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

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Sumario

El art韈ulo 2.a) de la Ley 15/1980, de 22 de abril, de creaci髇 del Consejo de Seguridad Nuclear, 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 revisi髇 1 de la Instrucci髇 IS-10, 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, y teniendo en cuenta la experiencia acumulada desde el momento de su publicaci髇, se ha considerado necesario elaborar una nueva 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 cinco principales objetivos que se persiguen con el proceso de notificaci髇 y de sus informes asociados son:

• – Mantener debidamente informado al Consejo de Seguridad Nuclear de las incidencias de cierta importancia ocurridas en las centrales nucleares espa駉las.
• – Permitir al Consejo de Seguridad Nuclear la adopci髇 de medidas apropiadas en un plazo de tiempo acorde con la situaci髇 real de la instalaci髇, en el caso de que fuera preciso.
• – Identificar las incidencias para las que una central nuclear debe realizar los necesarios an醠isis de experiencia operativa encaminados a evitar la repetici髇 del suceso o de otros similares.
• – Iniciar el proceso de intercambio de experiencia operativa entre centrales, de modo que el resto de titulares puedan adoptar, dentro de sus procesos internos, medidas preventivas o correctoras encaminadas a evitar la ocurrencia de sucesos similares.
• – Permitir la informaci髇 transparente del Consejo de Seguridad Nuclear a la opini髇 p鷅lica y grupos de inter閟 de los sucesos acaecidos en las centrales nucleares espa駉las.

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 de 7 de septiembre de 2023, 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 requerir a los titulares de la autorizaci髇 de explotaci髇 de centrales nucleares, 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 Legislativo 8/2015, de 30 de octubre, por el que se aprueba el Texto Refundido de la Ley General de la Seguridad Social.
• – Real Decreto 1400/2018, de 23 de noviembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre seguridad nuclear en instalaciones nucleares.
• – Real Decreto 1029/2022, de 20 de diciembre, por el que se aprueba el Reglamento sobre protecci髇 de la salud contra los riesgos derivados de la exposici髇 a las radiaciones ionizantes.

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

Activaci髇 del Sistema de Protecci髇 del Reactor: generaci髇 autom醫ica o manual de una se馻l completa de parada autom醫ica del reactor.

Actuaci髇 no programada: es la actuaci髇 de un sistema o componente en respuesta a un fallo propio o incidente real, o su actuaci髇 no prevista en la ejecuci髇 de una prueba o procedimiento 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: es la demanda de actuaci髇 que resulta 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, dise駉, 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 bajo la responsabilidad del titular, cuyo interior est� sometido a una serie de controles, l韒ites y regulaciones.

Fuego: proceso de violenta oxidaci髇 de una materia combustible con desprendimiento de llama, calor o gases.

Incendio: fuego sostenido con capacidad de generar da駉s a las personas, a las instalaciones o al medio ambiente.

Inundaci髇 interior: descarga o entrada imprevista de l韖uido en un cub韈ulo de la central, de tal modo que se cumpla alguna de las siguientes condiciones:

• 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 incontrolada: es aquella liberaci髇 de material o sustancias radiactivas que no est� planificada o que se realiza fuera de los t閞minos en los que se encontraba prevista y documentada.

Parada no programada: es la desconexi髇 del generador principal, que tiene lugar dentro de las setenta y dos horas posteriores al descubrimiento de la causa o condici髇 que dio lugar a la misma.

Vertido de material o sustancia radiactiva: es la liberaci髇 de materiales o sustancias radiactivas, 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 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 (en adelante 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, el titular deber� informar del mismo lo antes posible a la Inspecci髇 Residente de la central.
• 4.3 Los sucesos se notificar醤 siempre que 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 (cuatro horas o veinticuatro horas) incluyendo toda la informaci髇 preliminar disponible hasta ese momento, salvo lo dispuesto en la condici髇 de notificaci髇 4.9. En el caso de los sucesos notificables en el plazo de cuatro horas, se debe enviar siempre una segunda notificaci髇 antes de que transcurran veinticuatro horas, con la informaci髇 ampliada disponible sobre el suceso hasta ese momento.
• 4.5 Para aquellos sucesos notificables que adicionalmente hayan supuesto una declaraci髇 de emergencia que haya sido declarada de acuerdo al PEI de la instalaci髇, no ser� necesario realizar la notificaci髇 a cuatro horas, enviando la primera notificaci髇 a las veinticuatro 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 treinta 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 (en adelante ACR) realizado. En el caso de que al mes de la ocurrencia del suceso no se haya finalizado el ACR, en el informe a treinta d韆s se deber� incluir la fecha prevista de la finalizaci髇 del mismo, que no deber� superar los tres meses contados a partir de la primera notificaci髇 salvo cuando dependa de factores ajenos al control del titular, en cuyo caso se podr� ampliar el plazo hasta un m醲imo de un a駉. La justificaci髇 de esta circunstancia deber� comunicarse al Consejo de Seguridad Nuclear antes de finalizar los tres meses iniciales.
• 4.7 El ACR se deber� realizar para todos los sucesos notificables pudiendo exceptuarse aquellos cuyas causas sean exclusivamente atribuibles a factores ajenos 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 para notificar recogidos en cada criterio de notificaci髇 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 la condici髇 de notificaci髇 4.3, en los que en el momento del descubrimiento de los mismos no est� ya presente ninguna condici髇 que los hiciera notificables, la primera notificaci髇 se realizar� en todos los casos en un plazo m醲imo de veinticuatro horas.
• 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 cuatro horas: degradaciones importantes durante las primeras veinticuatro horas de la evoluci髇 del suceso que alteren sustancialmente el contenido del informe transmitido.

Informe a veinticuatro 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 durante el transcurso 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 treinta 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 notificable confluyan m醩 de un criterio 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 de los criterios que le son aplicables. 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 Consejo de Seguridad Nuclear, durante el proceso de investigaci髇 posterior del suceso, identificara nuevas circunstancias asociadas al suceso que por s� mismas requerir韆n de una notificaci髇, la nueva informaci髇 se podr� incluir en una revisi髇 del primer suceso notificado, utilizando el formato del informe a veinticuatro horas. Una vez finalizado el proceso de revisi髇 y an醠isis, se deber醤 incluir sus conclusiones en la revisi髇 del informe a treinta d韆s que contenga las conclusiones del ACR. Hallazgos posteriores a esta revisi髇 deber醤 ser remitidos como un nuevo suceso notificable.
• 4.13 En el caso de que se presenten discrepancias sobre la aplicabilidad de las condiciones o los criterios de notificaci髇 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 criterio que de modo razonado indiquen los t閏nicos especialistas del Consejo de Seguridad Nuclear. El titular podr� dejar constancia de su discrepancia en el propio informe.
• 4.14 Tras la emisi髇 del informe a veinticuatro 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 Consejo de Seguridad Nuclear no se ha emitido comunicaci髇 contraria. No se podr� reutilizar la numeraci髇 del suceso notificable retirado.

Quinto. Criterios de notificaci髇.

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 queden fuera del alcance de la presente Instrucci髇 (veinticuatro horas).

B. Salud y seguridad laboral.

B.1 Cualquier suceso por el cual una persona haya recibido, o haya podido recibir en una estimaci髇 preliminar, en el interior del emplazamiento y fuera de zona vigilada o controlada, una dosis superior a cualquiera de los l韒ites de dosis establecidos en la reglamentaci髇 espa駉la para los miembros del p鷅lico (veinticuatro horas a partir de la obtenci髇 de los resultados de la estimaci髇 preliminar).

B.2 Cualquier suceso en el cual un trabajador expuesto, persona en formaci髇 o estudiante, haya recibido, o haya podido recibir en una estimaci髇 preliminar, una dosis superior a cualquiera de los l韒ites de dosis para la exposici髇 ocupacional, establecidos en la reglamentaci髇 espa駉la, siempre que no se trate de una exposici髇 especialmente autorizada por el CSN. Se considerar醤 las dosis recibidas por una exposici髇 鷑ica o por exposiciones acumuladas tanto por irradiaci髇 externa como por contaminaci髇 interna (veinticuatro horas a partir de la obtenci髇 de los resultados de la estimaci髇 preliminar).

B.3 Sin contenido.

B.4 Cualquier suceso en el cual un trabajador expuesto haya recibido o haya podido recibir durante su estancia en la central, bien por exposici髇 鷑ica o por exposiciones acumuladas, una dosis no planificada superior al nivel de intervenci髇 para la dosimetr韆 externa, interna o dosis piel debida a contaminaci髇 personal externa para trabajadores expuestos establecido en el Manual de Protecci髇 Radiol骻ica (veinticuatro horas a partir de la obtenci髇 de los resultados de la estimaci髇 preliminar).

B.5 Cualquier accidente de trabajo ocurrido dentro del emplazamiento de la central, 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 (cuatro horas en caso de fallecimiento, veinticuatro 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 incidencia que d� lugar a una liberaci髇 incontrolada de materiales o sustancias radiactivas al exterior del emplazamiento en que la actividad emitida de cualquier is髏opo identificado sea superior al valor indicado en la tabla A de la Instrucci髇 IS-05 (veinticuatro horas).

C.2 Cualquier liberaci髇 incontrolada, dentro del doble vallado y fuera de zona vigilada o controlada, de materiales o sustancias radiactivas que requiera o hubiera requerido la reclasificaci髇 zonal por cualquiera de los criterios de dosis o contaminaci髇 al menos durante ocho horas (veinticuatro horas).

C.3 Cualquier liberaci髇 incontrolada de materiales o sustancias radiactivas, dentro de zona vigilada o controlada, que cumpla alguna de las siguientes condiciones:

• 1. Suponga un incremento de tasa de dosis en contacto mayor o igual a 1 mSv/h y que d� lugar a una reclasificaci髇 de la zona afectada, o suponga un incremento de tasa de dosis en 醨ea de 20 mSv/h (24 h).
• 2. Requiera o hubiera requerido la reclasificaci髇 por contaminaci髇 a zona de permanencia reglamentada o acceso prohibido durante m醩 de ocho horas (veinticuatro horas).
• 3. Suponga o hubiera supuesto 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 diez (veinticuatro horas).

C.4 Cualquier vertido que d� lugar a que la dosis acumulada en los 鷏timos doce meses, calculada con la metodolog韆 recogida en el Manual de C醠culo de Dosis al Exterior, haya superado 1 mSv (veinticuatro horas).

C.5 Cualquier actuaci髇 por se馻l v醠ida de los monitores de efluentes l韖uidos o gaseosos situados en las v韆s de emisi髇 al exterior del emplazamiento que haya supuesto la superaci髇 del valor de tarado derivado del l韒ite instant醤eo recogido en las Especificaciones T閏nicas de Funcionamiento (veinticuatro horas).

C.6 Salida de materiales radiactivos fuera del 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 radiactivos no desclasificados que hayan sido gestionados como no radiactivos, excluyendo los materiales que contengan radionucleidos naturales en su estado natural (veinticuatro horas).

C.7 Descubrimiento deficiencias de dise駉, fabricaci髇, montaje, mantenimiento o procedimientos que hayan dado lugar o podr韆n haber dado lugar a liberaciones incontroladas de material radiactivo al exterior de la instalaci髇 o dentro del doble vallado, fuera de zona vigilada o controlada (veinticuatro horas).

D. Especificaciones T閏nicas de Funcionamiento (en adelante ETF).

D.1 Iniciaci髇 de la secuencia de parada (cuatro horas) o el cambio de modo de operaci髇 (veinticuatro horas), cuando sean requeridos por la acci髇 de la ETF.

D.2 Cualquier entrada en una condici髇 de ETF que requiera iniciar la secuencia de parada o el cambio de modo de operaci髇, cuando no lleguen a ser iniciados (veinticuatro horas).

D.3 Cualquier operaci髇 o condici髇 no permitida por las ETF de la central, incluyendo incumplimientos de ETF del cap韙ulo de caracter韘ticas de dise駉, incumplimientos de los requisitos de vigilancia, incluyendo requisitos de vigilancia incorrectamente recogidos en los procedimientos, excepto cuando se d� alguna de las siguientes circunstancias (cuatro horas):

• a. la especificaci髇 es de naturaleza administrativa, o
• b. el suceso es 鷑icamente un retraso en la ejecuci髇 de una prueba de vigilancia prevista y cumpla todas las condiciones siguientes:
  • – el retraso en la ejecuci髇 de la prueba no ha superado el 25 % del per韔do de vigilancia permitido por las ETF m醩 el tiempo de la acci髇 asociada,
  • – se han tomado medidas para evitar la repetici髇 del retraso,
  • – la prueba se ha realizado dentro del m韓imo entre veinticuatro horas y la frecuencia especificada contadas desde su descubrimiento y ha demostrado que el equipo era capaz de realizar sus funciones de seguridad especificadas, o se va a realizar dentro del m韓imo entre veinticuatro horas y la frecuencia especificada contadas desde su descubrimiento y existe una garant韆 razonable de obtener un resultado positivo en su ejecuci髇.
• 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. los incumplimientos de los requisitos de vigilancia de las ETF por estar incorrectamente recogidos en los procedimientos de prueba, siempre que se haya verificado la condici髇 de operable del equipo afectado dentro del tiempo m韓imo entre veinticuatro horas y la frecuencia especificada, contado a partir del descubrimiento de dicha situaci髇, y no hayan dado lugar a alguna condici髇 prohibida inadvertida por esta causa en los tres 鷏timos a駉s.

En el caso de emergencias declaradas de acuerdo al PEI, el titular debe notificar por este criterio cualquier incumplimiento de las ETF que decida llevar a cabo voluntariamente durante el transcurso de la emergencia, de acuerdo a la Condici髇 de notificaci髇 4.5 (cuatro horas).

D.4 Complementariamente al D3, ser醤 notificables las siguientes situaciones operativas:

• a. requisitos de vigilancia de las ETF incorrectamente recogidos en los procedimientos de prueba, siempre que no hayan dado lugar a alguna condici髇 prohibida inadvertida por esta causa en los tres 鷏timos a駉s.
• b. la superaci髇 del plazo de la acci髇 de la ETF en las determinaciones inmediatas de operabilidad, cuando el resultado sea operable u operable bajo condici髇 an髆ala (veinticuatro horas).

D.5 Superaci髇, aunque sea puntual, del valor de un par醡etro condici髇 l韒ite de operaci髇 de las ETF que pueda afectar a la integridad de las barreras de seguridad, a la funci髇 de 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 (veinticuatro horas).

D.6 Descubrimiento de errores u omisiones en la redacci髇 de las ETF, incluyendo los requisitos de vigilancia, que no garanticen el cumplimiento de las Bases de Licencia asociadas. Se excluyen las especificaciones de naturaleza administrativa (veinticuatro horas).

E. Operaci髇.

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

E.2 Sin contenido.

E.3 Cualquier incidencia en operaciones de recarga o de movimiento de combustible en la que se hayan producido, o se podr韆n haber producido, o se podr韆n producir tras el arranque, da駉s en elementos combustibles o partes de los mismos, o en estructuras internas de la vasija, as� como incidencias en las que haya existido un riesgo de ca韉a de objetos que podr韆n producir el mismo tipo de da駉s (cuatro horas).

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 deben notificar aquellos fuegos o incendios que habr韆n activado dichos sistemas en el caso de haber estado disponibles, o que hayan requerido la actuaci髇 de alg鷑 dispositivo de extinci髇 (cuatro horas).

E.5 Inundaciones interiores en las que se han visto o se podr韆n haber visto afectadas estructuras, sistemas o componentes de seguridad (cuatro horas).

E.6 Cualquier fen髆eno o condici髇 interna que amenace la seguridad de la planta o que impida o dificulte al personal la realizaci髇 de las tareas necesarias para la operaci髇 segura, incluyendo las normas organizativas del personal a turnos recogidas en las ETF (cuatro horas).

E.7 Cualquier otro suceso no recogido en los restantes criterios y que pueda 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 Activaci髇 no programada, autom醫ica o manual, del sistema de protecci髇 del reactor (4 horas con reactor cr韙ico y veinticuatro 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 (veinticuatro 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 (en adelante 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. 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.
    • 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 di閟el de salvaguardias o emergencia (en adelante 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.
    • 9. Los sistemas de la central que act鷄n como protecci髇 contra sobrepresiones en fr韔 [COMS y v醠vulas de seguridad del sistema de extracci髇 de calor residual (RHR)].
    • 10. El sistema de aislamiento y ventilaci髇 de emergencia de la sala de control.

F.3 V醠vula o grupo de v醠vulas, de alivio o de seguridad con actuaci髇 autom醫ica, y que forman parte de sistemas de seguridad o que cumplen alguna funci髇 de seguridad especificada, que durante el desarrollo de un transitorio no hayan abierto o cerrado dentro del rango aceptable de presi髇, incumpliendo con ello sus bases de dise駉 o las del sistema. Las v醠vulas de alivio y de seguridad de los generadores de vapor est醤 incluidas en este criterio. Se excluyen las pruebas de los sistemas (veinticuatro 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 (veinticuatro 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 (cuatro horas).

F.6 Sin contenido.

F.7 Cualquier combinaci髇 de inoperabilidades, producidas por cualquier causa o combinaci髇 de causas, que haya impedido, o que, con una expectativa razonable en el momento de la notificaci髇, podr韆 haber impedido el cumplimiento de la funci髇 de seguridad especificada de un sistema o estructura necesario para (veinticuatro 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 situaci髇 o circunstancia en la que una condici髇 o una causa 鷑ica haya provocado, o que, con una expectativa razonable en el momento de la notificaci髇, podr韆 haber provocado la inoperabilidad de dos o m醩 trenes o canales pertenecientes a un mismo sistema o a diferentes sistemas dise馻dos para (veinticuatro 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.

Este criterio no considera los casos en que las inoperabilidades se deban a fallos subsecuentes o en cascada debidos a dependencias entre sistemas principales y sistemas soporte que son consecuencia natural o esperable del dise駉 aprobado.

F.9 Sin contenido.

G. Otras situaciones de riesgo.

G.1 Cualquier suceso o condici髇 que d� como resultado una situaci髇 no analizada que podr韆 degradar la seguridad de la instalaci髇 (veinticuatro horas).

G.2 Cualquier suceso que pueda resultar en (cuatro horas):

G.2.1 Una merma de duraci髇 superior a seis 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 (en adelante CAT) o el Centro de apoyo a Emergencias (en adelante CAGE).

G.2.2 P閞dida de la capacidad de comunicaci髇 de la central (Sala de Control, CAT y CAGE) con la SALEM o el Centro de Coordinaci髇 Operativa (en adelante 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 Consejo de Seguridad Nuclear, 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 (cuatro horas).

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 (cuatro horas), incluyendo:

• 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 estos se deber� realizar a partir de un umbral situado por debajo de los l韒ites establecidos en el PEI.

Sexto. Exenciones.

Los titulares 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 derogatoria 鷑ica

Queda derogada expresamente la 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 y cuantas disposiciones de igual o inferior rango se opongan a lo dispuesto en la presente Instrucci髇.

LE0000536475_20141219