Instrucción IS-32, de 16 de noviembre de 2011, del Consejo de Seguridad Nuclear, sobre Especificaciones Técnicas de Funcionamiento de centrales nucleares.
| Fecha de Entrada en Vigor | 5 de Junio de 2012 |
| Marginal | BOE-A-2011-19172 |
| Sección | III - Otras Disposiciones |
| Emisor | Consejo de Seguridad Nuclear |
| 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» relacionadas con el funcionamiento seguro, es decir, sin riesgos indebidos para las personas o el medioambiente, de las instalaciones nucleares y radiactivas. Este artículo ha sido reforzado por la Ley 33/2007, de 7 de noviembre, de reforma de la Ley 15/1980, al incorporar al mismo el fomento de la participación, en el proceso de elaboración de estas instrucciones, de los interesados y del público.
Las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento (ETF) –también denominadas en ocasiones Especificaciones de Funcionamiento (EF)– constituyen el conjunto de requisitos mínimos que garantizan la operación segura de una central nuclear. El Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas, en su artículo 20.c) requiere que la solicitud de autorización de explotación vaya acompañada de, entre otros documentos, las ETF. La propia Autorización de Explotación (AE) indica en su apartado 3.1 el régimen de modificaciones y exenciones aplicable a las ETF, cuyo contenido se regula en la presente Instrucción del Consejo de Seguridad Nuclear.
Hasta este momento, y a falta de normativa técnica propia en este campo, el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) ha venido aplicando la normativa de EE.UU., país de origen de la tecnología de la mayoría de las centrales españolas y ha evaluado e inspeccionado el cumplimiento de esta normativa en todas las fases de la explotación de las centrales.
La presente Instrucción del CSN (IS) tiene como objetivo establecer los criterios generales con los que se deben definir y revisar las ETF de una central nuclear durante su explotación. En su elaboración se ha tenido en cuenta la normativa de los países de origen de la tecnología de las centrales españolas y la del Organismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA), así como la experiencia adquirida a lo largo de los años en relación con este tema.
Adicionalmente, se ha tenido en cuenta el trabajo llevado a cabo por la Western European Nuclear Regulators’ Association (Wenra) con objeto de armonizar la reglamentación de los diferentes países. Como resultado de este esfuerzo, se ha establecido un conjunto de requisitos comunes denominados «niveles de referencia» que deberán quedar reflejados en la normativa nacional. El desarrollo de una Instrucción del Consejo de Seguridad Nuclear que contemple estos requisitos se considera necesario para dar coherencia al proceso de desarrollo normativo que ha acometido el CSN dentro de este esfuerzo de armonización.
En concreto, el documento de niveles de referencia de Wenra establece en el capítulo H (Operational Limits and Conditions) el conjunto mínimo de requisitos aplicables a las ETF. Con la presente Instrucción se define un marco normativo aplicable a las centrales nucleares españolas coherente con el marco normativo europeo en esta materia.
En virtud de todo lo anterior y de conformidad con la habilitación legal prevista en el artículo 2, apartado 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 reunión del día 16 de noviembre de 2011, ha acordado lo siguiente:
Primero. Objeto y ámbito de aplicación.
La presente Instrucción tiene por objeto establecer los criterios generales que deben cumplir las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento de las centrales nucleares españolas a lo largo de su explotación y para toda condición operativa.
Esta Instrucción será de aplicación a los titulares de las autorizaciones de explotación de las centrales nucleares españolas.
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.
Además, dentro del contexto de la presente Instrucción, son de aplicación las siguientes definiciones:
Accidente: Desviación del estado de operación normal que es más grave que un suceso operacional previsto. Incluye los accidentes base de diseño (y aquellos accidentes que, siendo más graves que un suceso operacional previsto, están cubiertos por los accidentes base de diseño) y los accidentes fuera de la base de diseño (entre los que se encuentran los accidentes severos).
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 hacen que el deterioro de los materiales nucleares y la liberación de materiales radiactivos se mantengan dentro de los límites de dosis autorizados. En ocasiones se denominan «accidentes postulados».
Accidente severo: Accidente fuera de la base de diseño en el que se produce una degradación del núcleo significativa.
Análisis de accidentes: Conjunto de estudios destinados a demostrar que la operación de la instalación nuclear en condiciones normales, transitorios y accidentes es conforme con los niveles de seguridad requeridos.
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:
1) En 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 de modelo 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.
2) Para 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.
Bases de licencia: Son el conjunto de requisitos de obligado cumplimiento, compromisos reguladores y exenciones derivados tanto de la normativa inicial como de la normativa incorporada con posterioridad. Las bases de licencia están recogidas en los documentos oficiales de explotación de la central, en las condiciones asociadas a la aprobación de los mismos y a la Autorización de Explotación, así como en los compromisos del titular de la instalación para asegurar el cumplimiento con las bases de diseño de los sistemas de seguridad (incluyendo las modificaciones realizadas).
Elemento importante para la seguridad: Comprende:
-
Aquellas estructuras, sistemas y componentes cuyo mal funcionamiento o fallo podría originar una indebida exposición a la radiación del personal del emplazamiento o de miembros del público;
-
Aquellas estructuras, sistemas y componentes que impiden que los sucesos operativos previstos den lugar a condiciones de accidente;
-
Aquellos elementos que se destinan a mitigar las consecuencias de accidentes causados por un mal funcionamiento o fallo de estructuras, sistemas o componentes.
Se subdivide en «elementos de seguridad» y «elementos relevantes para la seguridad»:
Elemento de seguridad (o elemento relacionado con la seguridad). Es aquel elemento a cuyo funcionamiento se da crédito en los análisis de 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.
Elemento relevante para la seguridad. Es aquel elemento que no forma parte de un elemento de seguridad, pero:
-
A cuyo funcionamiento se da crédito para mitigar sucesos operativos previstos o accidentes, o se usan en procedimientos de operación en emergencia.
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Cuyo fallo puede impedir que los elementos de seguridad cumplan su función de seguridad.
-
Cuyo fallo pueda causar la actuación de un elemento de seguridad.
Emplazamiento: Espacio de terreno en que se ubica una instalación autorizada, delimitado y...
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