Instrucción IS-29, de 13 de octubre de 2010, del Consejo de Seguridad Nuclear, sobre criterios de seguridad en instalaciones de almacenamiento temporal de combustible gastado y residuos radiactivos de alta actividad.
| Marginal | BOE-A-2010-16821 |
| Sección | III - Otras Disposiciones |
| Rango de Ley | Instrucción |
El artículo 2.a) de la Ley 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 a las actividades relacionadas con la seguridad nuclear y la protección radiológica».
El artículo 11.d) del vigente Reglamento de Instalaciones y Radiactivas, aprobado por el Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, incluye en la categoría de instalaciones nucleares a las instalaciones de almacenamiento temporal de sustancias nucleares, quedando el régimen de autorizaciones desarrollado en los Capítulos II a VI del Título II de las instalaciones nucleares del citado Reglamento.
El objetivo de la gestión del combustible gastado y de los residuos radiactivos es proporcionar medidas apropiadas para proteger a las personas, las cosas y el medio ambiente, tanto en el momento presente como en el futuro, contra los riesgos de las radiaciones ionizantes, conforme a la tecnología y práctica científica existente en cada momento, minimizando la carga para las generaciones futuras de dichos materiales. Todo ello, de acuerdo a lo dispuesto en el artículo 38 de la Ley 25/1964, de 29 de abril, de Energía Nuclear y cumpliendo los principios básicos de la protección radiológica de justificación, optimización y limitación de dosis, en los que se basa el Reglamento sobre Protección Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes (Real Decreto 783/2001, de 6 de julio).
La Convención Conjunta sobre seguridad de la gestión del combustible gastado y seguridad de la gestión de los residuos radiactivos, hecha en Viena el 5 de septiembre de 1997 y ratificada por el Estado español el 30 de abril de 1999, recoge los objetivos de la protección radiológica y los requisitos de seguridad aplicables a la gestión de dichos materiales y específicamente los aplicables al combustible gastado.
Los Planes Generales de Residuos Radiactivos son aprobados por el Gobierno con el informe previo del Consejo de Seguridad Nuclear, según el artículo 38 bis de la Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energía Nuclear. De acuerdo a los sucesivos Planes Generales de Residuos Radiactivos la actual estrategia de gestión del combustible gastado y los residuos de alta actividad requiere, necesariamente, de una etapa intermedia que proporcione el confinamiento, la capacidad de recuperación, la vigilancia y la protección adecuada durante un período de tiempo limitado, considerando el principio de la interdependencia con las posteriores o futuras etapas de la gestión y las interfases entre las distintas organizaciones involucradas.
La presente Instrucción aglutina los objetivos básicos de la gestión del combustible gastado y de los residuos de alta actividad, los principios básicos de la protección radiológica, las funciones básicas de seguridad, los criterios de diseño, los requisitos básicos de operación y la evaluación de seguridad de este tipo de instalaciones, teniendo presente los principios de la buena práctica de ingeniería y el actual estado de la tecnología.
Independientemente de los criterios recogidos en esta Instrucción, es responsabilidad del titular de la instalación de almacenamiento temporal, durante su ciclo de vida (desde la planificación, la selección de emplazamiento, el diseño, la fabricación de componentes, los procesos de autorización, la construcción, la operación, la modificación, hasta el desmantelamiento y la clausura), el cumplimiento de los requisitos y criterios generales de organización y gestión de la seguridad, de garantía de calidad, de factores humanos, de formación del personal de la instalación, como los que figuran en la IS-26 Instrucción sobre requisitos básicos de seguridad nuclear aplicables a las instalaciones nucleares, o en la IS-20 por la que se establecen los requisitos de seguridad relativos a contenedores de almacenamiento de combustible gastado u otras normas administrativas, reglamentarias o técnicas igualmente aplicables.
Por otra parte, la asociación de los Organismos reguladores nucleares de los países de Europa occidental WENRA (en inglés Western European Nuclear Regulators Association) ha establecido, con objeto de armonizar las diferentes regulaciones, un conjunto de requisitos comunes o niveles de referencia basados en normas internacionales que deberán estar aplicables en cada uno de los ordenamientos nacionales y que por lo tanto, también se han tenido presente en la elaboración de esta Instrucción.
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 13 de octubre de 2010 ha dispuesto lo siguiente:
Primero. Objeto y ámbito de aplicación.–La presente Instrucción del Consejo de Seguridad Nuclear tiene por objeto establecer los criterios y requisitos básicos de seguridad que deben cumplirse en el diseño, fabricación, construcción, pruebas, funcionamiento y el análisis de seguridad de las instalaciones nucleares de almacenamiento temporal de combustible gastado y de residuos de alta actividad.
Segundo. Definiciones.–Las definiciones de los términos y conceptos utilizados en la presente Instrucción se corresponden con las contenidas 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 158/1995, de 3 de febrero, de Protección Física de los Materiales Nucleares.
Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas.
Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el que se aprueba el Reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes.
Real Decreto 1546/2004, de 25 de junio, por el que se aprueba el Plan Básico de Emergencia Nuclear (PLABEN).
Instrumento de Ratificación de la Convención conjunta sobre seguridad en la gestión del combustible gastado y sobre seguridad en la gestión de desechos radiactivos, hecha en Viena el 5 de septiembre de 1997 y dado en Madrid, a 30 de abril de 1999.
Además, en el contexto de la presente Instrucción, son de aplicación las siguientes definiciones:
Accidentes base de diseño.–Es el conjunto de las condiciones de accidente frente a los cuales se diseña la instalación de almacenamiento temporal de combustible gastado y residuos de alta actividad. En estas condiciones, los criterios que se utilizan para el diseño hacen que el deterioro del combustible nuclear y la liberación de materiales radiactivos se mantengan dentro de los límites autorizados. En ocasiones se denominan «accidentes postulados».
Barrera de confinamiento.–Estructura, sistema o componente que proporciona esta capacidad en parte o en su totalidad, incluyendo a los sistemas de ventilación.
Bases de diseño.–Es el conjunto de información que identifica las funciones específicas que realiza una estructura, sistema o componente de la instalación de almacenamiento temporal de combustible gastado y residuos de alta actividad, así como los valores (o rango de valores) de los parámetros relacionados con esa función, que han sido escogidos como condiciones de contorno para el diseño.
Criterio de fallo único.–Se refiere al requisito de que un sistema conserve su capacidad de cumplir con su función de seguridad a pesar del fallo de uno cualquiera de sus componentes (fallo único).
Combustible gastado.–Combustible nuclear irradiado y extraído permanentemente del núcleo de un reactor.
Confinamiento.–Prevención de la liberación de material radiactivo mediante una serie de barreras.
Elemento importante para la seguridad.–Comprende:
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Aquellas estructuras, sistemas y componentes (ESC) cuyo mal funcionamiento o fallo podría originar una indebida exposición a la radiación del personal del emplazamiento o de miembros del público.
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Aquellas estructuras, sistemas y componentes que impiden que los sucesos operativos previstos den lugar a condiciones de accidente.
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Aquellos elementos que se destinan a mitigar las consecuencias de accidentes causados por un mal funcionamiento o fallo de estructuras, sistemas o componentes.
Instalación de almacenamiento temporal de combustible gastado y residuos de alta actividad.–Instalación diseñada, de forma independiente o vinculada a otra instalación nuclear ya existente, para recibir, manipular, acondicionar, almacenar y recuperar el combustible gastado y los residuos radiactivos de alta actividad, sin que conlleve un riesgo indebido para la salud de los trabajadores, el público y el medio ambiente. También puede albergar residuos especiales que se gestionen en la propia instalación. Se excluyen de esta definición las piscinas de almacenamiento de las centrales nucleares por tratarse de un sistema propio y necesario para la operación de las mismas.
Residuos de alta actividad.–Aquellos que contienen concentraciones apreciables de emisores alfa de vida larga y de emisores beta-gamma, y generan calor de forma significativa. Se incluye en esta categoría el combustible gastado descargado de los reactores nucleares, una vez que se ha decidido que no va a ser reprocesado, y los residuos vitrificados producidos en el reproceso del mismo.
Residuos especiales.–A los efectos de esta Instrucción se consideran residuos radiactivos especiales los aditamentos del combustible nuclear, fuentes neutrónicas, la instrumentación intranuclear usada o los componentes sustituidos provenientes del sistema de la vasija del reactor y componentes internos del reactor, generalmente de...
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