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ECO/1449/2003 de 21 de mayo sobre la gestión de mate- riales residuales sólidos con contenido radiactivo generados en instalaciones radiactivas de 2a y 3a categoría en las que se manipulen o almacenen isótopos radiactivos no encapsu- lados; y la Resolución genérica de transferencia de materia- les radiactivos que se detecten en la chatarra de la Dirección General de la Energía del Ministerio de Industria y Energía de 18 de febrero de 2000.
En la resolución de la DGE, basada en el documento RP-89, los valores de exención de actividad se aplican a fuentes radiactivas encapsuladas de baja actividad, mientras que los valores de exención para las actividades másicas se han calculado para masas de material comprendidas entre 1 y 3 toneladas. En dicha resolución existe un anexo en donde figuran los niveles de referencia de actuación por encima de los cuales, las piezas que contengan dichos valores deberán ser objeto de transferencia a Enresa.
La nueva Directiva de la Unión Europea (2013/59/Eura- tom), establece dos niveles de exención o desclasificación de materiales:
A. Valores aplicados por defecto a cualquier cantidad y a cualquier tipo de material sólido (Tabla A Parte 1 del Anexo VII).
B. Valores aplicados para cantidades moderadas de cual- quier tipo de material. (Tabla B del Anexo VII).
Estos valores se han obtenido de las nuevas Normas Básicas de Seguridad del OIEA (Requisitos Generales GSR Parte 3) y de las recomendaciones internacionales de la Co- misión Internacional de Protección Radiológica.
En la Tabla 1 se muestra una comparación entre los nive- les de exención actuales y los propuestos en la nueva Direc- tiva para algunos radionúclidos encontrados habitualmente entre la chatarra.
El borrador dEl Código dE CoNduCta dEl oiEa y la SSg-17
En la publicación Principios fundamentales de Seguridad del OIEA se establece el objetivo fundamental de la seguridad y sus diez principios fundamentales. Este objetivo, que consiste en “proteger a las personas y el medioambiente contra los efectos nocivos de las radiaciones ionizantes”, se aplica a
todas las instalaciones y actividades que sean fuente de riesgos asociados a las radiaciones, incluida la presencia de materiales radiactivos en la chatarra en las industrias de reciclado y producción de metales.
Los esfuerzos para aplicar un enfoque internacional común comenzaron en la Conferencia Internacional de 2009 sobre el Control y la Gestión de Materiales Radiactivos Inadverti- dos en Chatarra, celebrada en Tarragona. La Conferencia reclamó el establecimiento de un acuerdo internacional so- bre el movimiento transfronterizo de chatarra.
Durante la 56a Conferencia General de la Agencia en 2012, el Programa de Seguridad Nuclear y Radiológica organizó un evento paralelo centrado en el estado actual y el desarrollo futuro de este Código de Conducta. Presentado por el Gobierno de Finlandia, el evento dio a los expertos del OIEA la oportunidad de interactuar con los Estados miembros e informarles sobre el desarrollo y la importancia del Código. El Código de Conducta de Reciclaje de Metales es una iniciativa importante para establecer control sobre materiales radiactivos que pueden haber sido involuntaria- mente incorporados en la chatarra.
El proceso de desarrollo de un Código de Conducta comenzó en Viena en 2010, con la redacción de su texto preliminar. Desde entonces, se realizaron avances en el texto durante dos reuniones técnicas abiertas en 2011 y 2012, y mediante su distribución a los Estados miembros para comen- tarios en abril de 2012. Una tercera reunión abierta sobre el desarrollo del Código se programó a principios de 2013 en la cual se procedió a publicar su redacción final.
El borrador del Código de Reciclaje de Metales está inspi- rado, en parte, en el Protocolo español, y en su elaboración participaron representantes españoles del CSN, Enresa, Unesid y FER.
Por otro lado, el OIEA publicó en 2013, una guía de se- guridad específica SSG-17 Control de fuentes huérfanas y otros materiales radiactivos en las industrias de reciclado y producción de metales, cuyo objetivo primordial es formular recomendaciones para los gobiernos y las autoridades na- cionales, incluidos los órganos reguladores, sobre la aplica- ción de los Principios fundamentales de seguridad mediante el cumplimiento de los Requisitos de seguridad en relación
Radionúclido
Nivel del Protocolo actual (Bq/g)
Nivel de exención
para grandes cantidades (Bq/g)
Nivel de exención para cantidades moderadas (Bq/g)
Co-60
1
0.1
10
Sr-90
10
1
100
Cs-137
1
0.1
10
Ra-226
1
1
10
U-238
1
1
10
Am-241
1
0.1
1
Tabla 1. Comparativa de niveles de exención.
EL PAPEL DEL CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR EN EL PROTOCOLO DE VIGILANCIA RADIOLÓGICA DE MATERIALES METáLICOS 23