zirconio (40) 3 80 3 80 Zr-93 40 1.000 0,2 5 Zr-95 1 20 0,9 20 Zr-97 0,3 8 0,3 8 a/ Los valores en curies indicados se obtienen redondeando por defecto la cifra

correspondiente a TBq tras su conversión a Ci. Esto garantiza que la magnitud de A1 o A2 en Ci es siempre inferior a la correspondiente en TBq.

h Valores de A1 o A2 limitados por los productos de decaimiento.

136

ANEXO II

VALORES GENERALES DE A1 Y A2

Contenido A1 A2 TBq (Ci)h TBq (Ci)h Sólo se conoce la presencia de nucleidos emisores beta o gama

0,2 (5) 0,02 (0,5)

Se sabe que existen nucleidos emisores alfa, o no se dispone de ningún dato pertinente.

0,10 (2) 2 · 10-5 (5 · 10-4)

h Los valores en curies señalados entre paréntesis son valores aproximados y no son

superiores a los valores en TBq.

ANEXO III

LIMITES DE LA CONTAMINACIÓN TRANSITORIA EN SUPERFICIES

C O N T A M I N A N T E

Tipo de BULTO SOBREENVASE o CONTENEDOR

Nivel máximo permisible (véase la Nota 1) de emisores beta y gama y de los emisores alfa de baja toxicidad especificados en

la Nota 2 infra

Nivel máximo permisible (véase la Nota 1) de todos los restantes

emisores alfa

Bq/cm2 (µCi/cm2) Bq/cm2 (µCi/cm2) Superficies externas de: BULTOS EXCEPTUADOS BULTOS NO EXCEPTUADOS

0,4

4

(10-5)

(10-4)

0,04

0,4

(10-6)

(10-5)

Superficies externas e internas de SOBREENVASES y CONTENEDORES cuando contengan: BULTOS EXCEPTUADOS BULTOS NO EXCEPTUADOS

0,4 4

(10-5)

(10-4)

0,04

0,4

(10-6)

(10-5) Notas: 1) Los valores indicados se considerarán permisibles si se han promediado respecto

de un área de 300 cm2 de cualquier parte de la superficie. 2) Emisores alfa de baja toxicidad: URANIO NATURAL; URANIO

EMPOBRECIDO; torio natural, uranio-235 o uranio-238; torio-232; torio -228

137

contenidos en minerales o en concentrados físicos; radionucleidos de período de semidesintegración a 10 días.

ANEXO IV

LIMITES DE ACTIVIDAD PARA BULTOS EXCEPTUADOS

Instrumentos y artículos Materiales Estado físico del Contenido

Límites para los instrumentos y artículos a/

Límites para los bultos a/

Límites para los bultos a/

Sólidos: EN FORMA ESPECIAL Otras formas

10-2 A1 10-2 A2

A1 A2

10-3 A1 10-3 A2

Líquidos: 10-3 A2 10-1 A2 10-4 A2 Gases: Tritio

2 · 10-2A2

2 · 10-1 A2

2 · 10-2 A2

EN FORMA ESPECIAL Otras formas

10-3 A1 10-3 A2

10-2 A1 10-2 A2

10-3 A1 10-3 A2

a/ En cuanto a las mezclas de radionucleidos, cúmplase con lo dispuesto en los artículos 17 al 19.

ANEXO V

REQUISITOS RELATIVOS A BULTOS INDUSTRIALES PARA MATERIALES RADIACTIVOS DE BAJA ACTIVIDAD ESPECIFICA (BAE) Y OBJETOS CONTAMINADOS EN LA SUPERFICIE (OCS)

Contenido Tipo de Bulto Industrial

Uso Exclusivo Uso no exclusivo BAE-I a/ Sólido Líquido

BAE-II Sólido

Líquido y gas

BAE-III

OCS-I a/

OCS-II

BI-1 BI-1

BI-2 BI-2

BI-2

BI-1

BI-2

BI-1 BI-2

BI-2 BI-3

BI-3

BI-1

BI-2

a/ Si se cumplen las condiciones especificadas en el artículo 53, los MATERIALES BAE-I y OCS-I podrán transportarse sin embalar.

138

ANEXO VI

LIMITES DE ACTIVIDAD PARA LOS MEDIOS DE TRANSPORTE DE MATERIALES RADIACTIVOS DE BAJA ACTIVIDAD ESPECIFICA (BAE) Y OBJETOS CONTAMINADOS EN LA SUPERFICIE (OCS)

Naturaleza del

material Límites de actividad para

MEDIOS DE TRANSPORTE que no sean de navegación

fluvial

Límites de actividad para bodegas o compartimientos

de embarcaciones de navegación fluvial

BAE-I

BAE-II y BAE-III Sólidos no

combustibles

BAE-II y BAE-III Sólidos, líquidos y gases combustibles

OCS

Sin límite

Sin límite

100 · A2

100 · A2

Sin límite

100 · A2

10 · A2

10 · A2

ANEXO VII

FACTORES DE MULTIPLICACIÓN PARA CARGAS DE GRANDES DIMENSIONES

Dimensiones de la carga a/ Factor de multiplicación

Hasta 1 m2 Más de 1 m2 hasta 5 m2 Más de 5 m2 hasta 20 m2 Más de20 m2

1 2 3 10

a/ Se mide el área de la mayor sección transversal de la carga.

139

ANEXO VIII

DETERMINACIÓN DEL ÍNDICE DE TRANSPORTE Partida Contenido Método de determinación del

Índice de Transporte (IT) SUSTANCIAS no FISIONABLES

IT para el control de la exposición a las radiaciones

BULTOS

SUSTANCIAS FISIONABLES

IT que sea mayor entre el de control de la exposición a las radiaciones y el de control de la criticidad nuclear

SOBREENVASES no rígidos

BULTOS Suma de todos los IT de los BULTOS contenidos

SOBREENVASES rígidos

BULTOS Suma de todos los IT de los BULTOS contenidos, o, en el caso del REMITENTE original, ya sea el IT para el control de la exposición a las radiaciones o la suma de todos los IT de los BULTOS

BULTOS o SOBREENVASES

Suma de los IT de todos los BULTOS y SOBREENVASES contenidos

CONTENEDORES

MATERIALES BAE u OCS O bien la suma de los IT que sea mayor entre el de control de la exposición a las radiaciones y el de control de la criticidad nuclear

CONTENEDORES en la modalidad de USO EXCLUSIVO

BULTOS o SOBREENVASES

O bien la suma de los IT que sea mayor entre el de control de la exposición a las radiaciones y el de control de la criticidad nuclear

CISTERNAS SUSTANCIAS no FISIONABLES

IT para el control de la exposición a las radiaciones

SUSTANCIAS FISIONABLES

IT que sea mayor entre el de control de la exposición a las radiaciones y el de control de la criticidad nuclear

Sin embalar BAE-I u OCS-I IT para el control de la exposición a las radiaciones

140

ANEXO IX

CATEGORÍAS DE BULTOS

CONDICIONES Índice de Transporte Nivel de Radiación Máximo

en cualquier punto de la Superficie Externa

Categoría

0 Hasta 0,005 mSv/h (0,5 mrem/h)

I-BLANCA

Mayor que 0 pero no mayor que 1

Mayor que 0,005 mSv/h (0,5 mrem/h) pero no mayor que 0,5 mSv/h (50 mrem/h)

II-AMARILLA

Mayor que 1 pero no mayor que 10

Mayor que 0,5 mSv/h (50 mrem/h) pero no mayor que 2 mSv/h (200 mrem/h)

III-AMARILLA

Mayor que 10

Mayor que 2 mSv/h (200 mrem/h) pero no mayor que 10 mSv/h (1.000 mrem/h)

III-AMARILLA y también bajo USO EXCLUSIVO

ANEXO X

CATEGORÍAS DE SOBREENVASES, INCLUIDOS LOS CONTENEDORES

CUANDO SE UTILIZAN COMO SOBREENVASE

Índice de Transporte Categoría I-BLANCA IT mayor que 0 pero menor o igual a 1 II-AMARILLA IT mayor que 1 III-AMARILLA

141

ANEXO XI

LIMITES DEL ÍNDICE DE TRANSPORTE PARA CONTENEDORES Y MEDIOS DE TRANSPORTE

Límite de la suma total de índice de transporte en un contenedor único a bordo de un medio de transporte No en la modalidad de USO EXCLUSIVO

En la modalidad de USO EXCLUSIVO

Tipo de contenedor o medio de transporte

Sustancias no fisionables

Sustancias fisionables

Sustancias no fisionables

Sustancias fisionables

Contenedor - pequeño

50 50 No aplicable No aplicable

Contenedor - grande

50 50 Sin límite 100 b/

Vehículo 50 50 Sin límite 100 b/ Aeronave de pasajeros

50 50 No aplicable No aplicable

de carga 200 50 Sin límite 100 b/ Buque de navegación fluvial


Buque de navegación marítima c/ 1) Bodega, compartimiento o zona delimitada de la cubierta:

Bultos, sobreenvases, contenedores pequeños


Contenedores grandes

200 d/ 50 Sin límite 100 b/

2) Total en buques:

Bultos, etc. 200 d/ 200 d/ Sin límite e/ 200 e/ Contenedores grandes

Sin límite d/ Sin límite e/ Sin límite Sin límite d/

3) buques f/ de uso especial

No aplicable No aplicable Sin límite Según se apruebe f/

NOTAS CORRESPONDIENTES AL ANEXO XI

a/ Siempre que el transporte sea directo del REMITENTE al DESTINATARIO sin

ningún almacenamiento intermedio en tránsito.

142

b/ En aquellos casos en que el IT sea superior a 50, la REMESA se manipulará y estibará de modo que permanezca siempre separada mediante una distancia mínima de 6 m. de cualquier otro BULTO, SOBREENVASE, CISTERNA o CONTENEDOR que acarree MATERIALES RADIACTIVOS. El espacio que quede entre puede ser ocupado por otro tipo de carga conforme a lo dispuesto en el artículo 33.

c/ En el caso de BUQUES de navegación marítima se satisfarán los requisitos que

figuran en 1 y 2. d/ Siempre que los BULTOS, SOBREENVASES, CISTERNAS o

CONTENEDORES, según proceda, estén estibados de modo que la suma total de los IT de cualquier grupo aislado no sea superior a 50, y que cada grupo se manipule y estibe de modo que los grupos estén separados entre sí por una distancia mínima de 6 m.

e/ Los BULTOS o SOBREENVASES que se acarreen en un VEHÍCULO

conforme a lo dispuesto en el artículo 97 podrán transportarse en un BUQUE, siempre que no se descargue del VEHÍCULO en ningún momento mientras se encuentren a bordo del BUQUE.

f/ Para BUQUES de uso especial, tales como los utilizados para el acarreo de

varios cofres de combustible irradiado, la suma máxima total de los IT estará supeditada a APROBACIÓN MULTILATERAL, según las circunstancias específicas y ajustándose a los requisitos del artículo 100.

ANEXO XII

DATOS RELATIVOS A LA IRRADIACIÓN SOLAR

Forma y posición de la superficie Irradiación solar en W/m2 para 12 horas

por día Superficies planas transportadas horizontalmente: - base - otras superficies

Nula 800

Superficies planas no transportadas horizontalmente: - cada superficie

200a/ Superficies curvas 400a/ a/ Como alternativa, se puede recurrir a una función sinusoidal, adoptándose un

coeficiente de absorción y despreciándose los efectos de una posible reflexión proveniente de los objetos contiguos.

143

ANEXO XIII

LIMITACIONES IMPUESTAS A LAS SOLUCIONES O MEZCLAS HIDROGENADAS HOMOGÉNEAS DE SUSTANCIAS FISIONABLES

Parámetros Uranio-235 únicamente Cualquier otra

SUSTANCIA FISIONABLE (comprendidas las mezclas)

H/X mínima a/ 5.200 5.200 Concentración máxima de SUSTANCIAS FISIONABLES en g/l

5 5

Masa máxima (en g) de SUSTANCIAS FISIONABLES en un BULTO o MEDIO DE TRANSPORTE

800 b/ 500

a/ H/X es la razón del número de átomos de hidrógeno al número de átomo del

nucleido fisionable. b/ Con un contenido total de plutonio y uranio-233 no superior al 1% de la masa de

uranio-235.

ANEXO XIV

ALTURA DE CAÍDA LIBRE PARA EL ENSAYO DE BULTOS EN CONDICIONES NORMALES DE TRANSPORTE

Masa del bulto (kg) Altura de caída libre (m)

Hasta 5.000 Mayor que 5.000 hasta 10.000 Mayor que 10.000 hasta 15.000 Mayor que 15.000

1,2 0,9 0,6 0,3

144

FIGURAS

Fig. 1. Símbolo Fundamental: un trébol cuyas proporciones están basadas en un círculo central de radio X. La dimensión mínima admisible de X será de 4 mm.

Fig. 2. Etiqueta para la categoría I-BLANCA. El color de fondo de la etiqueta será blanco, el trébol y los caracteres y líneas impresos serán negros y la barra que indica la categoría será roja.

145

Fig. 3. Etiqueta para la categoría II-AMARILLA. El color de fondo de la mitad superior de la etiqueta será amarillo y el de la mitad inferior blanco, el trébol y los caracteres y líneas impresos serán negros y las barras que indican la categoría serán rojas.

Fig. 4. Etiqueta para la categoría III-AMARILLA. El color de fondo de la mitad superior de la etiqueta será amarillo y el de la mitad inferior blanco, el trébol y los caracteres y líneas impresos serán negros y las barras que indican la categoría serán rojas.

146

Fig. 5. Rotulo Las dimensiones de este modelo son las mínimas; cuando se utilicen rótulos de distintas dimensiones se guardarán las mismas proporciones que en el modelo. La cifra “7” tendrá una altura no inferior a 25 mm. El color de fondo de la mitad superior del rótulo será amarillo y el de la mitad inferior blanco, el trébol y los caracteres y líneas impresos serán negros. El empleo del término “RADIACTIVO” en la mitad inferior es facultativo, con el fin de permitir también la utilización de este rótulo para indicar el número apropiado de las Naciones Unidas correspondiente a la remesa.

Fig. 6. Rótulo para indicar por separado el número de Naciones Unidas. El color de fondo del rótulo será naranja y los bordes y el número de Naciones Unidas serán negros. “****” Espacio en el que deberá insertarse el número de Naciones Unidas apropiado

para los materiales radiactivos de que se trate.

147

ARTICULO TRANSITORIO: La Comisión Chilena de Energía Nuclear podrá delegar en el Ministerio de Salud Pública la facultad de autorizar el transporte de sustancias radiactivas que se vayan a utilizar para fines médicos, de investigación o industriales. Anótese, tómese razón, comuníquese y publíquese.- AUGUSTO PINOCHET UGARTE.- Samuel Lira, Ministro de Minería.

REPUBLICA DE CHILE Ministerio de Minería JHC/ACP/yas

REF.: ADECUA PLANTAS Y ESCALAFONES DE LA COMISION CHILENA DE ENERGIA NUCLEAR, AL ARTICULO 5º DE LA LEY Nº 18.834, SOBRE ESTATUTO ADMINISTRATIVO.

Nº ______4______________________/ SANTAGO, 09 de Febrero 1990 HOY SE DECRETO LO QUE SIGUE:

VISTOS: Las facultades que me confieren los artículos 1º y 2º transitorio de la Ley Nº 18.834, que aprobó el Estatuto Administrativo, dicto el siguiente:

DECRETO CON FUERZA LEY:

Artículo Unico: Adecúanse las plantas y escalafones del personal de la COMISION

CHILENA DE ENERGIA NUCLEAR a lo dispuesto en el artículo 5º de la Ley Nº 18.834, en la forma que

se señala:

148

SITUACION ACTUAL ADECUACION SEGÚN ARTICULO 5º LEY Nº 18.834.

ESCALAFON CARGOS NIVEL GRADO Nº CARGOS

PLANTA/CARGOS GRADOS Nº CARGOS

Jefe Superior Servicio

DIRECTIVOS SUPERIORES

DIRECTIVOS

PROFESIONALES

PROFESIONALES

-Director Ejecutivo - Director Técnico - Asesor Jurídico - Subdirector General - Directivo - Profesionales - Ingenieros Civiles - Profesionales - Ingenieros Civiles - Profesionales - Ingenieros Civiles - Profesionales - Ingenieros Civiles - Profesionales - Ingenieros Civiles - Profesionales - Ingenieros Civiles - Profesionales - Ingenieros de Ejecuc. - Profesionales - Ingenieros Civiles - Ingenieros de Ejecu. - Profesionales - Ingenieros Civiles - Ingenieros de Ejecuc. - Profesionales - Ingenieros Civiles - Ingeniero de Ejecuc. - Profesionales - Ingenieros de Ejecuc. - Téc. Universitarios - Profesionales - Téc. Universitarios - Ingenieros Ejecuc. - Téc. Universitarios - Téc. Universitarios - Téc. Universitarios - Téc. Universitarios - Téc. Universitarios

III III

I I - I - I - I - II - II - II - I -

III I -

III II -

IV II - II I - I

III II II II IV V

4 4

5 5

4 4 5 5 6 6 7 7 8 8 9 9

10 10 11 11 11 12 12 12 13 13 13 14 14 14 15 15 16 16 17 18 21 22

5 1

1 2 9

8 7

10 8

13 8 7 5 5 4 4 2 4

10 6 1 9 9 1 1 1 1 3 5 2

15 1 5 6 3

14 3 2 2

185

-Director Ejecutivo DIRECTIVOS

-Jefes Deptos.

- Jefes Deptos.

PROFESIONALES

-Profesionales

-Profesionales

-Profesionales

-Profesionales

-Profesionales

-Profesionales

-Profesionales

-Profesionales

-Profesionales

-Profesionales

-Profesionales

-Profesionales

-Profesionales

-Profesionales -Profesionales -Profesionales -Profesionales

2

4

5

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

16

17 18 21 22

1

6

3

9

15

18

21

12

9

6

14

16

11

5

22

6

9

14 3 2 2

185

149




PROCESAMIENTO DATOS

JEFATURAS A

CONTADOR

JEFATURAS B JEFATURAS B SECRETARIAS EJECUTIVAS SECRETARIAS OFICIALES ADMINISTRAT. SECRETARIAS OFICIALES ADMINISTRAT. SECRETARIAS OFICIALES ADMINISTRAT.

-Programador A -Administrativos Jefes -Programador A -Administrativos Jefes -Contador -Contador -Jefes Técnicos o Especializados -Operador Comput. Jefe -Jefes Técnicos o Especializados -Administrativos Jefes -Contador -Jefes Técnicos -Administrativos Jefes -Programador C -Dibujante Técnico -Administrativos Jefes -Dibujante Técnico -Encargado Taller -Encargado Taller -Encargado Taller -Encargado Taller -Contador -Encargado Taller -Secretarias Ejecutivas -Secretarias Ejecutivas -Secretarias Ejecutivas -Secretarias -Oficial Administrativo -Oficial Administrativo -Secretarias -Oficial Administrativo -Oficial Administrativo -Secretarias -Oficial Administrativo -Oficial Administrativo -Oficial Administrativo

- I - II I I

II - I I I I I - I II I I I I I

IV II I I I I I I

II

II II

III

III III IV

9 9

10 10 10 11

11 12

12 12 12 13 13 14 14 14 15 16 17 18 19 21 22

10 11 12

14

14 15

16

16 17

20

21 22 25

3 2 1 4 3 2

5 1

3 4 2 1 2 2 1 4 1

10 7 2 1 2 2

65

11 8 2

2

7 5

2

4 1

3

1 2 2

TECNICOS

-Técnicos

-Técnico

-Técnicos

-Técnico

-Técnicos

-Técnicos

-Técnico -Técnicos -Técnicos -Técnicos -Técnico -Técnicos -Técnicos

ADMINISTRATIVOS -Administrativos -Administrativos -Administrativos

-Administrativos

-

-Administrativos

-Administrativos

-Administrativo

-Administrativos

-Administrativo -Administrativos -Administrativos

9

10

11

12

13

14

15 16 17 18 19 21 22

10 11 12

14

15

16

17

20

21 22 25

5

8

7

10

3

7

1 10 7 2 1 2 2

65

11 8 2

9

5

6

1

3

1 2 5

150




SECRETARIAS MAYORDOMOS AUXILIARES

-Secretarias -Mayordomos -Mayordomos -Auxiliar -Auxiliar

IV I I I I

25

19 20

21 22

3 53

9 3

3 2

17

AUXILIARES

-Auxiliares -Auxiliares

-Auxiliares -Auxiliares

19 20

21 22

53

9 3

3 2

17

Establécense los siguientes requisitos para el ingreso y promoción, en las planteas y cargos que se indican: a) PLANTA DE PROFESIONALES CARGO R E Q U I S I T O S 8 Cargos Profesionales -Título de Ingeniero Civil ó Ingeniero de Defensa ó Abogado Gr. 4º EUS ó Ingeniero Comercial ó Médico Cirujano.

- 2 años de experiencia profesional. 7 Cargos Profesionales 1) Título profesional de a lo menos 10 semestres. Gr. 4º EUSº

- 2 años de experiencia profesional ó: 2) Título profesional de a lo menos 8 semestres.

- Cursos de capacitación de a lo menos 800 horas en áreas de interés para la Comisión Chilena de Energía Nuclear.

- 9 años de experiencia profesional, ó

3) Título profesional.

151

- Cursos de capacitación de a lo menos 800 horas en áreas de interés para la Comisión Chilena de Energía Nuclear.

CARGO R E Q U I S I T O S

- 12 años de experiencia profesional.

10 Cargos Profesionales Grado 5º Eus - Título de Ingeniero Civil ó Ingeniero de Defensa ó

Abogado ó Ingeniero Comercial ó Médico Cirujano.

- 2 años de experiencia profesional. 8 Cargos Profesionales 1) Título profesional de a lo menos 10 semestres Gr.5º UES

- 2 años de experiencia profesional, ó:

2) Título profesional de a lo menos 8 semestres.

- Cursos de capacitación de a lo menos 800 horas en áreas de interés para la Comisión Chilena de Energía Nuclear. - 9 años de experiencia profesional, ó:

3) Título Profesional

- Cursos de capacitación de a lo menos 800 horas en áreas de interés para la Comisión Chilena de Energía Nuclear - 12 años de experiencia profesional.

2 Cargos Profesionales Gr. 9º EUS - Título de Ingeniero Civil ó Ingeniero de Defensa ó Abogado

ó Ingeniero Comercial ó Médico Cirujano. 4 Cargos Profesionales 1) Título profesional de a lo menos 10 semestres. Gr. 9º EUS

- 1 año de experiencia profesional ó: 2) Título profesional de a lo menos 8 semestres.

- 9 años de experiencia profesional. - Cursos de capacitación de a lo menos 400 horas, en áreas

de interés para la Comisión Chilena de Energía Nuclear, ó:

3) Título profesional.

152

CARGO R E Q U I S I T O S

- 11 años de experiencia profesional. - Curso de capacitación de a lo menos 400 horas, en

áreas de interés para la Comisión Chilena de Energía Nuclear.

6 Cargos Profesionales Gr. 13º EUS 1) Título profesional.

- 3 años de experiencia profesional. Los restantes cargos de esta planta, requerirán título profesional. b) PLANTA DE TECNICOS CARGO R E Q U I S I T O S Cargos Técnicos 1) Requisitos de ingreso a la Planta, más: Gr. 12º EUS - 2 semestres de estudios de capacitación en su área de

especialización.

- 3 años de experiencia laboral, ó: 2) Requisitos de ingreso a Planta, más:

- Cursos de especialización en área de interés para la

Comisión Chilena de Energía Nuclear, de más de 400 horas (acumuladas).

- 4 años de experiencia laboral, ó:

3) Requisitos de ingreso a la Planta , más:

- 9 años de experiencia laboral.

Los restantes cargos de esta Planta, requerirán título de técnico otorgado por un establecimiento de educación superior del estado o reconocido por éste ó título de técnico de nivel industrial ó Contador general ó programador en computación.

c) PLANTA DE ADMINISTRATIVOS CARGO R E Q U I S I T O S Cargos Administrativos 1) Licencia de Educación Media. Gr. 10º EUS - 4 años de experiencia en labores de

secretariado y título de Secretariado, ó:

153

2) 5 años de experiencia en la Comisión Chilena de Energía Nuclear, en labores administrativas.

Los restantes cargos de esta Planta requerirán como mínimo, licencia de educación medio o equivalente. c) PLANTA AUXILIARES Los cargos de esta Planta requerirán haber aprobado como mínimo, la Educación Básica.

154

legislacion densimetro nuclear 2006

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