Atenci髇 norma derogada, ver regulaci髇 posterior

Instrucci髇 IS-10, revisi髇 1, de 30 de julio de 2014, del Consejo de Seguridad Nuclear, por la que se establecen los criterios de notificaci髇 de sucesos al Consejo por parte de las centrales nucleares

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Sumario

LE0000773337_20240203Instrucci髇 IS-10/2014, 30 julio, derogada por la disposici髇 derogatoria 鷑ica de la Instrucci髇 IS-10, revisi髇 2, de 7 de septiembre de 2023, del Consejo de Seguridad Nuclear, por la que se establecen los criterios de notificaci髇 de sucesos al Consejo por parte de las centrales nucleares (獴.O.E.� 3 octubre), el 3 de febrero de 2024.

El art韈ulo 2.a) de la ley 15/1980, de 22 de abril, de creaci髇 del Consejo de Seguridad Nuclear (en adelante CSN), atribuye a este ente p鷅lico la facultad de 玡laborar y aprobar las Instrucciones, Circulares y Gu韆s de car醕ter t閏nico relativas a las instalaciones nucleares y radiactivas y a las actividades relacionadas con la seguridad nuclear y la protecci髇 radiol骻ica�.

Tras la publicaci髇 de la Instrucci髇 IS-10, de 25 de julio de 2006, del Consejo de Seguridad Nuclear, por la que se establecen los criterios de notificaci髇 de sucesos al Consejo por parte de las centrales nucleares, y teniendo en cuenta la experiencia acumulada desde el momento de su publicaci髇, se ha considerado necesario elaborar una revisi髇 de la citada Instrucci髇 con el fin de facilitar y clarificar la notificaci髇 de sucesos acaecidos en centrales nucleares, modificando tanto las condiciones generales de notificaci髇, como los tipos de sucesos a notificar.

Los tres principales objetivos que se persiguen con el proceso de notificaci髇 y de sus informes asociados son:

• – Informar al CSN de las incidencias ocurridas en las centrales del territorio nacional.
• – Permitir la actuaci髇 r醦ida del CSN, en caso de que fuera preciso.
• – Facilitar el proceso de intercambio de experiencia operativa entre centrales.

En virtud de lo anterior, y de conformidad con la habilitaci髇 legal prevista en el art韈ulo 2.a) de la Ley 15/1980, de 22 de abril, de creaci髇 del Consejo de Seguridad Nuclear, previa consulta de los sectores afectados, y tras los informes t閏nicos oportunos.

Este Consejo, en su reuni髇 del 30 de julio de 2014, ha acordado lo siguiente:

Primero. Objeto y 醡bito de aplicaci髇.

Esta Instrucci髇 tiene por objeto establecer los criterios que aplica el Consejo de Seguridad Nuclear para exigir a los titulares de centrales nucleares en operaci髇 la notificaci髇 de los sucesos ocurridos en las mismas que puedan tener relaci髇 con la seguridad nuclear o la protecci髇 radiol骻ica.

A todos los efectos est醤 excluidos del alcance de esta Instrucci髇 los sucesos relacionados con protecci髇 f韘ica, los cuales se someten a su normativa espec韋ica.

Segundo. Definiciones.

Las definiciones de los t閞minos y conceptos utilizados en la presente Instrucci髇 del Consejo de Seguridad Nuclear se corresponden con las contenidas en las siguientes disposiciones:

• • Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energ韆 Nuclear.
• • Ley 15/1980, de 22 de abril, de Creaci髇 del Consejo de Seguridad Nuclear.
• • Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas.
• • Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el que se aprueba el Reglamento sobre Protecci髇 Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes.
• • Real Decreto Legislativo 1/1994, de 20 de junio, por el que se aprueba el Texto Refundido de la Ley General de la Seguridad Social.

Adem醩, en el contexto de la presente Instrucci髇, son de aplicaci髇 las siguientes definiciones:

• Actuaci髇 no programada:

  Es la actuaci髇 en respuesta a un incidente real, o la actuaci髇 no prevista de sistemas como parte de una prueba previa o procedimiento normal de la central.

• Barreras de seguridad:

  Son:

  • a) La matriz cer醡ica y la vaina del combustible nuclear.
  • b) La barrera de presi髇 del sistema de refrigeraci髇 del reactor.
  • c) La contenci髇.
• Demanda de actuaci髇 v醠ida:

  Son aquellas demandas de actuaci髇 que resultan de una se馻l v醠ida o de una acci髇 manual intencionada.

  Se馻l v醠ida es aquella que se inicia en respuesta a condiciones reales de planta o a par醡etros que satisfacen los requisitos para la iniciaci髇 de la funci髇 de seguridad del sistema.

• Documentos y registros a conservar:

  Documentos y registros, relacionados con la seguridad nuclear o la protecci髇 radiol骻ica, generados durante las fases de estudio de emplazamiento, construcci髇, explotaci髇 y desmantelamiento de una instalaci髇 nuclear, que deben ser archivados en condiciones adecuadas, durante un determinado periodo de tiempo especificado.

• Emplazamiento:

  Espacio de terreno en que se ubica una instalaci髇 autorizada, delimitado y propiedad del titular, cuyo interior est� sometido a una serie de controles, l韒ites y regulaciones.

• Estructuras, sistemas y componentes de seguridad:

  Son aquellos a cuyo funcionamiento se da cr閐ito en los an醠isis de accidentes base de dise駉 para:

  • 1. Llevar la instalaci髇 a una condici髇 segura y mantenerla en dicha condici髇 a largo plazo.
  • 2. Limitar las consecuencias radiol骻icas de los sucesos operativos previstos y de los accidentes base de dise駉 dentro de sus l韒ites especificados.
• Extrav韔:

  No encontrarse algo en su sitio e ignorarse su paradero.

• Fuego:

  Proceso de violenta oxidaci髇 de una materia combustible con desprendimiento de llama, calor o gases.

• Incendio:

  Inflamaci髇 r醦ida de materias combustibles con abundancia de comburente originada por un fuego o un foco de ignici髇.

• Inundaci髇 interna:

  Descarga imprevista de l韖uido en un cub韈ulo de la central, de tal modo que se cumpla alguno de los siguientes criterios:

  • 1. Se extiende fuera del cub韈ulo donde se origin�.
  • 2. Alcanza por cota o rociado elementos o cabinas met醠icas de sistemas el閏tricos y de instrumentaci髇.
  • 3. El nivel de l韖uido supera el 50% de la altura de la bancada de componentes mec醤icos.
  • 4. El nivel de l韖uido supera el 50% de la altura a la que se encuentran situados instrumentos, excepto los de detecci髇 de nivel de aguas.
• Liberaci髇 de material o sustancia radiactiva:

  Es la emisi髇 de materiales o sustancias radiactivas al exterior de sus l韒ites de confinamiento, a trav閟 de v韆s previstas o no previstas para tal fin.

• Liberaci髇 no planificada:

  Es aquella liberaci髇 de material o sustancias radiactivas que no est� prevista o documentada.

• Liberaci髇 incontrolada:

  Es aquella liberaci髇 de material o sustancias radiactivas que se realiza fuera de los t閞minos en los que se encontraba prevista y documentada.

• L韒ite derivado de concentraci髇 en aire:

  Concentraci髇 de actividad en aire inhalado, que de ser respirado por el hombre-patr髇 durante un a駉 laboral de 2.000 horas de trabajo, da lugar a una incorporaci髇 igual al l韒ite de incorporaci髇 anual. Se expresa en Becquerelios por metro c鷅ico (Bq/m3).

• Parada no programada:

  Es aquella parada de la central, entendiendo por tal la desconexi髇 de la central de la red el閏trica, que tiene lugar dentro de las 72 horas posteriores al descubrimiento de la causa o condici髇 que dio lugar a la misma.

• Potencia t閞mica nominal:

  Es la potencia t閞mica, tal y como se define en las Especificaciones T閏nicas de Funcionamiento de las centrales nucleares.

• Vertido de material o sustancia radiactiva:

  Es la emisi髇 de materiales o sustancias radiactivas al exterior de sus l韒ites de confinamiento, a trav閟 de v韆s previstas en los procedimientos de la central para tal fin.

Tercero. Responsabilidad de los titulares.

Es responsabilidad de los titulares de las centrales nucleares, cumplir los requisitos establecidos en la presente Instrucci髇, en los plazos y formas en ella previstas.

Cuarto. Condiciones de notificaci髇.

El titular de una central nuclear debe seguir las siguientes condiciones para la notificaci髇 de sucesos al Consejo de Seguridad Nuclear:

• 4.1 Los sucesos a notificar son los que se detallan en el art韈ulo quinto de esta Instrucci髇, independientemente de que se hayan notificado previamente al Consejo de Seguridad Nuclear como consecuencia de la declaraci髇 de una situaci髇 de emergencia de las definidas en el Plan de Emergencia Interior (PEI) de la central. Adem醩 de lo anterior, se notificar醤 siempre aquellos sucesos que pudieran tener, a juicio del explotador, importancia para la seguridad.
• 4.2 Los sucesos deben notificarse al Consejo de Seguridad Nuclear por un m閠odo fehaciente; preferentemente y por este orden, mediante registro telem醫ico, fax, o registro; y, adem醩, informar del mismo lo antes posible a la Inspecci髇 Residente de la central.
• 4.3 Los sucesos se notificar醤 incluso cuando el hecho a notificar haya tenido lugar durante los tres a駉s anteriores a su descubrimiento.
• 4.4 Los sucesos se deben notificar al Consejo de Seguridad Nuclear, seg鷑 los formatos del anexo I y II, lo antes posible, y en el plazo m醲imo que se indica entre par閚tesis en cada uno de ellos (1 hora o 24 horas) incluyendo la informaci髇 preliminar disponible hasta ese momento, salvo lo dispuesto en el apartado 4.9. En el caso de los sucesos notificables en el plazo de una hora, se debe enviar siempre una segunda notificaci髇 antes de que transcurran 24 horas, con la informaci髇 disponible sobre el suceso hasta ese momento.
• 4.5 Para aquellos sucesos notificables que adicionalmente hayan supuesto una declaraci髇 de emergencia, no ser� necesario realizar la notificaci髇 a una hora, enviando la primera notificaci髇 a las 24 horas de haberse desactivado el PEI en el formato correspondiente.
• 4.6 En todos los casos, incluyendo situaciones de emergencia y en un plazo m醲imo de 30 d韆s, debe remitirse al Consejo de Seguridad Nuclear un informe sobre el suceso, seg鷑 formato del anexo III, con la informaci髇 obtenida durante el tiempo transcurrido desde la ocurrencia de 閟te, con especial 閚fasis en los fallos concurrentes y las acciones correctivas, indicando una fecha estimada de implantaci髇. Este informe, o una revisi髇 del mismo, deber� incluir las conclusiones derivadas del an醠isis de causa ra韟 (ACR) realizado. En el caso de que al mes de la ocurrencia del suceso no se haya finalizado el ACR, en el informe a 30 d韆s se deber� incluir la fecha prevista de la finalizaci髇 del mismo.
• 4.7 El ACR se deber� realizar para todos los sucesos notificables pudiendo exceptuarse aquellos cuyas causas sean exclusivamente atribuibles a factores externos al control del titular y que no hayan tenido consecuencias an髆alas (fallos o errores humanos) en la operaci髇 de la central nuclear. El ACR deber� ser realizado con metodolog韆s internacionalmente reconocidas y con un alcance conmensurado a su importancia para la seguridad.
• 4.8 Salvo que se indique lo contrario en el art韈ulo quinto, los plazos deben contarse desde el mismo momento del descubrimiento de la ocurrencia del hecho que da lugar a la notificaci髇; siendo la obligaci髇 de notificar continua, persistiendo en el tiempo aun cuando no se hayan cumplido los plazos establecidos para cada tipo de suceso.
• 4.9 Para aquellos sucesos notificables seg鷑 el apartado 4.3, en los que el hecho a notificar haya tenido lugar con m醩 de siete d韆s de antelaci髇 a su descubrimiento, y que en el momento del descubrimiento del mismo no est� ya presente ninguna condici髇 que lo haga notificable, no ser� necesaria la notificaci髇 en los t閞minos indicados en el apartado 4.4, pudiendo realizarse la primera notificaci髇 seg鷑 lo establecido en el apartado 4.6; salvo que la importancia del suceso, a juicio del titular o del CSN, aconseje realizar una primera notificaci髇 a m醩 corto plazo.
• 4.10 Adem醩 de las notificaciones en los distintos plazos mencionados, se deber� notificar inmediatamente cualquier degradaci髇 adicional en el nivel de seguridad de la central o empeoramiento de sus condiciones; los resultados de las evaluaciones de estas condiciones; la efectividad de la respuesta o de las acciones correctivas adoptadas; inexactitudes o errores que modifiquen el contenido de informes anteriores; e informar sobre cualquier comportamiento de la central no entendido por el titular.

  En consecuencia, los informes remitidos al Consejo de Seguridad Nuclear ser醤 objeto de una nueva revisi髇 para informar de las siguientes circunstancias:

  • Informe a una hora:
    • Degradaciones importantes durante las primeras 24 horas de la evoluci髇 del suceso que alteren sustancialmente el contenido del informe transmitido.
  • Informe a 24 horas:
    • Degradaciones adicionales ocurridas durante el suceso, de las que no se haya informado previamente.
    • Evoluci髇 desfavorable, no prevista, o no entendida, de las condiciones de la planta como consecuencia directa del suceso.
    • Descubrimiento de condiciones adicionales a las notificadas inicialmente, detectadas durante la investigaci髇 posterior del titular, que ampl韆n el alcance del mismo hecho notificado.
  • Informe a 30 d韆s:
    • Conclusiones de los ACR.
    • Conclusiones finales del proceso de revisi髇, an醠isis e investigaci髇 abierto tras la emisi髇 de un informe de suceso notificable.
    • Aspectos incompletos o no adecuadamente cubiertos que deban ser comunicados.
    • Modificaci髇 o eliminaci髇 de las acciones correctivas comprometidas en informes previos incluyendo una justificaci髇.

  El Consejo de Seguridad Nuclear podr� requerir en cualquier momento, y de modo razonado, informaci髇 adicional sobre un suceso, o la revisi髇 de los informes correspondientes.

• 4.11 En el caso de que en un mismo hecho confluyan m醩 de un tipo de suceso de los recogidos en el art韈ulo quinto, s髄o ser� necesario hacer una notificaci髇 y en los informes asociados se deber� indicar tal circunstancia marcando todas las casillas correspondientes. El plazo de notificaci髇 ser� el menor de los plazos de los sucesos aplicables.
• 4.12 En el caso de que el titular, como consecuencia directa de una notificaci髇 al CSN, durante los procesos de revisi髇 y an醠isis del suceso, identificara nuevas circunstancias que por s� mismas requerir韆n de una notificaci髇 adicional por el mismo tipo de suceso, la nueva informaci髇 se podr� incluir en una revisi髇 del primer suceso notificado, utilizando el formato del informe a 24 horas. Una vez finalizado el proceso de revisi髇 y an醠isis, se deber醤 incluir sus conclusiones en una revisi髇 final del informe a 30 d韆s, explicitando tal condici髇 de finalizaci髇 en la misma. Hallazgos posteriores a esta revisi髇 deber醤 ser remitidos como un nuevo suceso notificable.
• 4.13 Asimismo cuando el titular, como consecuencia de la realizaci髇 de programas de revisi髇 sistem醫ica, comunicados previamente al CSN, identifique diversos sucesos que deban ser objeto de notificaci髇, dichos sucesos se podr醤 incluir en sucesivas revisiones del informe del suceso inicial, con las condiciones recogidas en el apartado 4.12.
• 4.14 En el caso de que se presenten discrepancias sobre la aplicabilidad de los criterios de notificaci髇 o de los distintos tipos de sucesos entre el Consejo de Seguridad Nuclear y el titular, prevalecer� el criterio del Consejo de Seguridad Nuclear y la notificaci髇 se har� de acuerdo al tipo de suceso que de modo razonado indique el Consejo de Seguridad Nuclear. El titular podr� dejar constancia de su discrepancia en el propio informe.
• 4.15 Tras la emisi髇 del informe a 24 horas, el titular podr� comunicar al Consejo de Seguridad Nuclear la retirada de un suceso notificable cuando, como consecuencia de la obtenci髇 de informaci髇 adicional, se demuestre que no se dieron las circunstancias para la notificaci髇. En la comunicaci髇 para la retirada de un suceso notificable se deber醤 justificar las razones por las que se solicita su retirada, y se considerar� aceptada t醕itamente si transcurrido el plazo de tres meses desde su recepci髇 en el CSN no se ha emitido comunicaci髇 contraria. No se podr� reutilizar la numeraci髇 del suceso notificable retirado.

Quinto. Tipos de Sucesos notificables.

A. Registros.

A.1 Destrucci髇, p閞dida, extrav韔 o alteraci髇 indebida de documentos y registros a conservar, salvo que afecte a documentos clasificados, que quedan fuera del alcance de la presente Instrucci髇 (24 horas).

B. Salud y seguridad laboral.

B.1 Cualquier suceso en el cual una persona que no siendo trabajador expuesto haya podido recibir en el emplazamiento, en una estimaci髇 preliminar, una dosis por irradiaci髇 externa o por contaminaci髇 interna que sobrepasar韆 cualquiera de los l韒ites de dosis establecidos por la legislaci髇 o la reglamentaci髇 espa駉las para los miembros del p鷅lico (una hora contada a partir de la obtenci髇 de los resultados de la estimaci髇 preliminar).

B.2 Cualquier suceso en el cual un trabajador expuesto haya podido recibir, en una estimaci髇 preliminar, una dosis por irradiaci髇 externa o por contaminaci髇 interna que sobrepasar韆 en una exposici髇 鷑ica, cualquiera de los l韒ites establecidos por la legislaci髇 o la reglamentaci髇 espa駉las, incluyendo los l韒ites establecidos para colectivos y situaciones especiales (una hora contada a partir de la obtenci髇 de los resultados de la estimaci髇 preliminar).

B.3 Cualquier suceso en el cual un trabajador expuesto haya superado por exposiciones acumuladas y en una estimaci髇 preliminar, cualquiera de los l韒ites establecidos por la legislaci髇 o la reglamentaci髇 espa駉las (24 horas).

B.4 Cualquier suceso en el cual un trabajador expuesto haya superado de forma no planificada durante su estancia en la central, bien por exposici髇 鷑ica o por exposiciones acumuladas, la restricci髇 operacional de dosis efectiva (20 mSv en un a駉) (24 horas).

B.5 Cualquier accidente de trabajo ocurrido dentro del doble vallado perimetral, en el que una persona, haya fallecido o haya tenido que ser evacuada de la instalaci髇 por causa grave o muy grave a fin de recibir tratamiento m閐ico. La calificaci髇 del accidente se asignar� en funci髇 del diagn髎tico m閐ico laboral que se realice al accidentado (una hora en caso de fallecimiento, 24 horas en caso de accidente grave desde la obtenci髇 del diagn髎tico m閐ico).

C. Vertidos y liberaciones de materiales o sustancias radiactivas.

C.1 Cualquier liberaci髇 no planificada o incontrolada de materiales o sustancias radiactivas al exterior del emplazamiento que potencialmente pudiera suponer una dosis al p鷅lico superior a 1 礢v (una hora).

C.2 Incremento de tasa de dosis o liberaci髇 no planificada o incontrolada de materiales o sustancias radiactivas, dentro del emplazamiento y fuera de zona radiol骻ica, que origine un nivel de clasificaci髇 superior al prescrito para zona de libre acceso, es decir (24 horas):

• a. Tasas de dosis superiores a 0.5 礢v/h, o
• b. Presencia de contaminaci髇 superficial desprendible, o
• c. Presencia de contaminaci髇 ambiental.

No se notificar醤 aquellas situaciones en las que se tenga identificado el momento de la liberaci髇 y se haya recuperado el nivel de clasificaci髇 de zona de libre acceso en menos de 12 horas desde el momento de la liberaci髇.

C.3 Incremento de tasa de dosis o liberaci髇 no planificada o incontrolada de materiales o sustancias radiactivas, dentro de zona radiol骻ica (zona vigilada y/o controlada) que originen un nivel de clasificaci髇 superior en dos niveles al prescrito, es decir, la superaci髇 de los valores de dos filas de la siguiente tabla (24 horas):

No se notificar醤 aquellas situaciones en las que se tenga identificado el momento de la liberaci髇 y se haya recuperado el nivel de clasificaci髇 anterior en menos de 12 horas desde el momento de la liberaci髇.

Adicionalmente deber� ser notificada cualquier liberaci髇 no planificada o incontrolada, o la detecci髇, dentro de zona radiol骻ica de materiales o sustancias radiactivas que suponga:

• a) un incremento de tasa de dosis superior a 50mSv/h. No se notificar醤 aquellas situaciones en las que se tenga identificado el momento de la liberaci髇 o aumento de la tasa de dosis y se haya recuperado la situaci髇 anterior en menos de 12 horas desde el momento de la liberaci髇. (24h)
• b) la aplicaci髇 de medidas de protecci髇 o de vigilancia especial a los trabajadores que no hayan estado previstas y que afecten a un n鷐ero de personas igual o superior a 10 (24 horas).

C.4 Cualquier vertido que d� lugar a que la dosis acumulada en los 鷏timos 12 meses haya superado los 100 礢v (24 horas).

C.5 Cualquier vertido al exterior del emplazamiento que haya supuesto la superaci髇 de alguno de los valores de tarado de los monitores de efluentes l韖uidos o gaseosos, derivados de los l韒ites instant醤eos recogidos en las Especificaciones T閏nicas de Funcionamiento (una hora).

C.6 Salida de materiales o sustancias radiactivas fuera el emplazamiento que incumpla o haya incumplido cualquiera de los l韒ites de intensidad de radiaci髇 o de contaminaci髇 establecidos en la reglamentaci髇 espa駉la de transporte de mercanc韆s peligrosas, o detecci髇 de materiales o sustancias radiactivas no desclasificados que hayan salido de la central gestionados como no radiactivos, excluyendo los materiales que contengan radionucleidos naturales en su estado natural (24 horas).

D. Especificaciones T閏nicas de Funcionamiento (ETFs).

D.1 Iniciaci髇 de la secuencia de parada, cuando esta sea requerida por las Especificaciones T閏nicas de Funcionamiento (una hora).

D.2 Cualquier entrada en una condici髇 de Especificaciones T閏nicas de Funcionamiento que requiera iniciar la secuencia de parada, cuando no llegue a ser iniciada (24 horas).

D.3. Cualquier operaci髇 o condici髇 no permitida por las Especificaciones T閏nicas de Funcionamiento de la central (una hora), excepto cuando:

• a. la especificaci髇 sea de naturaleza administrativa, o
• b. el suceso sea 鷑icamente un retraso en la ejecuci髇 de una prueba de vigilancia, la prueba se realiz� dentro de las 24 horas de su descubrimiento y demostr� que el equipo era capaz de realizar sus funciones de seguridad especificadas, o se va a realizar dentro de las 24 horas de su descubrimiento y existe una garant韆 razonable de obtener un resultado positivo en su ejecuci髇 y, adicionalmente, se tomaron medidas para evitar la repetici髇 del retraso, o
• c. las especificaciones se revisaron antes de descubrir el suceso, de modo que la operaci髇 o condici髇 ya no est� prohibida en el momento del descubrimiento del mismo.

D.4 Incumplimiento de un requisito o exigencia de vigilancia de las Especificaciones T閏nicas de Funcionamiento; esto es, no llegar a realizarlo en plazo o forma, salvo que se haya declarado el incumplimiento de la condici髇 l韒ite de operaci髇 correspondiente antes de la expiraci髇 del plazo especificado (24 horas).

D.5 Superaci髇 del valor de un par醡etro condici髇 l韒ite de operaci髇 de las Especificaciones T閏nicas de Funcionamiento que pueda afectar a las barreras de seguridad o a los sistemas necesarios para el control de la reactividad o la distribuci髇 de potencia en el n鷆leo. No se notificar醤 aquellas superaciones previstas durante la realizaci髇 de una prueba programada (24 horas).

E. Operaci髇.

E.1 Parada no programada de la central. Para considerar una parada como programada, se deber� haber recibido en la Sala de Emergencias del CSN (SALEM) el fax correspondiente en el que se indique el momento previsto de la parada con una antelaci髇 superior a 72 horas. En el fax se deber� indicar adem醩 la causa o el valor l韒ite del par醡etro afectado cuya superaci髇 provocar韆 la parada (una hora).

E.2 Respuesta, autom醫ica o manual, a un suceso o condici髇, aunque est� recogido en los an醠isis de seguridad, y en la que se podr韆 haber producido reducciones significativas en los m醨genes de seguridad. Ejemplos: criticidad imprevista, diluci髇 inadvertida, despresurizaci髇 incontrolada o enfriamiento imprevisto del sistema de refrigerante del reactor (una hora).

E.3 Cualquier suceso o condici髇 que afecte a la central y que suponga o haya supuesto un potencial impacto sobre su seguridad, incluyendo la degradaci髇 de alguna barrera de seguridad. Ejemplos: Ca韉a de un elemento combustible, o parte activa del mismo, indicaci髇 de que se han producido fallos en las varillas de combustible que exceden los valores esperados o que son causados por factores no esperados; defectos inaceptables en materiales o soldaduras de la barrera de presi髇, incluyendo los tubos del generador de vapor; p閞dida de la funci髇 o integridad de la contenci髇; transitorios anormales de temperatura o presi髇 del refrigerante del reactor; corrosi髇 generalizada o anormal en sistemas de seguridad (una hora).

E.4 Fuegos e incendios que activen los correspondientes sistemas de detecci髇, siempre que ocurran en, 醨eas de fuego en las que se encuentren estructuras, sistemas o componentes de seguridad o necesarios para la parada segura en caso de incendio. En caso de inoperabilidad de los sistemas de detecci髇, se deber醤 notificar aquellos fuegos o incendios que hubieran activado dichos sistemas en el caso de estar disponibles, o que hayan requerido la actuaci髇 de alg鷑 dispositivo de extinci髇 (una hora).

E.5 Inundaciones internas en las que podr韆n haberse visto afectadas estructuras, sistemas o componentes de seguridad (una hora).

E.6 Cualquier fen髆eno o condici髇 interna que amenace la seguridad de la planta o que impida o dificulte significativamente al personal la realizaci髇 de las tareas necesarias para la operaci髇 segura, incluyendo liberaci髇 de gases t髕icos o inflamables, liberaci髇 de sustancias radiactivas, incendios o explosiones en el emplazamiento (una hora).

E.7 Cualquier otro suceso no recogido en los puntos anteriores y que pudiera tener, a juicio del explotador, importancia para la seguridad. En funci髇 de su importancia el suceso deber� ser notificado en el menor plazo posible.

F. Sistemas de seguridad.

F.1 Actuaci髇 no programada, autom醫ica o manual, del sistema de protecci髇 del reactor (una hora con reactor cr韙ico y 24 horas con reactor subcr韙ico).

F.2. Cualquier suceso o condici髇 que provoque la demanda de actuaci髇, manual o autom醫ica, de alguno de los sistemas listados en este criterio (24 horas), excepto cuando:

• a. La demanda de actuaci髇 se produzca como parte de una secuencia planificada durante pruebas o durante la operaci髇 del reactor o,
• b. La demanda de actuaci髇 es no v醠ida y;
  • i. Ocurri� mientras el sistema estaba fuera de servicio de forma correcta; o
  • ii. Ocurri� despu閟 de que la funci髇 de seguridad hubiera sido ya completada.

Los sistemas a los que aplica este criterio son los siguientes:

• 1. Las se馻les de aislamiento de contenci髇 que afectan a v醠vulas de aislamiento de la contenci髇 de m醩 de un sistema o a varias v醠vulas de aislamiento de vapor principal (MSIV).
• 2. Sistemas de refrigeraci髇 de emergencia del n鷆leo (ECCS) de reactores tipo PWR, incluyendo sistemas de inyecci髇 de alta, media y baja presi髇 y la funci髇 de inyecci髇 a baja presi髇 del sistema de extracci髇 de calor residual.
• 3. Sistemas de refrigeraci髇 de emergencia del n鷆leo (ECCS) de reactores tipo BWR, incluyendo los sistemas de aspersi髇 del n鷆leo de alta y baja presi髇, los sistemas de inyecci髇 de refrigerante a alta y baja presi髇 y la funci髇 de inyecci髇 de refrigerante a baja presi髇 del sistema de extracci髇 de calor residual.
• 4. En reactores BWR, el sistema de refrigeraci髇 con el n鷆leo aislado y el condensador de aislamiento.
• 5. En reactores PWR, el sistema de agua de alimentaci髇 auxiliar o de emergencia.
• 6. El sistema de extracci髇 de calor y sistemas de despresurizaci髇 de la contenci髇, incluyendo sistemas de aspersi髇 de la contenci髇 y sistemas de refrigeraci髇 mediante ventiladores de emergencia.
• 7. Sistemas el閏tricos de corriente alterna de emergencia, incluyendo generadores diesel de emergencia (GD), otras instalaciones el閏tricas usadas en lugar de GD y el GD divisi髇 III dedicado de los BWR.
• 8. Sistemas de agua de servicios de emergencia que no est醤 normalmente en servicio y que tiene como una de sus funciones la del 鷏timo sumidero de calor.

F.3 V醠vula de seguridad, o grupo de v醠vulas de seguridad, en sistemas de seguridad, incluyendo los generadores de vapor, que durante el desarrollo de un transitorio no han abierto o cerrado dentro del rango admisible de presi髇, incumpliendo con ello las bases de dise駉 del sistema. Se excluyen las pruebas de los sistemas (24 horas).

F.4 Ausencia de refrigeraci髇 forzada de la piscina de los elementos combustibles gastados durante un per韔do superior a una hora, excepto cuando sea debida a una secuencia programada (24 horas).

F.5 Desbordamiento o disminuci髇 imprevista del nivel por debajo del nivel m韓imo requerido, de la piscina de combustible o de la cavidad del reactor (una hora).

F.6 Este n鷐ero queda deliberadamente sin contenido.

F.7 Cualquier suceso o condici髇, incluyendo el descubrimiento de deficiencias de dise駉, construcci髇, montaje, operaci髇, mantenimiento, an醠isis de seguridad, m閠odos anal韙icos, actuaci髇 del personal de la planta, o en los procedimientos de operaci髇, que pudiera haber impedido, con una expectativa razonable en el momento de la notificaci髇 el cumplimiento de la funci髇 de seguridad especificada de estructuras o sistemas necesarios para (24 horas):

• Parar el reactor y mantenerlo en una condici髇 de parada segura.
• Extraer el calor residual.
• Controlar la emisi髇 de material radiactivo.
• Mitigar las consecuencias de un accidente base de dise駉.

F.8 Cualquier suceso en el que una causa o condici髇 鷑ica provoca, al menos, la inoperabilidad de un tren o canal independiente en m鷏tiples sistemas, o la inoperabilidad de dos trenes o canales independientes de un solo sistema dise馻do para (24 horas):

• Parar el reactor y mantenerlo en una condici髇 de parada segura.
• Extraer el calor residual.
• Controlar la emisi髇 de material radiactivo.
• Mitigar las consecuencias de un accidente base de dise駉.

F.9 Cualquier suceso o condici髇 que, como resultado de una causa 鷑ica, podr韆 haber impedido el cumplimiento de una funci髇 de seguridad especificada de dos o m醩 trenes o canales en diferentes sistemas necesarios para (24 horas):

• Parar el reactor y mantenerlo en una condici髇 de parada segura.
• Extraer el calor residual.
• Controlar la emisi髇 de material radiactivo.
• Mitigar las consecuencias de un accidente base de dise駉.

Se incluyen errores en procedimientos, fallos de equipos, y descubrimiento de deficiencias de dise駉, an醠isis, fabricaci髇, construcci髇 o procedimientos inadecuados. Se excluyen dependencias entre trenes o canales que son consecuencia natural o esperable del dise駉 aprobado, as� como degradaciones o desgastes normales y esperados.

G. Otras situaciones de riesgo.

G.1 Descubrimiento de condiciones no analizadas de la central que pudieran degradar significativamente la seguridad (24 horas).

G.2 Cualquier suceso que pudiera resultar en (una hora):

• G.2.1 Una merma significativa y de duraci髇 superior a 6 horas de la capacidad de la que dispondr韆 el titular para evaluar la situaci髇 real de la planta en caso de que se produjera una emergencia, incluyendo la p閞dida de:
  • a. Monitores, alarmas e indicaciones de planta necesarios para la evaluaci髇 de situaciones de emergencia, o
  • b. Instalaciones previstas para la respuesta a emergencias, como por ejemplo el Centro de Apoyo T閏nico (CAT) o el Centro de apoyo a Emergencias (CAGE).
• G.2.2 P閞dida significativa de la capacidad de comunicaci髇 de la central (Sala de Control o CAT) con la SALEM o el Centro de Coordinaci髇 Operativa (CECOP), entendi閚dose por tal, la p閞dida durante un periodo superior a seis horas, o de veinticuatro horas en caso de indisponibilidad planificada y comunicada al CSN, de alguno de los siguientes medios:
  • a. Toda la redundancia del sistema de transmisi髇 玠edicado� de datos.
  • b. Toda la redundancia del sistema de comunicaci髇 玠edicada� de voz.

No se notificar醤 las p閞didas de comunicaci髇 cuando la causa sea debida al funcionamiento de la SALEM.

G.3. Ocurrencia de un suceso o condici髇 que requiera la realizaci髇 de actividades relacionadas con la seguridad, no previstas en los procedimientos de la central (una hora).

H. Sucesos externos.

H.1 Cualquier fen髆eno natural o condici髇 externa a la central que suponga un potencial impacto sobre su seguridad o disminuya la capacidad del personal de explotaci髇 para operar la central de modo seguro (una hora). Ejemplos:

• a. Da駉s en presas que pudieran amenazar la integridad de la central.
• b. Vientos o precipitaciones superiores a un valor establecido por el titular que no ser� inferior al 90% del valor que activar韆 el PEI.
• c. Incendio no controlado a menos de 5 km del emplazamiento.
• d. Liberaci髇 de sustancias t髕icas, explosivas o peligrosas a menos de 5 km del emplazamiento y cuyo avance podr韆 afectar al funcionamiento de la central.
• e. Explosiones imprevistas y cercanas al emplazamiento (radio 8 km de la central).
• f. Inundaciones que pudieran alcanzar la cota inferior de cualquier edificio del emplazamiento o de alguno de los parques el閏tricos.
• g. Sismos que superan el valor umbral de alarma de la instrumentaci髇 de la central.
• h. Ca韉a de una aeronave a motor a menos de 2 km del emplazamiento.
• i. Tr醘ico a閞eo anormal sobre el emplazamiento.
• j. Huelgas que afecten a las condiciones de operaci髇 de la central o a su seguridad.

Para aquellos sucesos externos que puedan suponer la activaci髇 del PEI, la notificaci髇 de los mismos se deber� realizar a partir de un umbral situado por debajo de los l韒ites establecidos en el PEI.

Sexto. Exenciones.

Los titulares de las centrales nucleares podr醤 pedir la exenci髇 temporal, total o parcial, del cumplimiento de alguno de los requisitos recogidos en la normativa aplicable en el 醡bito de esta Instrucci髇, justificando adecuadamente las razones de su solicitud y se馻lando la forma alternativa en que se cumplir醤 dichos requisitos, con el fin de mantener un adecuado nivel de calidad y seguridad.

S閜timo. Infracciones y sanciones.

La presente Instrucci髇 del Consejo de Seguridad Nuclear tiene car醕ter vinculante de conformidad con lo establecido en el art韈ulo 2.a) de la Ley 15/1980, de 22 de abril, de creaci髇 del Consejo de Seguridad Nuclear, por lo que su incumplimiento ser� sancionado seg鷑 lo dispuesto en el cap韙ulo XIV (art韈ulos 85 a93) de la Ley 25/1964, de 29 de abril, sobre Energ韆 Nuclear.

Disposici髇 transitoria 鷑ica Notificaci髇 de sucesos relacionados con la protecci髇 f韘ica

La Instrucci髇 de 25 de julio de 2006, del Consejo de Seguridad Nuclear, n鷐ero IS-10, permanecer� aplicable en sus art韈ulos primero y quinto, sucesos notificables A1 y C7, en lo que concierne a la obligaci髇 de notificar sucesos relacionados con la protecci髇 f韘ica, en tanto en cuanto no entre en vigor la Instrucci髇 de Seguridad del Consejo de Seguridad Nuclear que los regule espec韋icamente.

LE0000236415_20061104