ASUNTO: Resolución por la que se autoriza la transferencia de material radiactivo que se detecte en la chatarra o en su procesado a la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, S.A. (ENRESA).
Ante la necesidad de adoptar medidas de vigilancia radiológica para tratar de evitar y, en su caso, gestionar adecuadamente el material radiactivo que se detecte en la chatarra o en su procesado, el 2 de noviembre de 1999 se firmó un "Protocolo de colaboración sobre la vigilancia radiológica de los materiales metálicos", cuya -puesta en práctica prevé, entre otras, las siguientes actuaciones:
La puesta en marcha de un sistema de vigilancia y control radiológico de la chatarra en las instalaciones en las que se almacena o procesa; con el objetivo de detectar, inmovilizar y segregar el materias radiactivo que pudiera contener, para evitar su dispersión y minimizar los riesgos de exposición y contaminación.
La transferencia en determinados casos de los materiales radiactivos detectados a ENRESA, para su custodia o gestión dentro del marco establecido por la normativa nuclear.
De acuerdo con el artículo 31 de la Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre energía nuclear, la transferencia de material radiactivo debe ser objeto de autorización previa por el Ministerio de Industria y Energía. Asimismo, según lo dispuesto en el artículo 2 de la Ley 15/1980, de 22 de abril, de creación del Consejo de Seguridad Nuclear, estas autorizaciones deben contar con el informe preceptivo de dicho Organismo.
Con este fin, la Dirección General de la Energía se dirigió al Consejo de Seguridad Nuclear solicitándole el informe preceptivo para emitir una autorización de transferencia a del material radiactivo que se detecte en la chatarra y en su procesado, según se establece en el punto 5. 1. 1) del mencionado Protocolo.
A la vista de dicho informe, de acuerdo con el Consejo de Seguridad Nuclear, esta Dirección General ha resuelto autorizar la transferencia a ENRESA del material radiactivo que se detecte en la chatarra y en su procesado, siempre que tal transferencia se someta a los límites y condiciones del Anexo y le satisfaga la legislación vigente en materia de transporte y almacenamiento de material radiactivo.
Esta Resolución podrá ser recurrida en reposición ante esta Dirección General en el plazo de un mes a contar desde su notificación, o recurrida directamente ante la Jurisdicción Contencioso-Administrativa en el plazo de dos meses, en los términos previstos en los artículos 116 y 117 de la Ley 30/1992, de Régimen Jurídico de las Administraciones Públicas y del Procedimiento Administrativo Común, según la nueva redacción otorgada por la Ley 4/1999. que modifica la anterior.
Madrid, 18 de febrero de 2000
EL DIRECTOR GENERAL DE LA ENERGIA
Antonio Gomis Sáez
ANEXO
LÍMITES Y CONDICIONES DE SEGURIDAD NUCLEAR Y PROTECCIÓN RADIOLÓGICA A QUE QUEDA SOMETIDA LA TRANSFERENCIA A ENRESA
DEL MATERIAL RADIACTIVO QUE SE DETECTE EN LA CHATARRA Y EN SU PROCESADO
1. Niveles de referencia de investigación.
El procedimiento. de vigilancia de la radiactividad en los materiales metálicos y en los productos resultantes de su procesado definirá los niveles que requieran un análisis posterior y más detallado (denominados niveles de investigación) de tales materiales y productos.
Los niveles de investigación serán establecidos de acuerdo con los siguientes criterios:
a) Para los materiales metálicos no podrán ser superiores a:
i. La dosis debida a la radiación de fondo natural de la zona más tres desviaciones típicas de la misma, calculada siguiendo las instrucciones técnicas del fabricante del equipo utilizado para la detección, si se utilizan sistemas automáticos de detección.
ii. Una tasa de dosis efectiva de 0,3 microsievert/hora medida en contacto con la superficie del medio de transporte en el que llegue la mercancía, si se utilizan sistemas manuales de detección.
b) Para los productos resultantes del proceso, se establecerá como niveles de investigación, una fracción de los niveles referidos en el apartado 3 b). La fracción se fijará en cada caso teniendo en cuenta las características técnicas de la instrumentación disponible y de forma que el tiempo de detección sea compatible con el ritmo del proceso industrial que se desarrolla en la instalación.
2. Objetivo, alcance, realización y resultados de la investigación.
Cuando en un cargamento de, materiales metálicos o en una prueba de productos resultantes de su procesado se detecte una tasa de dosis a causa de la radiación o una contaminación superior a los niveles de investigación establecidos de acuerdo con la anterior condición 1, se realizará una investigación que:
a) Tendrá por objetivo identificar, segregar y aislar los materiales causantes de la radiación, y determinar la naturaleza y actividad de los radionucleidos que contienen.
b) Tendrá como alcance mínimo:
i) La totalidad del cargamento en el que se haya detectado la radiación, si la detección ha tenido lugar en materiales metálicos antes de su procesado.
ii) Los productos, subproductos, semiproductos, materiales residuales y línea de proceso que hayan podido resultar afectados, si la detección ha tenido lugar en una muestra del producto resultante del proceso.
c) Será realizada:
i) Por técnicos que posean conocimientos acreditados de protección radiológica, de la instrumentación y métodos para la caracterización de materiales radiactivos.
ii) De acuerdo con procedimientos que previamente hayan sido establecidos por el titular de la instalación.
d) Las conclusiones de la investigación serán recogidas en un informe en el que se hará constar qué materiales deben ser transferidos a ENRESA.
3. Niveles de referencia de actuación.
Las piezas o dispositivos que emitan radiación por encima de los valores de investigación, serán objeto de su transferencia a ENRESA, salvo que se encuentren en alguna de las siguientes situaciones:
a) Que dichos materiales hayan sido objeto de autorización para su gestión como material no radiactivo, mediante Resolución de la Dirección General de la Energía, cuando procedan de, una instalación o actividad incluida en el ámbito de aplicación de la normativa nuclear, y siempre que no se haya prohibido expresamente su gestión mediante procesado en instalaciones de recuperación o reciclado de materiales metálicos.
b) Que no superen, como valores de referencia, los valores indicados en la Tabla adjunta.
c) Que el Consejo de Seguridad Nuclear, de acuerdo con la legislación vigente, declare explícitamente que dicho material está exento de la aplicación de la normativa nuclear.
Los materiales metálicos que como resultado de la investigación no deban ser transferidos a ENRESA, podrán ser procesados en la instalación en la que fueron detectados sin ningún control radiológico específico posterior.
4. Cuestión de los materiales radiactivos.
Los materiales, piezas o dispositivos en los que se haya detectado radiación y que no satisfagan las condiciones anteriores, serán considerados radiactivos y, en, consecuencia deberán ser retirados por ENRESA para ser gestionados de acuerdo con los requisitos establecidos en la normativa nuclear y la retirada se realizará bajo la supervisión de una Unidad Técnica de Protección Radiológica.
5. Devolución de materiales radiactivos procedentes del extranjero.
En el caso de que el material radiactivo haya llegado al territorio nacional en un cargamento procedente del extranjero, sin perjuicio de su retirada por ENRESA de acuerdo a los apartados anteriores, el propietario dé la instalación en la que fue detectado, con la colaboración de ENRESA, realizará cuantas gestiones estén a su alcance para la identificación del suministrador y su devolución al mismo. En caso de que dicha devolución resulte impracticable, se procederá a la gestión del material por ENRESA.
6. Comunicaciones al CSN.
Las siguientes situaciones deberán ser comunicadas al Consejo de Seguridad Nuclear, en cuanto hayan sido confirmadas:
a) Siempre que se detecte material radiactivo que deba ser transferido a ENRESA. En este caso la comunicación deberá acompañarse del informe que incluya los resultados de la investigación practicada.
b) Adicionalmente al apartado a), cuando se vaya a proceder a la devolución al país de origen del material radiactivo detectado, se informará al CSN con suficiente antelación sobre la identidad del país y su destinatario. Está devolución deberá, realizarse de acuerdo con la legislación vigente en materia de transporte de material radiactivo.
c) Cuando se detecte material radiactivo por encima de los niveles de investigación, si la detección ha tenido lugar en los productos resultantes del proceso.
