Ley general de seguridad radiológica

Articulo 27 Constitucional y en su oportunidad, el Ejecutivo a mi cargo propuso la adecuaci6n al Ordenamiento Legal al que se rige la Materia Nuclear; Que el 4 de febrero de 1985, fue publicada en el Diario Oficial de la Federaci6n la Ley Reglamentaria del Articulo 27 Constitucional en Materia Nuclear, cuya vigencia inici6 al dia siguiente de su publicaci6n; Que la Ley mencionada es reglamentaria del Articulo 27 Constitucional y regula la exploraci6n, explotaci6n y beneficio de minerales radioactivos, el aprovechamiento de las combustibles nucleares, las usos del material radioactivo y de la energia nuclear, la investigaci6n de la ciencia y las tecnicas nucleares, la industria nuclear y todo lo relacionado con la misma; Que la misma Ley establece que la seguridad es primordial en todas las actividades que involucren a la energia nuclear, debiendo tomarse en cuenta desde la planeaci6n hasta el desmantelamiento de las instalaciones nucleares y radioactivas y el destino final de esos desechos, definiendo a su vez la seguridad radiol6gica en congruencia con las lineamientos del Sistema Nacional de Protecci6n Civil, coma aquella que tiene par objeto proteger a las trabajadores, a la poblaci6n y a sus bienes, asi coma el ambiente en general mediante la prevenci6n y limitaci6n de las efectos que puedan resultar de la exposici6n a la radiaci6n ionizante; Que la Ley Reglamentaria del Articulo 27 Constitucional en Materia Nuclear establece que las instalaciones nucleares y radiactivas deberan contar con sistemas de seguridad radiol6gica y su operaci6n requerira de la satisfacci6n de las requisitos que sabre el particular se determinen en la misma ley y en las disposiciones reglamentarias respectivas, par lo que resulta pertinente disponer de las instrumentos reglamentarios para hacer efectivas las disposiciones del mismo Ordenamiento, he tenido a bien expedir el siguiente Reglamento General de Seguridad Radiol6gica Titulo Primero Generalidades Capitulo Unico Articulo lo.- Este Reglamento rige en todo el territorio nacional y tiene par objeto proveer en la esfera administrativa a la observancia de la Ley Reglamentaria del

Articulo 27 Constitucional en Materia Nuclear en lo relativo a seguridad radiol6gica.

Articulo 2o.- La Secretaria de Energia, Minas e Industria Paraestatal queda facultada para expedir par conducto de la Comisi6n Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias, las apendices, normas tecnicas, manuales e instructivos, asi coma sus actualizaciones, necesarios para desarrollar, hacer explicitas y determinar la forma en que deben cumplirse las disposiciones de este Reglamento.

Articulo 3o.- Tanto las documentos a que se refiere el articulo anterior, coma sus actualizaciones, para su obligatoriedad y general observancia deberan invariablemente, ser publicados en el Diario Oficial de la Federaci6n.

Articulo 4o.- La Secretaria de Energia, Minas e Industria Paraestatal, par conducto de la Comisi6n Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias, es la facultada para interpretar y aplicar este Reglamento, asi coma las apendices, normas tecnicas, instructivos, manuales y condiciones de licencias, autorizaciones y permisos que con base en el mismo se expidan y, para determinar las normas de seguridad radiol6gica que a su juicio sean aplicables sin perjuicio de la competencia que de acuerdo a la Ley les corresponda a otras Secretarias de Estado. Articulo So.- En todos las casos en que este Reglamento haga referencia a la Ley, se entendera que se trata de la Ley Reglamentaria del Articulo 27 Constitucional en Materia Nuclear. Cuando aluda a la Secretaria, sera la Secretaria de Energia, Minas e Industria Paraestatal, y cuando mencione a la Comisi6n, sera la Comisi6n Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias en las terminos del Articulo 50 de la Ley Reglamentaria del Articulo 27 Constitucional en Materia Nuclear. Titulo Segundo Terminologia Capitulo Unico

Articulo 60.- Para las efectos de este Reglamento se entendera par: ACCIDENTE Y/0 INCIDENTE: Cualquier evento anormal que involucre a fuentes de radiaci6n ionizante. ACTIVIDAD:EI numero de transiciones nucleares espontaneas que ocurren par unidad de tiempo en una cantidad dada de material radioactivo. Formalmente, la actividad A, de una cantidad dada de material radioactivo, es el cociente de dN entre dt, siendo dN el numero de transiciones nucleares espontaneas que ocurren en el intervalo dt. La unidad de actividad es el becquerel (Bq), donde 1 Bq= 1 desintegraci6n /s (1 Ci= 3. 7 X 1010 desintegraci6nes/s). ALMACEN TEMPORAL: La instalaci6n radiactiva autorizada par la Comisi6n para almacenar fuentes de radiaci6n ionizante par tiempo limitado y que sera necesariamente determinado en forma expresa en la autorizaci6n correspondiente. ALMACEN EN TRANSITO: Las areas utilizadas durante el transporte de material radiactivo en las que se almacenen embalajes, contenedores, bultos y las zonas no controladas, tales coma: area de estacionamiento; estaci6n terminal; cuarto de almacen o patio de carga y descarga. AUDITORIA: El examen de las registros, documentos, programas y procedimientos relacionados con la seguridad radiol6gica de la instalaci6n radiactiva, asi coma del inventario de material radiactivo o las equipos que lo contengan conforme a lo establecido en la autorizaci6n, permiso o licencia correspondiente, asi coma en las disposiciones de este Reglamento. CONCENTRACION DERIVADA EN AIRE: La concentraci6n derivada en aire (CDA) para un radionuclido determinado es un limite derivado que designa la concentraci6n en aire que, de ser respirada par un trabajador durante un ano laboral de 2,000 horas a un ritmo de respiraci6n de 1.2 m3 h-1 se alcanzaria el limite anual de incorporaci6n (LAI). CONTAMINACION RADIACTIVA SUPERFICIAL:La presencia de una superficie en cantidades superiores a: 4X103 Bq m-2 (10-5 uCijcm2) en el caso de emisiones beta y gamma, o 4 X 102 Bq m-2 (10-6u Ci/cm2), en el caso de emisiones alfa, esta puede ser fija o removible. DESCONTAMINACION: Proceso mediante el cual se reduce o se elimina la contaminaci6n radiactiva. DESECHOS RADIOACTIVOS: Cualquier material que contenga o este contaminado con radionuclidos o concentraciones o niveles de radiactividad, mayores a las senaladas par la Comisi6n en la norma tecnica correspondiente y para el cual no se preve uso alguno. Se clasifican en desechos radiactivos de nivel bajo, intermedio y alto. DISPOSITIVOS GENERADOR DE RADIACION IONIZANTE: Es el equipo que produce radiaci6n ionizante en forma controlada. DOSIS ABSORBIDA: La energia depositada par la radiaci6n ionizante en la materia. Tecnicamente, la dosis absorbida, D, se define coma el cociente de dE entre dm, donde dE es la energia promedio depositada par la radiaci6n ionizante en una masa dm. La unidad es el gray (Gy), donde: 1 Gy = 1 J kg-1 (1 rad = 10-2 J/kg). DOSIS UMBRAL: El valor de la dosis par debajo del cual se considera que un efecto no estocastico determinado no se manifestara. EMERGENCIA: Acta, omisi6n, situaci6n o suceso que ocasiona un riesgo importante y, para cuyo control o eliminaci6n es necesario emprender acciones correctivas inmediatas. EMPLAZAMIENTO: El proceso de selecci6n de un sitio adecuado para la localizaci6n de una instalaci6n radiactiva y la determinaci6n de las caracteristicas fisicas y demograficas del mismo, a fin de evaluar y definir adecuadamente las bases para el diseno, construcci6n y operaci6n de las mismas,con el objeto de que estas no se traduzcan en un detrimento apreciable de la seguridad de las personas ni de la calidad del ambiente. EQUIVALENTE DE DOSIS: Con fines de protecci6n radiol6gica se ha encontrado conveniente introducir una magnitud fisica que correlaciona la dosis absorbida con las efectos deletereos mas importantes de la exposici6n a la radiaci6n, en particular con las efectos estocasticos tardios. El equivalente de dosis es la cantidad que resulta de la ecuaci6n: H = DQN, donde D es la dosis absorbida en Gy, Q es el factor de calidad y N es el producto de todos las demas factores modificantes, tomandose par ahora un valor para N igual a la unidad. El nombre especial para la unidad de equivalente de dosis es el sievert (Sv). El rem puede ser usado temporalmente. EQUIVALENTE DE DOSIS EFECTIVO: El equivalente de dosis efectivo, HE, es la suma ponderada de las equivalentes de dosis para las diferentes tejidos HT, tanto par irradiaci6n extrema coma par incorporaci6n de radionuclidos. Se define coma: HE =L WT HT T Donde WT son las factores de poderaci6n. EQUIVALENTE DE DOSIS EFECTIVO COMPROMETIDO: El equivalente de dosis efectivo comprometido, HE,50' resultante de una incorporaci6n de material radiactivo, es el equivalente de dosis efectivo que se acumulara durante 50 anos, coma resultado de la incorporaci6n. FUENTE ABIERTA: Toda material radiactivo que durante su utilizaci6n puede entrar en contacto directo con el ambiente. FUENTE DE RADIACION IONIZANTE: Cualquier dispositivo o material que emita radiaci6n ionizante en forma cuantificable. FUENTE SELLADA: Toda material radiactivo permanentemente incorporado a un material encerrado en una capsula hermetica con resistencia mecanica suficiente para impedir el escape del radiois6topo o de la dispersion de la substancia radiactiva en las condiciones previsibles de utilizaci6n y desgaste. INDICE DE EQUIVALENTE DE DOSIS: En el caso de irradiaci6n externa del cuerpo entero, se aplican las conceptos de: a) INDICE SUPERFICIAL DE EQUIVALENTE DE DOSIS: El indice superficial de equivalente de dosis HI,S en un punto, es el equivalente de dosis maxima dentro del volumen comprendido entre 0.07 mm y 1 cm, medidos a partir de la superficie de una esfera de 30 cm de diametro centrada en ese punto y formada par material equivalente a tejido blando con una densidad de 1 g cm - 3. b) INDICE PROFUNDO DE EQUIVALENTE DE DOSIS: El indice profundo de equivalente de dosis H I,P' es el equivalente de dosis maxima dentro del nucleo de 28 cm de diametro inscrito en una esfera de 30 cm de diametro centrada en ese punto y formada par material equivalente a tejido blando y con una densidad de 1 g cm-3. INSPECCION: El examen de las condiciones de seguridad fisica y radiol6gica de una instalaci6n radiactiva, sus sistemas, equipos y la aplicaci6n de las procedimientos de operaci6n, documentos y registros. LIMITE ANUAL DE INCORPORACION: Es el limite secundario para la irradiaci6n ocupacional interna, y es el valor menor de la incorporaci6n de un radionuclido determinado en un ano par el Hombre de Referencia, que se traduciria bien en un equivalente de dosis efectivo comprometido de 50 mSv (5 rem) o bien, en un equivalente de dosis comprometido en el cristalino de 150 mSv (15 rem) o en un equivalente de dosis comprometido en cualquier otro 6rgano o tejido de 500 mSv (50 rem). MANUAL DE SEGURIDAD RADIOLOGICA: Documento cuyo objetivo es el de que todas las acciones que involucren fuentes de radiaci6n, se ejecuten bajo normas y procedimientos de protecci6n radiol6gica adecuados, para reducir las exposiciones ocupacionales y del publico a valores tan bajos coma razonablemente pueda lograrse. PERMISIONARIO: Persona fisica o moral que posee la titularidad de la autorizaci6n, permiso o licencia expedidos par la Comisi6n para desarrollar una actividad autorizada par la misma. PERSONAL OCUPACIONALMENTE EXPUESTO: Aquel que en ejerc1c10 y con motivo de su ocupaci6n esta expuesto a radiaci6n ionizante o a la incorporaci6n de material radiactivo. Quedan excluidos las trabajadores que ocasionalmente en el curso de su trabajo puedan estar expuestos a este tipo de radiaci6n, siempre que el equivalente de dosis efectivo anual que reciban no exceda el limite establecido en este Reglamento para el publico. RADIACION IONIZANTE: Toda radiaci6n electromagnetica o corpuscular capaz de producir iones, directa o indirectamente, debido a su interacci6n con la materia. RECONOCIMIENTO: El examen y comprobaci6n de la informaci6n proporcionada a la Comisi6n de hechos o circunstancias que pudieran significar un riesgo radiol6gico a las personas y las propiedades. VERIFICACION: La rev1s1on y examen de la informaci6n proporcionada a la Comisi6n con motivo de las actividades reguladas par este Reglamento y de acciones correctivas derivadas de las deficiencias o anomalias que coma consecuencia de las inspecciones o auditorias se hubieren encontrado. VIDA MEDIA BIOLOGICA: Es el tiempo necesario para que la mitad de una substancia administrada, sea excretada del cuerpo de un 6rgano o de un tejido. VIDA MEDIA FiSICA: Es el tiempo requerido para que un radionuclido pierda el 50% de su actividad, mediante decaimiento radiactivo. Cada radionuclido tiene una vida media fisica propia. ZONA CONTROLADA: Es la zona sujeta a supervision y controles especiales con fines de protecci6n radiol6gica. Titulo Tercero Del Sistema de Limitaci6n de Dosis Capitulo I Disposiciones Generales

Articulo 7o.- Las dosis recibidas a consecuencia de la exposici6n a fuentes de radiaci6n ionizante y de practicas que entranan la irradiaci6n con radiaci6n ionizante o incorporaci6n de material radioactivo, se sujetaran a un sistema de limitaci6n de dosis cuyos fundamentos son: 1.- No se aprobara ninguna practica a menos que su aplicaci6n produzca un beneficio neto positivo; II.- El diseno, planificaci6n, uso y aplicaci6n subsiguiente de las fuentes y practicas, deberan realizarse de manera que aseguren que las exposiciones se mantengan tan bajas coma razonablemente pueda lograrse, teniendo en cuenta factores sociales y econ6micos; Ill.- El establecimiento de limites para equivalente de dosis.

Articulo 80.- El sistema de limitaci6n de dosis tiene coma finalidad evitar las efectos no estocasticos y limitar la ocurrencia de las estocaticos a un nivel aceptable, par lo que se establecen limites para cada caso, debiendo aplicarse el que resulte mas restrictivo para el 6rgano o tejido irradiado.

Articulo 9o.- Los efectos no estocasticos son aquellos en las que la severidad del efecto es funci6n de la dosis y se presentan a partir de un valor umbral. Estos efectos se presentan en el individuo expuesto. Los efectos estocasticos son aquellos en las que la probabilidad de que el efecto se presente, se considera coma una funci6n de la dosis, sin que exista una dosis umbral y pueden manifestarse tanto en el individuo expuesto coma en su descendencia.

Articulo 10.- Para las fines exclusivos de este Reglamento, en el calculo de las equivalentes de dosis, se consideraran las factores que se establezcan en la norma tecnica correspondiente. Capitulo II De la Aplicaci6n del Sistema de Limitaci6n de Dosis

Articulo 11.- Para la aplicaci6n del Sistema de Limitaci6n de Dosis se estableceran Ii mites y niveles de referencia: Un limite es el valor de una magnitud que no ha de ser superado. Un nivel de referencia no es un limite, sino el valor de una magnitud que sirve para decidir una conducta determinada. Los limites podran ser primarios, secundarios, derivados y autorizados. Los niveles de referencia podran ser de registro, de investigaci6n y de intervenci6n.

Articulo 12.- Los limites primarios se definen para el equivalente de dosis, el equivalente de dosis efectivo, el equivalente de dosis comprometido o el equivalente de dosis efectivo comprometido, segun las circunstancias de la expos1c1on. Estos limites se aplican a cada individuo, y en caso de irradiaci6n del publico, al grupo critico.

Articulo 13.- Los limites secundarios son utilizados cuando las limites primarios de equivalente de dosis no pueden aplicarse directamente. En el caso de la irradiaci6n externa, las limites secundarios pueden expresarse en funci6n del indice profundo de equivalente de dosis o del indice superficial de equivalente de dosis. En el caso de la irradiaci6n interna, las limites secundarios pueden expresarse en funci6n de las limites anuales de incorporaci6n.

Articulo 14.- Los limites derivados se aplican a magnitudes diferentes a las de las limites primarios, se determinan a partir de estos mediante un modelo definido, de manera tal que, si se satisfacen las limites derivados, tambien se satisfacen las limites primarios. Pueden establecerse par ejemplo, para cantidades tales coma la rapidez de exposici6n en un lugar de trabajo, la contaminaci6n del aire, del agua y de superficies, entre otros.

Articulo 15.- Los limites autorizados son aquellos establecidos par la Comisi6n para cualquier magnitud y que en general son inferiores a las limites derivados, aunque en casos excepcionales pueden ser iguales. Estos limites se aplican solamente a circunstancias limitadas que deberan definirse con claridad. Los If mites autorizados tienen prioridad sabre las derivados.

Articulo 16.- A las efectos del Articulo 11, anterior, el permisionario coma parte de su programa de protecci6n radiol6gica, debera establecer niveles de referencia, incluyendo coma minima las siguientes: nivel de registro, nivel de investigaci6n y nivel de intervenci6n.

Articulo 17.- El nivel de registro es un valor definido par la Comisi6n para el equivalente de dosis, equivalente de dosis efectivo o la incorporaci6n de radionuclidos, par encima del cual la informaci6n tiene el interes suficiente, desde el punto de vista de la seguridad radiol6gica, para su registro y conservaci6n. El nivel de investigaci6n es un valor del equivalente de dosis, del equivalente de dosis efectivo o de la incorporaci6n, que se considera suficientemente importante para justificar una investigaci6n de las causas par las que se rebas6. El nivel de intervenci6n es el valor previamente establecido para cualquier magnitud usada en seguridad radiol6gica, que de superarse indica una situaci6n que requiere tomar medidas correctivas. Capitulo III De los Limites de Equivalente de Dosis

Articulo 18.- Ninguna persona debera recibir un equivalente de dosis que exceda de las limites correspondientes indicados en este Titulo.

Articulo 19.- Los limites de equivalente de dosis senalados en este Titulo no se aplican a la exposici6n medica de pacientes, ni a la debida a la radiaci6n natural. Sin embargo, deberan aplicarse en las casos de irradiaci6n con fines medicos de investigaci6n cuando no exista ningun beneficio directo para el individuo expuesto, y en las casos de irradiaci6n debida a fuentes naturales de radiaci6n incrementada par motivos tecnol6gicos, para las cuales la Comisi6n establecera las limites en cada caso.

Articulo 20.- Para el personal ocupacionalmente expuesto, el limite del equivalente de dosis efectivo anual H E,L para las efectos estocasticos es de 50 mSv (5 rem).

Articulo 21.- Para el personal ocupacionalmente expuesto el limite de equivalente de dosis anual para las efectos no estocasticos es de 500 mSv (50 rem), independientemente de si las tejidos son irradiados en forma aislada o conjuntamente con otros 6rganos. Este limite no se aplica al cristalino, para el cual se establece un limite de 150 mSv (15 rem)

Articulo 22.- El equivalente de dosis que reciba cualquier 6rgano o tejido coma consecuencia de la irradiaci6n, incluira el equivalente de dosis debido a fuentes externas y el equivalente de dosis comprometido debido a fuentes internas incorporadas en el mismo intervalo de tiempo.

Articulo 23.- El limite para el control de las efectos estocasticos se expresa en funci6n del equivalente de dosis efectivo, debiendose cumplir que: L WT HT < HE, L En donde HE,L es el limite de equivalente de dosis efectivo anual y cuyo valor es de 50 mSv (5 rem); w(T) es el factor de ponderaci6n del tejido T; y H(T) es el equivalente de dosis anual del tejido T.

Articulo 24.- En el caso de que el personal ocupacionalmente expuesto se irradie interna y externamente y con el objeto de que no se sobrepasen las limites anuales de equivalente de dosis, se debera cumplir con las dos condiciones siguientes: HIS < 1 500 mSv HI,P + I _I_j _ _ < 1 500 mSv J Ij,L Siendo: H I,s el indice superficial de equivalente de dosis. HI,p el indice profundo de equivalente de dosis. Ij la incorporacion anual debida a ingestion e inhalacion del radioisotopo j. Ij,L el limite anual de incorporacion para el radioisotopo j.

Articulo 25.- Los limites secundarios de incorporacion para el personal ocupacionalmente expuesto seran las que se establecen en la norma tecnica correspondiente de este Reglamento.

Articulo 26.- Cuando un limite esta expresado coma el valor promedio correspondiente a un periodo, se entiende que el valor real de la magnitud limitada puede presentar fluctuaciones considerables en periodos de tiempo mas breves.

Articulo 27.- La irradiacion que reciban las mujeres ocupacionalmente expuestas con capacidad reproductiva debera distribuirse lo mas uniformemente posible en el tiempo, con objeto de proteger el embrion durante el periodo de organogenesis antes de conocerse el embarazo.

Articulo 28.- Las mujeres ocupacionalmente expuestas que se encuentren embarazadas solo podran trabajar en condiciones donde la irradiacion se distribuya lo mas uniformemente posible en el tiempo y que la probabilidad de que reciban un equivalente de dosis anual mayor a 15 mSv (1.5 rem) sea muy baja.

Articulo 29.- Las mujeres ocupacionalmente expuestas que se encuentren en periodo de gestacion o de lactancia no deberan trabajar en lugares donde exista riesgo de incorporacion de materiales radioactivos.

Articulo 30.- Los estudiantes que par la naturaleza del aprendizaje deban realizar experimentos con fuentes de radiacion ionizante seran considerados coma individuos del publico, sin embargo solo se permitira que reciban par motivo de la ensenanza, la decima parte de las limites establecidos en este Reglamento para las individuos del publico.

Articulo 31.- Los estudiantes que lleven cursos a nivel profesional o tecnico, cuya finalidad sea la capacitacion para el uso de fuentes de radiacion ionizante, estaran sujetos a las siguientes reglas: 1.- Si tienen 18 anos o mas, seran considerados coma personas ocupacionalmente expuestas y par lo tanto sujetos a las limites de equivalente de dosis anuales correspondientes a esa calidad, establecidos en este Reglamento, y II.- Si son menores de 18 anos, pero mayores de 16, seran considerados coma personas ocupacionalmente expuestas, sin embargo, no podran recibir anualmente un equivalente de dosis a cuerpo entero superior a 15 mSv (1.5 rem).

Articulo 32.- Fuera de las casos a que se refiere el Articulo anterior, ninguna persona menor de 18 anos podra ser considerada coma ocupacionalmente expuesta.

Articulo 33.- Los estudiantes considerados coma personal ocupacionalmente expuesto, estaran sujetos a las requisitos, obligaciones, supervision y vigilancia radiol6gica individual y medica que para esa calidad se establecen en el presente Reglamento.

Articulo 34.- Con objeto de mantener una vigilancia permanente de las tendencias del equivalente de dosis recibido par el personal ocupacionalmente expuesto y poder optimizar las condiciones de seguridad en el trabajo, debera llevarse un registro del equivalente de dosis mensual, del acumulado durante las 12 meses anteriores y del total acumulado durante la vida laboral del personal ocupacionalmente expuesto, de las que debera estar informado.

Articulo 35.- Toda irradiaci6n recibida par el personal ocupacionalmente expuesto debera asentarse en el registro del equivalente de dosis del individuo.

Articulo 36.- Las personas no ocupacionalmente expuestas que laboren en la proximidad de zonas controladas o que ocasionalmente en el curso de su trabajo entren en una zona controlada, son considerados coma individuos del publico.

Articulo 37.- Los limites de equivalente de dosis para individuos del publico son la decima parte de las limites estipulados en las Articulos 20 y 21. Estos limites han de aplicarse al grupo critico de la poblaci6n o al individuo mas expuesto.

Articulo 38.- Cuando las mismos individuos del publico puedan estar expuestos durante periodos prolongados a un equivalente de dosis efectivo igual al limite anual o cercano a el, se deberan adoptar medidas con el fin de reducir su equivalente de dosis efectivo para toda la vida a un valor que corresponda a un promedio anual de 1 mSv (0.1 rem).

Articulo 39.- En el calculo del equivalente de dosis para individuos del publico debido a incorporaci6n de material radioactivo, deberan tenerse en cuenta las parametros biol6gicos y metab61icos, asi coma otros factores que sean caracteristicos del grupo critico, tales coma costumbres alimentarias, distribuci6n demografica y utilizaci6n del terreno. Capitulo IV: De las Condiciones de Irradiaci6n

Articulo 40.- Las condiciones bajo las cuales un individuo puede verse expuesto a la radiaci6n ionizante, se clasifican en normales y anormales. Las condiciones normales de irradiaci6n son aquellas en las cuales la ocurrencia de la irradiaci6n es previsible y puede ser limitada par control de la fuente y par aplicaci6n del sistema de limitaci6n de dosis, en particular estableciendo procedimientos de operaci6n satisfactorios. Las condiciones anormales de irradiaci6n son aquellas en las que la fuente de radiaci6n no esta sujeta a control, de modo que la magnitud de toda irradiaci6n resultante solo puede limitarse, eventualmente, mediante medidas correctivas.

Articulo 41.- Si coma resultado de situaciones anormales ciertas personas ocupacionalmente expuestas recibieran equivalente de dosis mayores a las limites senalados en las Articulos 20 y 21, el permisionario debera adoptar las siguientes medidas: 1.- Reunir la informaci6n que ayude a estimar las equivalentes de dosis y las incorporaciones de material radioactivo; II.- Obtener, segun proceda, muestras de excretas para bioanalisis; Ill.- Iniciar pruebas medicas y hacer las consiguientes diagn6sticos, y IV.- Recabar informaci6n sabre las circunstancias del accidente. La necesidad de controlar la contaminaci6n no debera entorpecer ni disuadir de dispensar las primeros auxilios y el tratamiento consecutivo a las individuos que requieran asistencia medica par otras razones.

Articulo 42.- Si coma resultado de situaciones anormales, ciertas personas del publico recibieran equivalentes de dosis mayores a las limites senalados en el Articulo 37, el permisionario debera adoptar las siguientes medidas: 1.- Reunir la informaci6n que ayude a estimar las equivalentes de dosis y las incorporaciones de material radioactivo de las personas afectadas, y II.- Recabar la informaci6n sabre las circunstancias del accidente. La necesidad de controlar la contaminaci6n no debera entorpecer ni disuadir de dispensar las primeros auxilios y el tratamiento respectivo a las individuos que requieran asistencia medica par otras razones. Capitulo V De las Irradiaciones Planeadas y de Emergencia

Articulo 43.- Las irradiaciones planeadas se consideraran coma casos excepcionales y se justificaran unicamente cuando las tecnicas que evitan la sabre exposici6n de las personas ocupacionalmente expuestas no sean practicables o disponibles. Estas irradiaciones podran permitirse siempre que: 1.- En un solo evento la suma del equivalente de dosis debido a irradiaci6n externa y del equivalente de dosis comprometido debido a la incorporaci6n de material radiactivo, no exceda del doble de las limites de equivalente de dosis anual correspondientes, establecidos en este Reglamento, y II.- En la vida del personal ocupacionalmente expuesto la suma del equivalente de dosis debido a irradiaci6n externa y del equivalente de dosis comprometido debido a la incorporaci6n de material radioactivo, no exceda cinco veces las limites del equivalente de dosis anual correspondiente.

Articulo 44.- El personal que participe en las irradiaciones planeadas debera: 1.- Ser consultado para la planeaci6n de las operaciones a realizar; II.- Estar informado acerca de las riesgos que implican las irradiaciones que exceden de las limites de equivalentes de dosis establecido en este Reglamento; Ill.- Estar adiestrado en las operaciones especificas que se han de llevar a cabo; IV.- Contar con la conformidad escrita del encargado de seguridad radiol6gica, y V.- Ser provisto del equipo y de la ropa adecuados para su protecci6n, a fin de que la irradiaci6n externa y la contaminaci6n sean minimas.

Articulo 45.- El permisionario debera justificar previamente ante la Comisi6n cualquier irradiaci6n planeada.

Articulo 46.- Un individuo podra recibir dosis que excedan de las limites de equivalente de dosis establecidos en este Titulo, unicamente en operaciones de emergencia.

Articulo 47 .- En las operaciones de emergencia que tengan par objeto salvar vidas o evitar la irradiaci6n de un gran numero de personas, el limite estimado de equivalente de dosis efectivo sera de 1 Sv (100 rem), y para manos y antebrazos sera de 3 Sv (300 rem).

Articulo 48.- Cuando las operaciones de emergencia tengan par objeto acciones distintas a las senaladas en el Articulo anterior, coma par ejemplo proteger instalaciones valiosas o controlar incendios, el limite estimado de equivalente de dosis efectivo sera de 250 mSv (25 rem) y para manos y antebrazos sera de 1 Sv (100 rem).

Articulo 49.- El personal que participe en las operaciones de emergencia debera en las terminos del Plan de Emergencia: 1.- Ser de preferencia voluntarios y mayores de 45 anos, cuando no esten obligados a ello par motivo de sus funciones o responsabilidades; II.- Estar informados acerca de las riesgos que implican las irradiaciones que exceden de las limites de equivalente de dosis establecidos en este Reglamento; Ill.- Estar adiestrados si es posible, en las operaciones especificas que se han de llevar a cabo; IV.- Contar con la conformidad escrita del encargado de seguridad radiol6gica; V.- Ser provistos del equipo y de la ropa adecuados para su protecci6n, a fin de que la irradiaci6n externa y la contaminaci6n sean minimas, y VI.- Evitar la procreaci6n durante las 6 meses posteriores a la irradiaci6n cuando el equivalente de dosis efectivo sea de 1 Sv (100 rem) o mayor.

Articulo 50.- Las irradiaciones de emergencia deberan limitarse a una sola vez en la vida del personal ocupacionalmente expuesto.

Articulo 51.- Una vez conseguido el control sabre el incidente o accidente inicial, el resto de la acci6n correctiva debera ejecutarse respetando las limites de equivalente de dosis. Excepcionalmente, pueden darse situaciones que requieran estudiar la conveniencia de autorizar una irradiaci6n planeada de un numero limitado de individuos para que realicen diversas operaciones esenciales, dejando que las restantes se ejecuten con sujeci6n a las limites.

Articulo 52.- Las mujeres con capacidad reproductiva y las estudiantes que se esten capacitando en el uso de fuentes de radiaci6n ionizante, no podran participar en irradiaciones planeadas ni en operaciones de emergencia.

Articulo 53.- Toda equivalente de dosis o incorporaci6n accidental, planeada o de emergencia, debera asentarse en el registro de equivalente de dosis del personal ocupacionalmente expuesto. Pero se debera distinguir de las irradiaciones normales.

Articulo 54.- Toda irradiaci6n accidental o de emergencia que alcance o exceda un equivalente de dosis efectivo de 250 mSv (25 rem), debera comunicarse a la Comisi6n para que formule las recomendaciones que estime convenientes respecto de la irradiaci6n laboral futura del personal. La aplicaci6n de estas recomendaciones sera responsabilidad exclusiva del permisionario.

Articulo 55.- El personal ocupacionalmente expuesto que haya recibido un equivalente de dosis efectivo superior a 100 mSv (10 rem) que corresponde al doble del limite anual para efectos estocasticos en un solo evento, debera sujetarse a examen medico en las terminos de la norma tecnica correspondiente de este Reglamento y podra seguir en su trabajo rutinario si no existe objeci6n para ello desde el punto de vista medico, tomando en consideraci6n sus irradiaciones previas, su salud, su edad, sus habilidades especiales y sus responsabilidades econ6micas y sociales, y, en su caso, proceder conforme a la Ley Federal del Trabajo. Titulo Cuarto De las Fuentes de Radiaci6n Ionizante Capitulo I Disposiciones Generales

Articulo 56.- Los dispositivos generadores de radiaci6n ionizante y equipos que contengan fuentes de radiaci6n ionizante deberan contar con las sistemas de seguridad apropiados que impidan su uso par personal no autorizado.

Articulo 57.- El permisionario solo podra modificar el diseno, las condiciones de operaci6n y el uso de las equipos senalados en el Articulo anterior o sus componentes si cuenta con la autorizaci6n previa de la Comisi6n.

Articulo 58.- Para las efectos de este Reglamento, las materiales radiactivos se clasifican en fuentes selladas y fuentes abiertas. Ninguna fuente de radiaci6n sujeta a licencia podra ser transferida a terceros, a menos que el receptor cuente con la licencia respectiva y la Comisi6n autorice la transferencia. Capitulo II De las Fuentes Selladas

Articulo 59.- Todas las fuentes selladas de materiales radiactivos deberan poseer un certificado expedido par el fabricante que indique la actividad de las mismas y las pruebas de fuga correspondientes.

Articulo 60.- Los certificados a que se refiere el Articulo anterior, deberan incluir par lo me nos, la informaci6n relativa a: radiois6topo, actividad y fecha en que es valida, formas fisica y quimica, material y tipo de encapsulado, marca, modelo y numero de serie de la fuente, yen su caso el procedimiento y resultado de prueba de fuga.

Articulo 61.- Para transferir fuentes selladas de material radioactivo, se deberan efectuar pruebas y mediciones a fin de que aseguren la integridad del encapsulado de la fuente y del contenedor, conforme a lo dispuesto en las Articulos 67 y 69 de este Reglamento.

Articulo 62.- Las fuentes selladas solo podran manejarse mediante el empleo de las dispositivos manuales o automaticos de manipulaci6n a distancia apropiados.

Articulo 63.- Las fuentes selladas deberan estar debidamente almacenadas en contenedores apropiados cuando no esten en uso.

Articulo 64.- Las fuentes selladas deberan someterse a pruebas de fuga al momenta de su recepci6n y despues en forma peri6dica, de acuerdo con las condiciones establecidas en la licencia expedida par la Comisi6n, tomando en consideraci6n las caracteristicas y uso dado a estas fuentes.

Articulo 65.- Debera llevarse un registro de las pruebas de fuga efectuadas a cada una de las fuentes selladas. En este registro se asentaran las datos relativos al metodo empleado, equipo usado, resultado de la prueba y fecha en que se efectu6 asi coma el nombre y la firma de la persona que la realiz6.

Articulo 66.- El resultado de la prueba de fuga debera enviarse a la Comisi6n dentro de las cinco dias habiles siguientes a la fecha en la que se cuente con las resultados. En caso de que se detecte fuga se debera notificar inmediatamente a la Comisi6n.

Articulo 67.- Se considerara que una fuente sellada es hermetica cuando el resultado de la prueba de fuga sea inferior a 185 Bq (5 nCi) de material radiactivo removible para fuentes diferentes al Radio-226. Para las fuentes de Radio-226 la fuga de Rad6n- 222 en 24 horas no debe ser mayor o igual a 37 Bq (1 nCi).

Articulo 68.- En caso de que la fuente no sea hermetica conforme a lo establecido en el Articulo anterior, la fuente se introducira en un contenedor adecuado y no podra ser utilizada hasta que se le hayan hecho las reparaciones necesarias y haya satisfecho las requisitos de hermeticidad.

Articulo 69.- El permisionario sera responsable de que se realicen al momenta de su recepci6n y despues en forma peri6dica al menos cada seis meses, las mediciones de las niveles de radiaci6n alrededor de las contenedores de transporte, almacenamiento o uso que alojen fuentes selladas. Estos niveles se mediran en la superficie del contendor ya un metro del mismo en diferentes direcciones.

Articulo 70.- En base a las niveles de radiaci6n medidos, el perm1s1onario limitara el tiempo de permanencia del personal ocupacionalmente expuesto en el area donde se localiza el contenedor, a fin de que el equivalente de dosis que reciba el personal sea tan bajo coma razonablemente pueda lograrse, sin rebasar las limites establecidos en el presente Reglamento.

Articulo 71.- Las zonas en donde se encuentren localizados las contenedores que alojen fuentes selladas deberan ser consideradas en las procedimientos de seguridad fisica y radiol6gica de la instalaci6n, contenidos en el Manual de Seguridad Radiol6gica.

Articulo 72.- Deberan efectuarse peri6dicamente pruebas de buen funcionamiento a las equipos que operen con fuentes selladas y calibraci6n a las que lo requieran.

Articulo 73.- Debera llevarse un registro de las pruebas de buen funcionamiento y de las calibraciones, en el que se asentara la fecha, tipo de pruebas efectuadas, equipo empleado en su caso, asi coma el nombre, cargo y firma de la persona que las ejecuto.

Articulo 74.- Los equipos que contengan fuentes selladas, se usaran con las accesorios o componentes previamente autorizados par la Comision.

Articulo 75.- Los contenedores que se utilicen para transportar, usar o almacenar fuentes selladas y equipos que las contengan, llevaran rotulos fijos con el simbolo internacional que indica la presencia de radiacion, la informacion en espanol relativa al radioisotopo, actividad y fecha en que es valida, modelo, marca y numero de la serie de la fuente, asi coma el indice de transporte, las nombres y telefonos del permisionario y del encargado de seguridad radiologica cuando corresponda.

Articulo 76.- Cada vez que se cambie la fuente que alberga el contenedor se modificara la informacion del rotulo.

Articulo 77.- Los rotulos se conservaran siempre en buen estado yen caso de deterioro se reemplazaran de inmediato.

Articulo 78.- La rapidez de exposicion en la superficie de las contenedores de fuentes selladas no debera exceder de 5.2 X 10-5 Coul/kgh (200 mR h-1), ni de 5.2 x 10-7 Coul/Kgh (2 mR h-1) a un metro del mismo.

Articulo 79.- Podra usarse el mismo contenedor para almacenamiento, uso y transporte de fuentes selladas, si a juicio de la Comision reune las requisitos de seguridad necesarios.

Articulo 80.- Los contenedores para el transporte de fuentes selladas, quedan sujetos ademas a las requisitos que se establecen en la reglamentacion correspondiente.

Articulo 81.- Toda permisionario que posea fuentes selladas de material radiactivo, debera llevar un inventario de las mismas en el que se estipule: fecha de recepcion, marca, modelo y numero de serie de la fuente, radioisotopo, actividad y fecha en que es valida, contenedor de la fuente, marca, modelo y numero y serie del mismo, y su ubicacion. Se debera anotar tambien, en su momenta, fecha y causa del retiro de la fuente del trabajo rutinario asi coma el destino final de la misma. Capitulo III De las Fuentes Abiertas

Articulo 82.- Para la recepcion y apertura de las bultos que contengan fuentes abiertas debera seguirse un procedimiento previamente establecido par el permisionario, en el que se especifiquen al menos, el lugar y condiciones de recepcion y apertura, la revision de la integridad del embalaje y la medicion de las niveles de radiacion.

Articulo 83.- Las fuentes radiactivas abiertas deberan almacenarse en recipientes cerrados que impidan su dispersion. El diseno mecanico de las recipientes debera considerar las presiones que pudieran producirse par la naturaleza quimica de la fuente. Estos recipientes deberan facilitar la manipulacion de las fuentes.

Articulo 84.- Toda recipiente que contenga fuentes abiertas, cuando no se encuentre en uso, debera estar en un contenedor apropiado y en una area dedicada al almacenamiento de fuentes abiertas, que debera ser adecuada desde el punto de vista de la seguridad radiologica y fisica.

Articulo 85.- Los recipientes y contenedores que alberguen fuentes abiertas deberan llevar un rotulo en espanol en el que aparezca: 1.- El simbolo internacional que indica la presencia de radiacion; II.- El radioisotopo que contiene; Ill.- La actividad y fecha en que es valida, y IV.- La forma quimica y fisica de la fuente.

Articulo 86.- Los rotulos deberan conservarse siempre en buen estado y, en caso de deterioro seran reemplazados de inmediato.

Articulo 87.- Al termino de la jornada de trabajo deberan revisarse las niveles de radiacion y de contaminacion en las superficies de trabajo, equipo y vestuario del personal y, en caso de incidente o accidente radiologico esta revision se realizara ademas en todos las lugares donde se presuma contaminacion. Cuando las lecturas obtenidas sean mayores a las establecidas par la Comision en la norma tecnica correspondiente, se aplicaran las medidas correctivas necesarias.

Articulo 88.- El equipo que se utilice para efectuar estos levantamientos de niveles de radiacion y de contaminacion, estara calibrado y en buen estado de funcionamiento, sera adecuado para detectar el tipo de radiacion involucrada y tendra suficiente sensibilidad para medir con precision el 50% del limite aplicable para contaminacion removible indicado en la norma tecnica correspondiente.

Articulo 89.- Cuando se manejen fuentes abiertas deberan usarse las equipos y accesorios que brinden la debida proteccion radiologica.

Articulo 90.- Toda aquel permisionario que posea fuentes abiertas debera llevar un registro, en el cual se asentara: tipo de radioisotopo, actividad a la fecha en que se recibe la fuente, actividades empleadas y su uso, actividades residuales desechadas, asi coma fecha y forma de eliminacion de las mismas. Capitulo IV De los Dispositivos Generadores de Radiaci6n Ionizante

Articulo 91.- Para el caso de aparatos de rayos-X con fines de diagnostico medico, se debera de cumplir con lo indicado en las normas tecnicas correspondientes que expida la Secretaria par conducto de la Comision.

Articulo 92.- Antes de que se inicie la operacion de un dispositivo generador de radiacion ionizante para las actividades autorizadas, debera comprobarse el buen funcionamiento de todos las sistemas del dispositivo, incluyendo las sistemas de alarma, luces indicadoras, tablero de control, colimacion del haz de radiacion, tiempo de exposicion, y otros. Esta revision se efectuara cada seis meses a partir del inicio de operaciones y se conservaran registros de estas revisiones asi coma del mantenimiento preventivo y correctivo que se realicen.

Articulo 93.- Antes de que se inicie par primera vez la operac1on del dispositivo generador de radiaci6n ionizante para las actividades autorizadas, se debera calibrar el haz de radiaci6n, con objeto de conocer la intensidad de radiaci6n con diferentes voltajes, corrientes electricas, filtros, areas de colimaci6n y distancias. Esta calibraci6n se debera efectuar acorde a la utilizaci6n del dispositivo. Posteriormente, la calibraci6n se debera realizar cada seis meses, de la cual se llevara registro, indicando la fecha, procedimiento y firma de la persona que la efectu6.

Articulo 94.- El permisionario debera verificar par media de pruebas que las niveles de radiaci6n existentes en las areas colindantes a la instalaci6n, cuando el dispositivo se encuentre en posici6n de encendido, sean inferiores o iguales a las indicados en el lnforme de Seguridad Radiol6gica aceptado par la Comisi6n. En caso de que las niveles de radiaci6n sean mayores a las valores aceptados, deberan efectuarse las correcciones necesarias.

Articulo 95.- Deberan instalarse letreros de "PELIGRO" y "PRECAUCION", asi coma el simbolo internacional que indica la presencia de radiaci6n en las accesos a las zonas controladas. Estos letreros deberan cambiarse de inmediato en caso de deterioro.

Articulo 96.- Las alarmas asociadas a las dispositivos generadores de radiaci6n ionizante deberan estar siempre calibradas yen condiciones de operaci6n.

Articulo 97.- Con objeto de aplicar las medidas de seguridad radiol6gica, durante la operaci6n de aceleradores de particulas, se deberan considerar y evaluar las siguientes aspectos: 1.- La distribuci6n de la energia e intensidad del campo de radiaci6n; II.- La activaci6n de materiales pertenecientes al acelerador, blindajes o a la instalaci6n; Ill.- La producci6n de radiaci6n derivada de la interacci6n de la radiaci6n primaria con las materiales de la instalaci6n; IV.- La radiactividad inducida en el aire y la producci6n de gases nocivos; V.- La alteraci6n debida a la radiaci6n de las componentes electr6nicos, y VI.- Los efectos de calentamiento y posibles riesgos de fuego o explosion. Titulo Quinto De las Instalaciones Radioactivas Capitulo I Clasificaci6n

Articulo 98.- Para las efectos de este Reglamento, las instalaciones radiactivas se clasifican en: Tipo 1.- Aquellas en las que se producen, fabrican, almacenan o usan fuentes selladas o dispositivos generadores de radiaci6n ionizante; en las que se extrae o procesa mineral radiactivo, o en las que se tratan, acondicionan o almacenan desechos radiactivos de niveles bajo e intermedio. Tipo II.- Aquellas en las que se producen, fabrican, almacenan o usan fuentes abiertas.

Articulo 99.- Atendiendo a la magnitud del riesgo relacionado con las operaciones en que se involucren fuentes de radiaci6n, las instalaciones a que se refiere el Tipo I del Articulo anterior, se clasifican a su vez en tres grupos: A, By C.

Articulo 100.- Se consideran coma instalaciones Tipo I-A aquellas que tengan instalados irradiadores en las que las fuentes salen del blindaje durante su operaci6n o aceleradores de particulas con energias iguales o mayores a 10 MeV; minas y plantas de tratamiento de minerales radiactivos, sus presas de jales y las zonas de trabajo asociadas a ellas y las almacenes temporales o definitivos de desechos radiactivos de niveles bajo o intermedio. Quedan comprendidos en este tipo de instalaciones las lugares en donde se realicen trabajos de radiografia industrial con equipo portatil, ya sea a base de material radiactivo o de rayos X. Asimismo, quedan comprendidos en esta clasificaci6n las lugares en donde se realicen estudios geofisicos de pozos en las que la fuente de radiaci6n salga de su contenedor, y las lugares de permanencia de pacientes con aplicaciones de braquiterapia.

Articulo 101.- Se consideran coma instalaciones Tipo 1-B, aquellas que alojen unidades de teleterapia, de braquiterapia, de Rayos X con fines terapeuticos, irradiadores en las que las fuentes no salen del blindaje durante su operaci6n o aceleradores de particulas con energias menores de 10 McV. Pertenecen a este tipo, las instalaciones fijas en las que se realicen trabajos de radiografia industrial, ya sea con material radiactivo o con Rayos X.

Articulo 102.- Se consideran coma instalaciones Tipo 1-C, aquellas en las que se haga uso de aplicadores oftalmicos, medidores de espesor, densidad o nivel, o eliminadores y medidores de electricidad estatica.

Articulo 103.- Atendiendo a la actividad y radiotoxicidad de las fuentes de radiaci6n que se utilicen, las instalaciones Tipo II se clasifican en tres grupos: A, By C.

Articulo 104.- Para las fines de este Reglamento, las radionuclidos segun su toxicidad par unidad de actividad, podran ser de muy alta, alta, moderada o baja radiotoxicidad, de acuerdo con la norma tecnica correspondiente.

Articulo 105.- Son instalaciones Tipo II-A, aquellas en las que puedan estar presentes, en cualquier momenta dado, mas de 370 MBq (10 mCi) de radionuclidos de muy alta radiotoxicidad, mas de 3.7 GBq (100 mCi) de radionuclidos de alta radiotoxicidad, mas de 37 GBq (1 Ci) de radionuclidos de moderada radiotoxicidad o mas de 370 GBq (10 Ci) de radionuclidos de baja radiotoxicidad.

Articulo 106.- Son instalaciones Tipo 11-B, aquellas en las que pueden estar presentes, en cualquier momenta dado, hasta 370 MBq (10 mCi) de radionuclidos de muy alta radiotoxicidad, hasta 3. 7 GBq (100 mCi) de radionuclidos de alta radiotoxicidad, hasta 3.7 GBq (1 Ci) de radionuclidos de moderada radiotoxicidad o hasta 370 GBq (10 Ci) de radionuclidos de baja radiotoxicidad.

Articulo 107.- Son instalaciones Tipo 11-C, aquellas en las que pueden estar presentes, en cualquier momenta dado, hasta 370 KBq (10 uCi) de radionuclidos de muy alta radiotoxicidad, hasta 3. 7 MBq (100 uCi) de radionuclidos de alta radiotoxicidad, hasta 37 MBq (1 mCi) de radionuclidos de moderada radiotoxicidad o hasta 370 MBq (10 mCi) de radionuclidos de baja radiotoxicidad.

Articulo 108.- Los limites establecidos en las Articulos anteriores para la clasificaci6n de las instalaciones Tipo II, deberan ser modificados en raz6n a la complejidad de las operaciones que se realicen con las fuentes de acuerdo a la norma tecnica correspondiente.

Articulo 109.- Aquellas instalaciones radiactivas que no esten comprendidas en las Articulos anteriores, seran evaluadas y clasificadas en cada caso particular par la Comisi6n. Capitulo II De las Condiciones de las Instalaciones Radiactivas

Articulo 110.- En el diseno de las instalaciones radiactivas se deberan tomar en consideraci6n entre otros aspectos las siguientes: clasificaci6n y utilizaci6n de la fuente; carga de trabajo, factores de uso, y materiales de construcci6n de las barreras primarias y secundarias; distancias de la fuente a las areas ocupadas par individuos; factores de ocupaci6n de las areas adyacentes a la instalaci6n y niveles de radiaci6n y concentraciones derivadas en aire, a fin de que se cumplan las disposiciones aplicables del Titulo Tercero de este Reglamento.

Articulo 111.- En el diseno de las instalaciones que albergaran dispositivos generadores de radiaci6n ionizante, se deberan tomar en cuenta las especificaciones electromecanicas del fabricante del equipo a instalar, asi coma las blindajes de las mirillas, ductos y puertas de acceso.

Articulo 112.- Durante la construcci6n de las instalaciones, el permisionario debera asegurarse que las barreras y las blindajes de las mirillas, ductos y puertas de acceso cumplan con las especificaciones y compromisos indicados en el lnforme de Seguridad Radiol6gica presentado ante la Comisi6n.

Articulo 113.- En toda instalaci6n radiactiva se establecera zonas controladas en las que el permisionario ejercera supervision y control con el prop6sito de brindar la protecci6n radiol6gica adecuada.

Articulo 114.- De acuerdo a las niveles de radiaci6n esperados y para un mejor control radiol6gico, dentro de la zona controlada se definiran, segun el caso, las siguientes: 1.- Zona de radiaci6n: aquella accesible unicamente al personal ocupacionalmente expuesto, en la que el equivalente de dosis a cuerpo entero, pudiera ser superior a 0.05 mSv (5 mrem) en una hara o a 1 mSv (100 mrem) en cualquier periodo consecutivo de cinco dias, II.- Zona de alta radiaci6n: aquella accesible unicamente al personal ocupacionalmente expuesto, en la que el equivalente de dosis a cuerpo entero en una hara, pudiera ser superior a 1 mSv (100 mrem). Ill.- Zona de material radiactivo suspendido en aire: a) Aquella que normalmente no se encuentra ocupada par personas y en la que la concentraci6n de material radioactivo existente, sea superior a la indicada en la norma tecnica correspondiente, y b) Aquella que puede estar ocupada par personal ocupacionalmente expuesto y en la que la concentraci6n de material radioactivo existente, promediada con el tiempo de permanencia semanal del personal en la zona, sea superior al 25% de la concentraci6n indicada en la norma tecnica mencionada en el inciso anterior.

Articulo 115.- En las zonas controladas, las de radiaci6n, las de alta radiaci6n y las de material radioactivo suspendido en aire, debera existir senalizaci6n, controles de acceso apropiados, instrucciones para emergencia y rutas de evacuaci6n.

Articulo 116.- Independientemente de las distintos requisitos de control en cada una de las zonas a que se refiere el Articulo anterior, se especificaran las tiempos maximos permitidos de permanencia y el equipo especial de protecci6n radiol6gica que se requiere, en letreros claramente visibles en las lugares de acceso.

Articulo 117 .- El permisionario debera revisar peri6dicamente todas las zonas mencionadas en el Articulo 115, conforme a lo establecido en el lnforme de Seguridad Radiol6gica con el fin de comprobar las niveles de radiaci6n y contaminaci6n y, en su caso, delimitar nuevamente las extensiones de las mismas.

Articulo 118.- Los locales de aplicaci6n de material radiactivo y de permanencia del paciente que este en tratamiento con material radiactivo, estaran debidamente senalizados con r6tulos que indiquen la presencia de radiaci6n y la rapidez de exposici6n a un metro del centro geometrico del 6rgano con mayor cantidad de radiois6topo o implante y a contacto con el paciente.

Articulo 119.- Las zonas de radiaci6n, alta radiaci6n y material radioactivo suspendido en aire deberan estar provistas de las detectores de radiaci6n adecuados y debidamente colocados, con las que puedan determinarse niveles de radiaci6n, concentraciones de material radioactivo suspendido en aire y concentraciones de material radioactivo en las efluentes segun proceda en cada caso.

Articulo 120.- Cuando la Comisi6n lo determine se deberan instalar a la entrada y salida de las zonas donde exista riesgo de contaminaci6n radiactiva, vestidores para que el personal haga las cambios de ropa necesarios, asi coma areas especificas para la descontaminaci6n del personal y de las componentes, herramientas y equipos.

Articulo 121.- Cuando la contaminaci6n radiactiva de cualquier equipo o superficie sea mayor a las niveles establecidos en la norma tecnica correspondiente, se debera proceder a su descontaminaci6n o desecho.

Articulo 122.- Los almacenes y talleres en donde se manipule material radioactivo, asi coma la lavanderia de ropa contaminada, estaran localizados dentro de una zona controlada.

Articulo 123.- No se trasladaran equipos, componentes, objetos o personas que se encuentren contaminados a zonas no controladas, a menos que sea estrictamente necesario cuyo caso deberan tomarse las medidas de seguridad radiol6gica pertinentes.

Articulo 124.- Previamente al inicio de operaciones, toda instalaci6n radiactiva debera contar con un Plan de Emergencia congruente con las lineamientos del Sistema Nacional de Protecci6n Civil y basado en el estudio de las consecuencias radiol6gicas de las accidentes que puedan suceder en la instalaci6n.

Articulo 125.- El Plan de Emergencia a que se refiere el articulo anterior tendra las prop6sitos de: restringir la exposici6n a la radiaci6n manteniendola tan baja coma razonablemente pueda lograrse, procurar que las equivalentes de dosis se mantengan abajo de las limites establecidos en este Reglamento, controlar el accidente que se llegare a presentar; y obtener la informaci6n necesaria para determinar las causas y consecuencias de dicho accidente. El Plan de Emergencia debera contener al menos: 1.- Los procedimientos y equipos para las mediciones radiol6gicas necesarias para evaluar y determinar la situaci6n creada par las accidentes; II.- Las medidas de protecci6n necesarias para reducir las exposiciones a la radiaci6n ionizante; Ill.- Los medias y recursos de que se disponen para llevar a cabo las medidas de protecci6n a que se refiere la fracci6n anterior; IV.- Los niveles de intervenci6n que serviran de guia para aplicar las medidas a que se refiere la fracci6n II anterior, y V.- Establecer medidas de protecci6n a la poblaci6n circundante, congruente con las lineamientos del Sistema Nacional de Protecci6n Civil.

Articulo 127.- Todos las lugares de uso o almacenamiento de materiales radiactivos deberan estar debidamente senalizados, ademas de contar con las sistemas de seguridad apropiados que impidan el acceso de personas no autorizadas. Esto mismo debera observarse en aquellos locales en las cuales se encuentren instalados dispositivos generadores de radiaci6n ionizante.

Articulo 128.- Los lugares destinados a la recepci6n, al almacenamiento y la utilizaci6n de material radiactivo deberan tener una ubicaci6n relativa tal que durante el transporte interno de las fuentes se reduzcan las riesgos de contaminaci6n y la irradiaci6n de las individuos.

Articulo 129.- Las instalaciones donde se fabriquen, usen, manipulen o almacenen fuentes de radiaci6n ionizante que puedan desprender gases, humos, vapores o polvos radiactivos, deberan contar con sistemas de ventilaci6n adecuados a fin de que la concentraci6n de material radiactivo suspendido en aire en el area de trabajo, se mantenga tan baja coma razonablemente pueda lograrse, sin exceder las limites establecidos en la norma tecnica correspondiente.

Articulo 130.- El permisionario debera calcular las limites derivados para las concentraciones de is6topos radiactivos en las efluentes, en la frontera con la zona no controlada, de manera que demuestre que no se rebasaran las limites autorizados en cada caso par la Comisi6n, y describira detalladamente el modelo empleado para ello, a fin de que sea evaluado y en su caso aprobado.

Articulo 131.- En las zonas controladas el permisionario debera establecer las medidas que eviten que el personal ocupacionalmente expuesto inhale en un ano una cantidad de material radiactivo superior a la que resultaria de la inhalaci6n constante del mismo radionuclido a las concentraciones derivadas en aire que se establecen en la norma tecnica correspondiente.

Articulo 132.- Cuando las trabajos con fuentes de radiaci6n ionizante se efectuen fuera de las instalaciones fijas, habran de instalarse barreras y senalamientos en un perimetro tal que se restrinja el acceso a la zona controlada.

Articulo 133.- Queda prohibido introducir e ingerir bebidas y alimentos, asi coma fumar y maquillarse en las zonas de las instalaciones donde exista riesgo de contaminaci6n radiactiva.

Articulo 134.- Durante la operaci6n de fuentes de radiaci6n ionizante no se permitira la presencia de personal no autorizado dentro de las zonas controladas de las instalaciones radiactivas. Titulo Sexto Del Equipo Capitulo Unico Disposiciones Generales

Articulo 135.- Los equipos que se requieren para cumplir con el Programa de Protecci6n Radiol6gica son para: 1.- La detecci6n y medici6n de la radiaci6n ionizante; II.- La dosimetria personal; Ill.- La utilizaci6n de las fuentes de radiaci6n ionizante; IV.- La protecci6n individual, y V.- La descontaminaci6n.

Articulo 136.- Los equipos que se utilicen deberan estar disenados de manera que su funcionamiento no se vea afectado par las condiciones ambientales y efectos mecanicos en que se prevea su operaci6n, tales coma temperatura, humedad, presi6n, humos, vapores, contaminantes quimicos en la atm6sfera, golpes y vibraciones.

Articulo 137.- Los equipos a que se refiere el Articulo 135 fracciones I y II y las de la fracci6n III que lo requieran, deberan ser calibrados peri6dicamente conforme a lo establecido en la licencia, permiso o autorizaci6n expedida par la Comisi6n.

Articulo 138.- El permisionario debera llevar un registro de calibraci6n en el que se asiente coma minima: 1.- Procedimiento empleado; II.- Marca, modelo y numero de serie del equipo calibrado; Ill.- Marca, modelo, numero de serie, radiois6topo, actividad y fecha de calibraci6n de la fuente de radiaci6n utilizada coma referencia; IV.- Factores de calibraci6n o curvas de calibraci6n obtenidas; V.- Linealidad y respuesta direccional del instrumento, y VI.- Fecha, nombre y firma de la persona que realiz6 la calibraci6n.

Articulo 139.- La precision de las equipos de detecci6n y medici6n de la radiaci6n ionizante, debera satisfacer las requerimientos establecidos en la norma tecnica correspondiente.

Articulo 140.- Los equipos deberan etiquetarse con la fecha y las factores de calibraci6n para cada escala y, en su caso, las graficas de calibraci6n.

Articulo 141.- La calibraci6n de las equipos de detecci6n y medici6n de la radiaci6n ionizante debera realizarse aplicando normas y metodos aprobados par la Comisi6n.

Articulo 142.- Los equipos de deteccion y medicion de la radiacion ionizante y las que permiten la utilizacion de las fuentes selladas estaran sujetos a un programa de pruebas de buen funcionamiento aprobado par la Comision. De estas pruebas se llevara registro en el que se asentara el tipo de prueba a que se sometio el equipo y la fecha, nombre y firma de la persona que las realizo.

Articulo 143.- Las personas fisicas o morales que utilicen fuentes de radiacion para prestar servicios de calibracion a las equipos senalados en el Articulo 135 fracciones I, II y III, deberan contar con la autorizacion de la Comision.

Articulo 144.- Las personas fisicas que presten servicios de mantenimiento a las equipos senalados en el Articulo 135 fracciones I, II y III, deberan demostrar haber llevado y aprobado un curso de capacitacion tecnica en la materia, reconocido par la Comision. Titulo Septimo Del permisionario, encargado de Seguridad Radiologica y Personal Ocupacionalmente Expuesto Capitulo I Disposiciones Generales

Articulo 145.- La organizacion interna del permisionario debera contar con un Grupo de Seguridad Radiologica que tendra bajo su direccion y vigilancia todo lo relacionado con la proteccion radiologica en el centro de trabajo. Este grupo dependera directamente del Titular de la licencia, permiso o autorizacion.

Articulo 146.- El Grupo de Seguridad Radiologica debera estar apoyado par el permisionario en todos las aspectos relacionados con la elaboracion, ejecucion, supervision y modificacion del Programa de Seguridad Radiologica. Al Jefe de este Grupo se le designara coma encargado de seguridad radiologica. Capitulo II De las Obligaciones del Permisionario

Articulo 147.- El permisionario sera responsable directo de la seguridad radiologica de la institucion o empresa ante la Comision.

Articulo 148.- Son obligaciones del permisionario: 1.- Registrar ante la Comision al personal ocupacionalmente expuesto y a las integrantes del Grupo de Seguridad Radiologica, documentando su nivel de estudios y capacitacion, las cuales deberan ser consistentes con el trabajo y funciones que se les asignaran en la instalacion; II.- Apoyar al encargado de seguridad radiologica en todos las aspectos relacionados con la elaboracion, ejecucion, supervision y modificacion del Programa de Seguridad Ill.- Proporcionar a todo el personal ocupacionalmente expuesto, el entrenamiento, informacion, vestuario, equipo, accesorios y dispositivos de proteccion radiologica adecuados al trabajo que realicen y la atencion medica necesaria en las casos de accidentes radiologicos; IV.- Cumplir con las compromisos contenidos en el Informe de Seguridad Radiol6gica aprobado par la Comisi6n y con las condiciones de la licencia, permiso o autorizaci6n; V.- Dar aviso y entregar las informes a la Comisi6n en caso de accidentes radiol6gicos, independientemente de las avisos que deban darse a otras Dependencias; VI.- Notificar de inmediato a la Comisi6n cualquier robo o extravio de fuentes de radiaci6n ionizante; VII.- Vigilar que el encargado de seguridad radiol6gica cumpla con sus funciones, analizando y evaluando conjuntamente con el las reportes, informes y registros que sabre seguridad radiol6gica le sean presentados; VIII.- Vigilar que se efectuen peri6dicamente rev1s1ones y analisis de las procedimientos de trabajo, del equipo empleado y de las instalaciones de acuerdo a lo senalado en el informe de seguridad radiol6gica; IX.- Elaborar y mantener en condiciones operativas el Plan de Emergencia; X.- Elaborar y dar a conocer a todo el personal ocupacionalmente expuesto el Manual de Seguridad Radiol6gica; XI.- Expedir al personal ocupacionalmente expuesto, las certificados anuales y constancias al termino de la relaci6n laboral, de las equivalentes de dosis individuales recibidos en las 52 semanas anteriores y de la dosis total acumulada a la fecha. Copia de estos documentos se enviara a la Comisi6n con la firma de recibido del individuo; XII.- Llevar registro de las examenes medicos practicados al personal ocupacionalmente expuesto, las cuales se realizaran en las terminos y condiciones a que se refiere la norma tecnica correspondiente; XIII.- Llevar registro de toda liberaci6n, vertimiento y destino o disposici6n final de materiales radioactivos; XIV.- Vigilar que en las locales de almacenamiento de material radioactivo se lleven registros de entrada y salida del material; XV.- Verificar peri6dicamente el inventario de material radioactivo de acuerdo a lo senalado en el Informe de Seguridad Radiol6gica; XVI.- Otorgar las facilidades que se requieran durante las inspecciones, auditorias, verificaciones y reconocimientos que practique la Comisi6n; XVII.- Proporcionar la informaci6n que se le requiera durante las diligencias a que se refiere la fracci6n anterior; XVIII.- Presentar a las inspectores las manuales, registros o documentos relacionados con la seguridad radiol6gica, cuando las soliciten; XIX.- Efectuar las pruebas y operaciones que se requieran durante la inspecci6n, auditoria, verificaci6n o reconocimiento; XX.- Permitir a las inspectores de la Comisi6n la toma de muestras suficientes para realizar las analisis y comprobaciones pertinentes; XXL- Corregir las deficiencias y anomalias detectadas en las inspecciones, auditorias, verificaciones y reconocimientos, y remitir a la Comisi6n, en su oportunidad, el informe de correcci6n correspondiente; XXII.- Proporcionar la informaci6n y documentaci6n que requiera la Comisi6n, dentro de las plazas que esta fije al respecto; XXIII.- Firmar y rubricar toda la documentaci6n que se remita o presente a la Comisi6n; XXIV.- En su caso, cubrir todos las gastos derivados de las accidentes radiol6gicos, incluyendo indemnizaciones a terceras; XXV.- Notificar a la Comisi6n, para su autorizaci6n, de la venta, prestamo, arrendamiento, donaci6n, cesi6n o cualquier otra acto que implique la transmisi6n de prapiedad y dep6sito de fuentes de radiaci6n ionizante; XXVI.- Avisar de inmediato a la Comisi6n cuando deje de usar o poseer definitivamente el material radioactivo autorizado; XXVII.- Tamar todas las medidas de seguridad radiol6gica y fisica que se requieran para salvaguardar la integridad de las fuentes de radiaci6n en caso de huelga o para; XXVIII.- Avisar a la Comisi6n del estallamiento y de la terminaci6n de la huelga o para que ocurra en la instalaci6n, y XXIX.- Cumplir aquellas otras obligaciones que le imponga este Reglamento. Capitulo III De los Requisitos, Clasificacion y Obligaciones del Encargado de Seguridad Radiologica y Auxiliares

Articulo 149.- El encargado de seguridad radiol6gica se clasificara en A, Bo C, segun el tipo de instalaci6n radiactiva que tenga a su cargo.

Articulo 150.- Para ser encargado de seguridad radiol6gica clase Ase requiere: 1.- Titulo prafesional en las areas de fisico-matematicas o quimico-biol6gicas debidamente registrado y cedula prafesional expedida par la autoridad correspondiente. II.- Certificado o constancia de aprabaci6n de un curso avanzado de seguridad radiol6gica reconocido par la Comisi6n; Ill.- Constancias que demuestren experiencia de tres anos en materia de seguridad radiol6gica: IV.- Constancias que acrediten experiencia de un ano en las aspectos de pratecci6n radiol6gica, relacionados con el uso que el permisionario de a las fuentes de radiaci6n; V.- Residir en la localidad donde se ubica la instalaci6n, y VI.- Contar con autorizaci6n de la Comisi6n respecto a su capacitaci6n y adiestramiento.

Articulo 151.- Para ser encargado de seguridad radiol6gica clase B se requiere: 1.- Titulo prafesional y cedula en las terminos de la fracci6n I del Articulo anterior; II.- Certificado o constancia de aprabaci6n de un curso avanzado de seguridad radiol6gica reconocido par la Comisi6n; Ill.- Constancias que demuestren experiencia de un ano en materia de seguridad radiol6gica; IV.- Constancias que acrediten experiencia de seis meses en las aspectos de protecci6n radiol6gica relacionados con el uso que el permisionario de a las fuentes de radiaci6n ionizante; V.- Residir en la localidad donde se ubica la instalaci6n, y VI.- Contar con autorizaci6n de la Comisi6n respecto a su capacitaci6n y adiestramiento.

Articulo 152.- Para ser encargado de seguridad radiol6gica clase C se requiere: 1.- Titulo profesional y CE~dula en las terminos de la fracci6n I del Articulo 150 o carta de pasante en las areas de fisico-matematicas o quimico-biol6gicas, y II.- Constancia de adiestramiento sabre seguridad radiol6gica en el uso que el permisionario de a las fuentes de radiaci6n ionizante reconocido par la Comisi6n.

Articulo 153.- El encargado de seguridad radiol6gica clase A podra serlo de una sola instalaci6n radiactiva Tipo I-A o II-A; el encargado clase B podra atender hasta dos instalaciones Tipo I-Bo 11-B; y el encargado clase C hasta tres instalaciones Tipo I-Co 11-C.

Articulo 154.- Son obligaciones de las encargados de seguridad radiol6gica: 1.- Establecer las procedimientos de seguridad radiol6gica y fisica aplicables a la adquisici6n, importaci6n, exportaci6n, producci6n, poses1on, uso, transferencia, transporte, almacenamiento y destino o disposici6n final de las materiales radioactivos y dispositivos generadores de radiaci6n ionizante; para revision y aprobaci6n en su caso de la Comisi6n; II.- Adiestrar y calificar al personal ocupacionalmente expuesto en la aplicaci6n correcta de las normas y procedimientos de seguridad radiol6gica y fisica, asi coma vigilar su cumplimiento durante las operaciones que se realicen con las fuentes de radiaci6n ionizante; Ill.- Establecer el programa de vigilancia radiol6gica para la determinaci6n, registro, analisis y evaluaci6n de las equivalentes de dosis recibidos par el personal ocupacionalmente expuesto; IV.- Vigilar que al personal ocupacionalmente expuesto se le proporcione el vestuario, equipo, accesorios y dispositivos de protecci6n radiol6gica apropiados y asegurarse de que las use adecuadamente; V.- Identificar las zonas, lugares, operaciones y condiciones que potencialmente puedan causar exposici6n a la radiaci6n; VI.- Comunicar de inmediato al permisionario cualquier hecho que a su juicio pueda implicar un aumento en el riesgo de exposici6n a la radiaci6n durante el manejo de las fuentes de radiaci6n ionizante a fin de aplicar las medidas correctivas pertinentes; VII.- Notificar de inmediato a la Comisi6n cualquier robo o extravio de fuentes de radiaci6n ionizante; VIII.- Desarrollar proyectos, procedimientos y metodos para mantener la exposici6n a la radiaci6n del personal ocupacionalmente expuesto y del publico, tan baja coma razonablemente pueda lograrse, pero inferior a las limites de equivalente de dosis establecidos en este Reglamento; IX.- Elaborar y supervisar el programa de pruebas de buen funcionamiento y calibraci6n de todo el equipo detector y medidor de radiaci6n ionizante; X.- Elaborar, supervisar y participar en las programas de entrenamiento del personal ocupacionalmente expuesto; XI.-Llevar registro de las equivalentes de dosis recibidos par el personal ocupacionalmente expuesto, anexando el equivalente de dosis recibido en empleos anteriores cuando hayan sido presentadas las constancias respectivas; XII.- Vigilar que el manejo y la eliminaci6n de las desechos radioactivos se realicen conforme a las normas de seguridad radiol6gica aplicables; XIII.- Efectuar pruebas de fuga a las fuentes de radiaci6n ionizante al momenta de su recepci6n y en las periodos establecidos en las condiciones de la licencia, autorizaci6n o permiso, asi coma despues de ocurrido algun accidente radiol6gico; XIV.- Llevar registro de las pruebas de fuga, calibraci6n y buen funcionamiento de las fuentes de radiaci6n ionizante y de las equipos detectores y medidores de dicha radiaci6n, en las terminos de este Reglamento; XV.- Estar presente durante el desarrollo de las inspecciones, auditorias, verificaciones y reconocimientos que practique la Comisi6n al permisionario; XVI.- Proporcionar la informaci6n solicitada par las inspectores en el curso de las diligencias senaladas en la fracci6n anterior; XVII.- Corregir las deficiencias y anomalias detectadas en las inspecciones, auditorias, verificaciones y reconocimientos; XVIII.- Elaborar y recabar la documentaci6n necesaria para la obtenci6n y renovaci6n oportuna de las licencias, permisos y autorizaciones; XIX.- Elaborar, actualizar, controlar y archivar las pianos, informes, registros y escritos relacionados con el Informe de Seguridad Radiol6gica y con las inspecciones, auditorias, verificaciones o reconocimientos practicados par la Comisi6n; XX.- Participar en la elaboraci6n, actualizaci6n y aplicaci6n del Manual de Seguridad Radiol6gica y del Plan de Emergencia de la instalaci6n; XXI.- Acudir de inmediato a la instalaci6n en caso de accidente radiol6gico para coordinar y supervisar las operaciones que deban llevarse al cabo, avisando del hecho a la Comisi6n, de acuerdo a lo establecido en el Titulo Novena, Capitulo I de este Reglamento; XXII.- Elaborar un programa de entrenamiento para casos de emergencia, que comprenda tanto las accidentes radiol6gicos potenciales durante operaciones rutinarias, coma aquellos que pudieran ocurrir coma consecuencia de un incendio, explosion, inundaci6n, derrumbe u otros siniestros, que incluya simulacros peri6dicos con el personal ocupacionalmente expuesto; XXIII.- Proporcionar la informaci6n o documentaci6n que requiera la Comisi6n, dentro de las plazas que esta fije al respecto, y XXIV.- Cumplir las demas obligaciones que le senale este Reglamento.

Articulo 155.- El numero de auxiliares que deba tener el encargado de seguridad radiol6gica se determina par el tipo y grupo de instalaci6n de que se trate, actividad, caracteristicas, numero y uso especifico que se de a las fuentes de radiaci6n ionizante. Los auxiliares podran ser de clase Ao B.

Articulo 156.- Para ser auxiliar del encargado de seguridad radiol6gica, clase A, se requiere: 1.- Poseer titulo profesional y CE~dula en las terminos de la fracci6n I del Articulo 150; II.- Acreditar un ano de experiencia en materia de seguridad radiol6gica; Ill.- Acreditar seis meses de experiencia en las aspectos de protecci6n radiol6gica relacionados con el uso que el permisionario de a las fuentes de radiaci6n ionizante; IV.- Demostrar haber llevado y aprobado un curso de seguridad radiol6gica, reconocido par la Comisi6n, y V.- Contar con autorizaci6n de la Comisi6n respecto a su capacitaci6n y adiestramiento.

Articulo 157.- Para ser auxiliar del encargado de seguridad radiol6gica, clase B, se requiere: 1.- Poseer titulo profesional y cedula en las terminos de la fracci6n I del Articulo 150, o carta de pasante en las areas de fisico-matematicas o quimico-biol6gicas; II.- Acreditar la aprobaci6n de un curso de seguridad radiol6gica reconocido par la Comisi6n o demostrar seis meses de experiencia en el uso especifico que el permisionario de a las fuentes de radiaci6n ionizante, y Ill.- Contar con autorizaci6n de la Comisi6n respecto a su capacitaci6n y adiestramiento.

Articulo 158.- Es obligaci6n de las auxiliares del encargado de seguridad radiol6gica remitir al permisionario toda la documentaci6n relativa a las inspecciones, auditorias, verificaciones y reconocimientos que practique la Comisi6n, y en las que intervengan en sustituci6n del encargado de seguridad radiol6gica. Capitulo IV De los Requisitos y Obligaciones del Personal Ocupacionalmente Expuesto

Articulo 159.- El personal ocupacionalmente expuesto debera: 1.- Estar registrado ante la Comisi6n; II.- Ser mayor de 18 anos; Ill.- Poseer certificado de estudios, segun lo estipulado par la norma tecnica correspondiente. Este certificado debera ser expedido par la autoridad correspondiente, y IV.- Contar con autorizaci6n de la Comisi6n respecto a su capacitaci6n y adiestramiento.

Articulo 160.- Son obligaciones del personal ocupacionalmente expuesto: 1.- Conocer y aplicar correctamente las principios basicos de seguridad radiol6gica; II.- Evitar toda exposici6n innecesaria a la radiaci6n de su persona y del publico; Ill.- Cuidar y vigilar que cuando dejen de utilizarse las fuentes de radiaci6n ionizante se encuentren en condiciones adecuadas de seguridad radiol6gica y fisica; el material radioactivo en sus contenedores y el equipo que contiene las fuentes o el dispositivo generador de radiaci6n ionizante en posici6n de apagado; IV.- Comprobar cuando salga de una zona donde exista riesgo de contaminaci6n radiactiva, que su persona y vestuario no esten contaminados; V.- Conocer y aplicar correctamente las normas, instrucciones y procedimientos contenidos en el Manual de Seguridad Radiol6gica y en el Plan de Emergencia de la instalaci6n; VI.- Conocer el manejo y uso correcto de las fuentes de radiaci6n ionizante, del equipo detector y medidor de radiaci6n, de las accesorios y dispositivos de seguridad radiol6gica y, de las factores blindaje, distancia y tiempo, en el grado que lo requieran sus funciones y responsabilidades; VII.- Portar durante la jornada de trabajo las dosimetros personales que se requieran de acuerdo a lo estipulado en el Manual de Seguridad Radiol6gica; VIII.- Procurar que en el desarrollo de sus actividades se produzca la menor cantidad de desechos radioactivos; IX.- Conocer y aplicar correctamente las procedimientos autorizados par el encargado de seguridad radiol6gica para la eliminaci6n de las desechos radioactivos; X.- Enterarse de las equivalentes de dosis que ha recibido en el desempeno de sus labores con la periodicidad con que se anoten en el registro correspondiente; XI.- Someterse a la toma de muestras biol6gicas que se requieran para la vigilancia medica y para las pruebas de bioensayo; XII.- Proporcionar con veracidad las datos que le sean requeridos durante las inspecciones, auditorias, verificaciones y reconocimientos que realice la Comisi6n; XIII.- Conocer la conducta a seguir en caso de accidente radiol6gico; XIV.- El personal que preste sus servicios en diversas instalaciones y este profesionalmente expuesto, debera informar al encargado de seguridad radiol6gica, de cada una de ellas, a fin de que todas cuenten con el historial dosimetrico completo, y XV.- Informar al encargado de seguridad radiol6gica, sabre cualquier situaci6n de alto riesgo, incidente y accidente radiol6gico.

Articulo 161.- La Comisi6n podra imponer a las encargados de seguridad radiol6gica, auxiliares y personal ocupacionalmente expuesto, requisitos adicionales en las casos en que la seguridad radiol6gica asi lo requiera. Titulo Octavo De las Aplicaciones Medicas Capitulo Unico De la Administracion, Aplicacion e Implante de Material Radioactivo

Articulo 162.- Toda administraci6n, aplicaci6n o implante de material radioactivo se asentara en el expediente clinico del paciente, indicandose fecha y hara en que se realiz6, fecha y hara de retiro en caso de aplicaci6n o implante temporal, radiois6topo y actividad empleados, via de administraci6n y nombre y firma del medico responsable.

Articulo 163.- En las casos de administraci6n de material radioactivo con fines terapeuticos, en que se prevea que habra una diseminaci6n importante del radionuclido en el paciente o una excreci6n importante de aquel, se medira cada 12 horas la rapidez de la exposici6n a un metro del centro del 6rgano con mayor cantidad del radiois6topo, hasta completar 96 horas despues de la administraci6n. Estas lecturas se asentaran en el expediente clinico del paciente. "El encargado de seguridad radiol6gica establecera las procedimientos adecuados para el manejo, tratamiento y desecho de excretas contaminadas, dandolos a conocer al medico, enfermeras y afanadoras del area, quienes a su vez instruiran al paciente al respecto".

Articulo 164.- En toda administraci6n, aplicaci6n o implante de material radioactivo, con fines terapeuticos, se comprobara previamente el radiois6topo y la actividad que se empleara, y se verificara la identificaci6n del paciente en cuesti6n. En el expediente clinico del paciente se asentara la rapidez de exposici6n a un metro del implante o del 6rgano con mayor cantidad de radiois6topo inmediatamente despues y a las 12 horas de haber sido aplicado, administrado o implantado.

Articulo 165.- En aquellos casos en que sea necesario trasladar, dentro de la misma instituci6n, a las pacientes que esten en tratamiento con material radioactivo incorporado, el traslado se hara par rutas prefijadas, elegidas de manera que se evite la exposici6n innecesaria de personas no ocupacionalmente expuestas o del publico.

Articulo 166.- Los tratamientos con equipos de teleterapia, terapia profunda o terapia superficial, se asentaran en el expediente clinico del paciente, indicando la dosis administrada.

Articulo 167.- El area del paciente que vaya a ser irradiada con equipos de teleterapia, terapia profunda o terapia superficial, se identificara claramente y su localizaci6n se verificara par el medico responsable en el transcurso de las tratamientos; mientras que las areas que no se desee irradiar, debera, protegerse con las dispositivos adecuados.

Articulo 168.- En las equipos de terapia con fuentes de radiaci6n ionizante, se utilizaran diafragmas y colimadores ajustables que delimiten el haz util de la radiaci6n.

Articulo 169.- Cuando las condiciones del paciente lo ameriten, en las tratamientos de teleterapia, terapia profunda o superficial, se emplearan sujetadores que impidan la movilidad del mismo.

Articulo 170.- Se requerira hospitalizaci6n del paciente desde el punto de vista de seguridad radiol6gica cuando la actividad administrada o implantada en forma permanente o la rapidez de exposici6n a un metro del centro del implante o del 6rgano con mayor cantidad de radiois6topo sean mayores a lo estipulado en la norma tecnica correspondiente. En esta norma se estableceran las condiciones de seguridad radiol6gica que deben tomarse en cuenta cuando se de de alta a estos pacientes.

Articulo 171.- El paciente que sea sometido a aplicaciones o implantes temporales con fuentes selladas de material radioactivo de una vida media fisica mayor de 125 dias, debera permanecer hospitalizado durante el tratamiento. Las fuentes de radiaci6n deberan ser retiradas antes de que el paciente sea dado de alta.

Articulo 172.- Cuando sea necesario intervenir quirurgicamente a pacientes a quienes se haya administrado, aplicado o implantado material radioactivo, se hara del conocimiento del encargado de seguridad radiol6gica, para que determine las medidas pertinentes.

Articulo 173.- En las casos de embalsamiento, autopsia, inhumaci6n o cremac1on de cadaveres que contengan dosis terapeuticas de material radioactivo, debera consultarse previamente con el encargado de seguridad radiol6gica, quien evaluara la situaci6n y determinara las precauciones que sabre seguridad radiol6gica deban seguirse, notificando de las mismas a la Comisi6n.

Articulo 174.- A las cadaveres que contengan fuentes selladas usadas para implantes temporales, se les retiraran antes de ser cremados o inhumados. Titulo Noveno De los Accidentes Radiologicos y Medidas Preventivas o de Seguridad Capitulo I De los Avisos e lnformes

Articulo 175.- El permisionario, el encargado de seguridad radiol6gica o el personal ocupacionalmente expuesto, debera poner de inmediato en conocimiento de la Comisi6n todo accidente radiol6gico, independientemente de las avisos que deban darse a otras Dependencias.

Articulo 176.- El permisionario debera entregar a la Comisi6n en las siguientes 24 horas un informe par escrito del accidente radiol6gico.

Articulo 177.- El informe a que se refiere el articulo anterior, contendra: 1.- Descripci6n del accidente ocurrido; II.- Causas probables del mismo; Ill- Fuentes de radiaci6n involucradas y en su caso, cantidad y forma fisica y quimica del material radioactivo liberado al ambiente; IV.- Acciones inmediatas que se tomaron y personas que intervinieron en ellas; V.- Estimaci6n del equivalente de dosis recibido par el personal ocupacionalmente expuesto; VI.- Estimaci6n del equivalente de dosis recibido par miembros del publico que resultaron expuestos; VII.- Datos de las personas involucradas en el accidente, tales coma: Nombre, domicilio, telefono, sexo, fecha de nacimiento, ocupaci6n, numero de afiliaci6n del IMSS o del ISSSTE y, relaci6n con el permisionario, y VIII.- La firma del permisionario y del encargado de seguridad radiol6gica al margen de cada una de sus hojas y al calce de la ultima.

Articulo 178.- El permisionario en las 15 dias habiles posteriores a la entrega del informe a que se refiere el Articulo 176, entregara par escrito a la Comisi6n un informe que contenga: 1.- Descripci6n del accidente, magnitud del mismo y causas especificas que lo motivaron; II.- Descripci6n, marca, modelo, numero de serie y forma fisica y quimica de las fuentes de radiaci6n involucradas y, en su caso, la cantidad liberada al ambiente de material radioactivo; Ill.- Acciones que se tomaron para el manejo del accidente, personas que las llevaron al cabo y calculo del equivalente de dosis recibido par las mismas; IV.- Medidas que se han tornado para evitar que el accidente se repita; V.- Calculo del equivalente de dosis efectivo recibido par el personal ocupacionalmente expuesto debido al accidente; VI.- Calculo del equivalente de dosis efectivo recibido par miembros del publico que resultaron expuestos debido al accidente; VII.- Los datos a que se refiere la fracci6n VII del Articulo anterior; VIII.- La firma del permisionario y del encargado de seguridad radiol6gica en las terminos de la fracci6n VIII del Articulo anterior, y IX.- Anexar en su caso, copia del acta levantada ante el Ministerio Publico con motivo del accidente.

Articulo 179.- El perm1s1onario proporcionara a la Comisi6n la informaci6n adicional que le requiera en relaci6n al accidente ocurrido.

Articulo 180.- Los casos de incidentes o accidentes radiol6gicos, son responsabilidad directa del permisionario. Capitulo II De las Medidas Preventivas o de Seguridad

Articulo 181.- Para las efectos de este Reglamento, se considera que existe peligro o riesgos inminente para el personal de una instalaci6n radiactiva o para la sociedad en general, cuando: 1.- Se carezca de la autorizaci6n, permiso o licencia requeridos par la Ley; II.- Las fuentes selladas pierdan su hermeticidad; Ill.- Los sistemas o equipos de control de la fuente de radiaci6n o equipo que la contenga se encuentren en condiciones que contravengan las disposiciones de este Reglamento; IV.- No se cuente con el equipo de medici6n de radiaci6n ionizante requerido o este no se encuentre en condiciones adecuadas de funcionamiento; V.- El uso de las fuentes de radiaci6n o equipos que las contengan se realice en contravenci6n a las disposiciones de este Reglamento; VI.- Las barreras de ingenieria de protecci6n fisica y radiol6gica no cumplan las especificaciones requeridas par la Comisi6n; VII.- El personal encargado de la utilizaci6n de las fuentes de radiaci6n o equipos que las contengan, carezca de la autorizaci6n de la Comisi6n respecto a su capacitaci6n y adiestramiento; VIII.- La liberaci6n de material radiactivo fuera de la instalaci6n exceda las limites fijados en el permiso o licencia respectivos; IX.- Los sistemas de control de las fuentes de radiaci6n o equipos que las contengan, operen de manera deficiente o esten pr6ximos a sufrir alguna falla; X.- Se pierda la hermeticidad de las fuentes selladas y se provoque en la instalaci6n contaminaci6n superficial superior a las limites establecidos en la norma tecnica correspondiente; XI.- La cantidad de material radioactivo suspendido en el aire exceda las limites establecidos en la norma tecnica correspondiente; XII.- Los niveles de contaminaci6n superficial de bienes muebles o inmuebles, excedan las limites establecidos en la norma tecnica correspondiente, y la descontaminaci6n no sea posible, y XIII.- Las condiciones de las instalaciones que albergan las fuentes de radiaci6n o equipos que las contengan, pudieran afectar la seguridad de estos.

Articulo 182.- La Comisi6n podra ordenar y ejecutar coma medidas preventivas o de seguridad, las siguientes: 1.- Retenci6n, aseguramiento o dep6sito de las fuentes de radiaci6n ionizante o equipo que las contenga, asi coma de cualquier bien contaminado; II.- Clausura temporal, parcial o total, de instalaciones radiactivas o bienes inmuebles contaminados; Ill.- Clausura definitiva de instalaciones radiactivas o bienes inmuebles contaminados, y IV.- Ocupar temporalmente las instalaciones nucleares y radiactivas en las terminos del articulo 34 de la Ley.

Articulo 183.- Procedera la retenci6n, aseguramiento o dep6sito de las fuentes de radiaci6n ionizante o equipo que las contenga, en las casos a que se refieren las fracciones I, II, III, IV, V, VI y VII del Articulo 181, asi coma en el caso de la fracci6n VIII del mismo precepto, cuando la liberaci6n no sobrepase del doble de las limites mencionados.

Articulo 184.- Procedera la retenci6n, aseguramiento o dep6sito de cualquier bien mueble contaminado en el caso de la fracci6n XII del Articulo 181.

Articulo 185.- Procedera la clausura temporal, parcial o total, de instalaciones radiactivas en las casos a que se refieren las fracciones VIII, cuando la liberaci6n de material radioactivo sea superior al doble de las limites indicados, IX, X, XI, XII y XIII del Articulo 181.

Articulo 186.- Procedera la clausura temporal, parcial o total, de bienes inmuebles contaminados en el caso de la fracci6n XII del Articulo 181.

Articulo 187.- Ejecutada la clausura temporal a que se refieren las Articulos 185 y 186, la Comisi6n fijara el plaza para corregir las deficiencias o anomalias encontradas.

Articulo 188.- Previo el dictamen tecnico correspondiente, la Comisi6n procedera a la clausura definitiva de instalaciones radiactivas o bienes inmuebles contaminados, cuando transcurrido el plaza fijado al efecto no se subsanen las deficiencias o anomalias que motivaron la clausura temporal. Titulo Decimo De las Autorizaciones, Permisos y Llicencias Capitulo I De las autorizaciones

Articulo 189.- Queda prohibida cualquier actividad con fuentes de radiaci6n ionizante cuando se carezca de la autorizaci6n, permiso o licencia respectivos.

Articulo 190.- Para solicitar una autorizaci6n de adquisici6n, importaci6n, exportaci6n, posesi6n, uso, transferencia, transporte, almacenamiento y destino o disposici6n final de material radioactivo y dispositivos generadores de radiaci6n ionizante, el interesado debera presentar ante la Comisi6n la documentaci6n e informaci6n que se senala para cada caso en este Reglamento, en papel membretado de la empresa o instituci6n solicitante y debidamente firmados par el representante legal y el candidato propuesto para encargado de seguridad radiol6gica de dicha empresa o instituci6n.

Articulo 191.- Para solicitar autorizaciones de adquisici6n y transferencia de fuentes de radiaci6n ionizante, las interesados deberan cumplir las siguientes requisitos: 1.- Presentar: a).- Solicitud en la forma oficial correspondiente; b).- Acta constitutiva de la empresa solicitante, debidamente inscrita en el Registro Publico de la Propiedad. En cuyo objeto social debera estar incluida la adquisici6n y transferencia de material radiactivo, y c).- Fianza o cauci6n de instituci6n o empresa legalmente autorizada para garantizar danos causados par radiaciones ionizantes a terceros. II.- Anexando par escrito la informaci6n relativa a: a).- Actividad y radiois6topos par producto y forma fisica y quimica; b).- Categoria de las bultos y tipo de embalajes utilizados durante el transporte y almacenaje en transito de las fuentes de radiaci6n ionizante, asi coma indice de transporte; c).- Procedimiento de transferencia de las fuentes de radiaci6n ionizante a las permisionarios; d).-Programa de adiestramiento en protecci6n radiol6gica a las permisionarios, para la utilizaci6n de las fuentes de radiaci6n ionizante; e).- Plan de asesoria tecnica y administrativa que proporcionara el solicitante a las permisionarios de fuentes de radiaci6n ionizante, respecto a las tramites ante la Comisi6n ya las diferentes actividades con dichas fuentes; f).- Programa de entrega de las fuentes de radiaci6n ionizante, y g).- Condiciones de seguridad fisica y radiol6gica que aplicara el solicitante durante el almacenaje en transito de las fuentes de radiaci6n ionizante.

Articulo 192.- Para solicitar autorizaciones de importaci6n de fuentes de radiaci6n ionizante, las interesados deberan presentar par escrito ante la Comisi6n la siguiente informaci6n: 1.- Numero de la autorizaci6n, permiso o licencia de operaci6n del destinatario; II.- Radiois6topos; actividad; forma fisica y quimica; y especificaciones del equipo que contiene el material radiactivo o las especificaciones del dispositivo generador de radiaci6n ionizante; Ill.- Aduana par donde se pretende efectuar la importaci6n; IV.- Tipo de bultos, embalajes o contenedores que se utilizaran en el transporte; V.- Copia del pedimento de importaci6n, y VI.- Plan de seguridad fisica y radiol6gica.

Articulo 193.- La Comisi6n suspendera el tramite de una solicitud de autorizaci6n de importaci6n de fuentes de radiaci6n ionizante, cuando la informaci6n a que se refiere el Articulo anterior sea incompleta, o el destinatario o solicitante se encuentre en cualquiera de las siguientes casos: 1.- Carezca de autorizaci6n, permiso o licencia, o estos se encuentren suspendidos o cancelados, y II.- La actividad de material radioactivo o capacidad del dispositivo generador de radiaci6n ionizante, que se pretenda importar, sobrepase lo autorizado par la Comisi6n.

Articulo 194.- Una vez realizada la importaci6n de fuentes de radiaci6n ionizante par las titulares de la autorizaci6n respectiva, estos deberan remitir a la Comisi6n en el termino de cinco dias habiles contados a partir de la fecha de entrega de las mismas, el acuse de recibo de las fuentes par parte del destinatario indicado en la solicitud que se present6 en termino del Articulo 192 de este Reglamento, y las certificados de transporte de dichas fuentes emitidos par la autoridad competente en materia de seguridad radiol6gica del pais de origen.

Articulo 195.- Para tramitar la autorizaci6n de exportaci6n de fuentes de radiaci6n ionizante, el solicitante debera presentar par escrito ante la Comisi6n la siguiente informaci6n y documentaci6n: 1.- Numero de autorizaci6n, permiso o licencia de operaci6n del permisionario; II.- Radiois6topos, actividad, forma fisica y quimica, y especificaciones del equipo que contiene el material radioactivo; Ill.- Aduana par donde se pretende efectuar la exportaci6n; IV.- Nombre, direcci6n y telefono o numero de telex del destinatario; V.- Plan de seguridad fisica y radiol6gica; VI.- Original de la autorizaci6n de transporte de material radiactivo, y VII.- Copia del pedimento de exportaci6n.

Articulo 196.- Los requisitos para tramitar la autorizaci6n de adquisici6n, poses1on y uso de fuentes de radiaci6n ionizante, seran las establecidos en las Articulos 219, 220 y 221 de este Reglamento.

Articulo 197 .- Nose autorizaran la posesi6n y uso de material radioactivo en inmuebles destinados a habitaci6n.

Articulo 198.- Para solicitar autorizaciones de transporte de material radioactivo, las interesados de be ran: 1.- Presentar solicitud en la forma oficial correspondiente; II.- Exhibir acta constitutiva de la empresa, debidamente inscrita en el Registro Publico de la Propiedad, en cuyo objeto social debera estar incluido el transporte de material radioactivo; Ill.- Proponer a una persona para encargado de seguridad radiol6gica; IV.- Proponer a las personas que podrian fungir coma personal ocupacionalmente expuesto; V.- Describir el material radioactivo que se pretende transportar, asi coma las contenedores y embalajes de traslado; VI.- Detallar el plan de seguridad fisica y radiol6gica; VII.- Describir el equipo y dispositivos de seguridad; VIII.- Presentar analisis de riesgos y plan de emergencia para el caso de accidentes con el material radiactivo durante el transporte y almacenaje en transito; IX.- Detallar la ruta que seguira el vehiculo que transportara el material radiactivo; X.- Describir las procedimientos de recepci6n y entrega del material radiactivo, y XI.- Fianza o cauci6n de instituci6n o empresa legalmente autorizada para garantizar danos causados par radiaciones ionizantes a terceros.

Articulo 199.- Las normas de seguridad radiol6gica aplicables al transporte de materiales radioactivos, seran las contenidas en el Reglamento de Transporte respectivo.

Articulo 200.- Los dispositivos generadores de radiaci6n ionizante no requeriran de autorizaci6n para su transporte.

Articulo 201.- Para tramitar la autorizaci6n de un almacen temporal de material radioactivo, el solicitante debera: 1.- Presentar: a) Solicitud en la forma oficial correspondiente; b) Acta Constitutiva de la empresa, debidamente inscrita en el Registro Publico de la Propiedad y de Comercio, en cuyo objeto social debera estar incluido el almacenamiento de material radioactivo; c) Memoria analitica de la instalaci6n; d) Pianos arquitect6nicos de la instalaci6n, en las que se indiquen las areas adyacentes a la misma y el tipo de uso a que estan destinadas tales areas; e) Manual de Seguridad Radiol6gica; f) Analisis de Riesgos y plan de emergencia; g) Propuesta de una persona para encargado de seguridad radiol6gica, y h) Propuesta de las personas que podrian fungir coma personal ocupacionalmente expuesto. II.- Anexando par escrito la informaci6n relativa a: a) Actividades maximas de las radiois6topos; b) Procedimiento y registro de recepci6n y entrega de las materiales radioactivos, y c) Caracteristicas de las equipos detectores de radiaci6n ionizante.

Articulo 202.- Los requisitos para tramitar la autorizaci6n de un almacen definitivo de material radiactivo, seran las establecidos en las Articulos 219, 220 y 221 de este Reglamento. Debiendose presentar ademas, un programa para el cierre definitivo de la instalaci6n y el mantenimiento que se proporcionara despues de terminada la utilizaci6n activa de la misma. Este programa debera incluir planes para la inmovilizaci6n de las materiales radiactivos, y su aislamiento del ambiente en forma tan efectiva coma razonablemente pueda lograrse, asi coma para la vigilancia de la retenci6n de contaminantes radiactivos y de la estabilidad de la instalaci6n.

Articulo 203.- El titular de la autorizaci6n de un almacen definitivo de material radiactivo tomara las acciones correctivas pertinentes para mantener la estabilidad e integridad de la instalaci6n durante el tiempo que dure su responsabilidad.

Articulo 204.- Se prohibe el almacenamiento definitivo de desechos radiactivos inflamables, pirof6ricos explosivos, en estado liquido, en forma de gases comprimidos o compuestos desconocidos.

Articulo 205.- Se prohibe el almacenamiento definitivo de desechos radiactivos en el mar.

Articulo 206.- La informaci6n necesaria para el tramite de la autorizaci6n para el procesamiento, acondicionamiento, vertimiento y disposici6n final de desechos radiactivos de niveles bajo e intermedio, seran las que se establecen en las Articulos 219, 220 y 221 de este Reglamento.

Articulo 207 .- Para efectos del Articulo anterior, la Com is ion clasificara las desechos radiactivos de acuerdo a su actividad especifica, rapidez de exposicion en la superficie del contenedor o embalaje, vida media, radiotoxicidad, forma quimica y fisica y teniendo en cuenta su origen, propiedades del radionuclido, riesgo de irradiacion externa, caracteristicas del contenedor, embalaje o bulto, mecanismo de dispersion ecologica y forma de liberacion al ambiente.

Articulo 208.- No se permite mezclar las desechos radiactivos con otros materiales, excepto coma parte de un procedimiento o acondicionamiento aprobado par la Comision.

Articulo 209.- La Comision autorizara la incineracion de desechos radiactivos siempre y cuando el permisionario demuestre ante la Comision que las liberaciones radiactivas involucradas en dicho proceso no resultaran en la exposicion del publico en general a equivalentes de dosis que rebasen las limites autorizados.

Articulo 210.- El entierro de desechos radiactivos solo podra llevarse a cabo en instalaciones autorizadas par la Comision siempre que las mismas cuenten con la licencia de operacion respectiva.

Articulo 211.- El titular de una licencia de operacion de una instalacion radiactiva en la que se produzcan desechos radiactivos de niveles bajo e intermedio con fuentes abiertas sera autorizado par la Comision para vertirlos al sistema de drenaje de la instalacion siempre y cuando compruebe que: 1.- Los liquidos son completamente solubles o dispersables en agua; II.- Las concentraciones en promedio diario de descarga de liquidos radiactivos, no seran superiores a las valores indicados par la Comision en la norma tecnica correspondiente; Ill.- La concentracion en promedio mensual de las liquidos radiactivos, diluida en la cantidad promedio mensual de descarga de agua de la instalacion, no excederan las valores indicados par la Comision en la norma tecnica correspondiente, y IV.- La actividad total maxima permitida de descarga de liquidos radiactivos al drenaje, no excedera de 37.0 GBq (1 Ci) al ano.

Articulo 212.- La Comision podra permitir liberaciones que excedan las limites autorizados en cada caso, cuando a su juicio existan razones que lo justifiquen, previa solicitud que par escrito presente el permisionario adjuntando la informacion que se le requiera.

Articulo 213.- La Comision podra limitar la cantidad de material radiactivo que se vierta hacia zonas no controladas con las descargas de liquidos o gases de una instalacion, cuando se estime que para el grupo critico se pudieran exceder las limites autorizados correspondientes.

Articulo 214.- El procedimiento, acondicionamiento y disposicion final de desechos radiactivos con fuentes abiertas y selladas de alto nivel, se sujetara a lo dispuesto par el Reglamento de Seguridad de Instalaciones Nucleares.

Articulo 215.- Las fuentes selladas con actividades superiores a las senaladas con la norma tecnica correspondiente, solo se podran desechar en dos formas: 1.- Enviandolas a un almacen definitivo de desechos radioactivos, o II.- Enviandolas al extranjero previa autorizaci6n de exportaci6n en las terminos de la Ley y de este Reglamento.

Articulo 216.- Para el destino o disposici6n final de fuentes selladas, el perm1s1onario debera solicitar previamente a la Comisi6n la autorizaci6n correspondiente, proporcionando par escrito la siguiente informaci6n: 1.- Radiois6topo, actividad y fecha en que es valida, marca, modelo y numero de serie de la fuente; II.- Numero y fecha de expedici6n de la autorizaci6n, permiso o licencia, en las cuales se encuentra amparada la fuente; Ill.- Motivo del retiro de la fuente; IV.- Tipo, marca y modelo del contenedor con que se pretenda transportar la fuente, y V.- Destina o disposici6n final propuestos.

Articulo 217.- Para obtener autorizaci6n para instalar o dar servicio a fuentes de radiaci6n ionizante y equipos que las contengan, asi coma para calibrar equipos detectores y medidores de radiaci6n ionizante, el solicitante debera presentar ante la Comisi6n: 1.- Solicitud en la forma oficial correspondiente; II.- Copia del Acta Constitutiva de la empresa de que se trate, debidamente inscrita en el Registro Publico de la Propiedad, en cuyo objeto social debera estar incluida la instalaci6n o prestaci6n de servicios a fuentes de radiaci6n ionizantes y equipos que las contengan; Ill.- Informe de Seguridad Radiol6gica; IV.- Propuesta de una persona para encargado de seguridad radiol6gica, y V.- Proponer a las personas que podrian fungir coma personal ocupacionalmente expuesto.

Articulo 218.- El Informe de Seguridad Radiol6gica a que se refiere la fracci6n III del Articulo anterior, debera contener: 1.- Los procedimientos detallados de cada una de las actividades que se llevaran a cabo para otorgar las servicios o calibraciones involucradas, indicandose las normas nacionales o internacionales aplicables, y II.- Relacion y caracteristicas del equipo y las fuentes de radiaci6n ionizante utilizados para efectuar las procedimientos descritos. Capitulo II De los Permisos y Licencias

Articulo 219.- Para solicitar permisos de construcci6n y licencias de operaci6n, modificaci6n, cese de operaciones, desmantelamiento o cierre definitivo de instalaciones radiactivas, las interesados deberan presentar ante la Comisi6n la siguiente documentaci6n: 1.- Solicitud en la forma oficial correspondiente; II.- Copia del acta constitutiva de la empresa debidamente inscrita en el Registro Publico de la Propiedad y de Comercio; Ill.- Informe de Seguridad Radiol6gica; IV.- Manual de Seguridad Radiol6gica, y V.- Fianza o cauci6n de instituci6n o empresa legalmente autorizada para garantizar danos a terceros.

Articulo 220.- Cuando se trate de la solicitud para permiso de construcci6n de una instalaci6n radiactiva, el Informe de Seguridad Radiol6gica tiene el prop6sito de describir las caracteristicas de seguridad radiol6gica que se aplicara en: la concepci6n del proyecto, el diseno, las metodos de calculo y las controles para procedimientos y materiales utilizados. La informaci6n anterior debera presentarse a la Comisi6n de acuerdo a las siguientes puntos: 1.- Instalaciones y actividades propuestas; II.- Evaluaci6n de opciones; Ill.- Emplazamiento; IV.- Diseno de la instalaci6n, y V.- Programa de Garantia de Calidad. El alcance y contenido de este Informe se establece para cada caso en la norma tecnica correspondiente.

Articulo 221.- Cuando se trate de la solicitud de una licencia de operac1on de una instalaci6n radiactiva, el Informe de Seguridad Radiol6gica contendra la informaci6n referente a: 1.- Especificaciones generales de la instalaci6n; II.- Organizaci6n del solicitante; Ill.- Politica de seguridad radiol6gica; IV.- Programa de Garantia de Calidad; V.- Grupo de seguridad radiol6gica; VI.- Fuentes de radiaci6n; VII.- Caracteristicas de diseno en lo relativo a la seguridad radiol6gica; VIII- Estimaci6n de las equivalentes de dosis; IX.- Programa de seguridad radiol6gica; X.- Analisis de riesgos y plan de emergencia; XI.- Impacto ambiental, y XII.- Cese de operaciones, desmantelamiento y cierre definitivo. El alcance y contenido de este lnforme se establece para cada caso en la norma tecnica correspondiente.

Articulo 222.- Cuando se trate de la solicitud de una licencia de modificaci6n de una instalaci6n radiactiva, el Informe de Seguridad Radiol6gica contendra la informaci6n referente a: 1.- El motivo de la modificaci6n; II.- Las implicaciones de seguridad radiol6gica, y Ill.- La estimaci6n del equivalente de dosis. El alcance y contenido de este lnforme se establece para cada caso en la norma tecnica correspondiente.

Articulo 223.- El Informe de Seguridad Radiol6gica, tratandose de la solicitud de una licencia de cese de operaciones o desmantelamiento de una instalaci6n radiactiva, contendra: 1.- En su caso, el informe de modificaciones al "programa de actividades para el cese de operaciones o desmantelamiento", contenido en el lnforme de Seguridad Radiol6gica que se present6 a la Comisi6n con motivo de la solicitud de licencia de operaci6n de la misma instalaci6n. En este programa de actividades se considerara que la instalaci6n radiactiva debe quedar libre de contaminaci6n superficial removible; II.- Una relaci6n detallada de las procedimientos a seguir para cumplir el "programa de actividades para el cese de operaciones o desmantelamiento" mencionado en la fracci6n anterior, y Ill.- Para el caso de generaci6n de desechos radiactivos y control de fuentes de radiaci6n residuales se deberan indicar las procedimientos para el procesamiento, acondicionamiento, vertimiento y disposici6n final.

Articulo 224.- El Informe de Seguridad Radiol6gica tratandose de la solicitud de una licencia de cierre definitivo de una instalaci6n radiactiva, contendra las documentos que comprueben que las condiciones establecidas en el lnforme de Seguridad Radiol6gica presentado junta con la solicitud de licencia de operaci6n se han cumplido. Capitulo III De los Requisitos para Renovaci6n de las Autorizaciones, Permisos o Licencias

Articulo 225.- La solicitud para renovaci6n de las autorizaciones, permisos y licencias debera presentarse 30 dias naturales antes de la fecha de su vencimiento.

Articulo 226.- Las solicitudes para renovaci6n de autorizaciones, permisos o licencias, siempre que no cambien las condiciones bajo las que se otorgaron, deberan acompanarse de un informe detallado de las experiencias de protecci6n radiol6gica adquiridas. Capitulo IV De la Evaluacion de la Solicitud de Autorizaciones, Permisos y Licencias, y su Renovaci6n

Articulo 227.- No se dara curso a ninguna solicitud autorizaci6n, permiso, licencia o renovaci6n cuando: 1.- Los datos en ella contenidos sean incompletos o falten las firmas o no correspondan al solicitante, su representante legal y al encargado de seguridad radiol6gica, o bien, estas se encuentren borradas, enmendadas o tachadas; II.- La instalaci6n o el equipo no sean las adecuados para el uso especifico que se le dara a las fuentes de radiaci6n ionizante; Ill.- La persona propuesta para encargado de seguridad radiol6gica no reuna las requisitos correspondientes. IV.- La informaci6n proporcionada en el Informe de Seguridad Radi61ica no sea veraz; V.- La autorizaci6n, permiso o licencia anteriormente concebidos, hayan sido suspendidos o cancelados y las causas o motivos de esa suspension o cancelaci6n subsistan o repercutan en la condiciones de la nueva solicitud; VI.- La persona propuesta para encargado de seguridad radiol6gica, haya ocupado el cargo con anterioridad y su nombramiento haya sido anulado par la Comisi6n; VII.- No se haya cumplido la sanci6n o cubierto alguna multa o las danos a terceros y gastos derivados de algun accidente radiol6gico; VIII.- La documentaci6n entregada par el solicitante no sea clara, este incompleta o sea contradictoria, o IX.- Las deficiencia o anomalias detectadas en las inspecciones, auditorias, verificaciones y reconocimientos, no hayan sido corregidas.

Articulo 228.- Se podra continuar el tramite de la solicitud, cuando se demuestre que la causa que lo interrumpi6 ha desaparecido.

Articulo 229.- Cuando la Comisi6n considere que la documentaci6n presentada para la tramitaci6n de una autorizaci6n, permiso o licencia o su renovaci6n es incompleta o su contenido insuficiente para efectuar su evaluaci6n, requerira al solicitante que la complete, aclare, corrija o amplie.

Articulo 230.- La Comisi6n se reserva el derecho de no recibir documentaci6n presentada para la tramitaci6n de una autorizaci6n, permiso, licencia o su renovaci6n, cuando considere que esta incompleta o que su contenido es insuficiente para efectuar su evaluaci6n, acorde a las requisitos indicados en el Reglamento.

Articulo 231.- La Comisi6n verificara la informaci6n y documentaci6n proporcionada par el solicitante. Capitulo V Del Otorgamiento de Autorizaciones, Permisos, Licencias o su Renovaci6n

Articulo 232.- Cuando la documentaci6n se estime suficiente y se subsanen las deficiencias encontradas, la Comisi6n otorgara la autorizaci6n, permiso, licencia o su renovaci6n, correspondiente.

Articulo 233.- Las autorizaciones, permisos o licencias o sus renovaciones, solo seran validas para el permisionario cuyo nombre, domicilio y clasificaci6n se expresan y bajo las condiciones especificas para las cuales se expidieron, cuya vigencia constara en el propio documento. El original del permiso, licencia o autorizaci6n debera conservarse en el domicilio legal del permisionario y, copia de estos documentos deberan acompanar a las fuentes de radiaci6n ionizante, a fin de poder presentarse durante las auditorias, inspecciones, verificaciones y reconocimientos que practique la Comisi6n.

Articulo 234.- Cuando el permisionario deje de usar o poseer definitivamente fuentes de radiaci6n ionizante, se cancelara la autorizaci6n, permiso o licencia o su renovaci6n que se hubiere otorgado. Titulo Decimo Primero Procedimientos Administrativos Capitulo I De las Inspecciones, Auditorias, Verificaciones y Reconocimientos

Articulo 235.- El personal autorizado de la Comisi6n para la practica de inspecciones, auditorias, verificaciones y reconocimientos, tendra las facultades inherentes y acceso a las lugares, establecimientos y equipos objeto de dichas diligencias.

Articulo 236.- Las inspecciones, auditorias, verificaciones y reconocimientos se practicaran par la Comisi6n a petici6n de parte interesada o de oficio con la frecuencia que aquella determine en cada caso.

Articulo 237 .- Las visitas de inspecci6n, auditoria, verificaci6n y reconocimiento se practicaran en dias y horas habiles par personal autorizado de la Comisi6n. La Comisi6n podra autorizar se practiquen dichas visitas en dias y horas inhabiles a fin de evitar interrupciones, caso en el cual en la orden correspondiente se expresara tal autorizaci6n.

Articulo 238.- Los inspectores de la Comisi6n, para la practica de inspecciones, auditorias, verificaciones y reconocimientos deberan identificarse debidamente y estar provistos de las 6rdenes respectivas.

Articulo 239.- Las 6rdenes a que se refiere el Articulo anterior, deberan cumplir con las siguientes requisitos: 1.- Constar par escrito; II.- Senalar autoridad que la emite; Ill.- Estar fundamentada y motivada y, expresar la resoluci6n, objeto o prop6sito; IV.- Ostentar la firma del funcionario competente y en su caso el nombre o nombres de las personas a quienes vaya dirigida, se senalaran las datos suficientes que permitan su identificaci6n; V.- Senalar el lugar o lugares donde deben efectuarse; VI.- Contener el nombre de la persona o personas que deban efectuarlas, las cuales podran en cualquier momenta ser sustituidas, aumentadas o reducidas en su numero par la Comisi6n. Estos cambios se notificaran a la parte interesada oportunamente. Las personas designadas que deban efectuar las diligencias senaladas, podran hacerlo conjunta o separadamente, y VII.- Mencionar la fecha o fechas en que se practicara la diligencia que corresponda.

Articulo 240.- Durante la practica de las inspecciones, auditorias, verificaciones y reconocimientos, todas las personas fisicas y morales segun se les requiera, deberan otorgar facilidades, proporcionar informaci6n, presentar documentaci6n, efectuar pruebas y operaciones, y permitir la toma de muestras suficientes para realizar las analisis y comprobaciones pertinentes. Las disposiciones anteriores seran aplicables tanto en diligencias que se efectuen en el domicilio legal del permisionario coma en campo.

Articulo 241.- Una vez iniciada la diligencia de que se trate, esta no podra interrumpirse o suspenderse sin orden o autorizaci6n expresa de la Comisi6n. En las casos en que al personal se le impida el desarrollo de sus funciones, la Comisi6n adoptara las medidas que procedan, incluso solicitando el apoyo de la fuerza publica, a fin de permitir la ejecuci6n de la misma.

Articulo 242.- En las casos en que par cualquier causa se impida, obstruya o dificulte la diligencia, el inspector levantara el acta senalando estos hechos a fin de que se apliquen las sanciones que correspondan.

Articulo 243.- Toda inspecci6n, auditoria, verificaci6n o reconocimiento se documentara en presencia de dos testigos.

Articulo 244.- En el acta de inspecci6n, auditoria, verificaci6n o reconocimiento se hara constar: 1.- Hora, dia, mes y ano en que se practique la diligencia; II.- Calle, numero, poblaci6n y entidad federativa en que se encuentre ubicado el lugar donde se practique la diligencia o identificaci6n plena del sitio; Ill.- Numero y fecha de la orden que la motiv6; IV.- Nombre y caracter de la persona con quien se entiende la diligencia; V.- Nombre y domicilio de las personas que fungen coma testigos; VI.- Que se dio a conocer a la persona con quien se entendi6 la diligencia, su derecho de hacer observaciones al inspector durante la practica de la misma; VII.- Datos relativos a la actuaci6n; VIII.- Declaraci6n de la persona a que se refiere la fracci6n VI anterior, si quisiera hacerlo; IX.- Que se dio a conocer a la persona con quien se entendi6 la diligencia el derecho de hacer par escrito observaciones al acta, teniendo para ello un plaza de 10 dias habiles contados a partir de la fecha en que se practic6 la diligencia, y X.- Nombre y firma de quienes intervinieron en la diligencia.

Articulo 245.- Los hechos que se hagan constar par el inspector en las documentos que elaboren en ejercicio de sus funciones, se tendran par ciertos mientras no se demuestre lo contrario.

Articulo 246.- Se dejara copia del acta a la persona con quien se entendi6 la diligencia aun cuando se hubiese negado a firmarla, lo que no afectara su validez, haciendose constar esta circunstancia en el acta respectiva.

Articulo 247.- La Comisi6n remitira a las interesados en las 20 dias habiles siguientes a la diligencia, el dictamen respectivo en donde se senalaran en su caso, las anomalias y deficiencias encontradas y las plazas de que disponen para corregirlas.

Articulo 248.- La parte interesada debera comunicar a la Comisi6n, en las plazas fijados, las medidas adoptadas para la correcci6n de las anomalias y deficiencias senaladas en el dictamen aludido. La Comisi6n podra verificar el cumplimiento de estas medidas.

Articulo 249.- La Comisi6n podra prorrogar las plazas fijados previa solicitud del interesado, en la que expondra las motivos de la petici6n.

Articulo 250.- Cuando no se corrijan a satisfacci6n de la Comisi6n, las deficiencias o anomalias detectadas en las plazas que al efecto se otorguen, se aplicaran las sanciones que correspondan.

Articulo 251.- Si durante la diligencia se encontraran deficiencias o anomalias que impliquen un peligro o riesgo inminente para el personal ocupacionalmente expuesto o para la sociedad en general, el inspector estara facultado para aplicar las medidas preventivas o de seguridad a que se refiere el Articulo 182 de este Reglamento, previa orden de la Comisi6n, en cuyo caso procedera a levantar acta en las terminos del

Articulo 244 anterior.

Articulo 252.- Cuando del contenido del acta se desprenda la posible comisi6n de un delito, la Comisi6n lo hara del conocimiento de la autoridad competente. Capitulo II De las Sanciones

Articulo 253.- La violaci6n o incumplimiento a las preceptos de la Ley, este Reglamento y demas disposiciones derivadas del mismo, independientemente de lo que proceda conforme a otras leyes o reglamentos, se sancionara administrativamente par la Comisi6n de la siguiente manera: 1.- Multa de cinco a cinco mil veces el salario minima general vigente en el lugar y tiempo en que se cometa la violaci6n. En caso de que persista la infracci6n y vencido el plaza concedido para su correcci6n, la Comisi6n podra imponer multas par cada dia que transcurra sin que obedezca el mandato respectivo, siempre que no exceda el limite senalado, e independientemente de las otras sanciones previstas en este Reglamento; II.- Suspension de la autorizaci6n, permiso o licencia, y Ill.- Cancelaci6n de la autorizaci6n, permiso o licencia.

Articulo 254.- Las sanciones seran impuestas con base en el resultado de las actas de inspecci6n, auditoria, verificaci6n o reconocimiento, y de las resoluciones que se deriven de ellas, de acuerdo a lo previsto en este Reglamento y demas disposiciones derivadas del mismo; tomando en cuenta las pruebas y alegatos del interesado. En todo caso las resoluciones que se emitan en materia de sanciones deberan estar fundadas y motivadas con arreglo a derecho y tomando en consideraci6n las criterios establecidos en el Articulo 256 de este Reglamento.

Articulo 255.- Procede la multa a las permisionarios responsables en las casos de violaci6n a las Articulos 16, 18, 27, 28, 29, 32, 34, 35, 38, 41, 42, 44, 45, 49 fracciones I, II, III, IV y V, 50, 52, 53, 54, 56, 57, 59, 60, 61, 62, 63, 64, 65, 66, 68, 69, 70, 72, 73, 74, 75, 76, 77, 78, 81, 83, 84, 85, 86, 87, 88, 89, 90, 92, 93, 94, 95, 96, 97, 110, 111, 112, 113, 114, 115, 116, 117, 118, 119, 120, 121, 122, 123, 126, 127, 128, 129, 130, 131, 132, 133, 134, 135, 137, 138, 139, 140, 141, 142, 143, 144, 148, 162, 163, 164, 165, 166, 167, 168, 169, 170, 171, 172, 173, 174, 175, 176, 177, 178, 179, 189, 194, 203, 204, 205, 208, 210, 225, 240 y 248.

Articulo 256.- Para la cuantificaci6n e imposici6n de las sanciones, se tomara en consideraci6n lo siguiente: 1.- La gravedad de la infracci6n cometida, II.- Las condiciones econ6micas del infractor, y Ill.- La reincidencia, si la hubiere.

Articulo 257.- En caso de reincidencia se duplicara la multa impuesta originalmente, sin que su manta exceda el doble del maxima fijado en la fracci6n I del Articulo 253 de este Reglamento. Se entiende par reincidencia para las efectos de este Reglamento y demas disposiciones derivadas del mismo, cada una de las subsecuentes infracciones al mismo precepto que no sean continuas, cometidas dentro de las dos anos siguientes a la fecha de la resolucion en que se hizo constar la infraccion precedente, siempre que esta no hubiese sido desvirtuada.

Articulo 258.- Procede la suspension cuando: 1.- De la inspeccion, auditoria, verificacion o reconocimiento practicados aparezca que no se han cumplido las condiciones de la autorizacion, permiso o licencia; II.- En la inspecc1on, auditoria, verificacion o reconocimiento constare el incumplimiento a las normas de seguridad fisica y radiologica aplicables; Ill.- De la inspeccion, auditoria, verificacion o reconocimiento se desprenda que el equipo, instrumentos o instalacion, no reunen las condiciones para su uso seguro y adecuado; IV.- Constare que el permisionario ha proporcionado informacion o documentacion falsa a la Comision, y V.- La falta de Encargado de Seguridad Radiologica.

Articulo 259.- Procede la cancelacion cuando: 1.- La inspeccion, auditoria, verificacion o reconocimiento practicado al perm1s1onario, demuestre negligencia en el empleo, transporte, almacenamiento y demas actividades relacionadas con las fuentes de radiacion ionizante, y II.- Vencidos las plazas concedidos para corregir las anomalias o deficiencias que se hubieren encontrado en las inspecciones, auditorias, verificaciones o reconocimientos practicados, estas no se hayan corregido apropiadamente.

Articulo 260.- La suspension o cancelacion de las licencias, autorizaciones y permisos otorgados implicara que la Comision ordene y ejecute las medidas de seguridad a que se refiere la fraccion I del Articulo 182 de este Reglamento en cuanto a las fuentes o equipo, en cuyo caso debera levantarse acta en las terminos del Articulo 244 anterior.

Articulo 261.- La cancelacion o suspension podra decretarse ademas de las multas o sin que estas se hayan impuesto.

Articulo 262.- En tanto se encuentre suspendida o cancelada una autorizacion, permiso o licencia, no se podra realizar o continuar ninguna de las actividades amparadas par tales documentos.

Articulo 263.- La suspension de la autorizacion, permiso o licencia se levantara cuando a satisfaccion de la Comision se compruebe que se han corregido las causas que la motivaron.

Articulo 264.- La aplicacion de las sanciones a que se refiere este Capitulo, se hara sin perjuicio de la responsabilidad civil, penal y laboral en que incurra el permisionario si se causan danos a las personas o a las propiedades. Capitulo III Del Recurso de Reconsideraci6n

Articulo 265.- Las resoluciones que se dicten con fundamento en este Reglamento, podran ser recurridas dentro del termino de 15 dias habiles siguientes a la fecha de su notificaci6n.

Articulo 266.- El recurso sera dirigido y presentado par escrito al Titular de la Secretaria, en el cual deberan ofrecerse las pruebas relacionadas con el acto administrativo impugnado. Desahogadas las pruebas y agotadas las diligencias ordenadas, dentro de las siguientes 30 dias habiles, se dictara la resoluci6n que corresponda.

Articulo 267.- La interposici6n del recurso solo suspendera la ejecuci6n de la resoluci6n recurrida, cuando esto implique pago par multas y el afectado lo garantice conforme al C6digo Fiscal de la Federaci6n.

Articulo 268.- El recurso se tendra par no interpuesto: 1.- Cuando se presente fuera del termino a que se refiere el Articulo 265 de este Reglamento; II.- Cuando no se haya presentado la documentaci6n relativa a la personalidad de quien lo suscriba o nose hubiere acreditado legalmente, y Ill.- Cuando no aparezca suscrito, a menos que se firme antes del vencimiento del termino para interponerlo.

Articulo 269.- Las resoluciones no recurridas dentro del termino establecido en el

Articulo 265 previo y las dictadas al resolver el recurso o tenerlo par no interpuesto, tendran administrativamente el caracter de definitivas.

Articulo 270.- Respecto a otras resoluciones la suspension de la ejecuci6n de la resoluci6n solo procedera si concurren las siguientes requisitos: 1.- Que la solicite el recurrente; II.- Que el recurso sea procedente; Ill.- Que no traiga consigo la consumaci6n o continuaci6n de actos u om1s1ones que impliquen inobservancia o contravenci6n a lo dispuesto en este Reglamento y demas disposiciones derivadas del mismo; IV.- Que no se ocasionen danos o perJu1c1os a terceros, a menos que se garanticen estos para el caso de no obtener resoluci6n favorable, y V.- Que la ejecuci6n de la resoluci6n recurrida produzca danos o perjuicios de dificil reparaci6n. TRANSITORIOS Articulo Primera-. Este Reglamento entrara en vigor el dia siguiente de su publicaci6n en el Diario Oficial de la Federaci6n. Articulo Segundo.- La Comisi6n expedira las normas de seguridad radiol6gica aplicables al transporte de materiales radioactivos hasta en tanto se expida el Reglamento de Transporte respectivo. Articulo Tercero.- Se derogan todas aquellas disposiciones que se opongan al presente Reglamento. Dado en la Residencia del Poder Ejecutivo Federal, en la Ciudad de Mexico, Distrito Federal, a las ocho dias del mes de noviembre de mil novecientos ochenta y ocho.- Miguel de la Madrid H.- Rubrica.- El Secretario de Gobernaci6n, Manuel Bartlett Diaz.- Rubrica.- El Secretario de Relaciones Exteriores, Bernardo Sepulveda Amor.- Rubrica.- El Secretario de Programaci6n y Presupuesto, Pedro Aspe Armella.- Rubrica.- El Secretario de Energia, Minas e Industria Paraestatal, Fernando Hiriart Balderrama.- Rubrica.- El Secretario de Comunicaciones y Transportes, Daniel Diaz Diaz.- Rubrica.- El Secretario de Desarrollo Urbano y Ecologia, Gabino Fraga Mouret.- Rubrica.- El Secretario de Salud, Guillermo Sober6n Acevedo.- Rubrica.- EI Secretario del Trabajo y Prevision Social, Arsenio Farell Cubillas.- Rubrica. NOTA: La Secretaria de Energia ejerce funciones encomendadas por esta ley a la Secretaria de Energia, Minas e Industria Paraestatal