RESOLUÇÃO Nº 15, DE 31 DE MARÇO DE 2026 (parte 3 de 4)

apêndices contendo informação adicional ao texto principal que se considera
parte integrante do procedimento;
anexos contendo informação adicional como exemplos esclarecedores mas que
não são considerados parte do procedimento.
6. Em relação à análise da segurança radiológica, cabe ao titular:
6.1 Demonstrar que o risco radiológico a que serão submetidos os indivíduos
ocupacionalmente expostos, o público e o meio ambiente, tanto em condições normais como
em situações de acidente, está dentro dos limites estabelecidos pela normativa ANSN.
6.2 Incluir, na análise de segurança da operação normal do depósito:
a) fontes de exposição normais tanto para os indivíduos ocupacionalmente
expostos quanto para o público;
b) cálculo das doses para os indivíduos ocupacionalmente expostos, que considere
as diferentes vias de exposição, levando em conta cada uma das operações que se realizarão
na prática e os tempos de exposição;
c) avaliação da dose no grupo crítico e da dose coletiva decorrente da operação
do depósito;
d) especificação dos limites utilizados para liberação de substâncias radioativas no
meio ambiente.
6.3 Incluir, na análise de segurança concernente ao impacto produzido no
depósito por eventos não usuais ou acidentes:
a) identificação dos eventos iniciadores de acidentes postulados para cada um dos
processos, contemplando erros humanos, falhas de equipamentos e eventos externos ou
combinação entre estes que possam levar à ocorrência de acidentes;
b) definição das sequências acidentais vinculadas a eventos iniciadores de
acidentes postulados, especificando os dispositivos de segurança existentes para prevenir
acidentes ou mitigar suas consequências em cada caso; fontes de exposição potencial tanto
para os indivíduos ocupacionalmente expostos quanto para o público;
c) estimativa das doses potenciais para os indivíduos ocupacionalmente expostos,
que considere as diferentes vias de exposição;
d) avaliação da dose potencial no grupo crítico e da dose coletiva;
e) expressão da análise da resposta prevista a eventos iniciadores postulados em
termos de probabilidade de ocorrência da sequência acidental, da magnitude do dano aos
dispositivos de segurança e da magnitude das doses estimadas.
6.4 Considerar, os seguintes cenários, quando aplicável:
a) potenciais consequências de eventos meteorológicos e geológicos extremos
que possam afetar o depósito. Deverão ser estabelecidas as características do sismo-base de
projeto, incluindo a especificação do movimento vibratório do terreno correspondente;
b) eventos extremos tais como: inundações, bloqueio ou variação do cursos de
rios, geração de ondas em lagos, etc. e seus efeitos sobre o depósito. Deverão ser
determinadas as características da inundação-base de projeto;
c) efeitos das eliminações de material radioativo provenientes do depósito, tanto
em condições normais de operação quanto em situações de acidente, em águas superficiais e
subterrâneas.
6.5 A análise de segurança radiológica deverá ser apresentada pelo titular, em um
volume independente, descrevendo as hipóteses, modelos e cálculos realizados para essa
análise. Adicionalmente, deverá ser incluído no Relatório Final de Análise de Segurança do
depósito um resumo informativo da análise de segurança realizada, cobrindo os seguintes
itens:
a) definição dos objetivos da análise de segurança e das técnicas e bases
metodológicas empregadas;
b) descrição dos requisitos estabelecidos na normativa ANSN ou, quando
necessário, dos requisitos adotados com base em regulamentos internacionais;
c) especificação dos limites regulatórios considerados;
d) descrição do termo-fonte considerado como referência;
e) resumo das conclusões relevantes para a segurança: identificação de
condições, processos e eventos que possam conduzir a não-conformidades com os limites
regulatórios estabelecidos;
f) cálculo das consequências dos cenários identificados;
g) avaliação dos resultados e de sua conformidade com os limites regulatórios
considerados;
h) definição dos limites e condições operacionais, com base nos resultados da
análise de segurança.
7. Do programa de proteção radiológica
7.1 O Plano de proteção radiológica deverá ser elaborado em conformidade com
os requisitos aplicáveis da Norma ANSN 3.01 ou ato normativo que a tenha sucedido,
cabendo ao titular descrever:
a) a organização da proteção radiológica, incluindo a organização gerencial do
depósito, nos aspectos relativos à segurança radiológica e a definição do nível de autoridade
e de responsabilidade de cada participante na gestão da segurança (funções e atribuições);
b) os equipamentos de proteção radiológica, incluindo todos os meios físicos de
que está dotado o depósito e, entre outros:
i) as características dispostas por projeto, em particular, os locais de controle
radiológico de acesso, as blindagens biológicas e as estruturas orientadas à segregação dos
rejeitos;
ii) a instrumentação de detecção de radiação e de ação de proteção fixa, em
particular, os detectores de área com alarme;
iii) a instrumentação portátil, em particular, monitores, detectores com sondas
extensíveis, detectores pessoais, com ou sem alarmes;
iv) os elementos para obtenção de amostras e a instrumentação para sua
análise;
v) os elementos para isolamento e sinalização de áreas;
vi) os elementos para proteção pessoal (EPIs), em particular, vestimentas de
proteção, sapatilhas, máscaras e luvas descartáveis; e
vii) dispositivos e meios para descontaminação.
c) a seleção, autorização e capacitação do pessoal, incluindo (i) os requisitos para
qualificação, avaliação de experiências e aptidões a que devem atender os cargos que se
consideram importantes para a segurança, (ii) os processos utilizados para a verificação dos
requisitos antes de autorizar o pessoal a executar suas funções e (iii) os Planos estabelecidos
pela organização para a capacitação periódica em temas gerais e específicos do programa de
proteção radiológica;
d) as instruções de proteção radiológica;
e) a proteção radiológica ocupacional e avaliação da exposição individual,
identificando função, qualificação e jornada de trabalho do pessoal associado às atividades
que requerem proteção radiológica individual, incluindo o controle de doses por incorporação
de materiais radioativos;
f) a proteção radiológica em outras áreas do depósito, identificando todas as
áreas que devam ser objeto da proteção radiológica, indicando o os métodos, os
procedimentos e a frequência para as medições, incluindo a coleta de amostras, quando
aplicável, assim como os níveis de referência correspondentes para avaliações;
g) o programa de controle médico, incluindo planejamento médico em caso de
acidentes, indicando o objetivo de tal programa, os indivíduos a serem acompanhados, os
parâmetros deste acompanhamento, a frequência, os métodos e procedimentos para as
medições e coleta de amostras, quando aplicável, bem como os níveis de referência que serão
empregados nas correspondentes avaliações;
h) o programa de proteção radiológica ambiental, indicando o objetivo de tal
programa, os parâmetros que serão objetos de acompanhamentos, a frequência, os métodos
e procedimentos para as medições e coleta de amostras, quando aplicável, bem como os
níveis de referência que se empregarão nas correspondentes avaliações;
i) a manutenção de registros sobre: recepção e inspeção de rejeitos radioativos;
rejeitos armazenados para decaimento; rejeitos eliminados; rejeitos transferidos; fontes
seladas armazenadas; rejeitos radioativos sólidos; rejeitos radioativos líquidos; controle de
hermeticidade de fontes radioativas seladas; controle radiológico dos postos chaves de
trabalho do depósito; programa de verificação dos volumes radioativos; controle radiológico
individual; calibração e verificação dos equipamentos de proteção radiológica; verificação dos
componentes, equipamentos e sistemas importantes para a segurança; inspeções de
proteção radiológica; acesso de pessoas que não formam parte do grupo encarregado da
gerência de rejeitos radioativos; não conformidades; incidentes ou acidentes no depósito;
j) a demonstração da otimização do sistema de proteção radiológica considerando
o depósito como um todo ou a comprovação de que esse sistema é dispensável.
8. Do Sistema de Proteção Física
8.1 Cabe ao titular descrever, por meio de um Plano de Proteção Física (Preliminar
ou Final), o Sistema de Proteção Física a ser implementado que deverá:
a) no caso de depósito contendo material radioativo, atender aos critérios
aplicáveis da Norma ANSN 2.06, ou ato normativo que a tenha sucedido;
b) no caso de depósito contendo material nuclear, atender aos critérios aplicáveis
da Norma ANSN 2.01, ou ato normativo que a tenha sucedido; e
c) no caso de depósito contendo material nuclear e outros materiais radioativos,
atender aos critérios aplicáveis da Norma ANSN 2.01, ou ato normativo que a tenha
sucedido.
9. Do programa de proteção contra incêndio
9.1 O plano de proteção contra incêndio (PPI) deverá abranger os seguintes
requisitos, na forma de controles administrativos, seguindo o titular um critério de defesa em
profundidade:
a) execução de uma análise de incêndio (AI);
b) estabelecimento de uma política eficaz de proteção contra incêndio;
c) indicação dos meios de detecção e pronto combate a qualquer principio de
incêndio que venha a ocorrer, bem como a limitação de seus danos;
d) informação sobre as estratégias estabelecidas para confinamento do incêndio
através do estabelecimento de áreas de incêndio e/ou barreiras corta-fogo;
e) previsão das vias de acesso e de escape para as edificações do depósito;
f) informação sobre a adequação dos sistemas de ventilação das edificações e
como os mesmos estão protegidos para as condições de incêndio;
g) informação sobre os sistemas que compõem as instalações elétricas e se estão
adequados para uma condição de incêndio;
h) sistema de comunicação adequado, bem como de meios eficientes e
atualizados de comunicação para o apoio externo em caso de incêndio;
i) programa de treinamento e de exercícios para a Brigada de Incêndio.
10. Da preparação e resposta a emergências
10.1 O titular deve elaborar um plano de resposta a emergências radiológicas,
com os seguintes elementos:
a) bases de planejamento, levando em consideração os resultados da análise de
segurança. Deverão ser descritos os critérios a serem utilizados para a deflagração do plano
de emergência, incluindo notificação de autoridades, entidades interventoras e medidas de
proteção a serem a dotadas. Os seguintes indicadores devem ser considerados para a
deflagração do plano de emergência:
(i) falha ou mau funcionamento de componentes, equipamentos ou sistemas
importantes para a segurança física ou radiológica;
ii) eventos externos que possam implicar na perda de controle dos volumes, como
incêndio, abalos sísmicos ou outros eventos naturais que possam induzir uma redução dos
níveis de segurança física ou funcional das barreiras de contenção ou de blindagens;
iii) falhas na execução de procedimentos ou incidentes ocorridos durante as
operações como vazamento do conteúdo de volumes e perda de blindagem.
b) organização da resposta, com descrição da estrutura organizacional do
depósito para resposta a cada tipo de emergência, definindo claramente a autoridade e as
funções de cada indivíduo ou instituição participante e as interações entre eles;
c) conceito de operações, com descrição dos modos de atuação em face às
situações de emergência, em particular:
i) sistema de classificação de eventos e sua vinculação com as medidas a aplicar
em cada caso;
ii) procedimentos para classificar o tipo de emergência e para notificar a
ocorrência aos participantes que atuam no depósito, como para as autoridades e
organizações externas participantes do plano;
iii) procedimentos aplicáveis a cada tipo de emergência para: ativar a estrutura da
emergência e iniciar a coordenação dos envolvidos na resposta; a ação da resposta;
comunicação e informação ao público, incluindo as políticas adotadas para informação e
instrução do público; e declarar o fim das ações de emergência e para dar início às atividades
de recuperação das condições operacionais e ambientais.
d) capacitação de pessoal, com descrição dos programas aplicáveis a cada tipo de
emergência, conforme a estrutura de resposta, especificando:
i) os tipos de capacitação e treinamento (geral e específica);
ii) os tipos de simulados e exercícios teóricos, práticos, parciais ou integrais;
iii) o alcance e a frequência das atividades de capacitação;
iv) os meios para avaliar o desempenho do pessoal envolvido.
11. Da gestão da qualidade
11.1 O depósito deverá operar um sistema de gestão da qualidade capaz de
conciliar aspectos de segurança, saúde, meio ambiente, proteção física, e econômicos, tendo
como princípio fundamental a segurança. O titular deve apresentar a filosofia do sistema de
gestão da qualidade a ser implantado, demonstrando o atendimento aos seguintes
requisitos:
a) concepção dos processos de operação, administrativos e outros de acordo com
modelos normativos reconhecidos, particularmente nos aspectos relativos à gestão da
qualidade e à gestão ambiental;
b) estabelecimento, implantação, avaliação e aperfeiçoamento contínuos pelo
operador, aplicando-se a todas as etapas da gerência que o depósito desenvolve;
c) abrangência do sistema, contemplando a localização, o projeto, a operação e a
manutenção do depósito;
d) estímulo ao desenvolvimento e manutenção de uma sólida cultura de
segurança;
e) implantação de sistema de gestão da documentação de licenciamento e
gerenciamento do depósito, cujo alcance e detalhe deverão ser congruentes com os riscos, o
inventário radioativo e as características dos rejeitos a serem armazenados;
f) implantação de sistema de gestão dos registros operacionais do depósito, cujo
alcance e detalhe deverão ser condizentes com os riscos associados ao depósito e com a
complexidade das operações e atividades que nele se desenvolvam.
12. Do plano de descomissionamento
12.1 O titular deve apresentar um plano preliminar de descomissionamento para
o depósito, abrangendo as seguintes etapas:
a) elaboração de programa para o desmantelamento do depósito, incluindo as
ações para tratamento de possível contaminação radioativa remanescente.
b) análise de segurança das operações previstas para o encerramento de
operações e o descomissionamento;
c) elaboração de programas de gestão para possíveis rejeitos gerados nas
operações de descomissionamento;
d) definição dos critérios a serem aplicados para verificar as condições finais do
depósito, após o descomissionamento;
e) relatório final dos trabalhos de encerramento de operações e
descomissionamento, de acordo com a normativa vigente.
ANEXO III
REQUISITOS ESPECÍFICOS DO RELATÓRIO FINAL DE ANÁLISE DE SEGURANÇA DE
DEPÓSITOS FINAIS DE REJEITOS RADIOATIVOS DA CLASSE 2.1
1. Considerações sobre o Projeto
1.1 O titular deve incluir os seguintes elementos no projeto do depósito:
a) minimização da infiltração de água. Deve ser demonstrado que:
i) as coberturas colocadas sobre o depósito foram projetadas para direcionar a
precipitação pluviométrica para fora da região;
ii) os sistemas de drenagem no interior do local foram projetados para evitar que
águas de superfície e subterrâneas entrem em contato com o rejeito radioativo;
iii) os sistemas de drenagem foram projetados para serem duráveis durante o
período de vida útil para o qual o depósito foi projetado.
b) deve ser demonstrado que as coberturas do depósito serão capazes de se
manterem íntegras, durante o período de controle institucional do mesmo;
c) deve ser demonstrado que a estabilidade estrutural do material de
preenchimento, do rejeito radioativo e da cobertura é orientada para o isolamento em longo
prazo desse rejeito, bem como para a minimização da necessidade de manutenção ativa;
d) deve ser demonstrado que medidas foram tomadas para minimizar o contato
do rejeito radioativo com água estagnada durante o período de vida útil para o qual foi
projetado o depósito;
e) deve ser demonstrado que o sistema de drenagem superficial, compreendendo
o controle do escoamento e o direcionamento das águas para fora do local, previne
adequadamente a erosão durante o período de vida útil para o qual foi projetado o
depósito;
f) em relação à estabilização do depósito, devem ser fornecidas informações
sobre:
i) as medidas tomadas para assegurar o isolamento em longo prazo do rejeito
radioativo e para minimizar a necessidade de manutenção ativa, de modo compatível com o
plano de encerramento do local;
ii) as medidas complementares que melhorem as características naturais do
local;
g) deve ser demonstrado que a necessidade de manutenção ativa em longo prazo
será minimizada;
h) devem ser fornecidas informações sobre as barreiras a serem instaladas para
impedir a intrusão inadvertida de indivíduos;
i) deve ser demonstrado que serão tomadas medidas para manter as exposições
ocupacionais tão baixas quanto razoavelmente exequíveis;
j) deve ser demonstrado que programas de monitoração ambiental adequados
serão implementados no local;
k) deve ser descrito, a partir de modelos matemáticos e computacionais
consagrados ou desenvolvidos de forma consistente, o comportamento dos sistemas e
subsistemas do depósito ao longo do período de controle institucional.
2. Considerações sobre a Construção
2.1 O titular deve prestar informações sobre os métodos e características de
construção, abrangendo os seguintes elementos:
a) a preparação do local, descrevendo as atividades de construção necessárias;
b) o controle e desvios de águas, superficiais e subterrâneas, incluindo os planos
e métodos de construção para controle nas áreas de escavação e de reaterro e em obras de
desvio;
c) a construção do depósito, incluindo todas as etapas de construção até a efetiva
deposição do rejeito radioativo;
d) características do concreto, incluindo suas propriedades físico-químicas e
mecânicas;
e) as propriedades dos materiais de preenchimento e cobertura, incluindo suas
características físico-químicas e mecânicas;
f) códigos, normas e especificações dos materiais utilizados no projeto de
construção do depósito;
g) plantas, desenhos e especificações que mostrem claramente as características
de projeto;
h) plantas, desenhos e especificações das instalações auxiliares, sistemas de
proteção contra incêndio, proteção física e sistemas de controle de erosão e inundação.
3. Operação do Depósito
3.1 O titular deve descrever obrigatoriamente no RFAS os procedimentos para o
recebimento e inspeção dos volumes de rejeitos radioativos com informações sobre:
a) a verificação da documentação;
b) a verificação de limites de contaminação não fixada na superfície dos
volumes;
c) a verificação de limites de taxas de dose para os volumes e para os veículos que
os transportam.
3.2 O titular deve descrever necessariamente no RFAS os procedimentos com
informações sobre:
a) o manuseio e segregação de volumes de rejeitos radioativos, incluindo relação
dos equipamentos necessários e equipamentos de proteção individual, em situações
normais;
b) o manuseio e re-acondicionamento de volumes danificados, em situações de
emergência.
3.3 O titular deve incluir obrigatoriamente no RFAS as seguintes informações
sobre as operações de deposição:
a) o posicionamento dos volumes de rejeitos radioativos no depósito;
b) o preenchimento dos vazios entre os volumes de rejeitos radioativos, incluindo
uma descrição das propriedades do material a ser utilizado;
c) descrição detalhada das propriedades dos materiais a serem utilizados na
cobertura dos volumes de rejeitos radioativos;
d) localização, mapeamento e marcação do depósito e limites do local do
depósito, incluindo:
i) os níveis de controle de campo necessários (vertical e horizontal);
ii) a qualificação do pessoal envolvido;
iii) as etapas em que os controles serão efetuados;
iv) procedimentos e documentos necessários para constarem em um escritório
permanente, antes do controle institucional;
v) tipos e localizações das principais marcações e monumentos a serem
instalados;
vi) informações e dados a serem inscritos ou colocados sobre cada marcação e
monumento.
3.4 O titular deve apresentar no RFAS um programa de monitoração ambiental,
incluindo:
a) planos de monitoração, de modo a fornecer dados adequados para a avaliação
em longo prazo do impacto radiológico resultante de condições normais e de acidente;
b) descrição do nível de participação em programa de intercomparação de dados
ambientais obtidos em laboratórios;
c) descrição de como o sistema de monitoração será capaz de detectar presença
de material radioativo antes de ultrapassar os limites do local;
d) descrição e documentação dos modelos matemáticos e computacionais que
serão utilizados no cálculo de dose para trabalhadores no local e para população nas
cercanias (dose anual e comprometida), mesmo quando os níveis de concentração do
radionuclídeo estiverem abaixo dos limites detectáveis;
e) descrição das medidas de proteção e ações corretivas a serem adotadas em
caso de liberação inesperada de radionuclídeos.
4. Encerramento do Local
4.1 O titular deve obrigatoriamente apresentar no RFAS um plano de
encerramento do local contendo as características de projeto direcionadas a minimizar a
necessidade de manutenção ativa, conforme os itens abaixo relacionados:
a) O plano de estabilização do local, onde deve ser demonstrado que a cobertura
está projetada para minimizar a infiltração de água no depósito, direcionar as águas pluviais
de superfície e de percolação para fora do depósito e resistir à degradação devida a processos
geológicos e atividades biológicas, através de (i) drenagem superficial e proteção contra
erosão e (ii) estabilidade geotécnica; iii) disposição da cobertura. Devem ser fornecidas
informações sobre: (1) a sequência da cobertura de solos, (2) o sistema de drenagem de
águas pluviais, (3) o programa de monitoração de infiltração e acomodação, incluindo
equipamentos e intervalos de tempo para monitoração;
b) O plano de controle institucional com as seguintes informações:
i) sistema de radioproteção, demonstrando que as exposições ocupacionais serão
mantidas tão baixas quanto razoavelmente exequível durante o encerramento do local;
ii) métodos utilizados para descontaminação de estruturas e equipamentos;
iii) quantidades, tipos e características físicas, químicas e radiológicas dos rejeitos
radioativos;
iv) alternativas consideradas para descontaminação;
v) medidas de contaminação residual de equipamentos, estruturas e solos
remanescentes do local;
vi) caracterização radiológica do local;
vii) estudos sobre a manutenção do local;
viii) sistema proposto para manutenção dos registros de controle institucional e
da memória do sítio e do depósito.
c) O programa de monitoração ambiental pós-operacional deve conter:
i) a apresentação do programa de monitoração ambiental demonstrando que o
local do depósito está estável e pronto para o controle institucional;
ii) a postulação de cenários de acidentes hipotéticos e definição de níveis de ações
que irão dispensar medidas mitigadoras;
iii) a demonstração de que o programa de monitoração ambiental, no período de
controle institucional, irá refletir na história do depósito nos períodos da operação, da pós-
operação e da estabilização. O período de controle institucional deve ser igual ou inferior a
300 anos.
5. Análise de Segurança
5.1 O titular deve incluir no RFAS informações relacionadas aos seguintes itens:
a) Características do rejeito radioativo: quantidades e características físicas,
químicas e radiológicas dos rejeitos radioativos a serem depositados, atendendo ao disposto
na Norma ANSN 6.09 Critérios de Aceitação de Rejeitos Radioativos de Baixo e Médio Níveis
de Radiação ou ato normativo que a tenha sucedido.
b) Infiltração: valores de infiltração hídrica utilizados no projeto da cobertura, na
análise da estabilidade em longo prazo e na análise da necessidade de manutenção ativa do
depósito.
c) Liberação de Radionuclídeos:
i) avaliação da liberação de radioatividade em condições normais e de acidente
pelos mecanismos de transporte mais significativos (águas subterrâneas e de superfície, ar,
radiação direta e caminhos da biota), para um período mínimo de 1.000 anos,
ii) análise que identifique e quantifique os cenários mais significativos,
iii) descrição dos modelos conceituais, matemáticos e métodos computacionais
utilizados no estudo da migração dos radionuclídeos do depósito para a geosfera, atmosfera
e biostera, fornecendo e justificando os dados de entrada e os resultados obtidos.
d) Avaliação de impactos e atendimentos à regulamentação: demonstração de
que, durante a elaboração do projeto, a construção e a operação do depósito e de suas
instalações auxiliares, serão observados os princípios básicos de proteção radiológica,
conforme especificado na Norma ANSN 3.01 ou ato normativo que a tenha sucedido. Devem,
ainda, ser incluídos os seguintes elementos básicos:
i) minimização do impacto nas gerações futuras: (1) seleção de opções de
deposição para rejeitos radioativos que, na medida do razoavelmente exequível, não
dependam de controle institucional de longo prazo como característica de segurança
necessária, (2) implementação de opções de deposição em um tempo apropriado, levando
em consideração fatores técnicos, sociais e econômicos, (3) garantia que não existirão riscos
futuros para a saúde humana não aceitáveis segundo os critérios atuais;
ii) proteção ao meio ambiente: (1) as opções de deposição de rejeitos radioativos
devem ser implementadas de modo que não existam impactos futuros previstos sobre o meio
ambiente, não aceitáveis segundo os critérios atuais, (2) as opções de deposição devem
considerar que, no futuro, uma possível exploração de recursos naturais no local ou em áreas
próximas, não seja impedida pela presença de contaminantes radioativos ou não
radioativos;
iii) proteção da saúde humana.
e) Identificação do grupo critico, considerando que:
i) os requisitos de risco individual devem ser aplicados a um grupo crítico. Para
isso devem ser identificados os membros da população próxima ao depósito que possam vir
a receber as maiores doses efetivas ou equivalentes devido a um potencial de exposição à
radiação, isto é, um grupo de pessoas em locais onde os riscos serão os maiores;