Este documento resume la evolución de las actividades nucleares en México desde los años 1930, cuando se empezaron a usar materiales radiactivos en medicina. También describe la organización nuclear existente en el país a partir de 1979 y discute aspectos relevantes como el Proyecto Nucleoeléctrico de Laguna Verde y los usuarios de material radiactivo. Finalmente, analiza la necesidad de contar con una regulación adecuada en México, especialmente en el área de garantía de calidad.
Este documento describe las diferencias significativas entre los proyectos nucleoeléctricos y los proyectos de ingeniería convencional. Explica que los proyectos nucleares requieren estrictos procedimientos de seguridad nuclear debido a los riesgos asociados con la radiación. También describe las funciones del grupo de licenciamiento y seguridad nuclear, incluida la revisión independiente para garantizar el cumplimiento de los requisitos regulatorios. Finalmente, señala algunas características peculiares de la industria nucleoeléctrica
Este documento presenta un plan de seguridad para obras de construcción civil que cumple con las normas y leyes vigentes en Perú. El plan describe los equipos de protección colectiva e individual requeridos, como andamios, barandillas, cascos y calzado de seguridad. También incluye la composición de un botiquín de primeros auxilios. El objetivo es garantizar la seguridad de los trabajadores y cumplir con los requisitos legales de seguridad y salud ocupacional en la construcción.
Normas de seguridad en los diferentes tipos de mantenimientoAlejandro Flores
1.- Que es una norma de seguridad.
2.- Como se clasifican las normas de seguridad.
3.- Normas de carácter general.
4.- Normas de carácter especifico.
5.- Elementos de Seguridad.
6.- Señalamiento Industrial.
7.- Tipos de Riesgos.
Este documento presenta una guía de seguridad para la protección radiológica ocupacional en la minería y el tratamiento de materias primas. La guía actualiza y amplía un código de práctica anterior publicado conjuntamente por el OIEA y la OIT. El documento proporciona recomendaciones para establecer programas de protección radiológica que cumplan con los requisitos regulatorios, y cubre temas como el cumplimiento de los requisitos, la notificación y autorización, y la organización de la protección radiol
Este documento resume la historia de la protección radiológica en Chile desde sus inicios en 1896 hasta la actualidad. Detalla hitos clave como la primera radiografía realizada en Chile en 1896, la creación de organismos reguladores como el Ministerio de Salud y la CCHEN, y la evolución de la legislación chilena sobre protección radiológica a través de decretos y leyes. También describe la estructura actual de la protección radiológica en el ámbito sanitario chileno y el rol de figuras clave como los Oficiales de Pro
Tema 9 ProteccióN Contra Las Radiaciones Ionizantes Rev 2005matfiqui
Este documento describe los conceptos y objetivos de la protección contra las radiaciones ionizantes. La protección radiológica tiene como objetivo principal evitar los efectos biológicos deterministas y limitar la probabilidad de los efectos estocásticos. Esto se logra mediante el sistema de limitación de dosis, que se basa en la justificación, optimización y limitación de la dosis individual. También se describen las organizaciones internacionales involucradas como la ICRP, ICRU, OIEA y OMS.
Normas y Leyes de Radioprotección 2017 UNAHOmar Sanchez
Este documento presenta un resumen de las normas y leyes de radioprotección establecidas por organizaciones internacionales como la OIEA y adoptadas a nivel nacional. Explica los principios fundamentales de seguridad radiológica, como la justificación, optimización y limitación de dosis, así como el marco regulatorio y las responsabilidades del gobierno para proteger a las personas y el medio ambiente de los efectos de la radiación. Finalmente, destaca la importancia de la cooperación internacional para promover la seguridad radiológica en todo
Curso mei 659 sensibilización en protección radiologicaProcasecapacita
El curso tiene como objetivo que los participantes aprendan sobre protección radiológica y criterios para operar de manera segura con fuentes de radiación ionizante, además de conocimientos sobre la legislación vigente. El curso consta de 10 temas que cubren conceptos básicos de radiación, física de radiaciones ionizantes, generación de rayos-X, efectos en humanos, técnicas de protección, instrumentación radiológica y legislación. También incluye prácticas de evaluación de niveles y blindaje, y evaluaciones
Este documento describe las diferencias significativas entre los proyectos nucleoeléctricos y los proyectos de ingeniería convencional. Explica que los proyectos nucleares requieren estrictos procedimientos de seguridad nuclear debido a los riesgos asociados con la radiación. También describe las funciones del grupo de licenciamiento y seguridad nuclear, incluida la revisión independiente para garantizar el cumplimiento de los requisitos regulatorios. Finalmente, señala algunas características peculiares de la industria nucleoeléctrica
Este documento presenta un plan de seguridad para obras de construcción civil que cumple con las normas y leyes vigentes en Perú. El plan describe los equipos de protección colectiva e individual requeridos, como andamios, barandillas, cascos y calzado de seguridad. También incluye la composición de un botiquín de primeros auxilios. El objetivo es garantizar la seguridad de los trabajadores y cumplir con los requisitos legales de seguridad y salud ocupacional en la construcción.
Normas de seguridad en los diferentes tipos de mantenimientoAlejandro Flores
1.- Que es una norma de seguridad.
2.- Como se clasifican las normas de seguridad.
3.- Normas de carácter general.
4.- Normas de carácter especifico.
5.- Elementos de Seguridad.
6.- Señalamiento Industrial.
7.- Tipos de Riesgos.
Este documento presenta una guía de seguridad para la protección radiológica ocupacional en la minería y el tratamiento de materias primas. La guía actualiza y amplía un código de práctica anterior publicado conjuntamente por el OIEA y la OIT. El documento proporciona recomendaciones para establecer programas de protección radiológica que cumplan con los requisitos regulatorios, y cubre temas como el cumplimiento de los requisitos, la notificación y autorización, y la organización de la protección radiol
Este documento resume la historia de la protección radiológica en Chile desde sus inicios en 1896 hasta la actualidad. Detalla hitos clave como la primera radiografía realizada en Chile en 1896, la creación de organismos reguladores como el Ministerio de Salud y la CCHEN, y la evolución de la legislación chilena sobre protección radiológica a través de decretos y leyes. También describe la estructura actual de la protección radiológica en el ámbito sanitario chileno y el rol de figuras clave como los Oficiales de Pro
Tema 9 ProteccióN Contra Las Radiaciones Ionizantes Rev 2005matfiqui
Este documento describe los conceptos y objetivos de la protección contra las radiaciones ionizantes. La protección radiológica tiene como objetivo principal evitar los efectos biológicos deterministas y limitar la probabilidad de los efectos estocásticos. Esto se logra mediante el sistema de limitación de dosis, que se basa en la justificación, optimización y limitación de la dosis individual. También se describen las organizaciones internacionales involucradas como la ICRP, ICRU, OIEA y OMS.
Normas y Leyes de Radioprotección 2017 UNAHOmar Sanchez
Este documento presenta un resumen de las normas y leyes de radioprotección establecidas por organizaciones internacionales como la OIEA y adoptadas a nivel nacional. Explica los principios fundamentales de seguridad radiológica, como la justificación, optimización y limitación de dosis, así como el marco regulatorio y las responsabilidades del gobierno para proteger a las personas y el medio ambiente de los efectos de la radiación. Finalmente, destaca la importancia de la cooperación internacional para promover la seguridad radiológica en todo
Curso mei 659 sensibilización en protección radiologicaProcasecapacita
El curso tiene como objetivo que los participantes aprendan sobre protección radiológica y criterios para operar de manera segura con fuentes de radiación ionizante, además de conocimientos sobre la legislación vigente. El curso consta de 10 temas que cubren conceptos básicos de radiación, física de radiaciones ionizantes, generación de rayos-X, efectos en humanos, técnicas de protección, instrumentación radiológica y legislación. También incluye prácticas de evaluación de niveles y blindaje, y evaluaciones
Presentacion en el ECI-Julio-2015. (31-7-2015). Resumen: En nuestras retinas aún están los acontecimientos de Chernobil (1986, hace 29 años), y para otros los de Fukushima (2011, hace 4 años). Son los dos mas grandes accidentes nucleares (AC). Al respecto vamos a tratar en la charla, ¿qué es un accidente nuclear?, ¿cómo se clasifican?, ¿los AC de la historia?, ¿qué enseñanzas?, ¿qué perspectivas hay en la opción nuclear?.
Este documento describe la investigación actual en seguridad nuclear de reactores en Alemania, Finlandia, España y Suecia. Los programas de investigación en estos países se enfocan en garantizar la calidad y seguridad de componentes, entender el comportamiento de la planta durante transitorios y accidentes, mejorar la interacción hombre-máquina, y analizar riesgos y confiabilidad. Alemania en particular realiza investigación experimental en termohidráulica, combustión de hidrógeno, detección temprana de fallas y análisis probabilísticos de
Este documento describe los principios básicos de la seguridad radiológica, incluyendo la justificación, limitación de dosis y optimización. Explica los tipos de radiación, como la ionizante y no ionizante, y los efectos de la exposición a radiación. También cubre los requisitos normativos nacionales e internacionales, y los factores como distancia, tiempo y blindaje que permiten reducir la exposición a radiación. Finalmente, discute la importancia de los costos asociados con la implementación de medidas de seguridad radi
Este documento establece el protocolo para el uso, transporte y almacenamiento de densímetros nucleares en proyectos de la Gerencia de Construcción de Vías y Puentes. Describe la organización responsable, los procedimientos operativos, incluyendo la ubicación de las fuentes radiactivas, el inventario de equipos, y los controles y capacitación del personal. También incluye planes de emergencia y protección radiológica, así como el manejo de residuos radiactivos.
Colección de Normas de Seguridad del OIEAJorge Roldán
Este documento presenta una guía sobre la protección radiológica ocupacional. Explica que es importante establecer programas de protección radiológica efectivos para proteger a los trabajadores de la exposición a la radiación. Describe brevemente los requisitos generales para tales programas de acuerdo con las Normas Básicas Internacionales de Seguridad del OIEA.
El documento trata sobre las normas de seguridad del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) relacionadas con la protección radiológica ocupacional. Explica que el OIEA establece normas de seguridad para proteger la salud y la vida en el desarrollo y aplicación de la energía nuclear con fines pacíficos. Las normas incluyen nociones fundamentales de seguridad, requisitos de seguridad y guías de seguridad. La presente guía proporciona orientación sobre cómo cumplir los requisitos de
Este documento describe los sistemas de protección contra rayos en edificaciones y la necesidad de desarrollar herramientas de software para su diseño automatizado. Explica que aunque la normativa exige análisis de riesgo y diseños basados en el modelo electrogeométrico, las herramientas disponibles son insuficientes. Propone aplicar dicho modelo en 3D usando computación gráfica para distribuir puntas captadoras y garantizar una cobertura total de las edificaciones de manera automatizada.
El documento presenta información sobre un curso de gestión de la seguridad y salud ocupacional en minería basada en las normas nacionales. Explica los antecedentes de actualización del Reglamento de Seguridad y Salud Ocupacional en Minería en el Perú y presenta estadísticas sobre accidentes mortales en la minería entre los años 2000-2016. También resume los contenidos y objetivos del Reglamento de Seguridad y Salud Ocupacional en Minería, así como definiciones clave relacionadas a la seguridad y salud o
La energía nuclear se produce a través de reacciones nucleares como la fisión y la fusión. La tecnología nuclear incluye la generación de energía, medicina y armas. Aunque la energía nuclear genera electricidad de forma limpia, también presenta riesgos como accidentes nucleares y el potencial uso de armas nucleares. El documento analiza la definición, historia, procesos, aplicaciones y situación de la energía nuclear en España, incluyendo el tratamiento de residuos y las ventajas y desventajas de su uso.
Este documento presenta un estudio de seguridad y salud para una obra de construcción de una calle en Ávila. Describe los riesgos laborales asociados con la obra y las medidas de protección requeridas. Identifica riesgos como caídas, golpes, cortes, exposición a sustancias tóxicas y más. Explica que se requiere señalización, equipo de protección personal como cascos y guantes, y capacitación del personal sobre seguridad. El objetivo es asegurar la salud de los trabajadores y prevenir riesgos durante
El documento describe el diseño de un sistema de protección catódica anti-vandalismo para ductos de Petróleos Mexicanos. Incluye una introducción al tema de la protección catódica y una descripción de la empresa. También presenta el estado del arte de los sistemas de protección catódica, los elementos que conforman dichos sistemas y las tecnologías aplicables. Finalmente, desarrolla el diseño propuesto de un nuevo sistema de protección catódica subterráneo que implementa medidas de seguridad para evitar actos de vandalismo.
El documento trata sobre los residuos nucleares y los accidentes nucleares. Explica que los residuos nucleares se generan como subproducto de la energía nuclear y representan un peligro para el medio ambiente si no son almacenados y gestionados correctamente. También detalla algunos de los accidentes nucleares más importantes ocurridos en centrales nucleares civiles como Three Mile Island, Chernobyl y Vandellós I.
Este documento presenta la Norma Oficial Mexicana NOM-229-SSA1-2002 sobre los requisitos técnicos y de protección radiológica para instalaciones médicas que utilizan equipos de rayos X para diagnóstico. La norma establece criterios para el diseño, construcción y operación de las instalaciones, especificaciones técnicas para los equipos de rayos X, y requisitos de seguridad para proteger a pacientes, personal y público de la radiación. La norma fue actualizada tras una revisión quinquenal
Este documento presenta la Norma Oficial Mexicana NOM-229-SSA1-2002 sobre los requisitos técnicos y de protección radiológica para instalaciones de diagnóstico médico con rayos X. Establece criterios para el diseño e instalaciones, adquisición de equipos, y protección de pacientes, personal y público. Fue elaborada por la Secretaría de Salud de México con participación de instituciones públicas y privadas, y revisa normas anteriores sobre este tema.
AUTOR: JULIAN SÁNCHEZ GUTIÉRREZ
INGENIERO EN COMUNICACIONES ELÉCTRICAS Y ELECTRÓNICAS, MAESTRÍA EN CIENCIAS EN INGENIERÍA NUCLEAR Y DOCTORADO DE FILOSOFÍA EN INGENIERÍA.
Fecha: No existente
El documento presenta información sobre sistemas de protección sísmica para estructuras, incluyendo sistemas de aislación sísmica y disipación de energía. Explica que estos sistemas permiten mejorar la respuesta sísmica de las estructuras más allá de los requisitos mínimos de la normativa, protegiendo contenidos y permitiendo la continuidad operacional luego de un sismo severo. También entrega conceptos generales sobre estos sistemas pasivos y sus aplicaciones a nivel nacional e internacional.
1) El documento describe metodologías para definir provincias geotérmicas en México, identificando una zona no incluida anteriormente en inventarios debido a anomalías de flujo de calor.
2) Se correlacionan las anomalías con altas temperaturas calculadas por geotermómetros de sílice y profundidades someras de la temperatura de Curie.
3) Esto sugiere potencial geotérmico en la provincia asociada al volcanismo de intraplaca, sirviendo de base para evaluar recursos en provincias volcánic
Presentacion en el ECI-Julio-2015. (31-7-2015). Resumen: En nuestras retinas aún están los acontecimientos de Chernobil (1986, hace 29 años), y para otros los de Fukushima (2011, hace 4 años). Son los dos mas grandes accidentes nucleares (AC). Al respecto vamos a tratar en la charla, ¿qué es un accidente nuclear?, ¿cómo se clasifican?, ¿los AC de la historia?, ¿qué enseñanzas?, ¿qué perspectivas hay en la opción nuclear?.
Este documento describe la investigación actual en seguridad nuclear de reactores en Alemania, Finlandia, España y Suecia. Los programas de investigación en estos países se enfocan en garantizar la calidad y seguridad de componentes, entender el comportamiento de la planta durante transitorios y accidentes, mejorar la interacción hombre-máquina, y analizar riesgos y confiabilidad. Alemania en particular realiza investigación experimental en termohidráulica, combustión de hidrógeno, detección temprana de fallas y análisis probabilísticos de
Este documento describe los principios básicos de la seguridad radiológica, incluyendo la justificación, limitación de dosis y optimización. Explica los tipos de radiación, como la ionizante y no ionizante, y los efectos de la exposición a radiación. También cubre los requisitos normativos nacionales e internacionales, y los factores como distancia, tiempo y blindaje que permiten reducir la exposición a radiación. Finalmente, discute la importancia de los costos asociados con la implementación de medidas de seguridad radi
Este documento establece el protocolo para el uso, transporte y almacenamiento de densímetros nucleares en proyectos de la Gerencia de Construcción de Vías y Puentes. Describe la organización responsable, los procedimientos operativos, incluyendo la ubicación de las fuentes radiactivas, el inventario de equipos, y los controles y capacitación del personal. También incluye planes de emergencia y protección radiológica, así como el manejo de residuos radiactivos.
Colección de Normas de Seguridad del OIEAJorge Roldán
Este documento presenta una guía sobre la protección radiológica ocupacional. Explica que es importante establecer programas de protección radiológica efectivos para proteger a los trabajadores de la exposición a la radiación. Describe brevemente los requisitos generales para tales programas de acuerdo con las Normas Básicas Internacionales de Seguridad del OIEA.
El documento trata sobre las normas de seguridad del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) relacionadas con la protección radiológica ocupacional. Explica que el OIEA establece normas de seguridad para proteger la salud y la vida en el desarrollo y aplicación de la energía nuclear con fines pacíficos. Las normas incluyen nociones fundamentales de seguridad, requisitos de seguridad y guías de seguridad. La presente guía proporciona orientación sobre cómo cumplir los requisitos de
Este documento describe los sistemas de protección contra rayos en edificaciones y la necesidad de desarrollar herramientas de software para su diseño automatizado. Explica que aunque la normativa exige análisis de riesgo y diseños basados en el modelo electrogeométrico, las herramientas disponibles son insuficientes. Propone aplicar dicho modelo en 3D usando computación gráfica para distribuir puntas captadoras y garantizar una cobertura total de las edificaciones de manera automatizada.
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El documento describe el diseño de un sistema de protección catódica anti-vandalismo para ductos de Petróleos Mexicanos. Incluye una introducción al tema de la protección catódica y una descripción de la empresa. También presenta el estado del arte de los sistemas de protección catódica, los elementos que conforman dichos sistemas y las tecnologías aplicables. Finalmente, desarrolla el diseño propuesto de un nuevo sistema de protección catódica subterráneo que implementa medidas de seguridad para evitar actos de vandalismo.
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Este documento presenta la Norma Oficial Mexicana NOM-229-SSA1-2002 sobre los requisitos técnicos y de protección radiológica para instalaciones médicas que utilizan equipos de rayos X para diagnóstico. La norma establece criterios para el diseño, construcción y operación de las instalaciones, especificaciones técnicas para los equipos de rayos X, y requisitos de seguridad para proteger a pacientes, personal y público de la radiación. La norma fue actualizada tras una revisión quinquenal
Este documento presenta la Norma Oficial Mexicana NOM-229-SSA1-2002 sobre los requisitos técnicos y de protección radiológica para instalaciones de diagnóstico médico con rayos X. Establece criterios para el diseño e instalaciones, adquisición de equipos, y protección de pacientes, personal y público. Fue elaborada por la Secretaría de Salud de México con participación de instituciones públicas y privadas, y revisa normas anteriores sobre este tema.
AUTOR: JULIAN SÁNCHEZ GUTIÉRREZ
INGENIERO EN COMUNICACIONES ELÉCTRICAS Y ELECTRÓNICAS, MAESTRÍA EN CIENCIAS EN INGENIERÍA NUCLEAR Y DOCTORADO DE FILOSOFÍA EN INGENIERÍA.
Fecha: No existente
El documento presenta información sobre sistemas de protección sísmica para estructuras, incluyendo sistemas de aislación sísmica y disipación de energía. Explica que estos sistemas permiten mejorar la respuesta sísmica de las estructuras más allá de los requisitos mínimos de la normativa, protegiendo contenidos y permitiendo la continuidad operacional luego de un sismo severo. También entrega conceptos generales sobre estos sistemas pasivos y sus aplicaciones a nivel nacional e internacional.
1) El documento describe metodologías para definir provincias geotérmicas en México, identificando una zona no incluida anteriormente en inventarios debido a anomalías de flujo de calor.
2) Se correlacionan las anomalías con altas temperaturas calculadas por geotermómetros de sílice y profundidades someras de la temperatura de Curie.
3) Esto sugiere potencial geotérmico en la provincia asociada al volcanismo de intraplaca, sirviendo de base para evaluar recursos en provincias volcánic
This document discusses pipeline infrastructure and soil-pipeline interaction. It covers several topics: underground assets and the large inventory of pipelines in the US and worldwide; the interface between soil and pipes; 2D and 3D modeling of soil-pipeline interaction; next generation hazard-resistant pipelines; and the impact of ground deformation on pipeline performance. The document provides examples of full-scale testing and numerical modeling to understand complex soil-pipeline behavior during different loading conditions.
The document discusses sustainable infrastructure and engineering ethics. It provides an overview of ASCE's code of ethics, which holds paramount public safety, health and welfare. The code addresses conflicts of interest, professional competence, discrimination, professional development and zero tolerance for corruption. It also discusses licensure requirements to legally practice engineering in the US. Global infrastructure faces challenges from an estimated $2.6 trillion annual cost of corruption. International standards and agreements aim to combat corruption in public works.
This document discusses the evolution of seismic design approaches from force-based to displacement-based methods. Early force-based designs aimed to resist lateral forces estimated as fractions of weight but were later found to underestimate earthquake forces. Displacement-based design was developed to directly assess structural displacements rather than indirectly through forces. The document outlines the key concepts and procedures of displacement-based design in codes like Eurocode 8 and Model Code 2010, including using secant stiffness, estimating member deformations, and checking deformation capacities. It also presents new models developed from extensive testing for more accurately analyzing member stiffness, deformation demands, and deformation capacities.
This document summarizes David H. Sanders' presentation on the impact of earthquake duration on bridge performance. Some key points:
1) Recent major earthquakes showed that long fault ruptures and earthquake durations of 20-90+ seconds can significantly affect structural response compared to the typical duration of less than 30 seconds.
2) Shake table tests on bridge columns found that long duration motions led to more damage than short duration motions, with about a 25% reduction in displacement capacity and 20% reduction in spectral acceleration at collapse.
3) Both experimental and analytical studies showed long duration ground motions reduce column performance, highlighting the importance of considering duration when selecting ground motions for structural analysis.
This document discusses new paradigms in earthquake engineering for bridges that focus on making bridges more resilient, fast to construct, and recyclable. It describes research into novel materials like shape memory alloys and ductile concrete that can improve bridge performance during and after earthquakes. It also discusses accelerated bridge construction techniques using precast elements that allow faster construction and replacement of damaged bridges.
The document discusses cost estimation for systems engineering projects. It introduces the COSYSMO cost model, which estimates systems engineering effort as a function of project size, complexity factors, and environment factors. The model accounts for things like requirements, interfaces, algorithms, and scenarios to determine size, then applies multipliers for risk, team cohesion, and other complexity factors. The document provides details on calibrating the model for different organizations and examples of applying it to estimate effort for a sample project.
This document summarizes an economic assessment and optimization of a proposed open-pit gold mining operation. It describes the mineral resources and reserves estimates based on drilling results and block grade modeling. It then outlines the operational parameters considered for mine planning, including blast design variables, explosive consumption calculations, and equipment selection. The focus is on performing an iterative cutoff grade analysis to maximize the net present value and internal rate of return of the project. Results show a 40% higher NPV and 25% higher IRR are achieved through cutoff grade optimization, reducing the mine life from 23 to 16 years while increasing annual production.
Este documento propone un cambio en el desarrollo de la ingeniería de proyectos en México basado en estudios del autor. Compara las características de empresas de ingeniería en 2009 y 2014, identificando tres componentes clave: potencial del personal, potencial tecnológico y calidad. Aunque se encontraron características comunes, como gran dispersión en la calidad de las empresas, también se descubrió que los especialistas deben tener una visión más holística. El documento sugiere que la academia de ingeniería debe desempeñ
Este documento presenta una propuesta para adoptar enfoques interdisciplinarios en la enseñanza e investigación de ingeniería. Plantea que las disciplinas de ingeniería se han vuelto muy especializadas y es necesario considerar otras áreas para resolver problemas complejos. También argumenta que los modelos educativos del siglo XIX ya no son adecuados y se debe enfocar más en la formación que en la información. Propone utilizar el aprendizaje basado en la solución de problemas de una manera interdisciplinaria para integrar conocimientos, resolver problemas reales
Este documento describe el desarrollo de indicadores de desempeño para centrales nucleares mediante el análisis de datos operacionales y factores organizacionales. El autor propone una metodología basada en una curva de resiliencia organizacional construida a partir de datos como el número de reportes de condición no resueltos y tareas de mantenimiento. El objetivo es identificar, predecir y reducir la posibilidad de eventos significativos utilizando un indicador prospectivo de desempeño. Adicionalmente, se discuten conceptos como la cultura
Este documento analiza la evolución de la infraestructura hidráulica en México desde 1926 hasta 2016. Se divide el análisis en 4 períodos e identifica las instituciones clave involucradas en el desarrollo de la infraestructura. También examina las políticas públicas orientadas a la conservación de la infraestructura y la necesidad de adoptar un enfoque de administración de activos. Finalmente, presenta un caso práctico de la aplicación de este enfoque en el Sistema Cutzamala.
Este documento describe cómo una empresa transnacional con operaciones de investigación y desarrollo en México ha creado un proceso sistemático y medible para la innovación mediante el uso de un modelo de desarrollo organizacional que alinea la cultura y comportamientos de los empleados. A pesar del potencial de Jalisco en el sector tecnológico, México generalmente tiene bajos resultados en innovación debido a la falta de alineación entre los factores que generan resultados innovadores. La innovación es fundamental para la competitividad de las empresas y el desarrollo econ
Este documento presenta un modelo educativo para la Industria 4.0 en México que promueve la colaboración entre la academia y la industria. Explica brevemente el origen de las universidades y las revoluciones industriales, señalando que México no ha aprovechado plenamente estas revoluciones debido a problemas políticos y sociales. Propone que la educación superior debe cambiar a un modelo que desarrolle competencias a través de retos colaborativos con la industria. Finalmente, describe un programa implementado con éxito que invol
Este documento describe un proceso de optimización para extraer onzas de oro económicamente minables de un depósito de oro orogénico a partir de un diseño de tajo inicial. Explica brevemente el mercado del oro y los precios a utilizar en los cálculos. También describe la metodología para construir modelos de bloques geológicos, generar conos económicos y diseñar tajos, evaluando los resultados para maximizar las onzas extraídas de manera rentable a lo largo de la vida de la mina.
El documento resume la historia de la minería en México durante la época colonial y su relación con el Camino Real de la Plata. Explica que el Camino Real de la Plata se extendió 2600 km desde la Ciudad de México hasta Nuevo México y fue fundamental para el transporte de la plata extraída de las minas hacia el sur. Durante los siglos XVI y XVII se descubrieron importantes yacimientos en Taxco, Zacatecas, Guanajuato y Pachuca. La minería impulsó la colonización y el desarrollo económic
Este documento discute la importancia de la geomecánica petrolera profunda para caracterizar el comportamiento mecánico de las rocas sedimentarias. Explica cómo la geomecánica involucra una variedad de escalas, desde la interacción granular microscópica hasta la tectónica regional. También describe algunas aplicaciones clave de la geomecánica en la industria petrolera como la estabilidad de pozos, efectos de compactación, control de producción de sólidos, y optimización de fracturamiento hidráulico. Presenta tres ejemplos que il
Este documento describe la tecnología de Captura, Uso y Almacenamiento de CO2 (CCUS) y su aplicación utilizando Registros Geofísicos de Pozos. Explica que la tecnología CCUS consiste en capturar el CO2 de procesos industriales, transportarlo, almacenarlo o usarlo, por ejemplo, en proyectos de Recuperación Mejorada de Hidrocarburos (EOR). Los Registros Geofísicos de Pozos proveen información sobre las propiedades físicas de las formaciones que permit
Este documento propone un modelo conceptual para pronosticar el funcionamiento del sistema de drenaje de la ZMVM ante tormentas. El modelo consiste en una base de datos con resultados de simulaciones hidráulicas para diferentes condiciones de lluvia y políticas de operación, permitiendo determinar rápidamente la mejor política ante una tormenta pronosticada. El objetivo es aprovechar la infraestructura existente de monitoreo de lluvias para enviar instrucciones de operación oportunas y proteger a la población.
LA SEGURIDAD NUCLEAR EN MÉXICO ANÁLISIS Y PERSPECTIVAS
1. LA SEGURIDAD NUCLEAR EN MEXICO
ANALISIS Y PERSPECTIVAS
RUBEN BELLO
SEPTIEMBRE, 1982
2. LA SEGURIDAD NUCLEAR EN MEXICO
ANALISIS Y PERSPECTIVAS
INTRODUCC ION
Se presenta la evolución que han tenido las actividades en nuestro
país, en el campo de la energía nuclear, desde que se empezaron a
usar materiales radiactivos en aplicaciones médicas en los años
30's, relacionando los eventos mas importantes.
A continuación se muestra la organización existente en el país en
el campo nuclear a partir de 1979, cuando se publicó la Ley Regla-
mentaria del Artículo 27 Constitucional en materia nuclear y se
crearon las cuatro instituciones que existen a la fecha, iniciando
las funciones de cada una de ellas.
Se discuten posteriormente los aspectos més relevantes de la pro-
blemtica actual, que son el Proyecto Nucleoeléctrico de Laguna
Verde y los cerca de 700 usuarios de material radiactivo que - -
existen en el país, así como un aspecto específico de estos iltimos
o sea, la utilización de radio en aplicaciones médicas.
Se presenta en seguida, la necesidad de contar con una reglamen -
tación propia, adecuada a las necesidades del país, y se esbozan
algunas propuestas específicas fundamentalmente en el área de
Garantía de Calidad.
RUBEN BELLO
SEPTIEMBRE, 1982
3. LA SEGURIDAD NUCLEAR EN MEXICO.- ANALISIS Y PERSPECTIVAS.
1.- INICIO DE LAS ACTIVIDADES NUCLEARES EN MEXICO.
En nuestro país, las primeras actividades en el campo de la ener-
gía nuclear se desarrollaron a partir de los años 30's, con el
uso de radiaciones ionizantes en la medicina.
Todos los aspectos relacionados con la protección radiológica es-
tuvieron a cargo de los propios usuarios, sin que existiera un or
ganismo responsable de vigilar que se cumpliera con los requisitos
mínimos de seguridad.
Estas condiciones prevalecieron durante muchos años, pues fue has-
ta 1956 cuando nuestro Gobierno instauró la Comisión Nacional de
Energía Nuclear (CNEN), como entidad responsable éntre otras co-
sas, de promover la utilización pacífica de la energía nuclear,
desarrollar las tecnologías pertinentes y vigilar que se cumplie-
ran las normas existentes sobre proteccián radiológica, fundamen
talmente.
La aplicación de radioisótopos en la medicina y en la industria
se incrementÓ vigorosamente a partir de los años 60 1 s y finalmen-
te se empezaron a utilizar en la investigación científica y tecnol6
gica.
En 1972 la CNEN desapareció para dar lugar a la creación del Ins
tituto Nacional de Energía Nuclear (INEN), institución que prcti
camente con los mismos fines que la CNEN, quedó de responsable
de las actividades en el campo nuclear.
4. -2-
Durante los años de existencia tanto de la CNEN, como del INEN,
no se prestó la atención debida a los aspectos tanto de seguridad
nuclear como de seguridad radiolágica, de tal manera que nuestro
país tiene una experiencia nada envidiable en los anales de los
accidentes radiológicos.
De la información que se tiene documentada a partir de los años
60's, podemos afirmar que se han tenido acáidentes principalmente,
debidos a descuidos y falta de conocimientos en la utilización de
materiales radiactivos.
Obviamente los usuarios son los directamente responsables de di-
chos accidentes; sin embargo, la falta de un organismo que vigila-
ra sus actividades en la forma de otorgamiento de licencias, super
visión del manejo, y la aplicación de sanciones en los casos perti-
nentes, es responsabilidad de las autoridades en los períodos en
que estos accidentes se sucedieron.
El aspecto doloroso, lo constituye el nlmero de lesionados que ge-
neralmente tuvieron afectados algunos de sus miembros 1 fundamental-
mente manos y piernas. En la mayoría de estos casos, los lesiona-
dos fueron del personal ocupacionalmente expuesto que sin la debida
preparación se encargó de manejar fuentes radiactivas y cuando
se trató de pérdida de fuentes, fueron niños los que normalmente
las encontraron y recibieron queiñaduras por haber jugado con ellas.
5. - 3 -
A continuaci6n se presenta el Cuadro 1 (al final) en el que se indican con
detalle los accidentes que se tienen registrados a la fecha, con
anotaci6n de las causas y sus efectos.
2.- SEGURIDAD NUCLEAR Y GARANTIA DE CALIDAD.
En virtud de que la forma en que se di6 a conocer la energía nu-
clear fue la bomba atómica, el concepto de seguridad ha sido inhe
rente en el desarrollo de las aplicaciones pacíficas de la energía
nuclear.
La presencia de la seguridad en todos los aspectos es innegable,
y es la raz6n más importante para que en las aplicaciones paóífi-
cas de la energía nuclear, se haya desarrollado una industria con
riesgos potencialmente muy altos pero con prácticamente cero afec-
tados.
Una de las formas en que la aplicación del concepto de seguridad
al diseño de las plantas nucleoeléctricas puede visualizarse, lo
constituye lo cue se ha llamado la "defensa en profundidad". Ello
consiste entre otras cosas, en interner entre la fuente de radiación que puede
ocasionar el daño al pCiblico y éste, varias barreras o defensas suce
sivas de manera que cada una de ellas sea capaz de detener o miti
gar los efectos de la fuente sobre el publico.
Los diseños de las plantas incluyen, con las variantes propias de
6. -4-
cada fabricante, las siguientes barreras esenciales:
La estructura cristalina del combustible nuclear re-
tiene en su interior los productos de fisión que cons
tituyen la fuente radiactiva, integrándose la primera
barrera;
El combustible se introduce en tubos o vainas que se
sellan hermticamente de tal manera que constituyen
la segunda barrera y evitan el escape de los productos
de fisión;
La llamada frontera de presión que esta formada por
el recipiente a presión donde se aloja el combustible
nuclear y todas las tuberías y equipos por donde circu
la el refrigerante que esta en contacto con los tubos
de combustible, viene a ser la tercera barrera;
El edificio de contención que es la estructura que alo
ja tanto al recipiente a presión como a todas las tubo
rías y equipos que constituyen la frontera de presión,
se convierte en la cuarta barrera;
El edificio que aloja a la estructura de contención en
algunos diseños, es lo que forma la quinta barrera;
El hecho de declarar una zona de exclusión alrededor de
7. -5-
las instalaciones de la planta en donde no debe ha-
bitar ninguna persona del público, permite aislar a
la fuente radiactiva contenida en las barreras ante-
riores, aún rns del público y a esta zona se le deno-
mina la sexta barrera.
Esas barreras existentes entre la fuente radiactiva y el público,
se complementan con los sistemas redundantes de seguridad y de
emergencia, cuya función es la de evitar y mitigar las consecuen-
cias de un accidente, que fundamentalmente considera la liberación
de materiales radiactivos al medio ambiente.
Dentro de las instalaciones se aplica otro concepto de seguridad
que es el de distancia, blindaje y tiempo. Esto funciona de la ma
nera siguiente: Si se tiene una fuente radiactiva la - - -
mejor forma de proteqerse de sus radiaciones es colocar un blinda
je entre las personas y dicha fuente. Si esto no es posible, lo
que procede, es permanecer el menor tiempo posible expuesto a la
radiación.
En el caso de que no se tenga el blindaje, lo que se debe tratar
de hacer es aumentar la distancia entre la fuente y la persona,
ya que la exposición varia en función de la ley del inverso del
cuadrado de la distancia.
La filosofía de disefio que implica la defensa en profundidad, se
8. -6-
complementa de manera clara con la aplicación a los proyectos nu-
cleares de un sistema de control de calidad total, que desde que
se empezó a aplicar a las plantas nucleoeléctricas, recibió el
nombre de Garantía de Calidad.
La Garantía de Calidad es un concepto que podría definirse como la
búsqueda de la excelencia ingenieril, en donde todos los aspectos
de un proyecto son analizados y verificados, para que hasta donde
sea humanamente posible, no se tengan defectos ni vicios tanto en
el diseño como durante la construcción y la operación de las insta
lac iones nucleares.
La Garantía de Calidad es un sistema
que todas las partes involucradas en
ficadas para realizarlo y que existe
sabilidad directa en el desarrollo d
sable de verificar que cada parte ha
trabajo esta bien hecho.
a nivel gerencial, que implica
un proyecto, deben estar cali-
un grupo que sin tener respon-
l proyecto mismo, es el respon
hecho su trabajo y que dicho
La aplicación de la filosofía de Garantía de Calidad junto con el
concepto de seguridad, hacen que las instalaciones nucleares difie
ran en gran manera de instalaciones similares para otras industrias
que no tienen los problemas asociados a la utilización de los mate-
riales nucleares y los materiales radiactivos.
En principio, la industria nuclear es la única industria de uso ge
L.
9. -7--
neralizado cuyas instalaciones se diseñan postulando accidentes,
y todos los sistemas de la instalación deben responder tanto a
condiciones normales de operación como a las condiciones postula
das de accidentes y se exige que la instalación en sí, sobreviva
al accidente considerado y que además proteja con sus sistemas
tanto al personal ocupacionalmente expuesto como al público en ge
neral.
Se antoja un ejemplo para ilustrar estos conceptos. Tomemos por
caso el diseño de un automóvil al que se le apliquen los criterios
de seguridad y de garantía de calidad, usados en la industria nu-
clear.
Dicho automóvil debería ser capaz de soportar colisiones y volca-
duras sin riesgo para los ocupantes ni para el público. Debería
soportar también una inundación o su caída a un río, un lago o al
mar, sin ocasionar daño a sus ocupantes. Ademas, en caso de que
tuviese algún problema interno que pudiera ocasionarle alguna des
compostura, los ocupantes deberían de estar a salvo de este tipo
de incidentes, ¿se imaginan el tipo de vehículo? El concepto ms
claro que se ha desarrollado para un diseño tal, es prácticamente
una esfera indestructible con ruedas a prueba de ponchaduras, con
un sistema doble 6 triple de dirección, con flotadores y equipos
para extinguir incendios internos y externos, con equipos para evi
tar daños a terceras personas en caso de colisiones, etc. etc.
A los costos de los autom6viles actuales, un diseño tal, sería del
10. - 8.-
orden de 20 a 50 veces ms caro, si tal vehículo se pudiera cons
truir.
Sin embargo, las plantas nucleoelctrícas con su carga de equipos
de emergencia y de seguridad y con sus sistemas de verificación y
comprobación cada vez ms sofisticados, aún mantienen su competiti
vidad económica.
3.- PROYECTO NUCLEOELECTRICO DE LAGUNA VERDE.
Las plantas nucleoeléctricas empezaron a usarse a principios de
los años 50's, cuando iniciaron su operacíón las primeras unidades
de demostración.
En nuestro país, la Comisión Federal de Electricidad (CFE) comenzó
a pensar en la utilidad práctica de tales instalaciones a mediados
de los años 60's y en 1968 se consideró conveniente iniciar los es
tudios de ingeniería para una instalación de tal tipo, recomendn-
dose el solicitar ofertas a los concursantes calificados a la fecha,
para decidir si económicanente convenía una planta nucleoeléctrica
para el sistema nacional.
A la necesidad de establecer el marco legal para el licenciamiento
de la instalación, se respondió con la medida de adoptar la regla-
mentación del país de origen del proveedor del sistema nuclear.
Dicha medida fue buena en su tiempo, pero debió haberle seguido el
11. establecimiento de un organismo regulador que analizara las opcio
nes presentes a esa fecha, que adoptara una reglamentación de base,
y tratara de adaptarla a las condiciones del país.
El reto que representaba para la CNEN el que la empresa eléctrica
estuviera llevando al cabo el proyecto, no se consideró como tal,
y no se dieron los pasos para establecer un organismo regulador s6
lido con la intención de convertirlo en un grupo de expertos capa-
ces de realizar sus funciones en forma eficiente.
Cuando la decisi6n se tomó designando a la empresa General Electric
como proveedor del sistema nUclear, se estableció de acuerdo a lo
anterior, que el marco de referencia sería el utilizado en los Es-
tados Unidos de América, aue detalla y sigue siendo a la fecha,
el sistema ms claro de licenciamiento de una planta nucleoeléc-
trica.
Cabe anotar que en el desarrollo de la reglamentación americana se
tuvo una gran influencia política, cuando las plantas nucleares se
convirtieron en el blanco de los grupos oposicionistas y ambienta-
listas. Algunos de los aspectos que los grupos contrarios a la uti
lización de las plantas nucleoeléctricas presentaron a la Comisión
de Reglamentación Nuclear de Estados Unidos (NRC), se contestaron,
ms pensando en la respuesta del p1blico que en las condiciones
técnicas involucradas.
Este hecho afortunadamente, fue reconocido por las autoridades me-
12. lo -
xicanas y se ha tratado hasta donde la experiencia lo ha permitido,
de eliminar aquellas consideraciones no técnicas de la reglamenta-
ción aplicable a la Planta Nucleoeléctrica de Laguna Verde.
Proceso de Licenciamiento.- Se conoce como proceso de licenciamien
to al conjunto de las acciones que torna tanto el organismo regula-
dor como el dueño de una planta nucleoeléctrica, para obtener la
autorización para operar dicha planta.
I!I'
Iii De acuerdo con la reglamentación americana, este proceso incluye la
autorización del sitio donde se va a instalar la planta nucleoeléc-
trica. Los an1isis y estudios que se deben presentar para poder
autorizar el sitio, incluyen aspectos tales como geología, sismolo
gía, meteorología, análisis de población, hidrología, caminos de
acceo, por una parte, y por la otra, las consideraciones normales
de ubicación de una planta termoeléctrica convencional sobre dis-
tancia a los centro de carga, líneas de transmisión, etc.
p
Para tener un sitio aprobado se requieren estudios durante períodos
que oscilan entre 2 y 3 años, tomando en consideración los aspectos
indicados en el párrafo anterior.
Una vez aprobado en principio un sitio, la reglamentación de refe-
rencia requiere de la preparación de un documento que se denomina
"Informe de Seguridad de Primera Etapa" que se debe elaborar cuan-
do ya se conoce con precisión cuales son los equipos principales
13. - 11 -
que se instalarán en la planta. Este documento describe en forma
detallada donde se va a instalar la central (sitio), cuál va a ser
la distribución de los edificios, los sistemas normales y los sis-
temas de emergencia con que contará la planta.
Además, describe también las normas técnicas, industriales, etc.,
que se aplicarán al diseño y construcción de la instalación.
Este documento es para el caso de Laguna Verde, de aproximadamente
10 voLúmenes con unas 400 hojas por volumen.
Este Informe de Seguridad de Primera Etapa se debe someter al orga
nismo regulador para su evaluación y aprobación en su caso. Una
vez aprobado el informe, se debe emitir una licencia de construc-
ción que permite al dueño de la instalación empezar la obra civil
correspondiente. En algunos casos, antes de la emisión de la licen
cia definitiva de construcción, se pueden otorgar permisos limita-
dos para construir aquellas partes que ya han sido aprobadas, con
el objeto de evitar retrasos en la obra.
Cuando el diseño ha avanzado lo suficiente como para tener las
especificaciones de prácticamente todos los equipos que se van a
instalar en la planta, se debe preparar el denominado "Informe de
Seguridad de Segunda Etapa", que describirá con el detalle posible,
todos los sistemas de la planta con los equipos reales que se estén
instalando o se instalaron y cuáles son las condiciones de opera-
ción previstas al efecto. Además, se indica claramente los progra-
mas de entrenamiento del personal de operación y en la forma en
14. - 12 -
que se han satisfecho los requisitos, que se hayan establecido co
mo resultado del análisis del Informe de Seguridad de Primera Eta
pa.
Una vez evaluado este Informe de Seguridad de Segunda Etapa, el or
ganismo regulador estará en condiciones de otorgar la licencia de
operación, que necesita el duefio de la planta para poder colocar
el combustible nuclear dentro del reactor.
Otra actividad que se debe realizar antes de otorgar la licencia
de operación, es la de calificar al grupo de operadores responsa-
bies de realizar todas las actividades de la operación de la planta.
El proceso de licenciamiento de Laguna Verde se encuentra en la eta
pa final de evaluación del Informe de Seguridad de Segunda Etapa.
4.- CONDICIONES ACTUALES EN EL CAMPO NUCLEAR (de 1979 a la fecha).
Organización.- La preocupación de las autoridades gubernamentales
por establecer la infraestructura adecuada para el buen desarrollo
de las actividades en el campo de la energía nuclear en México, em
pezó a tomar forma en 1975 y se hicieron algunas propuestas de modi
ficaciones a la organización existente, que sin embargo no prospe-
raron.
No es sino hasta finales de 1978 cuando se envía al Congreso una
propuesta de Ley en la que el INENse dividía para dar paso a tres
15. - 13 -
Instituciones, a saber:
Uranio Mexicano, al que se responsabilizaba de todas las activi-
dades relacionadas con el ciclo de combustible, desde la - -
detección de yacimientos hasta el manejo de los desechos - -
radiactivos de los combustibles nucleares, con la sola excepción
de la utilización de dichos combustibles (el quemado) que se otor
baba a la CFE.
Instituto Nacional de Investigaciones
ponsabilidades están orientadas hacia
y desarrollo de la tecnología nuclear
le asignó una tarea que no tiene ning'
dades principales, esto es, la de ser
terial radiactivo en el país.
Nu
la
en
.i na
el
leares (ININ), cuyas res
investigación, promoción
nuestro país. Ademas se
relación con sus activi-
único distribuidor de ma
La Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias (CNSNS),
con la función de ser el Organismo responsable de establecer las
normas y vigilar que se cumplan éstas en los aspectos de seguri-
dad nuclear, seguridad radiológica y contabilidad y control de ma
teriales nucleares en la utilización pacífica de la energía nuclear.
Asimismo, vigilar que se cumplan en el territorio nacional los
acuerdos derivados del Tratado de No Proliferación de Armas Nuclea
res (TNp) , del cual nuestro país es signatario óon el Organismo In
ternacional de Energía Atómica (OIEA).
La creación de la CNSNS vino a satisfacer la necesidad que el país
16. -14 -
tenía de contar con un Organismo independiente y con la suficien-
te autoridad, para poder controlar debidamente tanto los usos de
los maleriales radiactivos que se utilizan en el país, como las
condiciones de diseño, construcción y operación de la Planta Nucleo
eléctrica de Laguna Verde y de los reactores y conjuntos subcríti-
cos utilizados para la investigación científica.
Con el decidido apoyo del Gobierno, la Comisión pasó de tener del
orden de 22 ingenieros cuando se creó, heredados del INEN, a una
Institución que a la fecha cuenta con 98 profesionistas de los
cuales 6 poseen Doctorado y 30 son Maestros en Ciencias.
Ademas, la mencionada Ley también creó la Comisión Nacional de
Energía Atómica (CNEA), cuyas responsabilidades son las de def i-
nir la política de utilización de la energía nuclear para fines
pacíficos y la de autorizar los programas y proyectos que al efec
to sometan a su consideración las entidades publicas y privadas.
Usuarios de material radiactivo.- En 1979 existían 700 usuarios de
material radiactivo registrados, sin que se les hubiesen realizado
inspecciones o auditorías.
Considerando la importancia de verificar el cumplimiento de las
normas y condiciones de licencia que los usuarios deben cumplir,
se tomó la decisión de preparar e integrar grupos para la realiza
17. - 15 -
ción de inspecciones y auditorías.
La información obtenida a través de las inspecciones y auditorías
iniciales mostró que un elevado numero de usuarios no següían las
reglas básicas de seguridad y que sus equipos no satisfacían los
requisitos necesarios.
Se analizó la alternativa para resolver el problema y se conside-
ró:
Cancelar las licencias, si no se cumplían, en un plazo
breve, las normas aplicables.
Realizar la labor de orientación y educación, para
crear conciencia en los usuarios, de sus responsabi-
lidades y de toda la problemática asociada con la uti-
lización inadecuada de materiales radiactivos. Una vez
logrado lo anterior, exigirles el cumplimiento estricto
de las normas.
Se decidió por la segunda opción y se estima que los resultados
alcanzados a la fecha, han sido satisfactorios.
Dentro de los usos de los materiales radiactivos, el empleo del
Radio-226, fundamentalmente para fines médicos, presenta varios
problemas de seguridad radiológica.
18. 16 -
Generalmente, el Radio se usa en la forma de sales (sulfatos,
cloruros) en polvo, en cápsulas dobles de oro y platino iridiado
herméticamente selladas. Estas sales son radiotóxicas y si son ab
sorbidas por el cuerpo, tienden a depositarse en los huesos. La
humedad que queda dentro de la cápsula, aunque sea en cantidades
muy pequeñas, se descompone por radiólisis generando hidrógeno y
oxígeno. El mismo Radio, por su desintegración radiactiva, produce
radón que es un gas noble también radiotóxico y cancerígeno. Estos
gases generan una presión interna en la cápsula.
El Radio-226 tiene una vida media de 1620 años, que es muy larga
comparada con la vida humana. Es muy difícil mantener el radio en-
capsulado herméticamente durante períodos largos. Por ello, en va
nos países se está sustituyendo el radio por otros radioisótopos
que se pueden desechar en tiempos mucho más cortos, y que tienen
propiedades terapeúticas similares.
En nuestro país se ha usado el radio desde la década de los 30
y hay muchas cápsulas muy viejas que ya son demasiado peligrosas.
Por las razones expuestas, la CNSNS ha decidido no otorgar licen-
cias nuevas para la posesión y uso del radio para aplicaciones m
dicas y ha iniciado, además, una campaña para convencer a los
usuarios de que traten de substituír el radio.
#..
19. - 17 -
Los usuarios actuales de radio han respondido favorablemente y se
han recogido 109 fuentes con un contenido total de 811 miligramos
de radio. Este material, después de ser sellado adecuadamente, se
ha depositado en el Centro de Recolección, Tratamiento y Almacena
miento de Desechos Radiactivos que administra el ININ.
Proyecto Laguna Verde.
La situación actual del proyecto para efectos de licenciamiento,
es la siguiente:
La construcción de la Unidad No. 1 ha avanzado hasta el 73% y la
Unidad No. 2 hasta el 40%. El informe final de seguridad presenta
do por la CFE a la CNSNS, esta evaluado en un 80% y dicha evalua-
ción ha generado del orden de 1,100 preguntas que se han enviado
a la CFE para su análisis y respuestas.
Para que sea posible que la CFE coloque el combustible nuclear en
el reactor de la Unidad No. 1, se requiere que se hayan satisfe-
cho los requisitos de la CNSNS y se haya expedido la licencia de
operación de dicha Unidad.
Al efecto, las actividades que la CNSNS lleva al cabo, están orien
tadas a verificar que el disefio sea interpretado fielmente en la
20. construcción, y que ésta se rea1ie con las mejores técnicas posi
bies.
Se tiene un grupo de inspectores residentes en ei sitio de construc
ción, que efectúan del orden de 2 auditorías al mes sobre procesos
de construcción, tales como colocación de equipo, soldaduras, prue
bas no destructivas, etc. Por otra parte, se han establecido los
requisitos que deben satisfacer los candidatos a operadores de la
planta nucleoeléctrica.
Conviene indicar que para los Dperadores se exige que sean profesio
nales de la ingeniería o de la física y que hayan recibido cursos
de especialización tanto en el país como en el extranjero y hayan
realizado estancias de tçabajo en plantas nucleoeléctricas simila-
res a la de Laguna Verde. Para ello se ha contado con la colabora-
ción de instituciones privadas y públicas tanto de Estados Unidos
como de España.
Lo anterior permite decir, que los operadores mexicanos tendrán ni
veles comparables de entrenamiento y capacitación a los de operado
res de los países mencionados arriba.
Por lo que respecta a la formación de personal del organismo regu-
lador, se puede indicar que durante los últimos 4 años, se han
puesto en practica programas intensivos de entrenamiento para lle-
var al personal involucrado a un nivel de conocimientos y experie
21. 19 -
cia bastante aceptables, de acuerdo con estándares internacionales.
Se puede mencionar que algunos profesionales de la CNSNS, han rea-
lizado estancias de trabajo con la NRC, desarrollando labores para
dicha Comisión. Otros se encuentran participando en las pruebas
de una central nucleoeléctrica en España.
Seguridad de la Planta de Laguna Vrde.
Conviene indicar, que mientras en Estados Unidos, la NRC debe aten
der en el proceso de licenciamiento, del orden de 50 unidades, en
México la CNSNS sólo debe atender 2 unidades idénticas y a eso le
dedica prcticainente el 50% de su personal.
Existe el hecho, adem.s, de que el personal de la NRC - -
tiene mucha experiencia en el tratamiento de los problemas y muchos
de ellos los ha resuelto al analizar los informes de seguridad de
instalaciones anteriores. Por el contrario, en nuestro caso, no
existe experiencia previa y muchos de los cuestionamientos que se
hacen al proyecto, están basados en la inexperiencia y a veces han
resultado muy titiles, al cuestionar cosas que la gente con experien
cia daba por un hecho y que frecuentemente resultó que no se le ha-
bía dado la consideración adecuada, a la magnitud del problema.
Por otra parte, el entusiasmo desarrollado por el personal de la
CFE y la CNSNS, al asignrseles tareas específicas con un gran
contenido de reto profesional y apoyndoles técnica y economica-
22. 20 -
mente para que resuélvan sus problemas, ha dado como resultado un
grupo profesionalrnente capaz, dinámico y con interés en que la
PNLV se diseñe, construya y opere en la forma más segura posible.
Por lo anterior, es válido decir que la planta nucleoeléctrica que
se construye en México es tan segura, por lo menos, como cualquiera
del mismo tipo que se está construyendo en los Estados Unidos.
Operación.- Por lo que respecta a los aspectos de operación, ningu
na de las partes involucradas en el Proyecto de Laguna Verde tiene
experiencia suficiente como para poder establecer criterios al efec
to. A la vista de lo anterior, se ha considerado conveniente obte-
ner dicha experiencia a la brevedad posible, analizando las activi-
dades que realizan tanto los operadores de las plantas nucleoeléc-
tricas como los organismos reguladores de países que cuentan con
plantas nucleares en operación. El resultado de los análisis ha per
mitido la elaboración de un documento, que contiene todos los aspec
tos que el organismo regulador debe realizar, para vigilar al deta-
lle posible, el proceso de transferencia de la construcción a la
operación de la planta nucleoeléctrica.
Este documento que se puede considerar el primer paso, en la prepa
ración y adquisición de experiencia del organismo regulador para la
etapa de operación, debe complementarse con el establecimiento de
las actividades que se deben realizar durante la operación comer -
cial de la instalación.
23. - 21 -
Para ello, el organismo regulador al otorgar la licencia de opera
ción, lo que hace es establecer dentro de un marco de referencia
muy detallado, los límites entre los cuales podrán variar todos
los parmetros de operación de la planta nucleoeléctrica. Además,
se establecen los requisitos que deben satisfacer los operadores
y los procedimientos técnicos y administrativos que regirán las
condiciones de operación.
Además, la licencia indica con toda precisión, los límites para
operar la planta y en qué condiciones se deberá reportar al orga
nismo regulador, cualquier desviación que, aunque no implique con
diciones que pongan en peligro la seguridad de la planta, si se
salgan del marco de referencia establecido.
Para llegar a lo anterior, el organismo regulador debe considerar
con todo detalle, la experiencia de operación que hay en las plan
tas nucleoeléctricas del mismo tipo y evaluar los resultados de
las pruebas que se realizan antes de la operación de la planta y
que se denominan pruebas preoperacionales.
Se espera que para finales de 1984, el marco de referencia para
la operación de la Planta Nucleoeléctrica de Laguna Verde, esté
establecido y sólo se deban hacer pequeñas modificaciones, como
resultado de alguna desviación detectada durante las pruebas pre
operacionales.
Una vez otorgada la licencia de operación, la función del organis
24. - 22 -
mo regulador será vigilar que los requisitos establecidos en la
misma, se sigan fielmente.
5.- ENFOQUE NACIONAL.
Se considera que durante los últimos 10 años se ha logrado adqui-
rir por un número considerable de ingenieros, la experiencia nece
sana tanto en actividades de seguridad nuclear como en las de pro
tección radiológica, de tal manera que puede ser conveniente, que
esta experiencia acumulada se oriente hacia el establecimiento,
muy deseable por cierto, de una reglamentación nacional en los as
pectos de seguridad nuclear y radiológica.
Esta propuesta será válida en proyectos posteriores a Laguna Verde
pues como se ha mencionado antes, la reglamentación aplicable a
ella, es la que se utiliza en Estados Unidos.
Como también indicábamos anteriormente, si se analiza con cuidado
el aumento a los requisitos supuestamente de seguridad nuclear,
que se tuvo en la década de los 70's, se pueden identificar cuáles
fueron los que se debieron a condiciones realmente de seguridad y
cuáles son aquellos que se impusieron por condiciones estrictas de
política interna y que de ninguna manera mejoraron los aspectos de
seguridad.
Me atrevo a proponer, que a. este grupo con experiencia cuando se
25. - 23 -
termine el licenciai-niento de Laguna Verde y se otorgue la licen-
cia de operación, se le asigne la tarea de preparar una reglamen-
tación en segufidad nuclear, acorde con las necesidades del país y
con los sistemas nucleares ciue puedan ser de utilidad para México.
Por otra parte, desde hace varios años hemos analizado los requi-
sitos de garantía de calidad que se aplican en Estados Unidos y se
ha llegado a la conclusión de que son susceptibles de mejorar y
hacerlos congruentes con las necesidades del país
Se trata de dar énfasis a los aspectos de diseño y de construcción,
ya que a nuestro juicio, los criterios usados en Estados Unidos se
desarrollan alrededor de la fabricación de equipos en plantas manu
factureras y no se le dió la importancia debida al diseño y a la
construcción. Sin embargo, de la experiencia derivada del proyecto
mexicano, nos hemos encontrado con aspectos de diseño y de construc
ción que nos hicieron ver la necesidad de incluir estos puntos, den
tro de un buen programa de garantía de calidad.
Aun mas, el hecho de que en México la empresa eléctrica sea pro-
piedad del Gobierno, hace conveniente el introducir las considera
ciones de confiabilidad y seguridad de operación dentro de un pro
grama de garantía de calidad.
Cuando en Estados Unidos se establecieron los criterios de Garan-
tía de Calidad, se tuvo especial cuidado de separar la parte rela
cionada con la seguridad y la mal llamada parte convencional de
L .
26. - 24 -
una planta nucleoeléctrica.
El resultado de lo anterior fue la creaci6n de una frontera arti-
ficial en las centrales nucleoeléctricas, entre los sistemas rela
cionados con seguridad y los no relacionados, de tal manera que la
preocupación de la empresa eléctrica por cuidar los aspectos de ga
rantía de calidad, la lleva en la mayoría de'los casos, a descui-
dar dichos aspectos en los sistemas en donde no tiene obligación
de hacerlo. -
Seg.n nuestro punto de vista, el programa de garantía de calidad
aplicable en México, debe incluir a toda la planta nucleoeléctrica
de tal manera, que la diferenciación entre sistemas relacionados
con seguridad y los no relacionados con ella, se deba unicamente a
los requisitos específicos que se apliquen a cada uno de ellos, pe
ro el programa de garantía de calidad insisto, debe incluir a to-
dos los sistemas de la planta.
De acuerdo con los tamaños convenientes de plantas nucleoeléctri
cas para el sistema eléctrico nacional, que se ha estimado oscilan
alrededor de los 1000 MWe, la salida forzosa de una central de esa
capacidad operando a plena carga, representará un problema serio
para el sistema. Si con un buen programa de Garantía de Calidad
aplicado a toda la planta se pueden reducir al mínimo las salidas
forzosas de dicha planta, la implantación de tal programa se justi
ficará plenamente.
27. - 25
Propuesta de programas de garantía de calidad para proyectos
nucleoeléctricos en México.
Se presentan a continuación los programas de garantía de calidad,
aplicables a plantas nucleoeléctricas en México y su comparación
con lo que se usa actualmente en Estados Unidos.
En Estados Unidos se utiliza un programa de garantía de calidad que
se aplica iínicamente a los sistemas, equipos, componentes y estruc-
turas que están relacionados con la seguridad nuclear de la instala
ción. Este programa consta de 18 criterios y además cubre los aspec
tos de diseño, construcción y operación de la planta nucieoeléctri-
ca.
Se propone que para nuestro país, los programas de garantía de cali
dad consideren al mismo nivel de importancia, la seguridad nuclear
y la operabilidad de la planta nucleoeléctrica. Además, se pretende
que se tengan dos programas aplicables a toda la instalación nuclear.
Uno orientado a las actividades de diseño y construcción, que in-
cluirá desde la localización del sitio hasta que se tennine la
construcción de la planta.
El otro, dedicado exclusivamente a los aspectos de operación de la
planta, que se aplicará desde las pruebas preoperacionales y duran
te la operación comercial.
28. - 26 -
Se ha estimado que la división permite enfocar en forma más especí-
fica los aspectos de garantía de calidad durante las dos etapas que
se han considerado, pues uno de los problemas encontrados a la fecha ,
es que los criterios son muy generales y no están orientados concreta
mente al tipo de actividades que cubren.
Como ilustración se presentan en el Cuadro II, junto con los crite-
rios existentes en la reglamentación americana, los criterios propues
tos para los programas de garantía de calidad aplicables tanto al di-
seño y construcción, como a la operación.
CONCLUSIONES:
- De la presentación se obtiene la necesidad de preparar una reglamen
tación sobre seguridad nuclear y radiológica que, tomando en cuenta
la experiencia que existe en el mundo al efecto, incorpore los as-
pectos tecnológicos e industriales congruentes con el desarrollo
de nuestro país.
- La reglamentación nuclear que mencionamos no se discute con profun-
didady sin embargo, se establece que en México existe personal cap
citado para prepararla. Este hecho puede considerarse como uno de
los beneficios laterales del Proyecto Nucleoeléctricode Laguna Verde.
- La. propuesta de los Programas de Garantía de Calidad, en nuestra
opinión, llena el vacío que existe por la falta de programas de ga-
rantía de calidad específicos en el Area de Diseño y Construcción y
presenta un programa para el Area de Operación cuya necesidad se ha
detectado en plantas nucleoeléctricas.
grc.
29. CUADRO 1
RESUMEN DE ACCIDENTES QUE INVOLUCRARON FUENTES
RADIACTIVAS:
TOTAL DE ACCIDENTES: 51
Accidentes en zonas de trabajo 40
Accidentes de transporte 11
Personas involucradas 81
30. CUADRO 1
b) CONSECUENCIAS:
1. Defunciones: 5
2. Amputaciones:
Piernas 3
Manos o dedos 6
3. Atrofia en manos o dedos 3
4. Lesiones que evolucionaron a
cicatrizaci6n:
Piernas 4
Manos o dedos 10
5. Esterilidad permanente 1
6. Sobreexposiciones:
Trabajadores, exposición
de 12 rems a 70 rems 20
Individuos del público, exposi-
ción de 5 rems a 40 rems: 21
Límite equivalente de dosis:
Personal ocupacionalmente expuesto: 5 rem/año
Individuos del público: 0.5 rem/año
31. CUADRO 1
c) CAUSAS PRINCIPALES QUE PROVOCARON LOS ACCIDENTES:
Capacitación deficiente 10
Falta de instrumentos detectores 11
Falta de mantenimiento de equipos 5
Equipos y accesorios inadecuados 5
Irresponsabilidad
Falta de vigilancia sobre la
fuente durante el trabajo 7
Accidente de transporte por
exceso de velocidad 4
Entrega de las fuentes a per-
sonal incapacitado 3
[s_
32. CUADRO II
a) CRITERIOS DE GABANTIA DE CALIDAD
REGLAMENTAC ION AMERICANA.
10 CFR 50 Ap.B. -
ORGANIZACION
PROGRAMA DE G. DE C.
CONTROL DE DISEfO
CONTROL DE DOCUMENTOS DE COMPRA
INSTRUCCIONES PROCEDIMIENTOS Y PLANOS
CONTROL DE DOCUMENTOS
CONTROL DE MATERIALES EQUIPOS Y SERVICIOS
ADQUIRIDOS
IDENTIFICACION Y CONTROL DE MATERIALES
PARTES Y COMPONENTES
CONTROL DE PROCESOS ESPECIALES
INSPECCION
CONTROL DE ENSAYOS
CONTROL DE EQUIPOS DE MEDIDA Y ENSAYO
ALMACENAMIENTO MANEJO Y TRANSPORTE
ESTADO DE INSPECCION ENSAYOY OPERACION
MATERIALES, PARTES Y COMPONENTES NO CONFORMES
ACCIONES CORRECTIVAS
REGISTROS DE G. DE C.
AUDITORIAS
33. CUADRO II
b) CRITERIOS DE GAPANTIA DE CALIDAD
PAPA DISEÑO Y CONSTRUCCION PRO-
PUESTOS.
ORGANIZACION
CONTROL DEL PROGRAMA DE G.C.
DESARROLLO Y CONTROL DEL DISEÑO.
CONTROL DE SUMINISTROS
CONTROL DE FABRICACION DE EQUIPOS Y COMPONENTES
CONTROL DE INSTALACION DE EQUIPOS Y COMPONENTES
CONTROL DE PROCESOS
CONTROL DE DOCUMENTOS
INSPECCIONES Y PRUEBAS
CONTROL DE INCONFORMIDADES DE CALIDAD
REGISTROS DE GARANTIA DE CALIDAD
AUDITORIAS Y ACCIONES CORRECTIVAS
34. CUADRO II
c) CRITERIOS DE GAPANTIA DE
CALIDAD PARA OPERACION.
PROPUESTOS.
1.-- ORGANIZACION
CALIFICACION DEL PERSONAL DE OPERACION.
CONTROL DE OPERACION
SISTEMA DE REPORTES Y REGISTROS
CONTROL DE MANTENIMIENTO
CONTROL DE MODIFICACIONES
PROTECCION RADIOLOGICA
MONITOREO AMBIENTAL
INSPECCIONES Y PRUEBAS
AUDITORIAS Y ACCIONES CORRECTIVAS
35. CUADRO II
d) COMPARACION DE LOS PROGRAMAS
DE GARANTIA DE CALIDAD.
REGLAMENTAC ION REGLAMENTAC ION
AMERICANA PROPUESTA
APLICACION
Solo a los sistemas equipos A todos los sistemas equipos y
y componentes relacionados componentes de la instalación.
con la seguridad.
Seguridad Nuclear. Seguridad Nuclear y Operabilidad
Proteger la salud y los bienes Proteger la salud y los bienes del
del piblico. publico y mantener la operación
confiable de la instalación.
ALCANCE
Diseño, construcción y A) .- Diseño y construcción
operación. B) .- Operación
- o - o
Criterios generales Criterios Específicos