Instrucción IS-27, revisión 1, de 14 de junio de 2017, del Consejo de Seguridad Nuclear, sobre criterios generales de diseño de centrales nucleares.
| Fecha de Entrada en Vigor | 4 de Julio de 2017 |
| Marginal | BOE-A-2017-7715 |
| Sección | III - Otras Disposiciones |
| Emisor | Consejo de Seguridad Nuclear |
| Rango de Ley | Instrucción |
El artículo 2.a) de la Ley de 15/1980, de 22 de abril, de Creación del Consejo de Seguridad Nuclear, atribuye a este Ente Público la facultad de «elaborar y aprobar las instrucciones, circulares y guías de carácter técnico relativas a las instalaciones nucleares y radiactivas y las actividades relacionadas con la seguridad nuclear y la protección radiológica» relacionadas con el funcionamiento seguro, es decir, sin riesgos indebidos para las personas o el medio ambiente, de las instalaciones nucleares y radiactivas.
El Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas regula fundamentalmente los aspectos administrativos y de procedimiento para la concesión de autorizaciones. Para los aspectos técnicos, en ausencia de normativa propia, las distintas autorizaciones se han basado en la regulación del país de origen de diseño y la normativa técnica que desarrolla dicha regulación. El artículo 8.3 de dicho Real Decreto establece que «El Titular deberá velar de manera continua por la mejora de las condiciones de seguridad nuclear y protección radiológica de su instalación. Para ello, deberá analizar las mejores técnicas y prácticas existentes, de acuerdo con los requisitos que establezca el Consejo de Seguridad Nuclear, e implantar las que resulten idóneas a juicio de dicho organismo» lo que introduce, como base reguladora para la instalación, la mejora continua de la seguridad de la instalación y la facultad del Consejo de Seguridad Nuclear para requerir las mejores prácticas y técnicas con este fin.
Los criterios generales de diseño constituyen el conjunto de requisitos mínimos con que debe ser diseñada una central nuclear para ser considerada como segura. La presente Instrucción tiene como objetivo establecer dicho conjunto de criterios. En su elaboración se ha tenido en cuenta la normativa de los países de origen de la tecnología de las centrales españolas, en particular el contenido del Apéndice A de la parte 50 del título 10 del Código de Regulaciones Federales de los Estados Unidos y la normativa equivalente del BMI en Alemania, así como la de la OIEA. Igualmente se ha tenido en cuenta la experiencia adquirida en relación con el diseño de estructuras, sistemas y componentes. Hasta este momento, el Consejo de Seguridad Nuclear ha venido evaluando e inspeccionando el cumplimiento de los titulares de las centrales nucleares con esta normativa en todas las fases de la vida de las instalaciones.
Adicionalmente, en esta Instrucción se ha tenido en cuenta el trabajo que se ha llevado a cabo en la Asociación de Reguladores Nucleares de Europa Occidental «WENRA» («Western European Nuclear Regulators Association»), con objeto de armonizar la reglamentación de los diferentes países. Como resultado de este esfuerzo, se ha establecido un conjunto de requisitos comunes o niveles de referencia que deben quedar reflejados en la normativa nacional. El desarrollo de una Instrucción del Consejo de Seguridad Nuclear que contemple estos criterios se considera necesario para dar consistencia al proceso de desarrollo normativo que ha acometido el Consejo de Seguridad Nuclear como consecuencia de este esfuerzo de armonización.
Se ha considerado necesario proceder a revisar esta Instrucción del Consejo de Seguridad Nuclear debido a la experiencia derivada de su aplicación en algunos aspectos puntuales. Los cambios introducidos en esta revisión 1 obedecen a la conveniencia de modificar los requisitos afectados con el fin de establecer un alcance adecuado.
En virtud de todo lo anterior, y de conformidad con la habilitación legal prevista en el artículo 2.a) de la Ley 15/1980, de 22 de abril, de Creación del Consejo de Seguridad Nuclear, previa consulta a los sectores afectados, y tras los informes técnicos oportunos,
Este Consejo, en su deliberación del día 14 de junio de 2017, ha dispuesto lo siguiente:
Primero. Objeto y ámbito de aplicación.
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La presente Instrucción del Consejo de Seguridad Nuclear tiene por objeto establecer los criterios generales que deben cumplirse en el diseño, fabricación, construcción, pruebas y funcionamiento general de las estructuras, sistemas y componentes relacionados con la seguridad de una central nuclear.
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La presente Instrucción es de aplicación a los titulares de las centrales nucleares españolas, en relación con sus autorizaciones de explotación.
Segundo. Definiciones.
Las definiciones de los términos y conceptos contenidos en la presente Instrucción se corresponden con los contenidos en las siguientes disposiciones:
Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energía Nuclear.
Ley 15/1980, de 22 de abril, de Creación del Consejo de Seguridad Nuclear.
Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y radiactivas.
Directiva 2009/71/EURATOM del Consejo de la Unión Europea, de 25 de junio de 2009, por la que se establece un marco comunitario para la seguridad nuclear de las instalaciones nucleares.
Directiva 2014/87/EURATOM del Consejo de la Unión Europea, de 8 de julio de 2014, por la que se establece un marco comunitario para la seguridad nuclear de las instalaciones nucleares.
Además, dentro del contexto de la presente instrucción, son de aplicación las siguientes definiciones:
Accidentes con pérdida de refrigerante: En el caso de los reactores de agua a presión (PWR), son aquellos sucesos en los que una rotura de la barrera de presión del refrigerante del reactor provoca una tasa de pérdida de refrigerante superior a la capacidad de los sistemas normales de aporte y, en el caso de reactores de agua en ebullición (BWR), provocan que la presión del recinto de contención no pueda ser controlada por los sistemas normales de refrigeración del mismo, cualquiera que sea el tamaño de la rotura, incluyendo aquellas equivalentes en tamaño a la rotura en guillotina de la tubería de mayor diámetro del sistema de refrigeración del reactor.
Accidentes base de diseño: Es el conjunto de las condiciones de accidente frente a las cuales se diseña una central nuclear. En estas condiciones, los criterios que se utilizan para el diseño de la central hacen que el deterioro de los materiales nucleares y la liberación de materiales radiactivos se mantengan dentro de los límites de dosis autorizados.
Barrera de presión del refrigerante del reactor: Es el conjunto de todos los componentes sometidos a la presión del reactor y que forman parte de su sistema de refrigeración o que están conectados a él. La barrera de presión incluye:
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Centrales de diseño americano:
Para los sistemas con tuberías que penetran el recinto de contención, hasta la válvula más exterior de aislamiento de contención.
Para los sistemas que no penetran el recinto de contención, hasta la segunda de dos válvulas que estén cerradas durante la operación normal del reactor.
Para los reactores BWR, el sistema de refrigeración del reactor incluye hasta la válvula de aislamiento de contención más exterior de los sistemas de agua de alimentación y de vapor principal.
Las válvulas de alivio y seguridad del sistema de refrigeración del reactor.
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Centrales de agua a presión de diseño alemán:
Las tuberías que conectan con el sistema de refrigeración del reactor, hasta la primera válvula de aislamiento.
Las válvulas de alivio y seguridad del sistema de refrigeración del reactor.
Constante de multiplicación efectiva: Cociente entre los números de neutrones de dos generaciones neutrónicas sucesivas de la reacción en cadena.
Emplazamiento: Espacio de terreno en que se ubica una instalación autorizada, delimitado y propiedad del titular, cuyo interior está sometido a una serie de controles, límites y regulaciones.
Estructuras, sistemas y componentes de seguridad (o relacionados con la seguridad): Son aquellas a cuyo funcionamiento se da crédito en los análisis de los accidentes base de diseño para:
Llevar la instalación a una condición segura y mantenerla en dicha condición a largo plazo.
Limitar las consecuencias radiológicas de los sucesos operativos previstos y de los accidentes base de diseño dentro de sus límites especificados.
Fallo único: Un fallo único es un suceso independiente que provoca la pérdida de la capacidad de un componente para realizar su función de seguridad. Los fallos múltiples que puedan producirse como consecuencia de un único suceso se consideran como fallo único. Se considera que los sistemas eléctricos y de fluidos están diseñados frente a un fallo único si el sistema mantiene su capacidad para realizar sus funciones de seguridad en caso de producirse un fallo único de cualquier componente activo (suponiendo que todos los componentes pasivos funcionan correctamente), o de cualquier componente pasivo (suponiendo que todos los componentes activos funcionan correctamente).
Límites de diseño: Conjunto de valores que establecen límites para los parámetros y niveles de capacidad funcional y de comportamiento, y que se consideran aceptables porque garantizan el cumplimiento de los límites de seguridad.
Límites de seguridad: Son aquellos límites que se establecen para el valor de las variables importantes de proceso, que se ha comprobado que son necesarios para mantener de modo razonable la integridad de las barreras físicas que protegen contra la liberación incontrolada de radiactividad al exterior.
Materiales o sustancias radiactivas: Son todas aquellas sustancias o materiales que contienen uno o más radionucléidos, y cuya actividad o concentración no pueda considerarse despreciable...
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