Instrucción IS-23, de 4 de noviembre de 2009, del Consejo de Seguridad Nuclear, sobre inspección en servicio de centrales nucleares.
| Marginal | BOE-A-2009-18778 |
| 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, en su redacción dada por la Ley 33/2007 de 7 de noviembre, 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. Este artículo ha sido reforzado por la Ley 33/2007, de 7 de noviembre, al incorporar al mismo el fomento de la participación, en el proceso de elaboración de estas instrucciones, de los interesados y del público.
El conjunto de exámenes y pruebas periódicas realizados durante la vida operacional de la central a las estructuras, sistemas y componentes es lo que se conoce como Inspección en Servicio, y tiene como objetivo verificar la integridad estructural y la capacidad funcional de las mismas.
Actualmente, y ante la ausencia de una normativa propia en España sobre estas actividades, las centrales nucleares desarrollan los programas de inspección en servicio de acuerdo con la normativa definida en la regulación del país de origen de la tecnología y aceptada en las autorizaciones de operación, aplicándose como norma básica, la sección XI del código de la Asociación Americana de Ingenieros Mecánicos (American Society of Mechanical Engineers, ASME) y el código de Operación y Mantenimiento de esta asociación (Operation and Maintenance, ASME-OM)), requerido por las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento. Dicho código, por tanto, se considera una referencia aceptable para la elaboración de los programas de inspección y prueba en servicio que se definan para dichas instalaciones, los cuales se recogen en el documento denominado Manual de Inspección en Servicio (MISI).
De conformidad con lo dispuesto en el artículo 20 c) del Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas, aprobado mediante Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, la autorización de explotación de las centrales nucleares, deberá integrar, entre otros documentos, las especificaciones técnicas de funcionamiento, y entre ellas, el programa de revisiones, calibrado e inspecciones periódicas de los sistemas y componentes de la instalación. A tal efecto, y en relación con la operación segura de las centrales nucleares, el Consejo de Seguridad Nuclear es competente para exigir el establecimiento de un programa de inspecciones y pruebas en servicio con el fin de conocer el estado de las estructuras, sistemas y componentes (ESC) y garantizar la funcionalidad de las mismas.
La aprobación de esta Instrucción obedece por lo tanto, a la necesidad de regular con carácter general los criterios aplicados por el Consejo de Seguridad Nuclear sobre la gestión, elaboración y aplicación del programa de «Inspección en Servicio» de las centrales nucleares.
En virtud de todo lo anterior y de conformidad con la habilitación legal prevista en el articulo 2.a) de la Ley 15/1980, de 22 de abril, de creación del Consejo de Seguridad Nuclear, en su redacción dada por la ley 33/2007 de 7 de noviembre, de reforma de la anterior, previa consulta a los sectores afectados, y tras los informes técnicos oportunos, este Consejo, en su reunión del día 4 de noviembre de 2009, ha acordado lo siguiente:
Primero. Objeto y ámbito de aplicación.-Esta Instrucción tiene por objeto definir los requisitos que el Consejo de Seguridad Nuclear exige a los titulares de las centrales nucleares para establecer un programa de Inspección en Servicio que garantice que las estructuras, sistemas y componentes (ESC) relacionadas con la seguridad, así como
determinadas ESC relevantes para la seguridad, mantienen su integridad estructural y su capacidad operacional de modo que operen dentro de los límites definidos o, en caso contrario, que los titulares puedan tomar las medidas correctoras necesarias para restablecer las condiciones de seguridad exigidas.
Los requisitos establecidos en la presente Instrucción son aplicables a todas las centrales nucleares durante toda su vida en operación.
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 (BOE n.º 107, del 4 de mayo de 1964). Ley 15/1980, de 22 de abril, de creación del Consejo de Seguridad Nuclear (BOE n.º 1.000, de 25 de abril de 1980).
Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento
sobre Instalaciones Nucleares y radiactivas (BOE n.º 313, del 31 de diciembre de 1999).
Además, dentro del contexto de la presente Instrucción, son de aplicación las siguientes definiciones:
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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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.
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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. Elemento importante para la seguridad. Comprende:
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Aquellas estructuras...
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