Tras muchos años sin cambios significativos, a lo largo de 2021 entrarán en vigor en España modificaciones importantes en los requisitos reglamentarios para el transporte de material radiactivo. Las modificaciones derivan de las ya introducidas en la edición 2018 de la norma SSR-6 del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), que se han trasladado a los reglamentos internacionales sobre transporte de mercancías peligrosas que se aplican en nuestro país. Las novedades fundamentales afectan al concepto de nivel de radiación, al marcado de los bultos, a los ensayos de los materiales BAE-III, a los mecanismos de envejecimiento en los bultos y al transporte de bultos tras largos periodos de almacenamiento, así como de grandes objetos contaminados. Algunos de los cambios afectarán a todos los sectores del transporte, pero, sin duda, los más destacables lo harán sobre el sector nuclear. En este artículo se informa sobre los nuevos requisitos y se analiza su objetivo, su necesidad y las implicaciones de su puesta en vigor.

Texto: Fernando Zamora Martín | Jefe del área de transporte de material radiactivo del CSN

El transporte de material radiactivo debe ajustarse a requisitos reglamentarios de diversa índole; unos relacionados con la protección contra las radiaciones ionizantes, al ser una actividad con riesgo de exposición radiológica para los trabajadores y las personas del público; otros que afectan a la seguridad física y buscan impedir sabotajes a los transportes o el robo de los materiales radiactivos que se transportan; y, por último, aquellos que están enfocados específicamente al proceso de transporte, que incluyen disposiciones sobre el diseño de los embalajes y de tipo operacional, como la señalización de los bultos y vehículos, las tasas de dosis en su exterior o la documentación y las aprobaciones necesarias para llevar a cabo las expediciones. El objetivo de este artículo es informar sobre los cambios reglamentarios que, desde enero de 2021, afectan a estos últimos requisitos, recogidos en las reglamentaciones que regulan el transporte de todas las clases de mercancías peligrosas, de las que la materia radiactiva es identificada como clase 7.

Proceso de revisión reglamentaria

La legislación española sobre transporte de mercancías peligrosas por carretera, ferrocarril, vía aérea y vía marítima, remite al cumplimiento de los requisitos establecidos en reglamentos internacionales para esos modos de transporte: Acuerdo sobre el Transporte Internacional de Mercancías Peligrosas por Carretera (ADR), Reglamento sobre el Transporte Internacional de Mercancías Peligrosas por Ferrocarril (RID), Instrucciones Técnicas para el Transporte sin Riesgo de Mercancías Peligrosas por Vía Aérea de la Organización Internacional de Aviación Civil (OACI) y Código Marítimo Internacional de Mercancías Peligrosas (Código IMDG) de la Organización Marítima Internacional (OMI). Las disposiciones de obligado cumplimiento de esos cuatro reglamentos internacionales se basan en las Recomendaciones Relativas al Transporte de Mercancías Peligrosas de la Organización de las Naciones Unidas, denominadas coloquialmente El libro naranja, debido al color de las tapas de la publicación. A su vez, las disposiciones del libro naranja relativas al transporte de materiales radiactivos provienen de una norma del OIEA: Reglamento para el Transporte Seguro de Materiales Radiactivos, identificada como SSR-6 (Specific Safety Requirements nº 6).

Por tanto, a través de este complejo proceso internacional de desarrollo reglamentario, la SSR-6 del OIEA se constituye como la fuente primordial de los requisitos sobre transporte de material radiactivo en todo el mundo, y sus cambios terminan trasladándose, sin modificación alguna, a las reglamentaciones nacionales. Pero también se trata de un proceso largo, que conlleva varios años desde que se generan los cambios en el seno del OIEA hasta que se adoptan con carácter obligatorio a escala internacional y nacional. Es el caso de las modificaciones introducidas en la última edición de la SSR-6, de 2018, que se incorporaron al libro naranja en 2019 y a partir del cual serán trasladadas a las ediciones de 2021 del ADR, RID, IT de la OACI y Código IMDG. De esta manera, las nuevas disposiciones de la edición 2018 de la SSR-6 van entrando en vigor en España desde enero de 2021, aplicando los periodos transitorios de los reglamentos internacionales de los diferentes modos de transporte.

Novedades fundamentales a partir de 2021

Dado que las disposiciones recogidas en la SSR-6 del OIEA se trasladan de forma directa a las cuatro reglamentaciones internacionales sobre transporte de mercancías peligrosas, el análisis que se realizará a continuación se centrará sobre las modificaciones más significativas introducidas en las disposiciones (en adelante requisitos) que se establecen a lo largo de los 840 párrafos de su edición de 2018. En la mayoría de los casos, esta revisión se ha debido a modificaciones del texto de párrafos ya existentes, pero también han aparecido algunos nuevos y se han eliminado otros. En la tabla 1 se resumen las variaciones introducidas en párrafos, tablas y figuras de la SSR-6, aunque no se identifican los cambios menores, exclusivamente editoriales o motivados por armonización de la terminología o del texto. A la vista de esta tabla, podría deducirse que los cambios en los requisitos del transporte de material radiactivo que entrarán en vigor a lo largo del año 2021 serán numerosos, pero no debemos alarmarnos en exceso, pues gran parte de ellos no van a afectar de manera significativa a las operaciones de transporte ni a la mayoría de los sectores. 

Tasa de dosis versus nivel de radiación

Hasta la edición de 2018, en la SSR-6 se designaba el valor de la magnitud operacional “dosis equivalente ambiental” o “dosis equivalente” a través del término “nivel de radiación”, entendiendo por tal la tasa de dosis expresada en milisieverts por hora (mSv/h). Sin embargo, en el proceso de revisión de la norma, se consideró que, desde el punto de vista más purista de la protección radiológica, no parecía el término más adecuado para ese cometido, cuando era factible usar directamente el de “tasa de dosis”. Por otra parte, es ampliamente utilizado en esa disciplina para representar el concepto de dosis equivalente por unidad de tiempo. Por tal motivo, desaparece el párrafo 233 en la edición 2018, que definía “nivel de radiación”, y aparece el párrafo 220A para definir “tasa de dosis”, entendiendo por tal la dosis equivalente ambiental o la dosis equivalente direccional, según el caso, por unidad de tiempo, medida en el punto de interés.

Como puede suponerse, este cambio terminológico ha afectado al texto de numerosos párrafos de la SSR-6, todos aquellos en los que se indicaban valores de nivel de radiación para establecer criterios de diseño de bultos y de operación en el transporte relacionados con la protección radiológica. Sin embargo, no es un cambio significativo para la esencia de esos requisitos, aunque sí resaltable por la cantidad de modificaciones de párrafos que implica.

Marcado de los bultos

Para los bultos del tipo Industrial, A, B o C, la reglamentación de transporte requiere marcarlos en su exterior, de manera duradera y legible, con la identificación del correspondiente tipo de bulto. Sin embargo, puede ocurrir que ese marcado no sea consistente con otras marcas también requeridas, como el número de Naciones Unidas (UN), que informa del contenido del bulto y, en ocasiones, del mínimo tipo de bulto requerido para ese contenido. Aunque hay varios casos en los que se puede dar esa inconsistencia, un ejemplo que puede ilustrarla bien sería el retorno de un bulto del tipo B (U) tras descargar su contenido. En ese caso, la remesa debe clasificarse como UN 2908 MATERIALES RADIACTIVOS, BULTOS EXCEPTUADOS – EMBALAJES VACÍOS y el bulto debe ir marcado exteriormente con esa información; pero también, al tratarse de un bulto aprobado como B(U), existiría en su exterior una marca (chapa o grabado o etiqueta) que incluirá la indicación B(U).

Hasta la edición de 2018 de la SSR6 no había una indicación expresa de qué hacer en ese tipo de casos, de manera que era posible realizar el transporte con bultos que en su exterior mantuvieran marcas que podrían ser consideradas incoherentes y que generaran cierta confusión en aquellos que no conocieran profundamente los requisitos reglamentarios y, sobre todo, su motivo. Así, se podrían provocar dudas en los propios operadores de transporte, en las diversas autoridades con competencias en el seguimiento de los requisitos y, especialmente, en la actuación de los servicios de intervención inmediata en el caso de una emergencia. Este fue el motivo por el que, en el proceso de revisión de la SSR-6, se acordó introducir el nuevo párrafo 536A, que establece que debe suprimirse o cubrirse cualquier marca en el bulto que no guarde relación con el número UN asignado a la remesa.

Este cambio afectará a todos los sectores del transporte de material radiactivo, aunque previsiblemente el impacto puede ser especialmente destacable en el del transporte de radiofármacos, donde diariamente se realizan decenas de expediciones de bultos del tipo A que, una vez descargados, son devueltos a las instalaciones remitentes clasificados como bultos exceptuados vacíos: es decir, como UN 2908. En ese caso particular, será necesario tapar o retirar cualquier marca que indique “tipo A”.

Eliminación del ensayo de lixiviación para los materiales BAE-III

Los requisitos para los materiales de baja actividad específica (BAE-I, BAEII y BAE-III) fueron introducidos en el reglamento de transporte del OIEA a principios de los años 70 del siglo pasado. Hasta la edición de 2018, el párrafo 409 c) de la SSR-6 establecía que los BAE-III debían cumplir tres condiciones: que los materiales radiactivos estuvieran distribuidos en sólidos, o esencialmente distribuidos de modo uniforme en el seno de un agente ligante (como hormigón, asfalto o materiales cerámicos); que la actividad específica media del sólido no fuera superior a 2×10^–3A₂ /g; y que los materiales radiactivos fueran relativamente insolubles, lo que debía confirmarse realizando un ensayo de lixiviación descrito en el párrafo 601.

Desde el establecimiento de esos requisitos, se ha obtenido mucha experiencia internacional en el transporte de los materiales BAE-II y BAE-III, normalmente constituidos por residuos radiactivos procedentes de instalaciones del ciclo de combustible nuclear. Una de las cuestiones sobre la que se ha discutido a lo largo de esos años ha sido la relevancia real para la seguridad en el transporte de la limitación de la solubilidad de los BAE-III, representada por el ensayo de lixiviación. A este respecto, análisis realizados en el primer decenio del siglo XXI sobre escenarios de accidente con impacto mecánico han demostrado que el factor de insolubilidad del BAE-III no contribuye de manera relevante al nivel de seguridad, siendo insignificante frente a una potencial liberación del material en el aire. Asimismo, se ha comprobado que en ninguno de esos escenarios las personas en las inmediaciones del accidente llegarían a inhalar más de 10-6A2 , actividad equivalente a los 50 mSv de dosis máxima usado como referencia en el sistema Q para el cálculo y aplicación de los valores A1 y A2 2 . También se ha comprobado que la reducción del límite de actividad específica de los BAE-III en un factor de 20 respecto a los BAE-II en forma sólida da suficiente margen de seguridad para que no sea necesario realizar la comprobación adicional que aporta el ensayo de lixiviación. Por estos motivos, se ha eliminado de la edición 2018 de la SSR-6 el requisito de este ensayo para los materiales BAE-III, lo que fundamentalmente afectará al transporte de los residuos radiactivos en el sector nuclear.

Como el resto de cambios introducidos en la edición 2018 de la SSR-6, este debería haberse incorporado en las ediciones de 2021 de los cuatro reglamentos internacionales de transporte de mercancías peligrosas, siguiendo el proceso de revisión reglamentario indicado al comienzo de este artículo. Sin embargo, debido a una serie de desafortunados errores de transmisión de la información entre los diferentes organismos involucrados en el proceso, este cambio no fue adecuadamente incorporado en la edición 2019 del libro naranja y, en consecuencia, tampoco ha sido trasladado a las ediciones de 2021 del ADR, RID, IT de la OACI y Código IMDG. El problema debería haber sido detectado en alguno de los sucesivos foros de elaboración de la normativa de transporte, pero desgraciadamente no fue advertido. Afortunadamente, aunque fuera en el último momento, en el CSN se detectó el problema al revisar la traducción española de la edición 2021 del ADR y se puso en conocimiento del Ministerio de Transportes, Movilidad y Agenda Urbana de manera inmediata para la búsqueda de una solución urgente. El CSN también lo puso en conocimiento de los miembros de la EACA (Asociación Europea de Autoridades Competentes en el Transporte de Material Radiactivo), que mostraron su apoyo para la búsqueda de una solución. Finalmente, el Ministerio, en colaboración con el CSN y tras consensuarlo en el foro ADR de la UNECE (Comisión Económica de las Naciones Unidas para Europa), decidió promover desde España la firma de un Acuerdo Multilateral para que el ensayo de lixiviación de los BAE-III no fuera requerido en los países que lo firmaran, a pesar de ser mantenido en el ADR 2021. Este acuerdo, identificado como M332, fue firmado in extremis por España el 11 de diciembre de 2020 y publicado en el BOE nº 332 de 22 de diciembre de 2020 y ya ha sido firmado por varios países europeos. Por tanto, al menos en el ámbito del transporte por carretera, el ensayo de lixiviación para los materiales BAE-III no será necesario en los países que hayan firmado el acuerdo M332, que tendrá validez hasta el 31 de diciembre de 2022; es decir, hasta que se publique la edición 2023 del ADR, en la que ya se habrá corregido el error.

Consideración de los mecanismos de envejecimiento en los bultos de transporte

Los componentes del embalaje de un bulto, e incluso su contenido, pueden sufrir mecanismos de degradación y de envejecimiento que dependerán de las características de esos componentes y de ese contenido, así como de las condiciones de utilización del bulto. Hasta ahora, la reglamentación de transporte no recogía ningún requisito explícito sobre este asunto, pero la edición 2018 de la SSR-6 establece, en su nuevo párrafo 613A, que el diseño del bulto ha de tener en cuenta los mecanismos de envejecimiento. En consecuencia, de esa manera tan directa, y quizás excesivamente simple, a partir de 2021 las reglamentaciones de transporte requerirán que en todos los diseños de bulto (sujetos y no sujetos a aprobación) se consideren los mecanismos de envejecimiento. Parece evidente, no obstante, que este requisito ha de ser aplicado con un enfoque graduado, según el tipo de bulto y las condiciones de operación de cada diseño. A este respecto, es recomendable consultar lo que la SSG-26 del OIEA indicará en relación con la aplicación del párrafo 613A. Por tanto, a partir de ahora, el diseñador de un bulto tendrá que evaluar potenciales degradaciones en el diseño a lo largo del tiempo, tales como corrosión; fatiga; propagación de grietas; cambios en propiedades mecánicas o características de los materiales, debidos a la carga térmica o a la radiación; y cómo impactarán esos fenómenos en el cumplimiento de las funciones de seguridad del diseño. Estos fenómenos han de ser considerados fundamentalmente en dos casos: los embalajes que tengan un uso repetido y el transporte de bultos tras largos periodos de almacenamiento, sobre los que se hablará de manera específica en el siguiente punto de este artículo. En ambos casos, los efectos del envejecimiento deberían ser evaluados en el estudio de seguridad (ES) de los bultos, en el caso de que estén sujetos a aprobación de diseño, o en su documentación de cumplimiento si no están sujetos a esa aprobación (documentación requerida en el párrafo 801 de la SSR-6 y cuyo contenido se concreta en el artículo 5º de la IS-39 del CSN). El programa de inspección y mantenimiento periódico del bulto, que también formará parte del ES o de la documentación de cumplimiento del bulto, debería tener en cuenta los resultados de esa evaluación. Aunque la SSR-6 no lo requiere expresamente, la SSG-26 del OIEA indicará que la evaluación del impacto del envejecimiento debería apoyarse en un «programa de gestión del envejecimiento», que tenga en cuenta sus efectos y su prevención, mitigación e inspección y seguimiento. Para el caso particular de los bultos almacenados durante un largo periodo de tiempo antes de ser transportados, ese programa debería tener en cuenta la duración y las condiciones del almacenamiento que especifique el diseñador, así como toda inspección y mantenimiento periódico realizados a lo largo del almacenamiento y con antelación a la realización del transporte.

Transporte de bultos radiactivos tras largos periodos de almacenamiento

La experiencia en determinados sectores del trasporte de material radiactivo ha mostrado que la expedición no siempre se inicia tras la carga de los bultos, sino que puede transcurrir un largo periodo de almacenamiento antes de la salida. Son dos los casos más frecuentes, ambos en el sector nuclear: la preparación de bultos de residuos de media y baja actividad durante la operación de las instalaciones nucleares y la carga con combustible nuclear gastado en contenedores de doble propósito (DPC) para su almacenamiento en seco y su posterior transporte. Fue este último caso, debido a las características nucleares, radiológicas y térmicas del combustible gastado, y a las incertidumbres sobre cómo podrían verse afectados los componentes del contenedor y el propio contenido tras un largo periodo de almacenamiento, lo que llevó a considerar necesario establecer requisitos que garantizaran el mantenimiento de la seguridad en el bulto (contenedor + contenido) cuando se realizara el transporte tras ese almacenamiento prolongado. Así, la edición de 2018 de la SSR-6 identifica una nueva actividad en su alcance: el “transporte tras el almacenamiento” (shipment after storage). La dificultad para concretar el número mínimo de años que está detrás de ese concepto impidió llegar a consensuar su definición en la SSR-6, pero se trataría de una operación de transporte que requiere la consideración de mecanismos de envejecimiento de los componentes del bulto, así como el seguimiento de los cambios reglamentarios o del conocimiento técnico aplicable a lo largo del periodo de almacenamiento; es decir, estaríamos hablando de varios años o incluso de décadas de almacenamiento de los bultos cargados.

En un principio, al desarrollar los requisitos relacionados con el transporte tras el almacenamiento, se estaba pensando solo en los contenedores DPC, pero finalmente esa exclusividad no se vio justificada, ya que en la práctica existen otros casos a los que pueden ser aplicados, como los bultos de residuos de media y baja actividad. Por tal razón, los nuevos requisitos se han establecido de manera genérica, de forma que deben ser aplicados a cualquier tipo de bulto, contengan combustible gastado o no. Es importante tener en cuenta que las condiciones de almacenamiento de los bultos antes de su transporte pueden estar reguladas por normativa específica sobre almacenamiento, quedando al margen del alcance de la reglamentación de transporte. No obstante, dada la interrelación evidente entre ambas operaciones, existirán requisitos que las afecten de manera común. Un ejemplo podría ser el nuevo párrafo 503 e) de la SSR-6, relativo a las verificaciones a realizar antes de cada expedición. Este nuevo apartado requiere que para la expedición de bultos tras su almacenamiento se verifique que el estado de los componentes del embalaje y del contenido radiactivo se ha mantenido durante el almacenamiento de forma que se cumplan todos los requisitos especificados en las disposiciones reglamentarias y en los correspondientes certificados de aprobación. Para aplicarlo puede ser preciso comprobar una gran cantidad de parámetros (físicos, radiológicos, térmicos, de contención, etc.) definidos en los requisitos reglamentarios, en el ES de los bultos o, si fuera el caso, en los certificados de aprobación. Aunque habrá parámetros que podrán comprobarse fácilmente justo antes de la expedición, para otros será necesario hacerlo a lo largo de toda la fase de almacenamiento, pues su evolución puede ser indicativa del estado de los componentes del embalaje y del propio contenido del bulto. Por tal motivo, para cumplir con este requisito será necesario desarrollar programas de inspección de los bultos almacenados, cuyo detalle y complejidad tendrá que ser acorde con la propia complejidad de los diseños.

El otro cambio a destacar tiene que ver con la información mínima que debe presentarse en una solicitud de aprobación de un diseño de bulto del tipo B o C. Se trata de dos nuevos apartados del párrafo 809 de la SSR-6, el f) y el k). El primero de ellos establece que si el bulto se transporta después de un almacenamiento la solicitud deberá incluir una evaluación de cómo afectarán los mecanismos de envejecimiento a los análisis de seguridad, así como a las instrucciones de funcionamiento y de mantenimiento (cuestiones que forman parte del ES del diseño del bulto). Si consideramos los dos casos habituales de transportes tras almacenamientos prolongados (residuos de media y baja actividad y combustible gastado), parece evidente que este requisito solo va dirigido a los DPC cargados con combustible gastado, ya que se clasifican normalmente como bultos del tipo BF (bultos B con materiales fisionables). Por tanto, para estos diseños de bulto será necesario que se evalúen los efectos de los posibles mecanismos de degradación y envejecimiento a lo largo del almacenamiento, a fin de prever acciones que garanticen la seguridad del bulto cuando vaya a transportarse, acciones que pueden documentarse en el programa de gestión del envejecimiento al que se hacía mención en el punto anterior de este artículo. Por su parte, el nuevo apartado k) del párrafo 809 de la SSR6 establece que la solicitud de aprobación deberá incluir un gap analysis programme, lo que podría ser traducido como un programa de análisis de las variaciones o cambios, pues su objetivo es definir un procedimiento sistemático para evaluar periódicamente los cambios en los requisitos reglamentarios, en los conocimientos técnicos y en el estado del diseño del bulto mientras se mantenga almacenado en espera del transporte. En definitiva, como resumen de este importante punto, antes del transporte de un bulto que haya estado almacenado un largo periodo de tiempo se deberá verificar que se cumplen todos sus requisitos de seguridad y, para aquellos cuyo diseño precise de aprobación, la solicitud deberá incluir una evaluación de cómo los mecanismos de envejecimiento afectarán al diseño y un programa de análisis de cambios (gap analysis programme) a lo largo del almacenamiento. Por último, es importante tener en cuenta que la nueva disposición transitoria recogida en el párrafo 821A de la SSR-6 establece que después del 31 de diciembre de 2028 ya no podrán fabricarse embalajes de diseños de bultos aprobados según las ediciones del Reglamento de Transporte del OIEA de 1996, 1996 (revisada en 2003), 2005, 2009 y 2012, por lo que todos los contenedores de combustible gastado aprobados según esas ediciones deberán incorporar en su ES lo requerido en relación con la gestión del envejecimiento y el programa de análisis de cambios y adaptarse a la edición de 2018 si se pretende continuar fabricándolos a partir de esa fecha.

Transporte de grandes objetos contaminados en la superficie (OCS-III)

En los desmantelamientos de las instalaciones nucleares se genera una gran cantidad de objetos contaminados superficialmente clasificados como OCS-II, de acuerdo con los requisitos hasta ahora vigentes. Esos OCS-II han de ser transportados embalados, conformando un bulto Industrial tipo 2 (BI-2), pero en ocasiones son de unas dimensiones y de un peso tales que no pueden ser embalados en la práctica, bien porque no exista un embalaje lo suficientemente grande o porque para llevar a cabo solo operaciones puntuales no esté justificado abordar el desarrollo de un diseño de esas dimensiones, con evidentes complicaciones logísticas para demostrar el cumplimiento de ciertos requisitos así como para su utilización. Por tal motivo, hasta ahora, la única vía reglamentaria para el transporte de grandes componentes, como generadores de vapor o vasijas de reactor sin embalar, era realizarlo bajo autorización de arreglos especiales. Aunque en España no ha sido necesario por el momento, en el mundo se han realizado más de un centenar de transportes de esas características, obteniéndose una gran experiencia reguladora y operacional. Sin embargo, ya sabemos que la opción de los arreglos especiales siempre es controvertida y problemática, pues, al fin y al cabo, supone la realización de un transporte que no se ajusta plenamente a las disposiciones reglamentarias. Por ello, en el proceso de revisión de la edición 2018 de la SSR-6 se decidió abordar el problema y tratar de definir unos requisitos reglamentarios que cubrieran estas operaciones sin que fuera preciso acudir a la opción de los arreglos especiales. El resultado ha sido la definición de un nuevo tipo de objeto contaminado en la superficie: el OCS-III, con la consecuente modificación del número UN que representa a las remesas de objetos contaminados en la superficie: UN 2913 – MATERIALES RADIACTIVOS, OBJETOS CONTAMINADOS EN LA SUPERFICIE (OCS-I, OCS-II u OCS-III), no fisionables o fisionables exceptuados. Es importante hacer notar que no se produce un cambio similar en el UN 3326, relativo a los OCS con materiales fisionables, ya que los OCS-III no podrán contener esos materiales.

De acuerdo con el nuevo párrafo 413 c) de la SSR-6, un OCS-III deberá cumplir las siguientes condiciones: que sea un gran objeto sólido que por su tamaño no pueda ser transportado en ninguno de los tipos de bultos descritos en la reglamentación; que todas sus aberturas estén selladas para prevenir la dispersión de la contaminación durante el transporte; que su interior esté tan seco como sea posible; que la contaminación transitoria en su superficie externa no exceda los límites definidos para todos los tipos de bulto; y que se cumplan los límites de contaminación transitoria y fija en las superficies inaccesibles establecidos para los OCS-II. En resumen, se cubre el transporte de grandes objetos contaminados sin embalar, tratando de reducir al máximo la dispersión de la contaminación durante la expedición.

Una vez definido el OCS-III, ¿cuáles serían los requisitos específicos que deberían cumplirse durante su transporte? Además de los que aplicarían de manera genérica a cualquier material radiactivo no embalado, ya definidos en ediciones anteriores de la SSR-6, la respuesta a esa cuestión la encontramos en el nuevo párrafo 520 e): un OCS-III no podrá apilarse y tanto el objeto como el blindaje que en su caso se le añada deberán ir adecuadamente sujetos al vehículo; el transporte se realizará bajo “uso exclusivo” y de acuerdo con un plan de transporte que defina las medidas de protección radiológica, las de emergencia y los procedimientos de control operacional; se deberá justificar el cumplimiento de los criterios de aceptación que la SSR-6 establece para el ensayo de caída que simula condiciones normales de transporte; y, por último y fundamental: la expedición precisará de autorización multilateral; es decir, de todos los países a través de los que transcurra. El contenido de la solicitud de esa autorización, además de adaptarse a lo requerido de manera genérica en el párrafo 827 de la SSR-6, deberá cumplir de manera específica con lo establecido en el nuevo párrafo 827A. Así, se justificará que el transporte del objeto solo puede realizarse bajo la consideración de OCS-III; se describirá en detalle el objeto y su contenido radiactivo, justificando que cumple las condiciones de un OCS-III; se confirmará que no se superará la máxima actividad en el medio de transporte, definida en el párrafo 522 de la SSR-6; se demostrará el cumplimiento de todas las condiciones de transporte establecidas en el párrafo 520 e); se incluirá el plan de transporte requerido en dicho párrafo; y, por último, se informará del sistema de gestión que se aplique en el proceso.

En definitiva, como puede observarse, la solución encontrada en realidad ha sido similar a la que ya se venía utilizando: la autorización previa del transporte del gran objeto contaminado, aunque con una diferencia muy destacable desde el punto de vista regulador, ya que, a partir de 2021, estos transportes, en lugar de realizarse bajo una autorización de arreglos especiales, lo harán sometidos a una autorización, digamos, ortodoxa; es decir, con todos sus términos y condiciones ya previstos en el reglamento y, por tanto, acordados a escala internacional en el proceso de confección de la reglamentación de transporte de material radiactivo.